History of Reactor Technology

To extract plutonium 239 from fuel elements irradiated for a few days, out of earlier technologies the PUREX Process (Plutonium-Uranium-Extraction) was developed, which is, up until today, the only reprocessing technology in (sporadic) commercial use. It is based on the ability of uranium and plutonium after having been dissolved in nitric acid to bind to certain organic molecules, which then demix differently in kerosine and water. This aqueous process was developed for weapons production; its use in commercial reprocessing plants is problematic. The solvants and chemicals can only be reused to a limited degree; large amounts of low and medium-level radioactive waste is created. The situation is further worsened by the fact that commercial fuel elements have been irradiated for years, and thus dissociate and damage the chemicals though their radiation — therefore, the fuel elements have to decay for at least five years first. It is also impossible to extract any other actinides, which would demand substantial additional development. Since one of the main uses of technical chemistry is substance separation, suitable processes should be chosen from this field.

After nuclear weapons had been developed, the next aim was to employ nuclear power for their transport. The light-water reactor with solid fuel elements was first designed as a pressurized-water reactor propelling submarines and later aircraft carriers. In 1955, the U.S.S. Nautilus put to sea, demonstrating the might of nuclear power by cruising below the north pole’s icecap — much like its namesake from the prescient Jule Verne novel in the 19. century (the south pole in this case; at that time it was still not known to be located on a land mass). The pressurized-water reactor was ideally suited to this purpose. Water as a coolant is always on hand, even when the ship takes its “final dive”, through accident or bombardment. The reactor would most likely end up in a stable condition due to its negative temperature coefficient and remain that way until radioactivity dies away, with the fuel being safely encapsulated in the fuel elements. Handling of such a reactor is quite simple and can be accomplished even by a non-expert crew under the stress of battle. As is usual in military settings, as much of logistics as possible was moved backwards in the supply chain, from the front to the factories. Correspondingly, fuel was processed in the fuel cycle industry away from the reactor, through which only the fuel elements passed — somewhat like the ammunition belt through a machine gun.
This external fuel cycle encompasses the production of fuel elements, their reprocessing and preparation of fission fragments for final storage — necessitating numerous transports of highly radioactive material as well as enrichment of natural uranium as it is a thermal reactor using light (common) water. Such an industrial infrastructure, and most of all the enrichment process, is very costly and energy-intensive — the price payed for easy operation and construction. Once thermal power of LWRs enters the gigawatt realm, as is the case for power plant reactors, the price is further driven upwards by complex layered safety measures to avoid decay heat accidents or at least confine their effects to the reactor building. The possibility of meltdown is inherently tied to the use of fuel elements if the power density of the reactor is too great to rely solely on passive cooling, which is usually the case for economic reasons. Fission fragments, rich in neutrons and therefore unstable, accumulate in the fuel elements which remain in the reactor for years. Directly after shutting down the chain reaction, the extremely high radioactivity releases power equal to 10% of nominal thermal reactor output, which then declines exponentially. Some days of active cooling have to pass until the reactor enters cold shutdown and is safe. If active cooling fails completely beforehand, meltdown is imminent.

This has so far happened four times. In 1979, the Three Mile Island power plant in Pannsylvania suffered loss of coolant in the unit TMI-2. The accident stayed confined to the reactor, radiobiologically negligible amounts of radioactive noble gases were released, as happens in smaller amounts during normal operation. TMI-1 is still in operation, while TMI-2 was dismanteled. Far worse was the accident that befell Fukushima I, after an earthquake hat hit reactors 1-3 with a strength beyond design. The running reactors survived and scrammed automatically, while the cooling system kept working to remove decay heat. About an hour later, the tsunami swamped the breakwater, which was built too low, and flooded the non-watertight outer parts of the reactor buildings, shortening the entire electric system and killing the diesel engines. Cooling stopped, meltdown occured. With a little time lag, 9000 km away some brains suffered meltdown, too. The hydrogen generated by overheating blew away the sheet metal superstructure above the reactor building. The makeshift supply with large quantities of cooling water from outside necessitated pressure relieve of the reactor, releasing steam laden with volatile fission products such as iodine and cesium. This release was comparably small, causing zero radiation deaths until now and for the future, as was clarified by UNSCEAR. The area is suitable for habitation again. Even these old plants react rather docile to natural disasters beyond design. Very different from the homeland of German Angst, the Anglo-Saxon world took the appropriate lessons from this accident. Even the green parties in these nations re-think their unfavorable position on nuclear power and a growing faction supports the development of modern systems, based on cutting-edge nuclear science. George Monbiot, a famous british environmentalist, expressed it approximately thus two weeks after the accident: “They promised me a super-duper-hyper-disaster. All I got was a lousy industrial accident.”

