Das Forschungszentrum Jülich und die Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor hatten 2011 eine unabhängige Expertengruppe beauftragt, die Betriebsgeschichte des 1988 stillgelegten AVR-Reaktors aufzuarbeiten. Die Experten haben ihre Arbeit nun abgeschlossen und die Ergebnisse am 26. April 2014 der Öffenlichkeit als Download zur Verfügung gestellt. Ziel dieser historischen Aufarbeitung ist es, eine unabhängige Bewertung der Reaktortechnologie und der Vorkommnisse während des Leistungsbetriebs zu erhalten.
technologyComment of Mannheim process (RER): Production of sodium sulfate and HCl by the Mannheim process. This process can be summarized with the following overall stoechiometric reaction: 2 NaCl + H2SO4 → Na2SO4 + 2 HCl technologyComment of allyl chloride production, reaction of propylene and chlorine (RER): based on industry data in the US and Europe technologyComment of benzene chlorination (RER): Clorobenzenes are prepared by reaction of liquid benzene with gaseous chlorine in the presence of a catalyst at moderate temperature and atmospheric pressure. Hydrogen chloride is formed as a by-product. Generally, mixtures of isomers and compounds with varying degrees of chlorination are obtained, because any given chlorobenzene can be further chlorinated up to the stage of hexa-chlorobenzene. Because of the directing influence exerted by chlorine, the unfavoured products 1,3-dichlorobenzene, 1,3,5-trichlorobenzene and 1,2,3,5-tetrachlorobenzene are formed to only a small extent if at all. The velocity of chlorination for an individual chlorine compound depends on the compound's structure and, because of this, both the degree of chlorination and also the isomer ratio change continuously during the course of reaction. Sets of data on the composition of products from different reactions are only comparable if they refer to identical reaction conditions and materials having the same degree of chlorination. By altering the reaction conditions and changing the catalyst, one can vary the ratios of different chlorinated products within certain limits. Lewis acids (FeCl3, AlCl3, SbCl3, MnCl2, MoCl2, SnCl4, TiCl4) are used as principal catalysts. The usual catalyst employed in large scale production is ferric chloride, with or without the addition of sulfur compounds. The ratio of resulting chlorobenzenes to one another is also influenced by the benzene:chlorine ratio. For this reason, the highest selectivity is achieved in batch processes. If the same monochlorobenzene:dichlorobenzene ratio expected from a batch reactor is to result from continuous operation in a single-stage reactor, then a far lower degree of benzene conversion must be accepted as a consequence of the low benzene:chlorine ratio). The reaction is highly exothermic: C6H6 + Cl2 --> C6H5Cl + HCl ; delta H = -131.5 kJ/mol Unwanted heat of reaction can be dissipated either by circulating some of the reactor fluid through an external heat exchanger or by permitting evaporative cooling to occur at the boiling temperature. Circulation cooling has the advantage of enabling the reaction temperature to be varied in accordance with the requirements of a given situation. Evaporative cooling is more economical, however. Fractional distillation separates the products. Iron catalyst is removed with the distillation residue.Unreacted benzene is recycled to the reactor. technologyComment of hydrochloric acid production, from the reaction of hydrogen with chlorine (RER): HCl can be either directly prepared or generated as a by-product from a number of reactions. This dataset represents the production of HCl via the combustion of chlorine with hydrogen gas. The process involves burning hydrogen gas and chlorine in a gas combustion chamber, producing hydrogen chloride gas. The hydrogen chloride gas then passes through a cooler to an absorber where process water is introduced, producing aqueous hydrochloric acid. H2 + Cl2 -> 2 HCl (exothermic reaction) References: Althaus H.-J., Chudacoff M., Hischier R., Jungbluth N., Osses M. and Primas A. (2007) Life Cycle Inventories of Chemicals. ecoinvent report No. 8, v2.0. EMPA Dübendorf, Swiss Centre for Life Cycle Inventories, Dübendorf, CH. technologyComment of tetrafluoroethylene production (RER): The production of fluorochemicals and PTFE monomers can be summarized with the following chemical reactions (Cedergren et al. 2001): CaF2 + H2SO4 -> CaSO4 + 2HF (1) CH4 + 3Cl2 -> CHCl3 + 3HCl (2) CHCl3 + 2HF -> CHClF2 + 2HCl (3) 2 CHClF2 + heat -> CF2=CF2 + 2 HCl (4) This dataset represents the last reaction step (4). Parts of the production are carried out at high pressure and high temperature, 590 ºC – 900 ºC. The first reaction (1) takes place in the presence of heat and HSO3 - and steam. The inventory for the production of hydrogen fluoride can be found in the report (Jungbluth 2003a). Reaction (2) is used to produce trichloromethane. Reaction 3 for the production of chlorodifluoromethane takes place in the presence of a catalyst. The production of PTFE (4) takes place under high temperature pyrolysis conditions. Large amounts of hydrochloric acid (HCl) are generated as a couple product during the process and are sold as a 30% aqueous solution. A large number of other by-products and emissions is formed in the processes (benzene, dichloromethane, ethylene oxide, formaldehyde, R134a, and vinyl chloride) and small amounts of the highly toxic perfluoroisobutylene CF2=C(CF3)2. The by-products in the production of monomers can harm the processes of polymerisation. Because of this, the refinement of the production of monomers has to be very narrow. This makes the process complex and it contributes to a high cost for the PTFE-laminates. (Cedergren et al. 2001). References: Althaus H.-J., Chudacoff M., Hischier R., Jungbluth N., Osses M. and Primas A. (2007) Life Cycle Inventories of Chemicals. Final report ecoinvent data v2.0 No. 8. Swiss Centre for Life Cycle Inventories, Dübendorf, CH.
