Wie steht der DFR im Vergleich mit anderen Reaktortypen da?
Wie kommen die einzigartigen Eigenschaften des Dual-Fluid-Reaktors zustande? Ein Blick auf die Daten anderer Generation-4-Konzepte ist hier aufschlussreich.
Unten angehängte Tabelle (aus: Thomas Dolan, „Molten Salt Reactors and Thorium Energy“, Kapitel 25: „Dual Fluid Reactor“) listet verschiedene Schlüsseleigenschaften der beiden Bautypen des DFR (Salz- und Metallbrennstoff) auf im Vergleich mit denen der Reaktorvarianten SFR (natriumgekühlter schneller Reaktor), MSR (Flüssigsalzreaktor mit einem Kreislauf), LFR (bleigekühlter schneller Reaktor), GFR (schneller Reaktor mit Gaskühlung) und nicht zuletzt LWR (Leichtwasserreaktor).
Parade der Generation-IV-Reaktoren. Von links: Natriumgekühlter schneller Reaktor, bleigekühlter schneller Reaktor, Flüssigsalzreaktor, gasgekühlter schneller Reaktor.
Vergleich ausgewählter Eigenschaften
Verdopplungszeit im U-Pu-Zyklus (Dauer, bis der Reaktor eine Startportion Spaltstoff für einen weiteren Reaktor erbrütet hat — hängt ab von der Aufarbeitungshäufigkeit; je häufiger der Brennstoff aufgearbeitet wird, desto kürzer ist die VDZ.)
Während ein LWR überhaupt nicht in der Lage ist, mehr Spaltstoff nachzuproduzieren als er selbst verbraucht, sind die anderen genannten Reaktoren dazu fähig, der GFR allerdings nur mit großer Mühe. LFR, SFR und MSR haben Verdopplungszeiten im Bereich 10-20 Jahre; der DFR/s 13 Jahre, der DFR/m erreicht sogar den unübertroffen geringen Wert von nur 8 Jahren. Zum zügigen Aufbau einer umfassenden Kernenergieversorgung ist er daher besonders geeignet, zumal er auch mit einer Ladung schwach angereichertem Uran gestartet werden kann.
Erforderliche Lagerdauer des Atommülls
Der LWR hinterlässt transuranhaltige Abfälle, die einige 100.000 Jahre gelagert werden müssen. Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum können durch geeignete Aufarbeitungsverfahren (beim DFR: die PPU) einen reinen Spaltprodukte-Abfallstrom erzeugen, der nach 300 Jahren die Radioaktivität von Natururan unterschreitet.
Leistungsdichte des Kerns
Dieser Parameter ist sehr wichtig für die Wirtschaftlichkeit der Kraftwerke, da er bestimmt, wieviel Material pro MW installierte Leistung eingesetzt werden muss. Hier schneiden die beiden DFR-Varianten besonders gut ab, sie erreichen 150 (DFR/s) bzw. sogar 250 (DFR/m) MW/m³. Während der LFR immerhin noch 140 MW/m³ erzielt, liegen die sonstigen Modelle deutlich unter 100, GFRs sogar teilweise bei unter 10 MW/m³. Dies wird oft als Grundlage der Sicherheitseigenschaften dieser Technologie angesehen, treibt jedoch Größe und Kosten massiv in die Höhe.
Mechanische Steuerung?
Da aller bewegten Teile eines System notwendigerweise Verschleiß und Materialermüdung unterliegen, stellt die Abwesenheit mechanischer Steuerkomponenten einen immensen Sicherheitsvorteil dar. Nur MSR und DFR kommen ohne sie aus, der MSR braucht allerdings einige Steuerstäbe, falls der Brennstoff offline aufgearbeitet werden soll.
Prozesswärmeanwendungen
Hierzu sind hohe Betriebstemperaturen notwendig: GFR, LFR und die Flüssigbrennstoffreaktoren vermögen dies, MSR und LFR allerdings nur mit beträchtlichem Aufwand (sie arbeiten bei 1100 K). Der DFR ist bei 1300, bzw. 1350 K (DFR/m) als Prozesswärmelieferant besonders geeignet. Die hohe Temperatur ermöglicht auch hocheffiziente Stromerzeugung bei einem Wirkungsgrad von 60%.
Der ideale Reaktor
Im Vergleich mit anderen Reaktortypen trägt der DFR in allen Kategorien den Sieg davon! Man kann ihn als „Idealreaktor“ ansehen. Dies verdankt er drei Eigenschaften:
- Schnelle Neutronen: Sie erlauben vollständigen Abbrand aller Aktiniden und Recycling des Atommülls, einschließlich Transmutation langlebiger Spaltprodukte.
- Flüssiger Brennstoff: Ermöglicht online-onsite-Aufarbeitung und Sicherung durch Schmelzstopfen.
- Flüssiges Kühlmittel: Erlaubt passive Sicherheit durch Naturzirkulation und Betrieb bei Normaldruck.
