Geschichte der Reaktorentwicklung

 

Hinweis: Die folgende Abhandlung ist stilistisch eher feuilletonistischer Art und bezieht sich nicht auf den Dual Fluid Reaktor (DFR). Dennoch ist sie sachlich korrekt und führt auf den DFR als heute sinnvollste Variante einer zivilen Nutzung der Kernenergie.

Alle der heute verwendeten Kernkraftwerksreaktoren und die meisten der für die Generation IV vorgesehenen Typen sind das Resultat von Grundsatzentscheidungen, die in der Frühphase der Nutzung der Kernenergie (1940er und 50er Jahre) getroffen wurden und sich fast ausschließlich an den Bedürfnissen des Militärs orientierten. Diese Ausrichtung auf das Militär führte zu Konstruktionen, die für zivile Zwecke zumindest suboptimal sind, sowohl in ökonomischer als auch in sicherheitstechnischer Hinsicht.

Rüstungswettlauf und Plutoniumproduktion

Am Anfang standen die Erfordernisse für den Bau von Kernwaffen, als sich die USA während des 2. Weltkrieges in einem nuklearen Rüstungswettlauf mit dem III. Reich wähnten. Der Bau der ersten abgeworfenen Bombe erfolgte über Anreicherung von Uran-235. Die damals eingesetzten Trennverfahren, hauptsächlich Gasdiffusion und elektromagnetische, waren überaus ineffektiv und verbrauchten große Energiemengen, waren daher nur zur Produktion weniger Bomben geeignet. Da man schnell ein großes Kernwaffenarsenal aufbauen wollte - die Invasion Japans sollte mit einem Bombardement mit dutzenden Kernwaffen eingeleitet werden - musste der alternative Weg über Plutonium beschritten werden. Daher wurden parallel erste Kernreaktoren entwickelt, um waffenfähiges Plutonium (d.h. möglichst reines Pu-239) zu erbrüten. Aufgrund der Anreicherungsproblematik mussten diese Reaktoren mit Natururan arbeiten. Dies ließ sich effektiv nur mit Graphitmoderation erreichen. Die Kühlung sollte mit Gas durchgeführt werden, musste aber aus Effizienzgründen auf Wasser umgestellt werden. Die Brennstäbe konnten und mussten während des laufenden Betriebs ausgetauscht werden, weil ansonsten das Plutonium-239 mit höheren Isotopen verunreinigt wird und dann nicht mehr waffenfähig ist. Aus dem gleichen Grunde ist das Plutonium der Brutreaktoren der Generation IV nicht waffentauglich, eine Tatsache, die in vielen Quellen und sogar manchmal in der Sachliteratur falsch dargestellt wird. Jedenfalls waren nun alle Zutaten für den RBMK-Reaktor vorhanden, welcher in Tschernobyl explodierte, denn solche graphitmoderierten, wassergekühlten Reaktor haben einen positiven Temperaturkoeffizienten. Dies erkannte man in den USA damals sehr schnell und führte diese Reaktorlinie nicht mehr weiter. Die Sowjets hingegen benutzten ihn für Bombenplutonium, und da man sich einmal die Mühe der Entwicklung gemacht hatte, nutzte man ihn dann gleich planwirtschaftsgemäß als Kraftwerk weiter - mit den bekannten Folgen.

Um aus den nur wenige Tage bestrahlten Brennelementen das Plutonium-239 herauszulösen wurde über Anfangsstufen das PUREX-Verfahren (Plutonium-Uranium-Extraction) entwickelt, welches bis heute das einzige in den wenigen kommerziellen Wiederaufarbeitungsanlagen angewendete Verfahren ist. Es benutzt die Fähigkeit von Uran und Plutonium, sich nach Auflösung in Salpetersäure an bestimmte organische Moleküle zu binden, die sich wiederum in Austausch mit Kerosin und Wasser verschieden entmischen lassen. Dieses nasschemische Verfahren wurde nur für den Bombenbau entwickelt; seine Weiterverwendung in kommerziellen Wiederaufarbeitungsanlagen ist problematisch. Die verschiedenen Lösemittel und Chemikalien sind nur begrenzt wiederverwertbar, und es entstehen große Mengen schwach- und mittelaktiver Abfälle. Dies wird weiterhin dadurch verschlechtert, dass die mehrere Jahre bestrahlten Brennelemente von Kernkraftwerken mit ihrer Radioaktivität die Chemikalien aufspalten und zerstören, weshalb die Brennelemente vorher mindestens 5 Jahre abklingen müssen. Darüber hinaus ist es von vornherein nicht möglich, die anderen Aktiniden abzutrennen, was erheblichen zusätzlichen Entwicklungsaufwand erfordert. Da eine der Hauptaufgaben der technischen Chemie in der Stofftrennung besteht, ist es angebracht, hier geeignetere Verfahren auszuwählen.

Wie man einen Kernsprengsatz baut

An dieser Stelle ist es Zeit für einen kleinen Diskurs zum ABC des Kernwaffenbaus. Um eine Kernwaffe zu bauen benötigt man zuerst einmal starke Spaltstoffe in einer Menge die ausreicht um eine kritische Masse zu erhalten. Die kritische Masse ist die Mindestmenge an Spaltstoff, die erforderlich ist um eine Kettenreaktion in Gang zu halten. Sie hängt von verschiedenen physikalischen Parametern ab. Starke Spaltstoffe sind in der Natur auf der Erde nur in Form von Uran-235 vorhanden. Dies ist der Weg der Anreicherung, welcher heute mittels Ultrazentrifugen der einfachste Weg zur Herstellung waffenfähigen Spaltstoffs ist. Die jüngste "Atommacht" Pakistan beschritt diesen Weg und die Möchtegern-Atommacht Iran bastelt daran. Uran-235 strahlt kaum und lässt sich gut verarbeiten. Damit ist die einfachste Form einer Kernwaffe realisierbar. Zwei Kugelhälften werden mittels Sprengstoffs aufeinander geschossen. Beim Zusammenstoß entsteht die kritische Masse und die Zahl der Neutronen und die Spaltrate wächst exponentiell an – die Kernwaffe detoniert. Aufgrund des hohen Rohuran- und Energieeinsatzes ist der Weg über die Anreicherung heutzutage nur dann praktikabel, wenn man sich mit einigen dutzend Kernwaffen begnügt. Wenn es etwas mehr sein darf, wie bei dem Arsenal der Supermächte, ist der Weg der Erzeugung künstlicher starker Spaltstoffe günstiger. Plutonium entsteht im Reaktor durch Transmutation von Uran-238 mittels Neutronenanlagerung. Das für die Waffenproduktion geeignete Plutonium-239 entsteht dabei als erstes. Nun ist es aber so, dass der Prozess damit nicht endet. Plutonium-239 kann seinerseits wieder Neutronen einfangen und es entstehen die höheren Isotope 240, 241, 242 etc. aus denen wiederum Americium und Curium entstehen können. All die Kerne mit Massenzahlen ab 240 haben die Eigenschaft spontan zu spalten. Auch bei der Spontanspalten entstehen neue Neutronen. Dadurch gibt es einen beständig erhöhten Neutronenuntergrund. Dieser macht es deutlich schwieriger bzw. unmöglich eine Kernwaffe zu bauen. Wird die kritische Masse zusammengebracht, steigt die Neutronenzahl und die Reaktionsrate viel zu schnell an, bevor die Massenkompression ihr Maximum erreicht hat. Die Folge ist, das die Bombe nicht detoniert kann sondern lediglich zerplatzt. Dies ist nicht bloß Theorie, sondern wurde vom US Militär mit einer Bombe aus Plutonium von einem Leistungsreaktor auf dem Bikini-Atoll ausprobiert. Selbst das Plutonium aus nur wenige Tage bestrahlten Brennelementen aus der Waffenfabrik enthält bereits so viel höhere Isotope, dass der einfache Aufbau der U-235-Bombe hier nicht anwendbar ist. In einer Plutonium-Bombe hat das Plutonium die Form einer Hohlkugel. Diese Hohlkugel wird durch außen angebrachte Sprengplatten zur Implosion gebracht wodurch die kritische Masse entsteht; dann zündet die nukleare Detonation. Der Detonationsvorgang hängt exponentiell von dem anfänglichen Neutronenniveau ab. Daher führen bereits minimale Erhöhungen des Anteils schwerer Isotope zur Detonationsunfähigkeit der Bombe. Plutonium aus einem Leistungsreaktor, wo das Inventar Jahre im Reaktor war, ist daher völlig ungeeignet zum Bombenbau. Die Sprengplatten, die die Implosion auslösen, müssen auf millionstel Sekunden genau koordiniert gezündet werden, andernfalls kommt es nicht zur nuklearen Detonation. Das bedeutet auch, dass wenn eine Kernwaffe verunfallt, etwa durch Absturz eines Bombers in einem Feuerball, ist die Bedingung der koordinierten Zündung nicht gegeben und es kommt nicht zur nuklearen Detonation.