Small Modular Reactors Die wichtigsten Informationen zu Small Modular Reactors – kurz SMR – bietet unser Überblick: Was ist von den neuen Reaktorkonzepten zu erwarten? Welche Einsatzbereiche haben diese Konzepte, welche Länder entwickeln sie und wie hoch ist ihr Sicherheitsrisiko? Gutachten zu Small Modular Reactors Montage des Kernmoduls des SMR Linglong One in der südchinesischen Provinz Hainan © picture alliance / Xinhua News Agency | Liu Yiwei Das BASE hat ein Gutachten zu SMR erstellen lassen. Darin wurden 136 verschiedene historische sowie aktuelle Reaktoren bzw. SMR-Konzepte betrachtet, 31 davon besonders detailliert. Das Gutachten liefert eine wissenschaftliche Einschätzung zu möglichen Einsatzbereichen und den damit verbundenen Sicherheitsfragen und Risiken. Das Gutachten ist im Auftrag des BASE vom Öko-Institut Freiburg in Zusammenarbeit mit dem Fachgebiet für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik der TU Berlin sowie dem Physikerbüro Bremen angefertigt worden. SMR-Konzepte („Small Modular Reactors“) gehen auf Entwicklungen der 1950er Jahre zurück, insbesondere den Versuch, Atomkraft als Antriebstechnologie für Militär-U-Boote nutzbar zu machen. Weltweit existieren heute unterschiedlichste Konzepte und Entwicklungen für SMR. Die überwiegende Mehrzahl davon befindet sich auf der Ebene von Konzeptstudien. Das BASE hat ein Gutachten zu SMR in Auftrag gegeben. Daraus lassen sich folgende Schlussfolgerungen ziehen: Die Bandbreite der durch den Begriff SMR erfassten Konzepte reicht von „heutigen“ Leichtwasserreaktoren mit geringer Leistung bis hin zu andersartigen Konzepten, für die bislang wenig oder keine industrielle Vorerfahrung vorliegt (wie beispielsweise Hochtemperatur- oder Salzschmelze-Reaktorkonzepte). Die diskutierten Einsatzbereiche betreffen neben der regulären Stromversorgung insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse. Darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. Um weltweit dieselbe elektrische Leistung zu erzeugen wie mit heutigen neuen Atomkraftwerken wäre eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von vielen tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile erzielen, da sie ein beispielsweise geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen. Die hohe Anzahl an Reaktoren, die für die gleiche Produktionsmenge an elektrischer Leistung notwendig ist, erhöht das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches. Anders als teilweise von Herstellern angegeben, muss bisher davon ausgegangen werden, dass für den anlagenexternen Notfallschutz bei SMR die Möglichkeit von Kontaminationen besteht, die deutlich über das Anlagengelände hinausreichen. Durch die geringe elektrische Leistung sind bei SMR die Baukosten relativ betrachtet höher als bei großen Atomkraftwerken . Eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Atomindustrie legt nahe, dass im Mittel dreitausend SMR produziert werden müssten bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Folgende Fragen und Antworten lassen sich aus dem Gutachten ableiten: Definition: Was ist ein SMR? Trotz der seit langem praktizierten Verwendung des Begriffs SMR gibt es bis heute keine international einheitliche Definition für diesen Begriff. Eine Definition der IAEA beschreibt SMR als eine Gruppe kleiner Leistungsreaktoren mit geringerer Leistung als die heutiger Atomkraftwerke von bis zu unter 10 MWe (Mikroreaktoren) bis zu einer Leistung von typischerweise 300 MWe. Übliche konventionelle Reaktoren haben demgegenüber eine Leistung in der Größenordnung von über 1000 MWe. Die Funktionsweise dieser Reaktorgruppe ist sehr divers: Bei einer Reihe von Konzepten entspricht sie der Funktionsweise heutiger Leichtwasserreaktoren. Diese Typen der SMR unterliegen somit geringeren Entwicklungsrisiken, die Entwickler können auf Betriebserfahrung zurückgreifen. Zum anderen liegen den SMR auch neuartige Konzeptideen mit wenig bzw. keiner industrieller Vorerfahrung zugrunde. Letztere können den Hochtemperaturreaktoren, Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum oder den Salzschmelzreaktoren zugeordnet werden. Einsatzbereiche: Welche Länder entwickeln SMR? Die aktuelle Entwicklung von SMRs ist derzeit größtenteils staatlich finanziert und findet in starkem Maß in den USA , Kanada und dem Vereinten Königreich statt. Die SMRs können bei entsprechenden Voraussetzungen nicht nur im eigenen Land errichtet, sondern auch in andere Länder verkauft werden. Im Bereich der SMR spielen industrie- und geopolitische Motivlagen sowie militärische Interessen eine Rolle. Die Mehrheit der Länder, die SMR-Entwicklungsaktivitäten verfolgen, unterhalten Atomwaffenprogramme und bauen Atom -U-Boote und/oder verfügen bereits über ein großes „ziviles“ Atomprogramm. Neben der regulären Stromversorgung werden insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse genannt; darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. In Russland erfolgt der Einsatz von sogenannten Floating Nuclear Power Plants (Akademik Lomonossow, KLT-40S), um abgelegene Regionen zu versorgen. Neben traditionellen Atomenergieländern zeigen auch Länder mit fehlender Kompetenz und Infrastruktur in der Kerntechnik zunehmend Interesse an SMRs, wie zum Beispiel Saudi-Arabien und Jordanien. Maßnahmen gegen den Klimawandel: Können SMR einen Beitrag leisten? Sofern SMR auch als Lösung im Kontext der Bekämpfung der Gefahren des Klimawandels und der damit verbundenen Reduzierung der Treibhausgasemissionen zur globalen Stromversorgung vorgeschlagen werden, ist die mit ihnen erzielte Stromproduktion relevant. Heutige neue Atomkraftwerke weisen elektrische Leistungen im Bereich von 1.000-1.600 MWe auf. Die SMR-Konzepte, die in dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten auf dieser Seite) betrachtet worden sind, sehen dagegen geplante elektrische Leistungen von 1,5-300 MWe vor. Entsprechend wäre zur Bereitstellung derselben elektrischen Leistung eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von mehreren tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Dieses Ziel liegt in weiter Ferne. Zudem werden verschiedene Risiken, die mit Vervielfachung der Zahl der Anlagen einhergehen, bei der Planung weitgehend vernachlässigt: insbesondere Fragen des Transports, des Rückbaus sowie der Zwischen- und Endlagerung . Wirtschaftlichkeit: Würde sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen? SMR versprechen durch ihre Modularität kürzere Produktionszeiten sowie geringere Produktionskosten. Einzelne Komponenten oder auch der gesamte SMR sollen industriell (massen-)gefertigt und bei Bedarf zu den ausgewählten Standorten zur Installation transportiert werden. Vergleichbar mit einem Baukastenprinzip kann am Standort in kurzer Zeit aus den Komponenten (Modulen) ein einzelner Reaktor mit kleiner Leistung oder auch eine größere Anlage aus mehreren kleinen Reaktor-Modulen errichtet werden. Durch die geringe elektrische Leistung sind die spezifischen Baukosten durch den Verlust der Skaleneffekte höher als bei großen Atomkraftwerken . In dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten in der oberen Hälfte dieser Seite) wird eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Nuklearindustrie aufgemacht: Demnach müssen im Mittel dreitausend SMR produziert werden bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Es ist somit nicht zu erwarten, dass der strukturelle Kostennachteil von Reaktoren mit kleiner Leistung durch Lern- bzw. Masseneffekte kompensiert werden kann. Die Bereitstellung von SMR erfolgt wie bei Atomkraftwerken mit großer Leistung überwiegend staatlich bzw. von der Nachfrage (Endkunden, Militär) abgesichert. Zwar entwickeln sich auch Spin-Offs aus staatlich finanzierten Großforschungseinrichtungen und es gibt auch neu gegründete Start-ups, aber deren Geschäftsmodelle beruhen ebenfalls auf langfristiger staatlicher Finanzierung. Insgesamt