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Gefahr vom Uranmunition für Zivilisten

Die Ukraine erhält von Verbündeten panzerbrechende Munition mit abgereichertem Uran. Sie zerstört effektiv Panzer. Dabei werden Stäube freigesetzt, die in Atemwege eindringen, sich in Grundwasser und Böden ablagern und somit teil Nahrungskette werden. Darüber hinaus sind die Stäube so fein, dass sie über weite Strecken mit Winden getragen und verbreitet werden. Neben der radioaktiven Exposition, heißt es, ist die chemische Kontamination gravierend. Auf Wikipedia ist dazu Folgendes zu lesen (https://de.wikipedia.org/wiki/Uranmunition): "Uran ist sowohl chemisch giftig als auch radioaktiv. Hierbei ist bei Uranmunition die Radioaktivität reduziert, während die chemische Wirkung unverändert ist. Aufgrund der geringen Aktivität der Geschosse wird dabei nicht die radiologisch, sondern die chemisch toxische Wirkung auf die Nieren bei einer ausreichenden Aufnahme als das eigentliche Risiko angesehen.[9][10] Es gibt kein internationales Abkommen, das den Einsatz von abgereichertem Uran explizit verbietet. Jedoch wird im Genfer Protokoll[11] allgemeiner die Verwendung von giftigen Stoffen im Krieg verboten." "Laut einer Studie der Forscher vom Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR) verwittert das Material der Urangeschosse im Boden und zersetzt sich zu Sabugalit, einem Stoff, der zu den Aluminium-Uranylphosphaten zählt. Die vollständige Umwandlung der Uranmunition in Sabugalit, in dem das giftige Uran fest gebunden ist, könnte nach Schätzungen der Forscher in rund 50 Jahren erwartet werden. Mit diesem Umwandlungsprozess ist parallel ein „Auswaschungsprozess“ verbunden, der deutlich länger anhält." "Die Friedensorganisation Pax hat vom niederländischen Verteidigungsministerium im Rahmen des „Freedom of Information Act“ einige wenige US-Koordinaten [im Irak] erhalten. Aus diesen geht hervor, dass die US-Armee 2003 DU auch in Wohngebieten eingesetzt hat. Die Anzahl der Krebserkrankungen in der Provinz Babil, südlich von Bagdad, stieg von 500 diagnostizierten Fällen im Jahr 2004 auf 9.082 im Jahr 2009.[24]" Mit welcher Strahlenexpositionen wird die lokale Bevölkerung belastet? Mit welcher toxischen Expositionen (Abbauprodukte des Materials und chemischen Stoffen) wird die lokale Bevölkerung belastet? Auf welchen Zeitraum ist mit welchen Wirkungen zu rechnen? Wie sieht die Kosten-Nutzen-Bewertung aus?

Abgereichertes Uran

Antrag nach dem IFG/UIG/VIG Sehr geehrte Damen und Herren, bitte beantworten Sie mir die folgenden Fragen: 1) Wie viel abgereichertes Uran wurde 2018 in Deutschland produziert? 2) Bitte listen Sie auf, welcher Anteil des Urans zu welchem Zweck verwendet wurde (Zwischen- bzw. Endlagerung, Herstellung von Munition, etc.) Dies ist ein Antrag auf Zugang zu amtlichen Informationen nach § 1 des Gesetzes zur Regelung des Zugangs zu Informationen des Bundes (IFG) sowie § 3 Umweltinformationsgesetz (UIG), soweit Umweltinformationen im Sinne des § 2 Abs. 3 UIG betroffen sind, sowie § 1 des Gesetzes zur Verbesserung der gesundheitsbezogenen Verbraucherinformation (VIG), soweit Informationen im Sinne des § 1 Abs. 1 VIG betroffen sind. Sollte der Informationszugang Ihres Erachtens gebührenpflichtig sein, möchte ich Sie bitten, mir dies vorab mitzuteilen und detailliert die zu erwartenden Kosten aufzuschlüsseln. Meines Erachtens handelt es sich um eine einfache Auskunft. Gebühren fallen somit nach § 10 IFG bzw. den anderen Vorschriften nicht an. Auslagen dürfen nach BVerwG 7 C 6.15 nicht berechnet werden. Ich verweise auf § 7 Abs. 5 IFG/§ 3 Abs. 3 Satz 2 Nr. 1 UIG/§ 4 Abs. 2 VIG und bitte Sie, mir die erbetenen Informationen so schnell wie möglich, spätestens nach Ablauf eines Monats zugänglich zu machen. Kann diese Frist nicht eingehalten werden, müssen Sie mich darüber innerhalb der Frist informieren. Ich bitte Sie um eine Antwort per E-Mail gemäß § 1 Abs. 2 IFG. Ich widerspreche ausdrücklich der Weitergabe meiner Daten an Dritte. Ich möchte Sie um eine Empfangsbestätigung bitten und danke Ihnen für Ihre Mühe! Mit freundlichen Grüßen