Das prinzipiell ebenfalls geeignete Uran-233 aus dem Thorium-Uran-Kreis ist deshalb nicht waffentauglich, weil es mit Uran-232 und Uran-234 aus Nebenreaktionen verunreinigt ist, welche in ihrer Zerfallsreihe so starke Gammastrahler haben, dass die Zündelektronik der Bombe funktionsunfähig würde. Zwar kann prinzipiell sowohl das Uran aus dem Thorium-Uran-Kreis als auch das Plutonium aus dem Uran-Plutonium-Kreis isotopengereinigt werden, aber aufgrund des geringen Massenunterschieds und der Vielzahl der Isotope ist der Aufwand impraktikabel hoch. Der Weg über Anreicherung von Uran-235 ist viel einfacher – es ist nicht mal mehr ein Reaktor erforderlich. So ist heutzutage die Proliferation vom Betrieb von Kernkraftwerken völlig abgekoppelt.

Verfügt ein Land über eine nukleare Infrastruktur auf Basis von thermischen Reaktoren, so gibt es eine weitere Möglichkeit zu waffenfähigen Spaltstoff zu gelangen. In thermischen Reaktoren entsteht in sehr geringem Umfang Neptunium-237. Dieses kann in einer modifizierten Wiederaufarbeitungsanlage rein chemisch abgetrennt werden. Diese Möglichkeit wurde in Erwägung gezogen als es um eine nukleare Bewaffnung der Bundeswehr ging. Aufgrund der sehr geringen Mengen und der Notwendigkeit einer voll ausgebauten Infrastruktur, ist dies die aufwendigste Methode, um zu waffenfähigen Spaltstoff zu gelangen.

Wassermoderierte Reaktoren und die „Erfindung” der Brennstäbe

Nach der erfolgten Entwicklung der Kernwaffen war das nächste Ziel, die Kernkraft für deren Transport einzusetzen. Der Leichtwasserreaktor mit festen Brennelementen wurde als Druckwasserreaktor für den Antrieb von U-Booten entwickelt und später auch für Kampfflugzeugträger verwendet. 1955 stach die U.S.S. Nautilus in See und demonstrierte die Fähigkeiten der Kernkraft, indem sie den Eisschild des Nordpols untertauchte - ganz wie von Jules Verne in seinem Roman im ausgehenden 19. Jahrhundert vorausgesagt, als man das Potential der Kernkraft zuerst erkannte. Der Druckwasserreaktor war für diesen Zweck optimal geeignet. Wasser als Kühlmittel ist immer vorhanden, auch wenn das Schiff „final” abtaucht, sei es durch Havarie oder Beschuss. Der Reaktor würde dann mit sehr hoher Wahrscheinlichkeit aufgrund des negativen Temperaturkoeffizienten in einem sicheren Zustand bis zum Abklingen der Radioaktivität verbleiben, wobei der Spaltstoff in den Brennelementen ausreichend sicher eingeschlossen ist. Die Handhabung eines solchen Reaktors ist sehr einfach und auch durch eine nicht übermäßig begabte Mannschaft unter dem Stress eines Gefechts zu bewerkstelligen. Wie auch sonst in der militärischen Logistik so wurde auch hier so viel wie möglich in der Logistikkette von der Front nach hinten, d.h. zu den Fabriken, verlagert. Dementsprechend wurde der Spaltstoff in der Brennelementekreislaufindustrie fernab vom Reaktor bearbeitet, wo nur noch die Brennelemente durchgeschickt werden - so wie ein Munitionsgurt durch das Maschinengewehr.

Dieser ausgelagerte Spaltstoffkreislauf umfasst die Fertigung der Brennelemente, ihre Wiederaufarbeitung und Präparation der Spaltprodukte zur Endlagerung, was zahlreiche Transporte hochradioaktiven Materials beinhaltet, und, da es sich um einen thermischen Reaktor mit leichtem (gewöhnlichem) Wasser handelt, ist eine Anreicherung des Natururans zuvor erforderlich. Diese industrielle Infrastruktur und ganz besonders die Urananreicherung ist sehr kosten- und energieintensiv und Teil des Preises für einfache Handhabung und Konstruktion. Wenn die thermische Leistung der LWR's in die GW-Klasse vordringt, wie das bei den Kraftwerksreaktoren der Fall ist, erhöht sich der Preis weiter, durch aufwendige gestaffelte und redundante Sicherheitsmaßnahmen, um eine Restzerfallswärmehavarie, d.h. Kernschmelze, zu verhindern bzw. dessen Auswirkung auf das Reaktorgebäude zu begrenzen. Die Möglichkeit zur Kernschmelze ist der Verwendung von Brennelementen inhärent, wenn die Leistungsdichte des Reaktors so groß ist, das eine rein passive Abfuhr der Restzerfallswärme nicht mehr möglich ist, was aus wirtschaftlichen Gründen i.d.R. erforderlich ist. Das liegt daran, dass sich in den Brennelementen, die über Jahre im Reaktor verweilen, allmählich immer mehr Spaltprodukte ansammeln, die neutronenreich und daher sehr instabil sind. Direkt nach Beendigung der Kettenreaktion im Reaktor, erzeugt die äußerst hohe Radioaktivität eine Leistung, die bei etwa 10% der thermischen Nennleistung des Reaktors beginnt, und dann rasch abfällt. Aber erst nach Tagen kontinuierlicher aktiver Kühlung, wird der Zustand erreicht, wo der Reaktor in den cold shutdown übergegangen und gesichert ist. Fällt vorher die aktive Kühlung komplett aus, kommt es zur Kernschmelze.