1. und 3. sind bei SFR und LFR realisiert, 2. aber nicht. 3. ist beim LWR realisiert, dem jedoch die ersten beiden Punkte fehlen. Der GFR scheitert an allen drei Kriterien — beim DFR dagegen sind sie alle umgesetzt.
| Property | DFR-S | DFR-M | SFR | MSR | LFR | HT-GCR | LWR |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| neutron spectrum | fast | very fast | fast | epithermal to fast | very fast | epithermal to fast | thermal |
| neutron excess (fraction of fissions) after self-sustaining breeding | >0.2 ( | 0.7 ( | 0.1-0.3 ( | 0.15-0.2 ( | 0.3-0.5 ( | 0-0.2 ( | <0 (no self-sustaining breeding) |
| fiss. inventory doubling time (a) | 13 | <8 | 10 to 20 | 15 to 20 | 10 | 30 to infinity | not applicable |
| waste storage time, PUREX (a) | 300, yes | 300, yes | ~10000, very limited | 300, yes | ~10000, limited | ~10000, limited | several 10000/100000 (w/o reprocessing), no |
| waste storage time, electro refinement (a) | 300, yes | 300, yes | 300, very limited | 300, yes | 300, limited | 300, limited | several 10000/100000 (w/o reprocessing), no |
| "useful" isotope production (e.g. nuclear medicine) | yes, very good | yes, very good | uneconomical | yes, good | limited | uneconomical | very uneconomical in commercial LWRs, low neutron economy |
| average burn-up between discharges | >99% (internal online-reprocessing) | >99% (internal online-reprocessing) | 10% to 15% with shuffling | >99% (complicated internal online/offline-reprocessing) | 15% to 20% with shuffling (Pb-Bi) | up to 20% with shuffling (fast spectrum) | <1% (6 % of reactor uranium) |
| primary coolant | lead | lead | sodium | fluoride or chloride salts | lead-bismuth (Pb-Bi) | noble gas (He) | water |
| power density of core+all heat exchangers before turbine (MW | 150 | 250 | 40-50 (Kalimer-600) | ca. 50-100 | 140 (BREST-1200) | 1- several 10 | <30 |
| natural uranium consumption (mining, t/GWa), PUREX for solid fuel | 0.75 | 0.75 | 1.5 | >0.9 | 1.3 | 1.2 | w/o PUREX 50 to 100 / 150 |
| external infrastructure | none | none | all | none | all, reduced capacities | all, increased capacities | all (without reprocessing) |
| proliferation resistance Pu-U ( | very high ( | extreme, no blanket ( | medium (breeding zone) to high ( | very high ( | medium (breeding zone) to high ( | medium to high ( | medium ( |
| mechanical control efforts | none (only coolant flux control) | none (only coolant flux control) | control rods/fuel element shuffling | few control elements if fuel processed offline | control rods/less fuel element shuffling | control rods/much fuel element shuffling | control rods/fuel element shuffling |
| power excursion countermeasures / criticality reserves | inherent, strong negative fuel coefficient / very low | inherent, prompt negative fuel coefficient / very low | inherent if special fuel rod designs used / high | inherent, negative fuel coefficient / low | inherent depending on reflector geometry / very high | inherent, medium negative void coefficient / high | inherent, medium negative void coefficient / high |
| coolant loss countermeasures | inherent (melt plug for liquid core) | inherent (melt plug for liquid core) | armored pool, ow-pressure liquid coolant | inherent (melt plug for liquid core) | armored pool, low-pressure liquid coolant | core meltdown to be managed | core meltdown possible, can be managed then |
| electricity cutoff countermeasures | inherent (melt plug) and passive cooling, natural coolant circulation | inherent (melt plug) and passive cooling, natural coolant circulation | active pool cooling | inherent (melt plug) and passive cooling | active pool cooling, natural coolant circulation | no passive cooling possible, core meltdown countermeasures | core meltdown possible/redundant on-site supply |
| time limit to restore active cooling | ∞ | ∞ | 1 day | ∞ | 1 day | several minutes | 3 days |
| coolant contamination countermeasures/activity of primary coolant | no (freeze-out)/extremely weak | no (freeze-out)/extremely weak | secondary coolant loop/high | secondary coolant loop/very high | no (freeze-out)/very weak | very weak/high-temperature resistant and dense materials | medium to high |
| inventory volatility due to incidental events | medium (some gaseous salts) | medium (some volatile FPs) | medium (activated coolant with some volatile fission products) | medium (some gaseous salts) | low | medium to low, depending on fuel element design | medium |
| fire fight/explosion countermeasures (burnables?) | no (no) | no (no) | complex containment (high) | no (no) | no (no) | medium to low (fast pressure drop) | complex (fast pressure drop, hydrogen explosion) |
| pressure in nuclear part | low | low | slightly increased | low | low | high | very high |
| plant complexity | very compact/rel. low | very compact/rel. low | rel. high (Na) | rel. compact and rel. low | medium | medium to very large, very high to medium complexity | large, very high complexity |
| electric efficiency | 60% | 60% | up to 45% | up to 50% | up to 50% | up to 60% | up to 36% |
| chemistry process heat, especially hydrogen production | yes (1300 K) | yes (1350 K) | no (800K) | yes with significantly increased efforts (1100 K) | yes with significantly increased efforts (1100 K) | yes (1250 K) | no |