Ukraine: BfS verfolgt Lage in Kriegsregionen

Ukraine: BfS verfolgt Lage in Kriegsregionen Ukraine Quelle: Benjamin ['O°] Zweig/stock.adobe.com Das Bundesamt für Strahlenschutz ( BfS ) beobachtet die Lage in der Ukraine angesichts des seit 24. Februar 2022 andauernden Krieges intensiv. Immer wieder sind die ukrainischen Kernkraftwerke von Kampfhandlungen oder dadurch ausgelösten Stromausfällen betroffen, darunter auch das Kernkraftwerk Saporischschja, dessen Stromversorgung ab 23. September 2025 einen Monat lang unterbrochen war. Auch die hohe Zahl von Drohnenangriffen gibt Grund zur Sorge. Unter anderem war das stillgelegte Kraftwerk Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) im Februar 2025 Ziel eines solchen Angriffs. Diese Zwischenfälle hatten bisher aber keine Auswirkung auf die radiologische Sicherheit. Messwerte aus der Ukraine wie den Nachbarstaaten liefern keine Hinweise auf eine Freisetzung von radioaktiven Stoffen . Das BfS überprüft täglich etwa 500 bis 600 Messwerte in der gesamten Ukraine und hat eine 24/7-Rufbereitschaft. BfS teilt die Sorge um sicheren KKW -Betrieb Das BfS teilt die Sorge um die Sicherheit der Kernkraftwerke in der Ukraine sowie in angrenzenden Gebieten, die durch Kampfhandlungen gefährdet sind. Auch die Internationale Atomenergie-Organisation IAEA (International Atomic Energy Agency) hatte mehrfach deswegen Bedenken geäußert. Nach Einschätzung des BfS stellen die Kampfhandlungen, die Stromversorgung sowie die Arbeitsbedingungen der Angestellten die größten Risikofaktoren dar. Außerdem muss alles dafür getan werden, die Kühlung aller sicherheitsrelevanten Systeme der Kernkraftwerke sicherzustellen. Seit Januar 2023 überwachen Mitarbeitende der IAEA dauerhaft die Lage an allen ukrainischen KKW -Standorten. Für Deutschland wären die radiologischen Auswirkungen einer Freisetzung in der Ukraine begrenzt. Im schlimmsten Fall, also nur bei einem erheblichen Austritt von Radioaktivität und einer Wetterlage, die Luftmassen von der Ukraine nach Deutschland verfrachtet, könnten hierzulande für die Landwirtschaft festgelegte Radioaktivitäts-Höchstwerte überschritten werden. Dann würde eine Kontrolle von Futter- und Nahrungsmitteln erforderlich werden, gegebenenfalls auch eine Vermarktungssperre für kontaminierte Produkte. Neuesten Meldungen zufolge hat sich Folgendes ereignet: Ort / Datum Lage Saporischschja - 23.2.2026 Ukraine: KKW Saporischschja Rund um das Kernkraftwerk Saporischschja kommt es immer wieder zu Kampfhandlungen, bei denen in der Vergangenheit auch Teile der Infrastruktur beschädigt wurden. Mehrfach wurden Minen auf dem Gelände des Kraftwerks gefunden und zudem immer wieder Drohnenüberflüge beobachtet. Ende September 2025 wurde die externe Stromversorgung so beschädigt, dass das Kernkraftwerk ab 23. September einen Monat lang über Notstrom-Dieselgeneratoren versorgt werden musste. Erst Ende Oktober 2025 konnte das KKW wieder ans Netz angeschlossen werden. Für die Kühlung und zur Aufrechterhaltung der Sicherheitssysteme ist die Anlage auf eine funktionierende Stromversorgung angewiesen. Normalerweise ist das Kraftwerk über mehrere Leitungen mit dem Stromnetz verbunden. Seit Beginn des Krieges haben sich immer wieder zeitweilige Ausfälle der Stromversorgung ereignet, die jedoch mit den dafür vorgesehenen Notstrom-Dieselgeneratoren überbrückt werden konnten. Nach Angaben der IAEA stehen insgesamt 20 Generatoren zur Verfügung. Die Beschädigung des Kachowka-Staudamms Anfang Juni 2023 hatte keine unmittelbaren Auswirkungen auf das Kernkraftwerk , das flussaufwärts am Fluss Dnipro liegt. Zwar bezieht das Kraftwerk Wasser für seine Kühlung aus