The price of fuel element infrastructure born from military logistics is high. Enrichment alone consumes about half of the energy expended. Power plant builders get half of their revenue from the fuel cycle. This becomes obvious when one looks at the EROI (Energy Returned on Investment). In earlier times, gas diffusion was nearly exclusively used for enrichment. Its efficiency is so low that the EROI of a 1400 MW PWR drops to 24, lower than modern coal plants. During the 1970s, coal mining was easier than today. This led to a moratorium on nuclear power expansion in the USA, as it virtually showed no economic advantage over coal power. Since then, centrifuge enrichment has become increasingly common, the higher efficiency of which also boosts the LWRs’ EROI. 17% of power plant uranium is produced by gas diffusion and 83% by centrifuges. A newly constructed PWR’s EROI therefore clocks in at 85. Once gas diffusion is permanently shut down, it will rise to 105; if LASER enrichment completely takes over, it would reach 115. The EROI of plants already built rises proportionally, too. Only through the shift to centrifuge enrichment and the increased difficulty of coal aquisition, LWRs have achieved an economic advantage. Lots of it are consumed by politicle costs, though. Keep in mind that fission of a heavy nucleus releases an energy of 200 MeV, about 100 million times more than the reaction of a carbon or hydrogen atom with oxygen, an EROI ratio of 4 is very disappointing. More must be possible, even if the complexity of uranium mining surpasses that of coal per mass unit, wasting some orders of magnitude.

The Aircraft Reactor Experiment introduced to important innovations: Liquid sodium cooling and the homogeneous reactor core made from molten salt fuel. Both innovations directly led to separate follow-up programs and the resulting reactor designs are part of the Generation IV canon. Around 2040, 100 years after their invention and testing, they are expected to come online. At Idaho National Laboratory the Experimental Breeder Reactor program was started with the construction of EBR-1, a sodium-cooled fast reactor — using solid fuel elements —, which first demonstrated the principle of breeding in the uranium-238-plutonium cycle, i.e. in the reactor for every nucleus fissioned, more than one new fissile plutonium nucleus is created. This allows to completely utilize natural uranium instead of just 1% like in LWRs. The design of EBR-1 was the starting point for the worldwide development of fast breeder reactors (SFR), which are always cooled by sodium, in spite of many critical drawbacks.

Apart from its well-known aggressive reactions with air and water, the neutronic properties are detrimental. It has a substantial neutron capture cross section with resulting activation and still moderates considerably. A soft neutron spectrum reduces neutron economy, as the number of released neutrons per fission rises with energy of the impinging neutron. The high absorption of neutrons in sodium together with its low boiling point (883 °C) can result in a temporary positive void coefficient causing a power excursion, as the appearance of sodium steam bubbles reduces neutron absorption. As a countermeasure, a pressure vessel must be built around the reactor pool and an intermediary sodium loop due to the high radiation intensity of the activated sodium and its combustability in case of leakage in the steam generator. Additional efforts are needed for the fuel element industry plus reprocessing — though without enrichment. All these extra complexities make the SFR uneconomical compared to water-cooled reactors. Calculation for the French Superphénix (1200 MW_el) show electricity production costs twice those of a PWR. As long as uranium 235 doesn’t run out, little can be expected to change. Also, the breeding efficiency is so low as to result in a doubling time of the fissile inventory of 20-30 years, which is in part caused by the PUREX process.

Nonetheless, due to the historical decision, SFRs are developed worldwide. In the USA, EBR-1 was followed by EBR-2, which was the prototype for the IFR (Integral Fast Reactor), a commercial model of which, a small reactor called S-PRISM, was developed by GE Hitachi. There are some other types of small sodium-cooled reactor. The French Superphénix was abandoned via political decision, following frequent problems with sodium corrosion and leakages. After 2020, a follow-up model called ASTRID (Advanced Sodium Technical Reactor for Industrial Demonstration) is planned, with an electrical power of only 600 MW_el. The Soviet Union started early developing a SFR line — the BN-x series, with the x denoting electric power output. After launching the BN-350 in 1973, BN-600 followed in 1980, BN-800 in 2014. Currently, the BN-1200 is in the planning stage. The BN-600 plant is still running, making it the world’s longest-operating breeder plant. It has been turned into an international study object of practical SFR technology, with Fance, Japan and Britain taking part. The same holds for the BN-800 plant. China plans to purchase two of these plants. All this doesn’t change the economic disadvantages of sodium cooling. Economic of scale might lower electricity production costs to LWR level, if giant plants in the 10 GW_el-range were built. But there are more promising technologies.

 

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 MW_el 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 MW_el 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 MW_el 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 MW_el 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 MW_el. 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 MW_el 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 MW_el. 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 MW_el 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.