ist daher nicht abzusehen, dass SMR-Konzepte andere Organisationsmodelle entwickeln können, als sie seit circa 70 Jahren im Bereich der Atomtechnik betrieben werden. Eine weitere wesentliche Begründung für die Entwicklung von SMR-Konzepten ist die Erwartung kürzerer Zeithorizonte, insbesondere geringerer Bauzeiten und unter Umständen auch ein weniger komplizierter Rückbau . Die Betrachtung aktuell im Bau bzw. Betrieb befindlicher Anlagen lässt diese Vermutung als nicht empirisch fundiert erscheinen: Planungs-, Entwicklungs- und Bauzeiten übersteigen die ursprünglichen Zeithorizonte in der Regel um ein Vielfaches. Die Erfahrung mit historischen SMR deuten darauf hin, dass die Betriebszeiten von nicht-wassergekühlten SMR-Vorhaben kurz sind und der Rückbau sich als langwierig erweist. Regulatorische Anforderungen: Wie hoch ist das Sicherheitsrisiko bei SMR? Spezielle Einsatzszenarien wie die Modularität, neue Herstellungsverfahren, Materialien und technologische Lösungen für die Sicherheitsfunktionen erfordern vielfach neue regulatorische Ansätze. Bei einer geplanten, weltweiten Verbreitung von SMR ergeben sich damit vollkommen neue Fragestellungen für die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden. So liegen bislang keine SMR-spezifischen nationalen oder internationalen Sicherheitsstandards vor. Da viele SMR-Entwickler einen weltweiten Einsatz ihrer SMR-Konzepte anstreben, würde dies eine internationale Standardisierung der Anforderungen erforderlich machen. Dies ist gerade bei etablierten Atomenergiestaaten derzeit nicht absehbar. Insgesamt könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung erzielen, da sie ein geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen und durch gezielte Vereinfachungen und einen verstärkten Einsatz der Nutzung passiver Systeme ein höheres Sicherheitsniveau anstreben. Durch ihre geringere Größe versprechen Entwickler ein geringeres Sicherheitsrisiko der Reaktoren. Die hohe Anzahl an Reaktoren zur Bereitstellung signifikanter Mengen elektrischer Leistung und ihre geplante weltweite Nutzung wird das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches erhöht. Auch verfolgen viele SMR-Konzepte den Anspruch auf reduzierte Sicherheitsanforderungen beispielsweise mit Blick auf die Diversität bei Sicherheitssystemen. Manche SMR-Konzepte fordern sogar den Verzicht auf heutige Anforderungen ein, so im Bereich des anlageninternen Notfallschutzes. Andere verzichten vollständig auf eine externe Notfallschutzplanung. Diese, auch zur Kosteneffizienz verfolgte Sicherheitskonzepte, tragen zu einer Erhöhung der Risiken bei. Zugang zu atomwaffenfähigem Material: Vergrößert SMR das Risiko? Verschiedene nicht-wassergekühlte SMR -Konzepte sehen den Einsatz von höheren Urananreicherungen oder die Nutzung von Plutoniumbrennstoffen sowie von Wiederaufarbeitungstechnologie vor. Dies wirkt sich nachteilig auf die Proliferationsresistenz – also die Erfordernis, den Zugang zu oder die Technologie zur Herstellung von atomwaffenfähigen Material zu verhindern – aus. Als ein weiterer wesentlicher Unterschied von SMR -Konzepten zu heutigen Leistungsreaktoren wird häufig die Nutzung von Systemen genannt, die eine lange Laufzeit aufweisen und als geschlossenes System geliefert würden. Dies könnte durch Versiegelung die Überwachung vereinfachen und Transporte minimieren. Durch den hohen Abbrand wird das Spaltmaterial zudem nach einiger Zeit unattraktiv. Nachteilig wirkt sich aber die hohe erforderliche Menge an Spaltmaterial zu Beginn des Reaktorbetriebs aus. Ein zusätzlicher Aspekt betrifft die Möglichkeiten der Spaltmaterialüberwachung durch die Internationale Atomenergieorganisation. Viele der Standardmethoden zur Spaltmaterialüberwachung passen nicht direkt auf die Besonderheiten von SMR -Konzepten, es stellen sich damit neue Herausforderungen. Definition: Was ist ein SMR? Trotz der seit langem praktizierten Verwendung des Begriffs SMR gibt es bis heute keine international einheitliche Definition für diesen Begriff. Eine Definition der IAEA beschreibt SMR als eine Gruppe kleiner Leistungsreaktoren mit geringerer Leistung als die heutiger Atomkraftwerke von bis zu unter 10 MWe (Mikroreaktoren) bis zu einer Leistung von typischerweise 300 MWe. Übliche konventionelle Reaktoren haben demgegenüber eine Leistung in der Größenordnung von über 1000 MWe. Die Funktionsweise dieser Reaktorgruppe ist sehr divers: Bei einer Reihe von Konzepten entspricht sie der Funktionsweise heutiger Leichtwasserreaktoren. Diese Typen der SMR unterliegen somit geringeren Entwicklungsrisiken, die Entwickler können auf Betriebserfahrung zurückgreifen. Zum anderen liegen den SMR auch neuartige Konzeptideen mit wenig bzw. keiner industrieller Vorerfahrung zugrunde. Letztere können den Hochtemperaturreaktoren, Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum oder den Salzschmelzreaktoren zugeordnet werden. Einsatzbereiche: Welche Länder entwickeln SMR? Die aktuelle Entwicklung von SMRs ist derzeit größtenteils staatlich finanziert und findet in starkem Maß in den USA , Kanada und dem Vereinten Königreich statt. Die SMRs können bei entsprechenden Voraussetzungen nicht nur im eigenen Land errichtet, sondern auch in andere Länder verkauft werden. Im Bereich der SMR spielen industrie- und geopolitische Motivlagen sowie militärische Interessen eine Rolle. Die Mehrheit der Länder, die SMR-Entwicklungsaktivitäten verfolgen, unterhalten Atomwaffenprogramme und bauen Atom -U-Boote und/oder verfügen bereits über ein großes „ziviles“ Atomprogramm. Neben der regulären Stromversorgung werden insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse genannt; darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. In Russland erfolgt der Einsatz von sogenannten Floating Nuclear Power Plants (Akademik Lomonossow, KLT-40S), um abgelegene Regionen zu versorgen. Neben traditionellen Atomenergieländern zeigen auch Länder mit fehlender Kompetenz und Infrastruktur in der Kerntechnik zunehmend Interesse an SMRs, wie zum Beispiel Saudi-Arabien und Jordanien. Maßnahmen gegen den Klimawandel: Können SMR einen Beitrag leisten? Sofern SMR auch als Lösung im Kontext der Bekämpfung der Gefahren des Klimawandels und der damit verbundenen Reduzierung der Treibhausgasemissionen zur globalen Stromversorgung vorgeschlagen werden, ist die mit ihnen erzielte Stromproduktion relevant. Heutige neue Atomkraftwerke weisen elektrische Leistungen im Bereich von 1.000-1.600 MWe auf. Die SMR-Konzepte, die in dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten auf dieser Seite) betrachtet worden sind, sehen dagegen geplante elektrische Leistungen von 1,5-300 MWe vor. Entsprechend wäre zur Bereitstellung derselben elektrischen Leistung eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von mehreren tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Dieses Ziel liegt in weiter Ferne. Zudem werden verschiedene Risiken, die mit Vervielfachung der Zahl der Anlagen einhergehen, bei der Planung weitgehend vernachlässigt: insbesondere Fragen des Transports, des Rückbaus sowie der Zwischen- und Endlagerung . Wirtschaftlichkeit: Würde sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen? SMR versprechen durch ihre Modularität kürzere Produktionszeiten sowie geringere Produktionskosten. Einzelne Komponenten oder auch der gesamte SMR sollen industriell (massen-)gefertigt und bei Bedarf zu den ausgewählten Standorten zur Installation transportiert werden. Vergleichbar mit einem Baukastenprinzip kann am Standort in kurzer Zeit aus den Komponenten (Modulen) ein einzelner Reaktor mit kleiner Leistung oder auch eine größere Anlage aus mehreren kleinen Reaktor-Modulen errichtet werden. Durch die geringe elektrische Leistung sind die spezifischen Baukosten durch den Verlust der Skaleneffekte höher als bei großen Atomkraftwerken . In dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten in der