dem Stausee, der Wasserstand im Kühlteich ist jedoch ausreichend für die Kühlung des Kraftwerks. Zusätzlich stehen Alternativen für die Wasserversorgung zur Verfügung. Das Kraftwerk Saporischschja steht seit März 2022 unter russischer Kontrolle. Seitdem ist die Zahl der Mitarbeitenden deutlich gesunken und für die noch verbliebenen Mitarbeitenden sind die Arbeitsbedingungen schwierig. Seit 11. September 2022 sind alle Reaktoren der Anlage heruntergefahren. Damit nimmt die Nachzerfallswärme der Brennelemente ab, wodurch das Risiko eines radiologischen Unfalls kontinuierlich sinkt. Auch sind kurzlebige radioaktive Stoffe wie beispielsweise Jod-131 inzwischen zerfallen. Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) - 11.5.2026 Ukraine: Tschornobyl In der Nacht zum 14. Februar 2025 kam es nach einem Drohnenangriff zu einem Brand im Kernkraftwerk Tschornobyl , bei dem die zweite Schutzhülle des Kraftwerks, das sogenannte New Safety Confinement (NSC), beschädigt wurde. In der Folge brachen immer wieder Schwelbrände aus. Trotz der Beschädigungen gab es jedoch keine Hinweise, dass radioaktive Stoffe in die Umwelt gelangt sein könnten. Im Dezember 2025 warnte die IAEA nach einer Inspektion des NSC, die Hülle habe ihre wichtigsten Schutzfunktionen verloren, darunter auch die Fähigkeit, radioaktives Material zurückzuhalten. Eine Veränderung der radiologischen Lage konnte nach Informationen des BfS im Dezember nicht beobachtet werden: Die Messwerte waren im Vergleich zu den Daten vor dem Brand nicht erhöht. Ende Oktober 2025 wurden die Arbeiten an der Schutzhülle beendet und das Loch zunächst provisorisch verschlossen. Die zweite Schutzhülle wurde 2016 fertiggestellt und schirmt die erste Abdeckung von 1986 (den sogenannten Sarkophag) sowie den darunter befindlichen havarierten Block 4 des Kernkraftwerks ab. Nach der Einnahme und Besetzung des Kernkraftwerks durch russische Truppen am 24. Februar 2022 kam es in den ersten Monaten des Krieges rund um die dort befindlichen Anlagen immer wieder zu Zwischenfällen. Ende März 2022 gaben russische Streitkräfte die Kontrolle über das stillgelegte Kernkraftwerk Tschornobyl an ukrainisches Personal zurück. Russische Truppen haben sich seitdem vollständig aus der Sperrzone zurückgezogen. Berichte aus dem Frühjahr 2022 über russische Soldaten, die nach ihrem Aufenthalt in Tschornobyl mit Strahlenkrankheits-Symptomen in ein belarussisches Zentrum für Strahlenmedizin gebracht wurden, ließen sich nicht unabhängig überprüfen. Auf Basis der verfügbaren Informationen und der Kontaminationslage um Tschornobyl ist es aus Sicht des BfS aber unwahrscheinlich, dass die Soldaten eine entsprechend hohe Strahlendosis erhalten haben. Auch die IAEA konnte die Berichte nicht bestätigen. In den Sommermonaten treten in der Sperrzone rund um das stillgelegte Kernkraftwerk Tschornobyl immer wieder vereinzelt Waldbrände auf, zuletzt im Mai 2026. Grundsätzlich kann nicht ausgeschlossen werden, dass dadurch radioaktive Stoffe aus dem Boden und der Biomasse in die Atmosphäre gelangen und eventuell geringe Spuren davon außerhalb der Sperrzone nachgewiesen werden. Aus der Erfahrung mit früheren Bränden in der Sperrzone ist aber bekannt, dass selbst bei großflächigen Waldbränden keine Gesundheitsgefahr für die Bevölkerung außerhalb der Sperrzone besteht. Auf dem Gelände des 1986 havarierten Kernkraftwerks Tschornobyl befindet sich neben den spätestens seit dem Jahr 2000 stillgelegten Reaktorblöcken verschiedene Anlagen für die Behandlung und Lagerung von radioaktivem Abfall und kontaminierten Materialien. Unter anderem lagern dort etwa 20.000 Brennelemente aus den stillgelegten