Dies passierte bisher 4 mal. 1979 in Three Mile Island, Pennsylvania, wo TMI-2 einen Kühlmittelverlust erlitt. Der Unfall blieb auf den Reaktor beschränkt und es wurden strahlenbiologisch irrelevante Mengen an radioaktiven Edelgasen freigesetzt, deren Emission auch im geringerem Maße im Normalbetrieb stattfindet. TMI-1 arbeitet weiter als Kraftwerk, während der Reaktorkern von TMI-2 abgebaut wurde. Wesentlich schlimmer traf es 2011 Fukushima I, wo ein Erdbeben die aktiven Reaktoren 1-3 mit einer Stärke, jenseits der Auslegung traf. Die laufenden Reaktoren überstanden das Erdbeben und schalteten sich automatisch ab und das Kühlsystem führte seine Arbeit fort, um die Restzerfallswärme abzuführen. Etwa eine Stunde später überrollte die Tsunami-Welle die zu niedrigen Flutmauern und drang in die nicht abgedichteten äußeren Reaktorgebäude ein, wo es die gesamte Elektrik kurzschloss und die Dieselaggregate ersoff. Damit fiel die Kühlung aus und es kam zur Kernschmelze. Etwas zeitverschoben setzte nur 9000 km vom Epizentrum entfernt eine kollektive Hirnschmelze ein. Der bei der Überhitzung entstandene Wasserstoff sprengte lediglich den Blechaufbau über dem Reaktorgebäude weg. Die notdürftige Zufuhr von großem Mengen Kühlwasser von außen machte allerdings auch eine Druckentlastung des Reaktors nötig, wodurch Dampf mit leicht flüchtigen Spaltprodukten wie Jod und Cäsium freigesetzt wurden. Allerdings war die Freisetzung so gering, dass es keine Strahlentote gab und auch nicht in Zukunft geben wird, wie UNSCEAR kürzlich in einem Untersuchungsbericht klarstellte, und das Gebiet wieder bewohnt werden kann. Diese alten Anlagen reagierten also äußerst gutmütig auf eine Naturkatastrophe jenseits ihrer Auslegung. Anders als im Heimatland der German Angst zog man in der angelsächsischen Welt die angemessenen Schlussfolgerungen aus dem Unfall. Selbst bei den dortigen Grünen wird mittlerweile die ablehnende Haltung zur Kernenergie überdacht und eine immer größer werdenden Fraktion befürwortet die Kernenergie und die Entwicklung moderner, dem Stand der Kernphysik, entsprechender Anlagen. George Monbiot, ein bekannter britischer Grüner, drückte es zwei Wochen nach dem Unfall etwa so aus: "Mir wurde der Super-Trupa-Mega-GAU versprochen. Und alles was ich bekam war ein lahmer Industrieunfall"

Die Preis der von der militärischen Logistik stammenden Brennelementeinfrastruktur ist beträchtlich. Allein der Anreicherung verbraucht heutzutage mehr bis zur Hälfte des Energieeinsatzes. Die Kraftwerkshersteller bestreiten mit den Kosten des Brennelementekreislaufs fast die Hälfte ihrer Umsätze. Am deutlichsten wird dies durch Betrachtung des Erntefaktors. Die früher fast ausschließlich genutzte Technik der Anreicherung war die Gasdiffusion. Ihre Effizienz ist derart gering, dass der Erntefaktor eine 1400 MW PWR's bei 24 liegt, was gerade einmal einem heutigen Kohlekraftwerk entspricht. In den 1970er war der Abbau von Kohle noch einfacher. Daher kam es zu dieser Zeit zu einem Stopp des Ausbaus der Kernenergie in den USA, weil es kaum einen wirtschaftlichen Vorteil der LWR's gab. Seitdem wird in immer größeren Masse das Zentrifugenverfahren eingesetzt, dessen deutlich höhere Effizienz führt ebenso zu einer Erhöhung des Erntefaktors der LWR's. Derzeit wird Kraftwerksuran zu 17% aus Gasdiffusion und zu 83% Zentrifugieren hergestellt. Der Erntefaktor eines neu gebauten PWR's liegt dadurch bei 75. Wenn in einigen Jahren die letzte Gasdiffusionsanlage geschlossen sein wird, würde der Erntefaktor auf 105 steigen; bei kompletter LASER-Anreicherung auf 115. Der Erntefaktor bereits bestehender Kraftwerke erhöht sich anteilsmäßig ebenfalls. Erst durch den Umstieg auf Zentrifugenanreicherung und das aufwendigere Fördern der Kohle können LWR's wieder einen deutlichen Vorteil erreichen. Allerdings wird vieles davon wieder durch politische Kosten aufgezehrt. Ruft man sich in Erinnerung, dass bei der Spaltung eines schweren Atomkerns eine Energie von 200 MeV frei wird, was c.a. 100 Millionen mal mehr ist als bei der Verbrennung eines Kohlen- oder Wasserstoffatoms mit Sauerstoff, ist ein verbleibender Erntefaktormultiplikator von 4 im Ergebnis wirklich arm. Das geht besser, auch wenn die aufwendigere Förderung von Uran pro Kilogramm deutlich größer ist als für Kohle und dadurch schon einige Größenordnungen wieder verloren gehen.

Flüssigsalzbrennstoff und Natriumkühlung

Neben der US Marine durfte in den 1950er auch die US Luftwaffe ein Programm -- Aircraft Nuclear Propulsion -- zur Entwicklung nuklearer Antriebe für Flugzeuge, im speziellen Langstreckenbomber, auflegen. Diese Bomber sollten in der Lage sein, mehrere Wochen ununterbrochen in der Luft zu bleiben und jeden Punkt auf der Erde zu erreichen, um dort Kernwaffen abzuwerfen. Die besondere Herausforderung besteht darin einen möglichst kleinen und leichten Reaktor zu entwickeln, der seine Wärmeenergie möglichst effektiv an ein Turbostrahltriebwerk überträgt. Im Aircraft Reactor Experiment wurden drei solcher Reaktoren gebaut und im Idaho National Laboratory auf Triebwerkstestständen am Boden getestet. Die Konstruktion umfasste den eigentlichen Reaktor, der im thermischen Neutronenspektrum arbeitet, und als Brennstoff ein Flüssigsalzgemisch verwendet, um eine hohe Leistungsdichte zu erzielen. Diese hohe Leistungsdichte machte es nötig, dass ein Kühlmittel mit hoher Wärmetransportfähigkeit verwendet wird. Dafür kamen nur flüssige Metalle in Frage. Für den Einsatz in einem Flugzeug musste es eine möglichst geringe Dichte habe -- man entschied sich für Natrium. Damit wurde eine weitreichende Entscheidung gefällt, die bis heute bei Verwendung von Flüssigmetall als Kühlmittel standardmäßig zu Natrium führt. Das Natrium vermittelte die Wärmeenergie zum Triebwerk und erhitzte die vom Turbokompressor verdichtete Luft, die dann die Turbine passierte und als Heißluftstrahl den Schub erzeugte. Das Programm obwohl soweit erfolgreich wurde eingestellt, da es sich schon in den 50er zeigte, dass die Fernrakete die Aufgabe der Zustellung von Kernsprengköpfen wesentlich effektiver zu erledigen vermag als Bomber. Schon im 2. Weltkrieg bewiesen dies die hohen Verlustraten der Bomber im Vergleich zur A-4 Rakete.

MSR und SFR

Das Aircraft Reactor Experiment führte zwei wesentliche Neuerungen ein: Zum einen die Kühlung mit dem Flüssigmetall Natrium und zum anderen einen homogenen Reaktorkern bestehend aus einem Flüssigsalzbrennstoff. Beide Innovationen führten zu getrennten direkten Nachfolgeprogrammen und die daraus hervorgegangenen Reaktorkonzepte sind Teil des Generation-IV-Kanons, die ab 2040, also schon 100 Jahre nach ihrer Erfindung und Austestung, in Betrieb gehen sollen. Im Idaho National Laboratory wurde das Experimental Breeder Reactor-Programm mit Inbetriebnahme des EBR-1 initiiert. Der EBR-1 ist ein Natrium-gekühlter schneller Reaktor -- ebenfalls mit Brennelementen -- der als erster das Brüterprinzip am Uran-238-Plutonium-Kreis demonstrierte, d.h. im Reaktor werden pro Spaltung eines Kerns mehr als ein neuer spaltbarer Plutoniumkern erzeugt. Damit wird es möglich das Natururan vollständig zu nutzen und nicht wie bei den LWR's nur 1%. Das Design des EBR-1 war der prädestinierende Ausgangspunkt für die weltweite Entwicklung von schnellen Brutreaktoren (SFR), die allesamt mit Natrium gekühlt wurden, obwohl es eine ganze Reihe von gravierenden Nachteilen hat.