oberen Hälfte dieser Seite) wird eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Nuklearindustrie aufgemacht: Demnach müssen im Mittel dreitausend SMR produziert werden bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Es ist somit nicht zu erwarten, dass der strukturelle Kostennachteil von Reaktoren mit kleiner Leistung durch Lern- bzw. Masseneffekte kompensiert werden kann. Die Bereitstellung von SMR erfolgt wie bei Atomkraftwerken mit großer Leistung überwiegend staatlich bzw. von der Nachfrage (Endkunden, Militär) abgesichert. Zwar entwickeln sich auch Spin-Offs aus staatlich finanzierten Großforschungseinrichtungen und es gibt auch neu gegründete Start-ups, aber deren Geschäftsmodelle beruhen ebenfalls auf langfristiger staatlicher Finanzierung. Insgesamt ist daher nicht abzusehen, dass SMR-Konzepte andere Organisationsmodelle entwickeln können, als sie seit circa 70 Jahren im Bereich der Atomtechnik betrieben werden. Eine weitere wesentliche Begründung für die Entwicklung von SMR-Konzepten ist die Erwartung kürzerer Zeithorizonte, insbesondere geringerer Bauzeiten und unter Umständen auch ein weniger komplizierter Rückbau . Die Betrachtung aktuell im Bau bzw. Betrieb befindlicher Anlagen lässt diese Vermutung als nicht empirisch fundiert erscheinen: Planungs-, Entwicklungs- und Bauzeiten übersteigen die ursprünglichen Zeithorizonte in der Regel um ein Vielfaches. Die Erfahrung mit historischen SMR deuten darauf hin, dass die Betriebszeiten von nicht-wassergekühlten SMR-Vorhaben kurz sind und der Rückbau sich als langwierig erweist. Regulatorische Anforderungen: Wie hoch ist das Sicherheitsrisiko bei SMR? Spezielle Einsatzszenarien wie die Modularität, neue Herstellungsverfahren, Materialien und technologische Lösungen für die Sicherheitsfunktionen erfordern vielfach neue regulatorische Ansätze. Bei einer geplanten, weltweiten Verbreitung von SMR ergeben sich damit vollkommen neue Fragestellungen für die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden. So liegen bislang keine SMR-spezifischen nationalen oder internationalen Sicherheitsstandards vor. Da viele SMR-Entwickler einen weltweiten Einsatz ihrer SMR-Konzepte anstreben, würde dies eine internationale Standardisierung der Anforderungen erforderlich machen. Dies ist gerade bei etablierten Atomenergiestaaten derzeit nicht absehbar. Insgesamt könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung erzielen, da sie ein geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen und durch gezielte Vereinfachungen und einen verstärkten Einsatz der Nutzung passiver Systeme ein höheres Sicherheitsniveau anstreben. Durch ihre geringere Größe versprechen Entwickler ein geringeres Sicherheitsrisiko der Reaktoren. Die hohe Anzahl an Reaktoren zur Bereitstellung signifikanter Mengen elektrischer Leistung und ihre geplante weltweite Nutzung wird das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches erhöht. Auch verfolgen viele SMR-Konzepte den Anspruch auf reduzierte Sicherheitsanforderungen beispielsweise mit Blick auf die Diversität bei Sicherheitssystemen. Manche SMR-Konzepte fordern sogar den Verzicht auf heutige Anforderungen ein, so im Bereich des anlageninternen Notfallschutzes. Andere verzichten vollständig auf eine externe Notfallschutzplanung. Diese, auch zur Kosteneffizienz verfolgte Sicherheitskonzepte, tragen zu einer Erhöhung der Risiken bei. Zugang zu atomwaffenfähigem Material: Vergrößert SMR das Risiko? Verschiedene nicht-wassergekühlte SMR -Konzepte sehen den Einsatz von höheren Urananreicherungen oder die Nutzung von Plutoniumbrennstoffen sowie von Wiederaufarbeitungstechnologie vor. Dies wirkt sich nachteilig auf die Proliferationsresistenz – also die Erfordernis, den Zugang zu oder die Technologie zur Herstellung von atomwaffenfähigen Material zu verhindern – aus. Als ein weiterer wesentlicher Unterschied von SMR -Konzepten zu heutigen Leistungsreaktoren wird häufig die Nutzung von Systemen genannt, die eine lange Laufzeit aufweisen und als geschlossenes System geliefert würden. Dies könnte durch Versiegelung die Überwachung vereinfachen und Transporte minimieren. Durch den hohen Abbrand wird das Spaltmaterial zudem nach einiger Zeit unattraktiv. Nachteilig wirkt sich aber die hohe erforderliche Menge an Spaltmaterial zu Beginn des Reaktorbetriebs aus. Ein zusätzlicher Aspekt betrifft die Möglichkeiten der Spaltmaterialüberwachung durch die Internationale Atomenergieorganisation. Viele der Standardmethoden zur Spaltmaterialüberwachung passen nicht direkt auf die Besonderheiten von SMR -Konzepten, es stellen sich damit neue Herausforderungen. Gutachten zum Download Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung einer Anwendung von SMR-Konzepten (Small Modular Reactors) Herunterladen (PDF, 3MB, barrierefrei⁄barrierearm) Kurzinformationen zu Small Modular Reactors Small Modular Reactors (SMR) Herunterladen (PDF, 72KB, barrierefrei⁄barrierearm) Informationsseite des World Nuclear Industry Status Reports 2023 World Nuclear Industry Status Report 2023
Zwischenlager Ahaus Das Zwischenlager Ahaus ist ein Zwischenlager zur Aufbewahrung von ausgedienten Brennelementen aus Atomkraftwerken und Forschungsreaktoren sowie von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen, die beim Betrieb und der Stilllegung von AKW anfallen. Mehr erfahren Standort Ahaus, Nordrhein-Westfalen Betreiber BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH Genehmigungsbehörde für das Brennelemente-Zwischenlager Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Atomrechtliche Aufsicht Ministerium für Wirtschaft, Industrie, Klimaschutz und Energie (MWIKE) Nordrhein-Westfalen Behälterstellplätze 420 genehmigt 56 belegt mit 329 Behältern Inbetriebnahme 1992 Genehmigt bis 2036 Das Transportbehälterlager Ahaus ist ein Lager zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und zur Lagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen. Das Lager befindet sich auf dem Gebiet der Stadt Ahaus (westliches Münsterland), etwa 3 Kilometer östlich des Stadtzentrums. Betrieben wird das Lager von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und der BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH . Das Transportbehälterlager Ahaus wurde zwischen 1984 und 1990 errichtet. Die Lagerhalle besteht aus zwei durch einen Empfangs- und Wartungsbereich voneinander getrennten Lagerhallenhälften (Lagerbereiche I und II): Der Lagerbereich I dient bis auf weiteres der Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz (siehe hierzu Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung). Der Lagerbereich II dient derzeit der Aufbewahrung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren, von Brennelementen aus dem Rossendorfer Forschungsreaktor und von Brennelementen aus dem Hochtemperaturreaktor in Hamm-Uentrop gemäß Paragraph 6 Atomgesetz. Genehmigungsbehörde nach Paragraph 6 Atomgesetz ist seit dem 30. Juli 2016 das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung. Es hat diese Aufgabe vom bis dahin zuständigen Bundesamt für Strahlenschutz übernommen. Die atomrechtliche Aufsichtsbehörde ist das Ministerium für Wirtschaft, Innovation, Digitalisierung und Energie des Landes Nordrhein-Westfalen. Genehmigungsbehörde für die vorübergehende Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ist die Bezirksregierung Münster. Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Ausblick: Nutzung zur Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren Es ist vorgesehen, das Zwischenlager Ahaus für die Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren in Behältern der neuen Bauart Castor MTR3 zu nutzen. Radiologische Fernüberwachung Neben den im Rahmen der Umgebungsüberwachung vorgeschriebenen Messungen des Betreibers führt die atomrechtliche Aufsichtsbehörde Messungen durch, die tagesaktuell veröffentlicht werden: Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Broschüre zum Download Rücknahme von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 4MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen
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. Seit der Mitte des 20. Jahrhunderts werden Reaktorkonzepte erforscht, die sich von Leichtwasserreaktoren teils signifikant unterscheiden. Diese sollen laut den Entwickler:innen Vorteile gegenüber heute weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren aufweisen. Die wissenschaftliche Studie kommt zu dem Schluss, dass bei diesen Konzepten weiterhin zahlreiche sicherheitstechnische und ökonomische Fragestellungen offen sind. Sie werden bis zur Mitte dieses Jahrhunderts nicht in relevantem Umfang zum Einsatz kommen. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie sollen als Lösungsstrategie zur Dekarbonisierung der Stromerzeugung sowie teilweise auch der Wärmeversorgung für den Industrie- und Wohnsektor beitragen. Studie: "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von solchen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. Die Unterschiede finden sich meist bei Kühlmittel, Moderator , Neutronenspektrum sowie Art und Form des Brennstoffs. Die untersuchten Konzepte sind: Natriumgekühlte Schnelle Reaktoren (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlte Schnelle Reaktoren (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Gasgekühlte Schnelle Reaktoren (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Salzschmelzereaktoren (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktoren (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Hochtemperaturreaktoren (Very High Temperature Reactor, VHTR) Beschleunigergetriebene Systeme (ADS) Die ersten sechs Reaktorkonzepte werden teilweise auch als „Generation IV“-Konzepte bezeichnet, da sie von dem sogenannten „Generation IV International Forum“ (GIF) mitentwickelt werden. Bei dem GIF handelt es sich um einen 2001 gegründeten, internationalen Verbund von Staaten und Industrieunternehmen, welche die Entwicklung der entsprechenden Reaktorkonzepte voranzutreiben versuchen. Studie betrachtet Sicherheit der Reaktorkonzepte und Entsorgungsfrage Die untersuchten Konzepte wurden anhand der Kriterien des technologischen Entwicklungsstands, der Sicherheit, Ver- und Entsorgungsfragen, Proliferationsrisiken und der erwarteten Kosten bewertet. Die Studie kommt zum Ergebnis: In manchen Kategorien weisen die untersuchten Reaktorkonzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren auf. Es ist aber nicht zu erwarten, dass eines der Konzepte in allen Bereichen Vorteile aufweisen wird. In einzelnen Bereichen sind auch Nachteile gegenüber heutigen Leichtwasserreaktoren absehbar. Einige Reaktorkonzepte werfen neue sicherheitstechnische Fragestellungen auf. Beispielsweise die Möglichkeit von Kühlmittelbränden bei natriumgekühlten Reaktoren, ein verstärktes Auftreten von Korrosion bei Salzschmelzereaktoren oder eine schwierigere Regelbarkeit des Reaktors aufgrund einer anspruchsvolleren Neutronenphysik bei schnellen Reaktoren, bedingt durch einen geringeren Anteil verzögerter Neutronen . Trotz der Tatsache, dass die Reaktorkonzepte teils seit Jahrzehnten in Entwicklung sind, existiert bis heute kein kommerziell konkurrenzfähiges Reaktorkonzept. Der weitere Zeitbedarf für die Entwicklung der untersuchten Konzepte wird im Bereich von mehreren Jahrzehnten gesehen. Teilweise könnten die untersuchten Konzepte Kostenvorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Es ist nicht davon auszugehen, dass diese Kostenvorteile die bisherigen Kostennachteile heutiger Leichtwasserreaktoren gegenüber anderen Stromerzeugungstechnologien, insbesondere erneuerbaren Energien, ausgleichen oder gar in einen Kostenvorteil umkehren könnten. In Summe geht die Studie davon aus, dass die untersuchten Konzepte bis zur Mitte des 21. Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden. Einfluss alternativer Reaktorkonzepte auf radioaktive Abfallmengen Das Vorhaben untersuchte, in welchem Umfang alternative Reaktorkonzepte radioaktive Abfälle erzeugen oder sogar reduzieren können und wie sich diese Abfälle von jenen aus Leichtwasserreaktoren unterscheiden. Diese Fragen lassen sich jedoch nicht pauschal beantworten. Das liegt zum einen daran, dass sich die Technologien noch in der Entwicklung befinden und zum anderem daran, dass dies maßgeblich davon abhängt, in welches System aus Kernkraftwerken die alternativen Reaktorkonzepte integriert werden. Beispielsweise ob eine Wiederaufbereitung angedacht ist. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. Entwicklungsstand der Reaktorkonzepte in anderen Ländern Die Studie untersuchte auch die Forschungs- und Entwicklungstätigkeiten zu den Reaktorkonzepten im Ausland. Die Auswertung ausgewählter Länder ergab, dass neben dem (fraglichen) Ziel einer günstigen Erzeugung von Strom (und ggf. Wärme) folgende Motive vorhanden sind: Geopolitischer Einfluss (beispielsweise die Möglichkeit durch Exporte Einfluss auf die Atom -Programme anderer Länder zu nehmen), Nutzung von Synergien mit militärischen Atom -Programmen, Aufrechterhaltung von Wissen und industriellen Kapazitäten im Bereich der Kernenergie, die Dekarbonisierung des Energiesystems, die Entwicklung eines sogenannten geschlossenen Brennstoffkreislaufs; also der Möglichkeit durch Wiederaufbereitung einen Teil der Abfälle aus Leichtwasserreaktoren zu nutzen oder neuen Brennstoff für Leichtwasserreaktoren zu erbrüten. Im Rahmen der Studie wurden die Forschungsaktivitäten der USA , Chinas, Russlands (Staaten mit Atomwaffen und Atomkraftwerken ), Südkoreas und Belgiens (Staaten mit Atomkraftwerken aber ohne Atomwaffen) sowie Polen (ein potentielles Einstiegsland in die Atomenergie) auf dem Gebiet von alternativen Reaktorkonzepten vertieft analysiert. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Untersuchung ausgewählter Regelwerke Damit ein Kernkraftwerk gebaut und betrieben werden darf, muss im Vorfeld ein Sicherheitsnachweis erbracht werden. Darin muss der Betreiber darlegen, welche Risiken von der Anlage ausgehen und welche Maßnahmen er zu Reduzierung dieser Risiken ergreift. Das nationale Regelwerk eines Landes legt dabei fest, welche Anforderungen ein Reaktor erbringen muss, um eine Genehmigung zu erhalten. Die Regelwerke legen zum einen grundlegende Anforderungen fest (zielorientierte Regelwerke), zum anderen geben sie auch konkrete technische Ausführungen vor bzw. stellen Anforderungen mit Bezug auf konkrete technologische Lösungen (präskriptive Regelwerke). Die Regelwerke wurden überwiegend auf Basis der Erkenntnisse aus Bau und Betrieb der heutigen, wassergekühlten Reaktorkonzepte entwickelt. Die untersuchten alternativen Reaktorkonzepte unterscheiden sich jedoch in mehreren Aspekten deutlich von wassergekühlten Reaktorkonzepten. Die präskriptiven Regeln sind daher oft nicht direkt auf alternative Reaktorkonzepte übertragbar. Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download Fachlicher Abschlussbericht Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download - Kurzfassung Fachlicher Abschlussbericht - Kurzfassung Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 279KB, barrierefrei⁄barrierearm) Weitere Informationen zum Thema Alternative Reaktorkonzepte Antwort des BMUV auf Kleine Anfrage im Deutschen Bundestag zur Erstellung der Studie Antwortschreiben auf Kleine Anfrage zur BASE-Studie "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Herunterladen (PDF, 154KB, nicht barrierefrei)
Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Eine Onlineteilname per ZoomX ist ebenfalls möglich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Raum 006 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Raum 006 Wegelystr. 8 10623 Berlin Sie möchten per Zoom-Meeting am Termin teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Teilnahme per ZoomX 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse online per ZoomX Sie möchten in Präsenz an der Veranstaltung teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