Reaktorblöcken, die seit einigen Jahren von einem alten Nasslager für abgebrannte Brennelement ("ISF-1") in ein neues Trockenlager ("ISF-2") überführt werden. Chmelnyzkyj - 23.2.2026 Ukraine: KKW Chmelnyzkyj Immer wieder wurden in der Nähe des Kraftwerks Drohnenüberflüge beobachtet. Ende Oktober 2023 führte der Abschuss zweier Drohnen in unmittelbarer Nähe des Kernkraftwerks Chmelnyzkyj zu Beeinträchtigungen auf dem Kraftwerksgelände. Nach Angaben der IAEA hatte der Zwischenfall aber keine Auswirkungen auf die Sicherheit des Kraftwerkbetriebs. Im Mai 2023 kursierten Berichte über eine Explosion in einem Munitionslager in der Nähe der Stadt Chmelnyzkyj, in dem angeblich Uranmunition gelagert worden sein soll, sowie minimal erhöhte Radioaktivitäts-Messwerte in der Umgebung und in Polen. Das BfS hat die Informationen geprüft und einen Zusammenhang ausgeschlossen. Das Kernkraftwerk Chmelnyzkyj ist ebenso wie die anderen ukrainischen Kernkraftwerke immer wieder von Angriffen auf die ukrainische Stromversorgung betroffen. Aus Sicherheitsgründen muss deren Leistung daher immer wieder abrupt gedrosselt werden, was jedoch ein erhöhtes Unfallrisiko mit sich bringen kann. Süd-Ukraine (Piwdennoukrajinsk) - 23.2.2026 Ukraine: KKW Südukraine In der Nähe des Kernkraftwerks wurden immer wieder Drohnenflüge beobachtet, teilweise direkt über dem Kraftwerk. Das Kernkraftwerk Süd-Ukraine ist ebenso wie die anderen ukrainischen Kernkraftwerke immer wieder von Angriffen auf die ukrainische Stromversorgung betroffen. Aus Sicherheitsgründen muss deren Leistung daher immer wieder abrupt gedrosselt werden, was jedoch ein erhöhtes Unfallrisiko mit sich bringen kann. Riwne - 23.2.2026 Ukraine: KKW Riwne Das Kernkraftwerk Riwne ist ebenso wie die anderen ukrainischen Kernkraftwerke immer wieder von Angriffen auf die ukrainische Stromversorgung betroffen. Aus Sicherheitsgründen muss deren Leistung daher immer wieder abrupt gedrosselt werden, was jedoch ein erhöhtes Unfallrisiko mit sich bringen kann. Kiew - 23.2.2026 Ukraine: Kiew Bei Angriffen auf die ukrainische Hauptstadt Kiew Mitte Januar 2023 ist auch das Gelände des Kyiv Research Institute getroffen worden, das auch einen Forschungsreaktor betreibt. Die Messdaten blieben unauffällig. Der Forschungsreaktor wurde zu Beginn des russischen Angriffskrieges Ende Februar 2022 heruntergefahren. Charkiw - 23.2.2026 Ukraine: Charkiw Das Institute of Physics and Technology in Charkiw war mehrfach Ziel russischer Angriffe, zuletzt im September 2024. Das Forschungszentrum betreibt eine Neutronen -Quelle (die teilweise auch als "Forschungsreaktor" bezeichnet wird) sowie eine Einrichtung für die Produktion von Radioisotopen für medizinische und industrielle Anwendungen. Im März und April 2024 war die Anlage infolge von Angriffen mehrfach von der externen Stromversorgung abgeschnitten und auf Notstromversorgung durch Dieselaggregate angewiesen. Die Neutronen -Quelle war bereits vor Beginn der kriegerischen Auseinandersetzungen außer Betrieb genommen worden. Der Bestand an radioaktivem Inventar ist gering. Hinweise auf eine Freisetzung radiologischer Stoffe gab es nicht. Ebenfalls in Charkiw befindet sich ein Lager für radioaktive Abfälle der Firma "RADON". Das Lager wurde bei Kampfhandlungen am 26. Februar 2022 getroffen. Es wurden keine radioaktiven Stoffe freigesetzt. Kursk (Russland) - 23.2.2026 Am 6. August 2024 stießen ukrainische Truppen in die russische Region Kursk vor, die Offensive dauerte bis Frühjahr 2025. Das Kernkraftwerk Kursk liegt etwa 60 Kilometer von der ukrainischen Grenze entfernt, in der Nähe des umkämpften Gebietes. Russland meldete der IAEA am 22. August