Neben seinen bekannten aggressiven Reaktionen mit Luft und Wasser sind auch die neutronischen Eigenschaften nachteilig. Es hat einen wesentlich höheren Neutronenabsorptionsquerschnitt mit daraus resultierender Aktivierung und immer noch beträchtliche Moderationseigenschaften. Eine weiches Neutronenspektrum reduziert auch die Neutronenökonomie, da die Anzahl der freigesetzten Neutronen pro gespalten Kern mit der Energie der einfallenden Neutronen ansteigt. Die hohe Absorption von Neutronen durch Natrium in Kombination mit seinem niedrigen Siedepunkt (883 °C) kann einen zeitweilig positiven Dampfblasen-Koeffizienten mit einer Leistungsexkursion bewirken, da bei Entstehung von Natrium-Dampfblasen die Absorption der Neutronen verringert wird. Als Gegenmaßnahme ist es notwendig einen Druckbehälter für den Reaktor-Pool und einen intermediären Natrium-Kühlkreislauf wegen der hohen Strahlungsintensität des aktivierten Natriums und seiner Entflammbarkeit im Falle einer Leckage im Dampferzeuger einzusetzen. Dazu kommen die Aufwendungen für die Brennelementeindustrie mit Wiederaufarbeitung aber ohne Anreicherung. Zusammenfassend machen all diese Maßnahmen den SFR unwirtschaftlich im Vergleich zu wassergekühlten Reaktoren. Derartige Berechnungen für den französischen Superphénix (1200 MWel) zeigten doppelt so hohe Stromerzeugungskosten wie für einen PWR. So lange das Uran-235 nicht knapp wird, wird sich daran nichts ändern. Hinzu kommt, dass die Bruteffizienz so gering ist, das die Verdoppelungszeit des eingesetzten Spaltinventars 20-30 Jahre beträgt, was auch durch das PUREX-Verfahren bedingt ist.

Dennoch wurden und werden aufgrund der historischen Festlegung weltweit SFR's entwickelt. In den USA folgte dem EBR-1, der EBR-2 nach, der über den IFR zum bald verfügbaren kommerziellen S-PRISM Reaktor von GE Hitachi führte. Letzterer ist ein Kleinreaktor. Bei den Kleinreaktoren gibt es weitere mit Natriumkühlung. Der französische Superphénix wurde wegen anhaltender Probleme mit durch das Natrium bedingte Korrosion und Leckagen schließlich aufgrund politischer Entscheidung aufgegeben. Ihm soll aber ab 2020 ASTRID (Advanced Sodium Technical Reactor for Industrial Demonstration) nachfolgen mit einer Leistung von nur noch 600 MWel. Die Sowjetunion begann schon früh mit der Entwicklung einer SFR-Reihe unter der Bezeichnung BN-x wobei x die elektrische Leistung angibt. Alle gebauten Typen der Reihe arbeiten im Kraftwerksbetrieb und Speisen ins Netz ein. Beginnend mit dem BN-350 1973 folgte der BN-600 1980. Der BN-800 ist im Bau und wird 2014 ans Netz gehen. Gegenwärtig wird der BN-1200 projektiert. Die BN-600-Anlage ist nach wie vor in Betrieb und damit das Brüterkraftwerk mit der längsten Betriebsdauer. Es ist mittlerweile ein internationales Studienobjekt zur praktischen SFR-Technik woran sich Frankreich, Japan und Großbritannien beteiligen. Ähnliches gilt für den Aufbau des BN-800-Kraftwerks. China plant davon zwei Kraftwerke zu kaufen. Die wirtschaftlichen Nachteile der Natriumkühlung bleiben davon unberührt. Durch eine Kostenregression bei Hochskalierung auf 10 GWel ließen sich die Erzeugungskosten möglicherweise auf LWR-Niveau reduzieren. Jedoch sind andere Techniken aussichtsreicher.

Das Flüssigsalzexperiment

Im Anschluss an das Aircraft Reactor Experiment wurde parallel das Molten-Salt Reactor Experiment in den 1960er am Oak Ridge National Laboratory initiiert, um den Salzschmelzereaktor separat weiterzuentwickeln. Durch den Reaktorkern wird eine Salzschmelze mit einem Urananteil von 1% durchgepumpt, die zugleich die erzeugte Wärme abtransportiert und in einem Wärmetauscher abgibt. In einer angeschlossenen Verarbeitungsanlage konnte die Salzschmelze in regelmäßigen Abständen mit pyrochemischen Verfahren wiederaufarbeitet werden, indem die Spaltprodukte abgezogen und durch Uran ersetzt werden. In einem weiteren Schritt, wurde ein größerer Reaktor entwickelt, an dem der Thorium-Uran-233-Kreis zum Brüten bei thermischen Neutronenenergien in den 1970er demonstriert wurde. Da Uran-233 eine geringe Neutronenausbeute hat, ist es nur möglich in einem Salzschmelzereaktor mit häufiger Aufarbeitung des Brennstoffs mit Thorium einen Brutgewinn zu erzielen. Die Thorium-Reserven sind 4 mal so groß, wie die von Uran, daher ist das ein bedeutender Erfolg. Durch eine Schmelzsicherung kann die Salzschmelze in subkritische Lagertanks abfließen, wo die aufgrund der geringen Spaltproduktkonzentration niedrige Restzerfallswärmeleistung -- anders als bei Verwendung von Brennelementen -- passiv abgeführt werden kann. Der Salzschmelzereaktor ist insgesamt inhärent sicher. Die pyrochemische Verarbeitungsanlage ist kompakt und in der Lage, den Brennstoff sofort zu verarbeiten ohne das große Mengen mittelaktiver Abfälle aus Hilfschemikalien wie bei nasschemischen Verfahren entstehen. Sie benutzt hauptsächlich physikochemische Verfahren, wie die Rektifikation. Das Programm war ein großer Erfolg, da auch die wesentlichen Materialprobleme, die aus der Verwendung heißer Salzschmelzen entstehen, gelöst wurden. Dennoch wurde diese Reaktorlinie eingestellt, was auch damit zusammenhängen mag, dass sonst keine Brennelementekreislaufindustrie mehr benötigt würde. Heute ist der Salzschmelzereaktor teil des Generation-IV-Kanons.

Unter dem Blickwinkel einer Verwendung als zukünftige Reaktorgeneration hat das Salzschmelzereaktorkonzept allerdings auch einige Nachteile. Die Effizienz des MSR wird durch die Doppelfunktion der Salzschmelze als Brennstoff und auch als Kühlmittel reduziert. Als Ergebnis musste die verwendete Salzschmelze verdünnt werden, um die Leistungsdichte zu begrenzen, da sonst die Wärme nicht schnell genug abgeführt werden kann. Darüber hinaus sind Salze mit niedrigem Schmelzpunkt erforderlich, so dass ein großer Temperaturgradient erreicht werden kann für einen hohen Wirkungsgrad der angeschlossenen Wärmekraftmaschine. Darüber hinaus, muss das Salz zur effektiven Kühlung schnell zirkulieren, was ein echte Online-Aufbereitung des Brennstoffs verhindert. Der Kraftstoff muss in regelmäßigen Abständen offline verarbeitet werden (aber immer noch vor Ort). Offline Aufbereitung des Brennstoffs erfordert Stillstandszeiten, die die Effizienz des Gesamtsystems weiter reduzieret. Es gibt verschiedene Techniken die Intervalle zwischen den Abschaltungen zu verlängern. Allerdings reduzieren diese auch die Neutronenökonomie und verschlechtern somit die Transmutationsleistung. Geringere Leistungsdichte bedeutet größeres Reaktorvolumen, was den Einsatz billiger und leicht bearbeitbarer Strukturmaterialien erlaubt. Jedoch leiden diese Materialien unter Korrosionsproblemen bei hohen Temperaturen, was durch die unvermeidliche Herstellung von signifikanten Mengen Flusssäure während des regulären Betriebs des Reaktors verschlimmert wird. Dieses limitiert die Betriebstemperatur des Reaktorkerns auf 650 ° C.