Faktencheck: Ist ein Super-GAU wie in Tschernobyl oder Fukushima bei Reaktoren neuester Bauart denkbar? Ein „Super-GAU“, also ein Unfall mit erheblicher Freisetzung von Radioaktivität in die Umwelt, ist auch bei Reaktoren neuester Bauart denkbar. Ein auslegungsüberschreitender Störfall („Super-GAU“), also ein Unfall mit erheblicher Freisetzung von Radioaktivität in die Umwelt, ist auch bei Reaktoren neuester Bauart denkbar. Ereignisabläufe, die in der Vergangenheit zu Unfällen geführt haben wie in Tschernobyl oder Fukushima werden in der Regel durch die Fortentwicklung der Sicherheitstechnik bei neueren Reaktoren ausgeschlossen. Die neueste Generation von Leichtwasserreaktoren („Generation 3+“) verfügt beispielsweise über zusätzliche Sicherheitseinrichtungen um mit Kernschmelze-Ereignissen umzugehen und das Austreten von Radioaktivität auch im Fall einer Kernschmelze möglichst zu verhindern. Generell können eine Kernschmelze oder auch das Versagen von Sicherheitssystemen aber nicht vollständig ausgeschlossen werden. Bei alternativen Reaktorkonzepten der sogenannten „4. Generation“, die nicht auf der etablierten Leichtwassertechnologie beruhen, sollen bestimmte, für Leichtwasserreaktoren typische Ereignisabläufe aufgrund des Designs prinzipiell ausgeschlossen sein. So kann es beispielsweise in Hochtemperaturreaktoren nicht zu Kernschmelze-Ereignissen kommen. Für alternative Reaktorkonzepte können aber andere Phänomene, Fehlermechanismen oder Risiken existieren, die für leichtwassergekühlte Reaktoren nicht bestehen. Für alle Reaktortypen neuester Bauart sowie absehbar auch für zukünftige Reaktoren bestehen somit Unfallszenarien, die zu einer Freisetzung von Radioaktivität führen können. Weitere Informationen über nukleare Unfälle Die Nuklearkatastrophe von Tschernobyl Fukushima: Der katastrophale Unfall und seine Folgen Weitere Informationen Alternative Reaktorkonzepte
Alternative reactor concepts A number of reactor concepts are being developed around the world as future alternatives to conventional nuclear power plants. A report commissioned by BASE analyses the development status, safety and regulatory framework of these concepts. Study on alternative reactor concepts BASE has commissioned a research project to analyse current developments in alternative reactor concepts that differ significantly from light water reactors. The term "so-called 'novel' reactor concepts" is used to denote them in this report. Various reactor concepts that are seen as future alternatives to conventional nuclear power plants are currently being developed around the world. They are often summarised under collective terms such as "4th generation reactors", "novel reactor concepts" or "advanced reactors". These alternative reactors are characterised by the fact that they can provide electricity much more cheaply than conventional nuclear power plants, are safer than conventional nuclear power plants, should be able to incubate new nuclear fuel, should be able to recycle radioactive waste, produce less waste, are less suitable for producing fissile material for nuclear weapons. But will the alternative reactor concepts live up to expectations? BASE has commissioned an expert report to investigate this question, and to analyse and evaluate the concepts regarding development status, safety and regulatory framework. You can view an interim report on the expert opinion here. Here you can find the summary of the study results . Historical development Research into a variety of different reactor concepts based on the use of different nuclear fuels, coolants, moderator materials and neutron spectra has been conducted since the 1940s and 1950s. Light water reactors, which include the pressurised and boiling water reactors operated in Germany, were the most successful in industrial terms. Around 90% of the global output of nuclear power plants is currently generated by light water reactors. Development of alternative reactor concepts As light water reactors also have shortcomings in terms of safety, fuel utilisation, efficiency and cost-effectiveness, interest in alternative concepts has been growing again for some time. These are often referred to as novel reactor types, but some of them are based on designs that have been under development for many decades and have not produced any commercially competitive construction lines to date. For this reason, the report commissioned by BASE refers to "so-called 'novel' reactor concepts". The Generation IV International Forum International efforts to develop alternative reactor concepts have been coordinated through the Generation IV International Forum (GIF) since 2001. The aim is to produce operational nuclear reactors of alternative technology lines with improved properties in the near future. Six different technology lines are being pursued: 1. Very High Temperature Reactor (VHTR) 2. Molten Salt Reactor (MSR) 3. Supercritical-water-cooled reactor (SCWR) 4. Gas-cooled fast reactor (GFR) 5. Sodium-cooled fast reactor (SFR) 6. Lead-cooled fast reactor (LFR) Other concepts are currently being developed outside the GIF's area of work, for example 7. Accelerator-driven subcritical reactor (Accelerator-driven Systems, ADS) Alternative technology lines 1) Very High Temperature Reactor (VHTR) While most conventional reactors (including the light water reactors operated in Germany) heat the water used as a cooling medium to temperatures of approx. 300°C, other reactor types operate at significantly higher temperatures. The high-temperature reactor is designed to reach temperatures of 750°C to over 1000°C. Such high temperatures allow for significantly higher efficiencies than other reactor types, i.e. a better yield when converting heat into electricity. Furthermore, the heat can alternatively be utilised for certain industrial processes such as the production of hydrogen. Very High Temperature Reactor © BASE How does the high-temperature reactor work? High-temperature reactor concepts use helium gas as a coolant instead of water. This allows the reactor to operate at lower pressure, making it more controllable at extremely high temperatures compared to conventional light water reactors. Uranium oxide or carbide is predominantly used as fuel. The fuel comes in small pellets that are encased in a protective shell. The pellets, in turn, are embedded in spheres or prismatic blocks of graphite, which serves as a moderator. These spheres or blocks represent the fuel elements. Coolant flows around them and absorbs the heat generated during the nuclear reaction. This heat can be used, for example, to heat water and drive a steam turbine. Advantages and disadvantages of high-temperature reactors? In addition to an increased efficiency and the generation of process heat at high temperatures, high-temperature reactors offer further advantages over conventional reactors. The design of the fuel elements and the helium cooling offer improved safety features. This means that additional safety systems can be used, some of which are not available in water-cooled reactors. Due to its design, the high-temperature reactor has a relatively low output in relation to the total volume of the reactor core. A core meltdown can, therefore, be ruled out. If the plant is suitably designed, natural uranium , thorium, plutonium or mixed oxides can also be used as fuel in addition to enriched uranium . However, the technology also has major disadvantages. The high temperature and the helium coolant pose a challenge in terms of selecting suitable materials. Gas-cooled reactors also often exhibit problems such as uneven cooling, high abrasion and dust formation as well as an increased risk of fire in the event of water or air ingress. This