den Abschuss einer Drohne über dem Kraftwerksgelände. Messeinrichtungen werden regelmäßig überwacht Mitarbeiter*innen des BfS überprüfen die Daten verschiedener Messeinrichtungen in der Ukraine seit Beginn des Krieges regelmäßig. Dafür stehen verschiedene Messeinrichtungen sowohl vonseiten der Behörden vor Ort als auch der Zivilgesellschaft zur Verfügung. Vor allem in Gebieten, in denen Kampfhandlungen stattgefunden haben, gibt es zwar weniger verfügbare Messdaten. Ein grundsätzlicher Überblick ist aber gegeben. Zusätzlich zu den Messstationen in der Ukraine selbst überprüft das BfS auch Messdaten aus den benachbarten Ländern. Die BfS -Mitarbeiter*innen sind zudem in engem Austausch mit den internationalen Partnern , darunter auch der IAEA und der Europäischen Union ( EU ). In Deutschland misst das BfS mit seinem ODL-Messnetz routinemäßig die natürliche Strahlenbelastung. Würde der gemessene Radioaktivitätspegel an einer Messstelle einen bestimmten Schwellenwert überschreiten, würde automatisch eine Meldung ausgelöst. Auch die Spurenmessstelle auf dem Schauinsland bei Freiburg wird regelmäßig überwacht, genauso wie die Spurenmessstellen des Deutschen Wetterdienstes ( DWD ) und der Physikalisch-Technischen Bundesanstalt ( PTB ). Potenzielle Auswirkungen auf Deutschland Das BfS hat sich mit der Frage beschäftigt, welche Auswirkungen bei Freisetzung radioaktiver Stoffe in ukrainischen Kernkraftwerken auf Deutschland zu erwarten wären. Dazu wurde untersucht, wie sich radioaktive Stoffe verbreiten würden. Demnach bewegten sich in der Vergangenheit über ein Jahr hinweg die Luftmassen an etwa 109 Tagen nach Deutschland (28 Prozent der Wetterlagen). Landwirtschaftliche Produktion Für den Fall, dass radioaktive Stoffe infolge einer Freisetzung in einem ukrainischen Kernkraftwerk nach Deutschland gelangen würden, würden sich die Notfallmaßnahmen voraussichtlich auf die Landwirtschaft und die Vermarktung landwirtschaftlicher Produkte beschränken. Nach den Berechnungen des BfS ist nicht zu erwarten, dass weitergehende Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung notwendig wären. BfS rät von Einnahme von Jodtabletten ab In Deutschland sind 189,5 Millionen Jodtabletten in den Bundesländern bevorratet, die bei einem Ereignis, bei dem ein Eintrag von radioaktivem Jod in die Luft zu erwarten ist, in den möglicherweise betroffenen Gebieten durch die Katastrophenschutzbehörden verteilt werden. Die Einnahme von Jodtabletten schützt ausschließlich vor der Aufnahme von radioaktivem Jod in die Schilddrüse, nicht vor der Wirkung anderer radioaktiver Stoffe . Von einer selbstständigen Einnahme von Jodtabletten rät das BfS ab. Eine Selbstmedikation mit hochdosierten Jodtabletten birgt gesundheitliche Risiken insbesondere für ältere Personen, hat aktuell aber keinen Nutzen. Radioaktives Jod hat eine Halbwertszeit von wenigen Tagen. Das bei dem Reaktorunfall von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) vor über 35 Jahren freigesetzte radioaktive Jod ist mittlerweile vollständig zerfallen und kann deshalb nicht mit dem Wind nach Deutschland transportiert werden. Redaktioneller Hinweis Diese Meldung wird vom BfS kontinuierlich aktualisiert. Der aktuelle Stand wird über Datum und Uhrzeit der letzten Aktualisierung ausgewiesen. Aktualisierungen erfolgen insbesondere dann, wenn eine neue Sachlage zur Einschätzung der radiologischen Situation in der Ukraine vorliegt. Geringfügigere Lageveränderungen, die nicht zu einer grundsätzlich neuen Bewertung der radiologischen Lage führen, werden nicht tagesaktuell eingepflegt, sondern in einer gesammelten Aktualisierung aufgenommen. Stand: 11.05.2026