Der bleigekühlte schnelle Reaktor

LFR

Die in der Sowjetunion zum Einsatz gelangten Reaktorkonzepte basieren i.d.R. auf zuvor in den USA eingesetzten Reaktoren und wurden nicht selten mit Hilfe der Forschungsabteilung des KGB zur Anwendungsreife gebracht. Eine originär sowjetische Entwicklung ist jedoch der bleigekühlte schnelle Reaktor. Wie sonst auch war hier das Militär die Triebfeder der Entwicklung. Der Reaktor diente als Antrieb der sowjetischen Alfa-Klasse-U-Boote. Die besondere Eigenschaft metallgekühlter Reaktoren, nämlich ihre hohe Leistungsdichte, erlaubte die Konstruktion eines bis dato einzigartigen U-Boot-Typs. Die Alfa-U-Boote waren klein und hatten das höchste Antriebs/Masse-Verhältnis, so dass sie als Abfangjagd-U-Boote eingesetzt werden konnten. Sie waren im Kampf jedem anderen Schiff oder U-Boot was Geschwindigkeit und Manövrierfähigkeit angeht weit überlegen und konnten sogar Torpedos abhängen. Die amerikanische und britische Marine sahen sich gezwungen völlig neue Hochgeschwindigkeitstorpedos zu entwickeln, um die Unterlegenheit ihrer U-Boote etwas zu verringern. Dies ist der hohen Leistungsdichte des bleigekühlten Reaktors zu verdanken, welcher bei gleicher Leistung deutlich kleiner ist als die sonst auf U-Booten gebrauchten Druckwasserreaktoren. Die Alfa-U-Boote wurden zwischen 1969 und 1981 in Dienst gestellt. Damit ist der bleigekühlte Reaktor der einzige schnelle Reaktor, der über experimentelle Kraftwerke wie im Falle der natriumgekühlten Reaktoren hinaus, zum Einsatz kam. Im Laufe des Bankrotts der Sowjetunion wurden die Alfa-Klasse-U-Boote stillgelegt. Der Reaktor wird jedoch weiterentwickelt und ist als Kleinreaktor teil des Generation-IV-Kanons.

Blei versus Natrium

Löst man sich von der militär-historischen Fixierung auf Natrium als Kühlmittel erkennt man, dass Blei beträchtliche Vorteile hat. Da Blei das Ende der Zerfallsreihen schwerer Atomkerne darstellt führt die Absorption von Neutronen im Bleikühlmittel letztendlich zur Entstehung eines weiteren stabilen Bleikerns. Zusammen mit den geringen Neutronenabsorptionswirkungsquerschnitten führt dies auch nach Jahren des Einsatzes zu einem Gleichgewichtszustand, wo die spezifische Aktivität mit der von metallischem Uran vergleichbar ist und damit ohne zusätzliche Schutzmaßnahmen handhabbar ist. Blei ist daher für Neutronen nahezu transparent, während es die entstehende Gamma-Strahlung wirksam abschirmt. Die hervorragenden neutronischen Eigenschaften von Blei bieten viele Möglichkeiten für das Reaktor-Design inklusive lange Brennstoffnutzungszyklen, da Spaltproduktneutronengifte viel weniger beeinträchtigend sind, und maximierte Transmutationsleistung. Zusammen mit der chemischen Reaktionsträgheit von Blei und seinem hohen Siedepunkt von 1749 °C entfällt gegenüber Natrium die Notwendigkeit aufwendiger Sicherungsmaßnahmen, wie doppelte Rohrwände, Schutzgasatmosphäre, Reaktordruckgefäß und ein intermediärer Kühlkreislauf. Der relativ hohe Schmelzpunkt von Blei (327 °C) hat zudem die Eigenschaft, dass es bei Lecks im Kühlkreislauf zu einer Selbstabdichtung durch das ausgetretene erstarrende Blei kommt, so dass ein gefährlicher Kühlmittelverlust verhindert wird.

Die Verwendung von Flüssigmetallen als Kühlmittel mit ihrem sehr hohen Wärmetransportvermögen reduziert auch die Möglichkeiten einer Schmelze der Brennelemente bei Ausfall der Kühlmittelpumpen. Bei den heutigen Konzepten und den bereits gebauten größeren natriumgekühlten Kraftwerksreaktoren wird der Reaktorkern in einem Pool des Flüssigmetallkühlmittels platziert, der ein mehrfaches des Volumens des Kerns hat, so dass allein durch natürliche Konvektion des Flüssigmetalls eine ausreichende Kühlung erreicht werden kann. Auf diese Weise kann die Restzerfallswärmehavarie vermieden werden. Allerdings schafft die Flüssigmetallkühlung auch potentiell neue Probleme. Werden Brennelemente mit direkt in das Kühlmittel eintauchenden Regelstäben verwendet, so kann das dazu führen, dass das Flüssigmetall nach Abschalten des Reaktors einfriert. Dies hat zum einen zur Folge, dass die Regelstäbe nicht mehr gezogen werden können, und so der Reaktor nicht mehr hochgefahren werden kann. Zum anderen kann das Bewirken, dass durch die Volumenänderung des Metallkühlmittels beim Wechsel des Aggregatzustandes, die Brennelemente mit den Regelstäben sich deformieren können, so dass sie ausgetauscht werden müssen. Demzufolge ist eine ständige Heizung des abgeschalteten Reaktors bei den den überkommenen Konzepten nötig, um dies zu verhindern. Da Natrium schon oberhalb 98 °C flüssig ist, ist dieses Problem bei Bleikühlung noch größer. Deshalb wurde beim Alfa-Reaktor eine Blei-Bismut-Legierung mit einem Wismutanteil von c.a. 55% verwendet, um den Schmelzpunkt auf 124 °C abzusenken. Gleiches ist auch für die neuen Konzepte bleigekühlter Reaktoren vorgesehen. Neben der nun stark erhöhten Radioaktivität des Kühlmittels wegen der Produktion von Polonium-210 bei Neutroneneinfang an Wismut, wird ein weiteres Problem der Metallkühlung mit Natrium und Blei deutlich verschärft, nämlich die Korrosion des Stahls der für die Brennelemente und Strukturmaterialien des Reaktors verwendet wird. Zwar gibt es prinzipiell die Möglichkeit widerstandsfähige Metalllegierungen zu verwenden, dies würde aber insbesondere für die häufiger zu wechselnden Brennelemente eine Kostensteigerung bedeuten, die die Wettbewerbsfähigkeit dieser Reaktoren zu stark reduzierte. Deshalb behilft man sich damit, in das Flüssigmetall kontrollierte Mengen Sauerstoff zu injizieren und den Stahl mit Aluminium zu überziehen, um die Korrosivität zu verringern. Die wichtigste Maßnahme ist allerdings die Begrenzung der Betriebstemperatur auf unter 700 °C obwohl es mit Blei aufgrund des hohen Siedepunktes grundsätzlich möglich ist sehr hohe Temperaturbereiche zu erreichen.