can lead to the release of radioactive substances . Due to the high content of radioactive graphite, the final disposal of spent fuel elements is estimated to be significantly more cost-intensive compared to conventional fuel elements. Development status of high-temperature reactors Gas-cooled high-temperature reactors have been the subject of research since the 1960s. Prototype plants based on this concept (the pebble bed reactors in Jülich and Hamm-Uentrop) were also developed in Germany. At the end of the 1980s, both plants were shut down due to various technical problems, and the technology was gradually abandoned in Germany. Other high-temperature reactor projects have been and continue to be developed in the UK, the USA , Japan and France, among others. A project in South Africa, which was based on AVR Jülich technology, was paused indefinitely due to technical difficulties and a lack of funding in 2010. A high-temperature experimental reactor, the HTR-10, which is also based on the pebble bed design , has been in operation in the People's Republic of China since 2003. Two further high-temperature reactors of the HTR-PM type there reached criticality as demonstration plants in autumn 2021. A similar project in the USA was discontinued before a prototype reactor was even built, but research on the high-temperature reactor concept is ongoing there. A general trend towards moderately high operating temperatures of 700-850°C can be observed in current developments. To date, there is no high-temperature reactor for commercial power generation in operation. 2.) Molten Salt Reactor – (MSR) Fuel in nuclear reactors is usually used in solid form as so-called fuel rods. In molten salt reactors, however, the fuel is molten salt that is pumped through the reactor. Molten Salt Reactor © BASE How does the molten salt reactor work? The fuel is a mix of molten salts (fluorides and chlorides). The concentration of the fissile fuel can be adjusted very accurately via the selection of the salts and their mixing ratio. This allows the production of the exact concentration required to maintain a stable chain reaction. The temperatures in the molten salt are approx. 600-700°C. Controlled nuclear reactions that generate heat take place inside the reactor. This heat can be used to heat water vapour and power a turbine for electricity generation. What are the advantages and disadvantages of molten salt reactors? The safety concept of molten salt reactors is based on basic physico-chemical properties and requires less active safety technology than conventional light water reactors, for example. A central feature of the safety concept is to drain the molten salt into designated containers in the event of malfunctions, thus preventing any further chain reaction. In addition, molten salt reactors can integrate what is known as chemical treatment. The fission products and the composition of the fission products , the fuel and the salt mixture used can be optimised during operation in an additional system in the primary circuit (fuel processing system). In contrast to light water reactors, there is no increased pressure in the primary circuit of a molten salt reactor, which means that some accident scenarios can be ruled out. A major disadvantage of the molten salt reactor is the increased corrosion inside the pipe systems. The hot fuel-salt mix corrodes the metals in the reactor, thus limiting their service life. This problem is also the subject of current research and an important reason why, to date, molten salt reactors only exist as research or pilot plants. Some concepts for molten salt reactors advertise the fact that they can also recycle radioactive waste . The idea is that so-called transuranium elements, which are produced in the reactor during nuclear fission , as well as individual long-lived fission products can be specifically converted, i.e. transmuted. This has not yet been developed to the point where it is ready for use. According to the current state of research , however, it would not be possible to convert all of the radioactive waste . New fission products would also be generated. There would, thus, be no advantage in terms of the final storage strategy pursued in Germany. Depending on the specific design of the molten salt reactor concept, radioactive residues would be produced that differ from those of previous light water reactors. The entire disposal chain would have to be adapted, from the development of suitable conditioning processes and new containers to the requirements for interim and final storage of the radioactive residues. Development status of molten salt reactors Molten salt reactors were last operated in the USA in the 1950s and 1960s in the form of two experimental reactors. Research into the further development of this technology is currently underway in several countries. This research is at very different stages and includes concept studies as well as theoretical and experimental preliminary work. The development of an experimental reactor in China (TMSR-LF1) is the most advanced such concept. The commissioning of this reactor, which has been under construction since 2018, was approved by the Chinese authorities in summer 2022. 3.) Supercritical-water-cooled Reactor – (SCWR) The supercritical-water-cooled reactor is similar in structure to a boiling water reactor, but the pressure and temperature are such that the water does not boil; instead it reaches a supercritical state. The water circulates in a simple cooling circuit and is fed directly into the turbine. Supercritical-water-cooled Reactor © BASE How do supercritical-water-cooled reactors work? The supercritical-water-cooled reactor is a nuclear reactor that uses supercritical water as a working medium. The water is always in a supercritical state, i.e. it has a temperature of over 374°C and a pressure of at least 221 bar. No phase transitions take place above this point, known as the ‘critical point’ of water, which means that the water will no longer boil or condense. The structure of the reactor corresponds to that of a boiling water reactor . The water in the reactor core is heated in a simple cooling circuit, and then fed directly into the turbine. Unlike in a boiling water reactor , the water does not vaporise in supercritical state. The coolant has a higher density and can, thus, absorb the heat more efficiently and transport it away from the core. The core temperature is higher than that of boiling and pressurised water reactors, and the pressure is significantly higher than that of pressurised water reactors (usually a maximum of 160 bar). What are the advantages and disadvantages of a reactor cooled with supercritical water? The design of the reactor is simple and the efficiency is high (up to 45 % ). The special neutron spectrum of the supercritical light water reactor has fast neutrons as well as thermal neutrons. These cause long-lived radionuclides to be transmuted into shorter-lived ones, meaning that the spent nuclear fuel will radiate for less time. One disadvantage is that, similar to the boiling water reactor , the turbine gets radioactively contaminated through direct contact with the cooling water in the primary circuit. The pressure in the circuit ( approx. 250 bar) is very high, which is why the reactor pressure vessel and all other components of the primary circuit have to be thicker and more stable than in conventional light water reactors. Due to the high pressure, damage to the primary circuit also poses an increased risk . Development status of reactors cooled with supercritical water The operation of coal-fired power plants with supercritical water was first trialled in the 1950s and is now standard in new construction projects. Research into the transfer of the concept to nuclear technology has been intensified since the 1990s. However, materials used in modern coal-fired power plants do not have sufficient corrosion resistance for use in the nuclear sector. Further relevant research and development into cladding and structural materials and safety functions is needed. At present, the most advanced designs come from China, the EU , Japan, Canada, Korea, Russia and the US. On the whole, however, development is at an early stage. There are currently no plans for a prototype system. 