Erste Bank für Atombrennstoffe gegründet

Russland und die Internationale Atomenergiebehörde (IAEA) haben die weltweit erste Bank für Atombrennstoffe ins Leben gerufen. Die neue Bank wird allen Mitgliedsstaaten der IAEA schwach angereichertes Uran zur Verfügung stellen. Voraussetzung ist, dass die jeweiligen Interessenten die Verpflichtungen des Atomwaffensperrvertrages erfüllen und das Brennmaterial lediglich in Atomkraftwerken verwenden. Zudem soll die Bank nur als Reserve dienen, falls ein Land aus irgendeinem Grund nicht am freien Markt Uran kaufen kann.

Genehmigungen für die Zwischenlagerung von abgereichertem bzw. natürlichem und angereichertem Uran in Form von UF6

Genehmigungen für die Zwischenlagerung von abgereichertem bzw. natürlichem und angereichertem Uran in Form von UF6 Dokument aus dem Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz Herunterladen PDF, 173KB, barrierefrei⁄barrierearm

Letzte Rückführung bestrahlter Brennelemente aus dem Berliner Forschungsreaktor BER II in die USA

Letztmalig ging ein Transport mit bestrahlten Brennelementen aus dem Berliner Forschungsreaktor BER II auf den Weg in die USA. Der Transport mit niedrig angereichertem Uran (LEU) der untersten Sicherungskategorie III verließ am Abend des 26. Juni 2017 die Reaktoranlage Richtung Hafen Nordenham für den Transport auf dem Seeweg in die USA. Die erforderliche Transportgenehmigung wurde vom Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit noch vor Inkrafttreten des neuen Standortauswahlgesetzes erteilt. Nach neuer Rechtslage, die seit dem 16. Mai 2017 gilt, ist eine Ausfuhr abgebrannter Brennelemente generell untersagt und nur noch in schwerwiegenden Ausnahmefällen möglich. Die Rückführung bestrahlter Brennelemente aus einem Forschungsreaktor entspricht einem Abkommen mit den USA zur Nichtverbreitung von waffenfähigem Uran. Das Abkommen gilt für Brennelemente, die bis Mai 2016 bestrahlt wurden. Insgesamt wurden 33 Brennelemente des Helmholtz-Zentrums Berlin mit niedrigangereichertem Uran (LEU) transportiert. Für die danach bis zum Betriebsende (Ende 2019) anfallenden Brennelemente ist die Zwischenlagerung in Ahaus vertraglich vereinbart.

BMUB lässt rechtssichere Stilllegung von Brennelementeproduktion in Deutschland prüfen

Das Bundesumweltministerium gab am 31. März 2017 ein Gutachten in Auftrag, um zu prüfen, unter welchen rechtlichen Voraussetzungen eine Stilllegung der Urananreicherung und der Brennelementeproduktion in Deutschland möglich wäre. Damit setzt das Ministerium einen Auftrag der Konferenz der Landesumweltminister um. Mit dem Atomausstieg wurde 2011 zwar die Abschaltung von Atomkraftwerken beschlossen, aber nicht das Ende der Produktion von Kernbrennstoffen. Solange aber Kernbrennstoffe in Deutschland produziert werden, werden die Behörden auch Ausfuhrgenehmigungen erteilen müssen. Bei den Exportgenehmigungen für Brennelemente handelt es sich um sogenannte "gebundene Genehmigungen", die nicht versagt werden können, wenn der Antragsteller die gesetzlich festgelegten Voraussetzungen erfüllt.