Der Hochtemperaturreaktor und Wasserstoffproduktion

Hohe Arbeitstemperaturen von Kernreaktoren sind deshalb erstrebenswert, weil einerseits der Wirkungsgrad der Elektrizitätserzeugung mit der Temperatur ansteigt und weil andererseits hohe Temperaturen benötigt werden, um chemische Prozesse im industriellen Maßstab zu ermöglichen. Hier hat insbesondere die Herstellung von Wasserstoff aus Wasser die höchsten Ansprüche: für eine katalytisch-thermische Dissoziation von Wasser sind mindestens 830 °C erforderlich. Zwar kann man Wasserstoff auch mittels Elektrolyse erzeugen, aber die Produktionskosten selbst bei Verwendung von nuklearer Elektrizität aus PWR's wären so hoch, dass sie nicht konkurrenzfähig wären --- mit Wind- oder Solarstrom hätte man ein Energievernichtungsschema. Wasserstoff selbst kann als Kraftstoff für Ottomotoren und Brennstoffzellen verwendet werden oder dient als Ausgangsstoff zur Herstellung wasserstoffbasierter Synthetikkraftstoffe.

Dies war die Hauptmotivation zum Bau des bislang einzig umgesetzten rein zivilen Reaktorkonzepts, dem deutschen Hochtemperaturreaktor. Das Konzept des HTR's wurde in den 1950er am Kernforschungszentrum Jülich entwickelt. Der Reaktor sollte eine Arbeitstemperatur von c.a. 900 °C haben, eine hohe Verfügbarkeit und inhärent sicher sein. Das Ergebnis ist ein graphitmoderierter mit Heliumgas gekühlter thermischer Reaktor, der Brennelemente in Form Tennisball großer Kugeln aus Graphit und Siliziumcarbit verwendet, die im laufenden Betrieb abgezogen und zugeführt werden können. In den 60ern begann der Bau eines Versuchskraftwerks mit 13 MWel Leistung auf dem Gelände des KFZ Jülich, der 1967 in Betrieb ging und nach 21 Betriebsjahren 1988 stillgelegt wurde. Auf Grundlage des erfolgreichen Testbetriebs wurde in den 1970ern ein Prototyp-Kraftwerk entwickelt, welches in Hamm-Uentrop unter der Bezeichnung THTR-300 mit einer Leistung von 300 MWel 1983 in Betrieb ging. Eine weitere Neuerung ist die zusätzliche Verwendung von Thorium in den Brennelementkugeln, so dass im Betrieb auch das entstandene Uran-233 genutzt werden kann. Der Konversionsfaktor bleibt allerdings unterhalb 1, weshalb es sich nur um eine Reichweitenausdehnung des Uran-235 handelt und nicht dessen Ersetzung durch Uran-233. Die Anlagen arbeiteten erfolgreich und Probleme, die sich durch die Hochskalierung ergaben waren lösbar. Nach der Reaktorexplosion von Tschernobyl und dem über Deutschland hinwegfegenden Hysterietsunami war der THTR-300 zusammen mit dem betriebsbereit fertiggestellten SNR-300 in Kalkar, die einzigen Reaktoren, die die unter Hirnimplosion leidende SPD schließen konnte, aufgrund der Bund-Länder-Machtverhältnisse in Westdeutschland. Die Verhinderung der Inbetriebnahme des SNR-300 gelang ihr recht einfach; die Stilllegung des laufenden THTR-300 gelang ihr aufgrund des Widerstands der CDU-geführten Bundesregierung erst 1989. Dem Reaktorunfall von Tschernobyl können bis heute nur 56 Tote zugeordnet werden. Man vergleiche dies mit anderen Lebensrisiken. Die irrationale Reaktion in Deutschland beendete diese damals zukunftsweisenden Reaktorentwicklungen. Auch wenn die Kohl-Regierung einen Ausstieg aus der Kernenergienutzung in Form der Abschaltung der laufenden LWR-Kraftwerke verhinderte, gab es doch weniger sichtbare und dennoch weitreichende Fehlentscheidungen. So wurde jegliche Weiterentwicklung der Kerntechnik eingestellt, die Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf gestoppt, die Kernforschungsanlagen Jülich und Karlsruhe geschlossen, bzw. umgewidmet, was auf das gleiche hinausläuft, und der Startschuss für den Abbruch der institutionellen kerntechnischen und kernphysikalischen Forschung in und außerhalb der Universitäten in Deutschland gegeben. Während die kerntechnische Forschung bis heute vernichtet wurde, wurden die Forschungsaktivitäten der Kernphysik auf ein Minimum eingedampft, was keinerlei Bezug mehr zur kerntechnischen Anwendung hat.

VHTR

Die der Verwendung von Brennelementen immanente Gefahr der Kernschmelze wurde beim deutschen HTR-Konzept dadurch unmöglich gemacht, dass die Leistungsdichte des Reaktorkerns so stark verringert wird, dass auch bei Ausfall des Turbokompressors und Verlust des Heliumkühlgases, die Temperaturanstieg gering bleibt. Der Reaktor selbst hat einen negativen Temperaturkoeffizienten, wodurch er sich selbst abregelt. Das Ursprungskonzept sah auch eine unterirdische Bauweise vor, die es im Prinzip erlaubt hätte bei einem Unfall alles einfach unter Sand zuzuschütten und zu "vergessen". Der Nachteil dieser Vorgehensweise zum Erreichen der inhärenten Sicherheit liegt in der allerdings auch in der Reduktion der Leistungsdichte. Dadurch wird das Bauvolumen und der apparative Aufwand des Kraftwerks so vergrößert, dass die Wirtschaftlichkeit darunter leidet. Dadurch ist das Reaktorkonzept heutzutage nicht mehr konkurrenzfähig. In abgewandelter Form ist es nun Bestandteil des Generation-IV-Kanons als VHTR mit angestrebter Betriebstemperatur von c.a. 1000 °C. Dort wird auf Einsatz von Thorium verzichtet und kein Kugelhaufenkern verwendet, sondern prismatische Graphitbrennelemente, was außer der Notwendigkeit der Abschaltung zum Brennelementwechsel kaum etwas ändert. Eine dazugehörige Variante ist ein Reaktor, der als Kühlmittel statt Helium eine Salzschmelze verwendet in der dann auch kugelförmige Brennelemente mitschwimmen sollen.

GFR

Eine weitere, eigene Variante des Helium-gasgekühlten Hochtemperaturreaktors im Generation-IV-Kanon ist ein Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum. Hierbei handelt es sich um eine politische Erfindung, die auf Veranlassung Frankreichs aufgenommen wurde. Als in den 1990er Jahren erstmals die französischen Grünen mit an die Regierung kamen, setzten sie durch, dass das französische Programm zur Entwicklung kommerzieller Brutreaktoren auf Grundlage des natriumgekühlten Superphénix aufgegeben wird unter Hinweis auf die unbeherrschbaren Gefahren des Natriums. Es sei erwähnt, dass die französischen Grünen durchaus nicht den Ausstieg aus der Kernenergie verlangen, sondern ihre Betriebssicherheit gewährleisten wollen. Daraufhin begann man in Frankreich das alternative Konzept eines gasgekühlten schnellen Reaktors zu entwickeln, um die Nachhaltigkeit der Urannutzung auf diesem Weg zu erreichen. Wegen der kleinen Wirkungsquerschnitte für neutroneninduzierte Reaktionen im schnellen Spektrum ist einem schnellen Reaktor eine kompakte Anordnung des Kerns und damit eine hohe Leistungsdichte zwingend inhärent. Muss dieser kompakte Kern durch ein Kühlmittel mit schlechten Wärmetransporteigenschaften gekühlt werden, was bei Gasen notwendigerweise so ist, wird das Risiko einer Kernschmelze bei Verlust des nun leichtflüchtigen Kühlmittels quasi potenziert. Um die erforderliche Kühlleistung zu erreichen muss das Helium unter sehr hohem Druck (~90 bar) zirkulieren. Kommt es zu einem Leck, würde das Helium sofort entweichen und die Kernschmelze wäre nicht aufzuhalten. Um dieses Risiko zu verringern, werden gestaffelte Druckbehälter mit großen Reserveheliumtanks und -pumpen verwendet. Dadurch wird der apparative Aufwand des Kraftwerks so vergrößert, dass seine wettbewerbsfähigkeit mehr als fraglich wird. Bislang existiert der GFR nur als Konzept. Die französischen Grünen haben damit das Risiko eines Natriumbrands gegen das einer Kernschmelze eingetauscht, ohne sonst eine Verbesserung zu erreichen.

SCWR

Der für Militärseefahrzeuge entwickelte PWR wurde durch einfache Hochskalierung für zivile Kraftwerke weitergenutzt. Der PWR enthält zwei Wasserkreise: Den primären Hochdruckkreis, der durch den Reaktor geht und in separaten Dampferzeugern aus dem Wasser des sekundären Kreises Dampf erzeugt. Der Sekundärkreis speist die Dampferzeuger und betreibt mit dem Dampf die Turbinen. Bereits in den 1950er Jahren wurde ein ziviler Zweig der LWR's entwickelt, der Siedewasserreaktor, der den Reaktorkern direkt zum erzeugen des Dampfes verwendet und so den zweiten Kreislauf einspart. Dadurch wird der Aufbau zunächst einfacher, aber es besteht das Risiko von Leistungsexkursionen weshalb weitere aktive Sicherheitsmaßnahmen erforderlich sind. Zudem ist das Wasser, welches durch den Reaktor geht radioaktiv und zwar sowohl durch leicht flüchtige Spaltprodukte, die von den Brennstäben nicht vollständig zurückgehalten werden können, als auch durch die Entstehung von Tritium. Daher ist der Turbinenraum dann auch Bestandteil des Kontrollbereichs.

Im Zuge der Generation-IV-Entwicklung soll auch der LWR weiterentwickelt werden. Dabei holt man allerdings nur nach, was bei Kohlekraftwerken schon lange Stand der Technik ist, nämlich die Verwendung von Wasser im superkritischen Zustand. Das Wasser wird dabei im Kühlkreislauf in einem Zustand gehalten, wo Druck und Temperatur jenseits des kritischen Punktes sind, was bedeutet, dass es keinen Unterschied mehr zwischen flüssigen und dampfförmigen Wasser gibt. Dadurch erreicht die direkt angeschlossene Turbine mit dem Generator einen Wirkungsgrad von 44% gegenüber 34% zuvor. Das Einkreislaufsystem des BWR wird also mit der Hochdrucktechnik des PWR's kombiniert, wobei ein Reaktor projektiert ist mit einer Leistung von 1700 MWel bei einem Druck von 250 bar und Temperatur von über 500 °C. Die Dichte von Wasser im superkritischen Zustand ist beträchtlich verringert während das Wärmetransportvermögen stark erhöht ist. Dadurch wird es möglich bei geeigneter Anpassung der Geometrie des Reaktorkerns ein wenn auch weiches schnelles Neutronenspektrum zu erreichen.

Kleinreaktoren

Seit einiger Zeit werden vorwiegend in den USA Konzepte zur Entwicklung von Kleinreaktoren verfolgt. Die unscharfe Trennlinie der Definition eines Kleinreaktors liegt bei einer elektrischen Nominalleistung von ungefähr 300 MW. Es gibt verschiedene Motivationen für diese Bestrebungen.

  1. Senkung der politischen Kosten für den Kraftwerksbau. Beim Bau eines Kernkraftwerks werden die Komponenten des Reaktors und des Turbinenteils vor Ort zusammengesetzt und in dem Stahlbetonbau des Kontainments integriert. Die Anlage wird von der Aufsichtsbehörde kontrolliert und erhält eine Zulassung. Diese Anlagenzulassung wird für jedes neu gebaute Kraftwerk einzeln erteilt, auch wenn es ein bereits mehrfach gebauter Typ ist, und ist sehr kostenaufwendig. Diese Art politischer Kosten wurde immer weiter in die Höhe getrieben. Um dem zu begegnen kann man fast vollständige Kraftwerksmodule mit genügend kleinen Reaktoren komplett in der Fabrik bauen. Für diese Module ist dann nur noch eine Bauartzulassung erforderlich, die einmal erteilt für alle diese Typs gilt und bei Auslieferung an einen Kraftwerksstandort nicht erneut eingeholt werden muss. Am Standort des Kraftwerks wird dann bloß noch eine Turbine an die Kühlungsanschlüsse des Reaktormoduls angebaut und ein Gebäude drumherum, welches keinen Kontakt mehr mit Radioaktivität hat.

  2. Verhinderung von Proliferation. Ein gekapseltes Reaktormodul bräuchte von Außen nicht zugänglich zu sein. Kleinreaktoren erfordern sowieso einen höheren Spaltstoffanteil. Vergrößert man ihn noch etwas mehr, kann der Reaktor je nach Bauart 5-30 Jahre ohne Spaltstofferneuerung betrieben werden. Danach wird er als ganzes in die ursprüngliche Herstellungsfabrik zurück geschafft und entsorgt oder der Reaktorkern erneuert und wieder ausgeliefert. Der Betreiber hat also keinen Zugriff auf den Reaktorkern und damit keine Möglichkeit, Spaltstoff abzuzweigen. Damit soll es möglich werden diese Kleinreaktoren in Ländern einzusetzen, die als nicht vertrauenswürdig (von den USA) angesehen werden.

  3. Aspekt der Betriebssicherheit. Gekapselte Reaktormodule können gleich im Boden vergraben werden und sind so gegenüber Gewaltaktionen in vernünftigem Maße abgesichert. Ihre Leistung und Leistungsdichte ist so reduziert, dass das Risiko eines Restzerfallswärmeunfalls deutlich vermindert oder ganz ausgeschlossen ist.

  4. Insellösung zur Elektrizitätserzeugung. Kleinreaktoren sollen in Gebieten die keinen Netzanschluss haben oder in Ländern, die über kein für den Einsatz von Großkraftwerken hinreichend ausgebautes Netz verfügen, günstiger als andere Alternativen wie Dieselaggregate und erst recht "Erneuerbare" elektrische Energie erzeugen.

Es sind sehr unterschiedliche Implementierungen für die Kleinreaktoren vorgesehen. Einige nehmen Techniken der Generation IV vorweg, andere sind nur wieder verkleinerte Durckwasserreaktoren. Oft wird die Entwicklung von Start-Ups betrieben, die zeitnah damit Geld verdienen wollen, wodurch alternative Techniken rascher umgesetzt würden als durch das GIF.

Die Verkleinerung von Druckwasserreaktoren wird von NuScale Power und Babcock & Wilcox Co betrieben. Durch die Verkleinerung verspricht man sich das Risiko der Kernschmelze zu vermeiden; eben wie bei den Schiffsreaktoren. So sollen etwa bei NuScale Power kleine Druckwasserreaktormodule mit 45 MWel in einem jeweils eigenen Wasserpool hängen, der die Notkühlung passiv besorgt. Mehrere Reaktormodule sollen in einer großen Halle vereinigt ein Großkraftwerk bilden, welches nun kein Kernschmelzerisiko mehr hätte. Der Preis dafür ist allerdings aufgrund der geringen Leistungsdichte der Gesamtanlage sehr hoch.