Alternative Reaktorkonzepte

Alternative Reaktorkonzepte Weltweit wird derzeit an verschiedenen Reaktorkonzepten gearbeitet, die als zukünftige Alternativen zu herkömmlichen Atomkraftwerken gesehen werden. Ein vom BASE in Auftrag gegebenes Gutachten analysiert den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte. Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie werden oft unter Sammelbegriffen wie „Reaktoren der 4. Generation“, „neuartige Reaktorkonzepte“ oder auch mit der englischen Bezeichnung „advanced reactors“ („fortgeschrittene Reaktoren“) zusammengefasst. Diese alternativen Reaktoren sollen sich dadurch auszeichnen, dass sie deutlich günstiger Strom bereitstellen können als herkömmliche Atomkraftwerke, gegenüber herkömmlichen Atomkraftwerken sicherer sind, in der Lage sein sollen, neue Kernbrennstoffe zu erbrüten, in der Lage sein sollen, radioaktiven Abfall zu verwerten, weniger Abfallstoffe erzeugen, weniger geeignet zur Erzeugung von Spaltstoffen für Atomwaffen sind. Doch werden die alternativen Reaktorkonzepte den Erwartungen gerecht? Das BASE hat dazu eine wissenschaftliche Studie erstellt, das dieser Fragestellung nachgeht und den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte analysiert und bewertet. Hier finden Sie die Zusammenfassung der Studienergebnisse . Historische Entwicklung Bereits seit den 1940er und 1950er Jahren wurde an einer Vielzahl verschiedener Reaktorkonzepte geforscht, die auf der Verwendung unterschiedlicher Kernbrennstoffe , Kühlmittel, Moderator -Materialien und Neutronenspektren beruhen. Industriell durchsetzen konnten sich vor allem die Leichtwasserreaktoren, zu denen auch die in Deutschland betriebenen Druck- und Siedewasserreaktoren gehören. Etwa 90% der weltweiten Leistung von Atomkraftwerken wird derzeit von Leichtwasserreaktoren erbracht. Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte Da auch Leichtwasserreaktoren Mängel hinsichtlich ihrer Sicherheit, Brennstoffausnutzung, Wirkungsgrad und Wirtschaftlichkeit aufweisen, steigt seit einiger Zeit wieder das Interesse an alternativen Konzepten. Sie werden häufig als neuartige Reaktoren bezeichnet, beruhen zum Teil aber auf Designs, die sich bereits seit vielen Jahrzehnten in der Entwicklung befinden und bislang keine kommerziell konkurrenzfähigen Baulinien hervorbringen konnten. Im vom BASE beauftragten Gutachten wird aus diesem Grund der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Das Generation IV International Forum Seit 2001 werden Bestrebungen zur Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte international im „Generation IV International Forum“ (GIF) koordiniert. Ziel ist es, zeitnah einsatzfähige Kernreaktoren alternativer Technologielinien hervorzubringen, die verbesserte Eigenschaften aufweisen. Es werden sechs verschiedene Technologielinien verfolgt: Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor, VHTR) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Außerhalb des Arbeitsfeldes des GIF befinden sich weitere Konzepte in Entwicklung, so zum Beispiel: Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems, ADS) Alternative Technologielinien 1.) Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR) Während die meisten herkömmlichen Reaktoren (so auch die in Deutschland betriebenen Leichtwasserreaktoren) das verwendete Kühlmedium Wasser auf Temperaturen von etwa 300 °C erhitzen, arbeiten einige Reaktortypen bei deutlich höheren Temperaturen. Das Konzept des Hochtemperaturreaktors sieht vor, Temperaturen von 750 °C bis über 1000 °C zu erreichen. Diese hohen Temperaturen ermöglichen zum einen deutlich höhere Wirkungsgrade als bei anderen Reaktortypen, also eine verbesserte Ausbeute bei der Umwandlung von Wärme in elektrischen Strom. Zum anderen kann die Wärme alternativ für bestimmte Industrieprozesse wie die Produktion von Wasserstoff genutzt werden. Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors © BASE Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Seit Dezember 2023 befinden sich diese im kommerziellen Leistungsbetrieb. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. 2.) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR) Üblicherweise werden in Kernreaktoren Brennstoffe in fester Form als sogenannte Brennstäbe verwendet. In Salzschmelzereaktoren liegt der Brennstoff dagegen als geschmolzenes Salz vor, das durch den Reaktor gepumpt wird. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Teilweise werden Salzschmelzereaktoren auch als Flüssigsalzreaktoren bezeichnet. Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors © BASE Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt, im Oktober 2023 erreichte der Reaktor erstmals Kritikalität . 3.) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR) Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist aufgebaut wie ein Siedewasserreaktor , allerdings sind Druck und Temperatur so hoch, dass das Wasser nicht siedet; es befindet sich im sogenannten superkritischen (oder auch überkritischen) Zustand. Das Wasser zirkuliert in einem einfachen Kühlkreislauf und wird direkt in die Turbine gespeist. Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors © BASE Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. 4.) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR) In Gasgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mithilfe schneller Neutronen gespalten. Diese haben eine höhere Bewegungsenergie als thermische Neutronen , die in Leichtwasserreaktoren verwendet werden. Ähnlich wie bei Hochtemperaturreaktoren findet dabei Helium als Kühlmittel Verwendung. Dadurch werden besonders hohe Austrittstemperaturen und ein gegenüber herkömmlichen Leichtwasserreaktoren erhöhter Wirkungsgrad ermöglicht. Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. 5.) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR) In Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mittels schneller Neutronen gespalten. Der Reaktorkern befindet sich dabei in einem Kühlbecken (sogenannte Pool-Bauweise), welches mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Ein sekundärer Natriumkreislauf nimmt die Wärme aus dem primärseitigen Natrium-Pool auf und leitet sie zur Verwendung für die Stromerzeugung aus dem Reaktorbehälter heraus. Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. 6.) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR) Der Bleigekühlte Schnelle Reaktor beruht auf Kernspaltung mittels schneller Neutronen . Als Kühlmittel werden Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung verwendet. Der Primärkreislauf ist so konstruiert, dass das flüssige Metall aufgrund natürlicher Konvektion zirkuliert. Auf primärseitige Umwälzpumpen kann somit verzichtet werden. Die Stromerzeugung erfolgt über eine im Sekundärkreislauf angetriebene Turbine. Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Im Jahr 2021 wurde in Russland mit dem Bau eines bleigekühlten Demonstrationsreaktors, dem BREST-300-OD, begonnen. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. Ein Reaktordesign, das zu den bleigekühlten schnellen Reaktoren gezählt werden kann, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 7.) Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems – ADS) Konzepte für beschleunigergetriebene Reaktoren kombinieren einen unterkritischen Reaktorkern, in welchem keine selbsterhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion zustande kommen kann, mit einer externen Neutronenquelle, welche die für die Kernspaltung notwendigen Neutronen zur Verfügung stellt. Die Neutronenquelle ist beschleunigergetrieben, das heißt, sie arbeitet mithilfe eines Teilchenbeschleunigers. Die Leistung des Reaktors soll direkt über die Leistung des externen Teilchenbeschleunigers gesteuert werden können. Wird der Beschleuniger (und damit die Neutronenquelle) abgeschaltet, kommen die Kernspaltungsreaktionen zum Erliegen. Schematische Darstellung eines beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors © BASE Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Seit Dezember 2023 befinden sich diese im kommerziellen Leistungsbetrieb. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt, im Oktober 2023 erreichte der Reaktor erstmals Kritikalität . Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Im Jahr 2021 wurde in Russland mit dem Bau eines bleigekühlten Demonstrationsreaktors, dem BREST-300-OD, begonnen. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. Ein Reaktordesign, das zu den bleigekühlten schnellen Reaktoren gezählt werden kann, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Weitere Informationen zu Transmutation und alternativen Entsorgungsoptionen Transmutation hochradioaktiver Abfälle Faktencheck: Transmutation Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu Partitionierungs- und Transmutationsanlagen für hochradioaktive Abfälle (P&T) Verfolgung und Aufbereitung des Standes von Wissenschaft und Technik bei alternativen Entsorgungsoptionen für hochradioaktive Abfälle (altEr)

U-Anreicherung-Diffusion-RU-2010

Uran-Anreicherung mit Gas-Diffusion in Russland, Daten nach #1, aktualisiert nach #2 Auslastung: 7000h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 75000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2010 Lebensdauer: 20a Leistung: 1500MW Nutzungsgrad: 100% Produkt: Nukleare Energie

U-Anreicherung-Zentrifuge-DE-2010

Urananreicherung per Gaszentrifuge in Deutschland, Daten nach #1, aktualisiert mit #2 Auslastung: 7000h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 75000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2010 Lebensdauer: 20a Leistung: 1500MW Nutzungsgrad: 100% Produkt: Nukleare Energie

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