Das Hyperion Power Module ist ein Blei-Wismuth gekühlter schneller Reaktor mit 20% Uran-235 Brennelementen. Die Lebensdauer des Moduls wird mit 7-10 Jahren angegeben bei einer Leistung von 25 MWel. Ursprünglich war geplant einen selbstregulierenden Reaktor mit Wasserstoffgas als Kühlmittel und Moderator mit porösem Uran als Brennstoff zu konstruieren. Der Entwicklungsaufwand erschien dem Start-Up allerdings als zu hoch, weshalb man sich mit dem einfacheren Blei-Reaktor begnügte.

General Atomics entwickelt das Konzept eines Helium-gekühlten schnellen Reaktors mit 240 MWel Leistung. Es entspricht also dem GFR. Der Brennstoff soll aus abgebranntem LWR-Brennelementen bezogen werden. Allerdings wird ein Anteil starken Spaltstoffs von 12% erforderlich. Der Modulaustausch soll nach 30 Jahren erfolgen.

GE Hitachi entwickelt mit Subventionierung der US-Regierung den PRISM Reaktor (Power Reactor Innovative Small Module). Er ist ein Nachfolger des IFR-Projekts (Integral Fast Reactor) welches wiederum auf dem EBR 1 & 2 basiert. Es handelt sich also um einen SFR mit einer Leistung von 311 MWel. Die Reaktormodule sind zugänglich, um die Brennelemente alle 1-2 Jahre zu tauschen. Wirklich innovativ hieran ist, dass metallischer Spaltstoff verwendet wird und die Wiederaufarbeitung mit der für den IFR entwickelten pyrochemischen Methode erfolgt, allerdings zentral, wobei durch Elektroraffination die Aktiniden von den Spaltprodukten getrennt werden. Dies wäre die erste Wiederaufarbeitungsanlage ohne das PUREX-Verfahren.

Am weitesten in der Entwicklung vorangeschritten ist der Toshiba 4S. Hierbei handelt es sich ebenfalls um einen Natrium-gekühlten schnellen Reaktor, der allerdings mit 20% Uran-235 Brennstoff betrieben wird. Der Reaktorkern ist zylinderförmig und die Spaltzone wird durch einen beweglichen Reflektor im Kern geführt. Damit soll eine Lebensdauer von 30 Jahren erreicht werden. Die Leistung beträgt 10 MWel und ist damit prädestiniert für Inselanwendungen. Nur zu diesem Kleinreaktortyp liegen bereits Schätzungen für die Elektrizitäterzeugungskosten vor, die allerdings breit streuen mit 5-13 US¢/kWh.

Eine interessante Entwicklung, die auf Edward Teller zurückgeht ist der Solitonenreaktor. Hierbei handelt es sich um einen schnellen Reaktor, wo sich eine Spaltzone (das Soliton) langsam (~ 100 Jahre) durch einen Uran-238-Zylinder frisst. Dieser Vorgang wird durch eine dünne Plutonium oder Uran-235 Schicht an einem Ende des Zylinders gestartet. In Laufrichtung wird durch die Spaltneutronen neues Plutonium aus dem Uran-238 erbrütet. Auf der anderen Seite bleiben die hochkonzentrierten Spaltprodukte zurück. Man hat also quasi eine nukleare Kerze, die langsam abbrennt. Dieses Konzept wird durch TerraPower als Traveling Wave Reactor entwickelt, wo flüssiges Natrium die Wärme zu einem im Modul integrierten Dampfgenerator abführt. So interessant dieses Konzept auch ist, hat es den gravierenden Nachteil, das die Leistungsdichte aufgrund der sehr dünnen Spaltzone auch entsprechend klein ist. Das Konzept erfuhr daher schon mehrere Modifikationen, die letztendlich wieder auf Brennelemente hinauslaufen. Die Gemeinsamkeiten mit dem Toshiba 4S sind recht groß.

Wie die Angaben zu den Erzeugungskosten für den Toshiba 4S schon indizieren, liegen die Erzeugungskosten für vergleichbare Kleinreaktoren oberhalb von fossilen Kraftwerken und insbesondere auch Gasturbinenkraftwerken, die mit Schiefergas befeuert werden. Dies ist dadurch bedingt, dass durch die Runterskalierung die Gesamtleistungsdichte der Anlage ebenfalls schrumpft. Sie sind daher nur für Insellösungen anwendbar und können effizientere Großkernkraftwerke ebenso wenig ersetzen, wie Blockheizkraftwerke fossile Großkraftwerke ersetzen können. Das Argument der Reduzierung der Genehmigungskosten zieht also nur sehr bedingt und hängt eben sehr von der jeweiligen politischen Großwetterlage ab, die eben wetterwendig ist. Die gerade in der US-Politik so übersteigerte Angst vor Proliferation, wenn Plutonium beteiligt ist, ist irrational. Man ignoriert dort die Erkenntnisse des US-Militärs zur Untauglichkeit von Leistungsreaktorplutonium. Aber wer könnte es den US-Politikern verdenken, wo doch unsere Politiker die Konsequenzen des Entropiesatzes für die grundsätzliche Untauglichkeit der "Erneuerbaren" konsequent ignorieren. Kraftwerksreaktoren mit hoher Leistungsdichte sind auch für Großkraftwerke prinzipiell unterirdisch baubar, so dass es auch hierbei keine unbedingte Notwendigkeit für Kleinreaktoren gibt. Das Potential der Kernenergie wird also auch durch diese neuen Entwicklungen durchaus nicht besser ausgeschöpft als bei den Groß-LWR's.

Die weitere Entwicklung

Der derzeitige Neubau von Kernkraftwerken und ihre weitere Entwicklung in Form der Generation IV ist im Zusammenhang der gesamtwirtschaftlichen Situation zu sehen. Hierbei kommt entscheidend die Nutzbarmachung nicht-konventioneller Gasvorkommen zum Tragen. Die Schiefergasausbeutung hat zu einem starken Preisverfall bei Gas in den USA geführt, obwohl der Energieaufwand zur Nutzbarmachung von Schiefergas deutlich größer ist als zum Anbohren konventioneller Gasblasen. Der Haupteffekt besteht darin, das Schiefergas so breit gestreut vorhanden ist, dass die durch Absprachen überhöhten Preise der wenigen Versorger mit konventionellem Gas zusammengebrochen sind. Die Preisreduktion kam also nicht durch billigere Förderung zustande sondern durch Zerschlagung der Kartellstruktur. Insofern sind der Preisreduktion Grenzen gesetzt. Dennoch ist der Erzeugungspreis durch Gaskraftwerke mit Schiefergasbefeuerung so gering, dass die Generation III(+) Kernkraftwerke im Vergleich unwirtschaftlich werden. Dies betrifft auch viele aus der Generation IV und die Kleinreaktorprojekte. Die Hypothek der unwirtschaftlichen Militärtechnik wiegt hier schwer. Es wird daher oft die Ansicht vertreten, dass die Kernenergie erst dann weiter ausgebaut würde, wenn die fossilen Energieträger tatsächlich wieder knapp würden. Verkannt wird dabei allerdings die sehr schlechte Ausschöpfung des Potentials der Kernenergie. Es ist daher angebracht aus dem Wissen der Kernphysik heraus, die eingefahrenen Gleise zu verlassen und die Konstruktion von Kernreaktoren grundsätzliche neu zu überdenken, um das Potential der Kernenergie voll zur Entfaltung zu bringen. Auf diese Weise würde sich die Kernenergie von selbst durchsetzten, da sie eine echte Verbesserung der Energieerzeugung inklusive synthetische Kraftstoffe bieten könnte und nicht nur das Gleiche zum fast gleichen Preis erzeugt.