4.) Gas-cooled Fast Reactor – (GFR) Fast neutrons are used to split the nuclear fuel in gas-cooled fast reactors. These neutrons have a higher kinetic energy than the thermal neutrons used in light water reactors. Similar to high-temperature reactors, helium is used as a coolant. This facilitates particularly high outlet temperatures and increased efficiency compared to conventional light water reactors. Gas-cooled Fast Reactor © BASE How does a gas-cooled fast reactor work? The design of the reactor is similar to that of a classic pressurised water reactor (light water reactor). But instead of water, helium (other gases are also conceivable) is used as a coolant. Uranium, thorium, plutonium or compounds thereof are used as fuel. Unlike high-temperature reactors, which work with moderated thermal neutrons like conventional light water reactors, the fuel in fast reactors is split with fast neutrons. This means that the use of a moderator is not necessary. The high operating temperature of around 850°C yields high efficiencies or can be utilised as process heat for industrial processes. What are the advantages and disadvantages of gas-cooled fast reactors? The envisaged design of the reactor is relatively simple, and there is no need for a moderator at all. The use of unmoderated neutrons leads to transmutation, resulting in less long-lived nuclear waste. Moreover, helium as a coolant can be heated to very high temperatures and does not become radioactive itself. This is the drawback of fast gas-cooled reactors, as helium is not very thermally conductive, which results in increased requirements for cooling the reactor core during operation and immediately after shutdown. Due to the high temperatures, only particularly heat-resistant materials can be used. An additional stress arises from the high neutron flux. The unmoderated fast neutrons are more difficult to shield and can penetrate further into materials than moderated neutrons. This impairs the service life of these materials. Development status of gas-cooled fast reactors Work on the fast gas-cooled reactor concept has been ongoing in the US and Germany since the 1960s, and later also in the UK and Japan. Since the 2000s, research has primarily been driven by France. So far, however, no helium-cooled fast reactor has been built and operated. Extensive research and development are still required, particularly to find suitable fuels and cladding and structural materials for the high-temperature design . In addition, many questions regarding the necessary safety systems and the safety and reliability of operation in general remain unanswered. Generally speaking, development is still at the applied research stage, with no existing prototype designs. Commercial utilisation for power generation or industrial applications is not foreseeable. 5.) Sodium-cooled Fast Reactor – (SFR) In sodium-cooled fast reactors, the nuclear fuel is split using fast neutrons. The reactor core is located in a cooling pool (so-called pool design), which is filled with liquid sodium. A secondary sodium circuit absorbs the heat from the primary sodium pool and conducts it out of the reactor vessel for use in power generation. Sodium-cooled Fast Reactor © BASE How does the sodium-cooled fast reactor work? The reactor core containing the fuel is located in a pool-type container filled with liquid sodium. Sodium is used for its high thermal capacity and good conductivity. Sodium does not boil during operation, so there is no elevated pressure in the reactor vessel. A heat exchanger inside the reactor vessel transfers the heat from the main circuit sodium to a secondary circuit, which also contains liquid sodium. From this secondary circuit, the heat is transferred to a water-bearing tertiary circuit that drives a turbine to generate electricity. In contrast to many other reactor concepts, fast reactors use unmoderated fast neutrons. They can produce additional fissile material from non-fissile isotopes such as uranium -238 or thorium-232 during breeding reactions. Following reprocessing , the fissile material produced in this way can be used as nuclear fuel . Another promise is the reduction of long-lived nuclear waste through transmutation, provided the reactor and fuel production are designed accordingly. What are the advantages and disadvantages of sodium-cooled fast reactors? Thanks to its excellent heat capacity, sodium can completely absorb the decay heat of the fuel elements even without circulation. If, for example, the cooling system should fail due to a power failure, a core meltdown would be passively prevented. In the event of a leak, less coolant will escape as the primary and secondary circuits operate without pressure. This should result in advantages in terms of safety. However, specific accident risks such as sodium leaks and fires must be considered. In the event of a coolant leak, it is necessary to prevent the highly reactive sodium from coming into contact with water and oxygen. This requires additional safety barriers . The system is complex and comparatively expensive, not least because it requires three cooling circuits. Earlier decades saw the possibility of incubating additional fuel in reactors (breeder reaction) as an advantage in some cases. However, due to the quantity of uranium deposits worldwide, there were no major economic advantages to such an application. In addition, depending on the configuration, weapons-grade plutonium is incubated in the reactor. This increases the risk of proliferation of nuclear weapons-grade material. With regard to the transmutation of long-lived waste materials, it must be noted that no such application has yet been developed to operational maturity. According to the current state of research , it would not be possible to transmute all of the radioactive waste . In addition, new fission products would be produced. This would therefore not be an advantage for the final storage strategy pursued in Germany, for example. Development status of sodium-cooled fast reactors The sodium-cooled fast reactor was one of the first reactor concepts in the early days of civil nuclear energy utilisation. Sodium-cooled breeder reactors were and are in operation in several countries. One such experimental facility, the KNK -II, was operated at the German research centre in Karlsruhe from 1977 to 1991. The Kalkar nuclear power plant, which was based on the same technology, was never put into operation due to safety concerns. Three fast sodium-cooled reactors are currently in commercial operation in Russia and China, and others are under construction in both countries and in India. Research and development of reactor concepts for this technology line is ongoing in a large number of countries around the world. The "Generation IV International Forum" has given top priority to this development project. The plan is to press ahead with the development of an advanced fast sodium-cooled reactor with the option of transmuting particularly long-lived waste materials, and to move on to a trial phase in the 2020s. China, EURATOM , France, Japan, Korea, Russia and the USA are contributing to the research and development work. 6.) Lead-cooled Fast Reactor – (LFR) The lead-cooled fast reactor is based on nuclear fission using fast neutrons. Lead or a lead-bismuth alloy is used as the coolant. The primary circuit is designed to allow the liquid metal to circulate by natural convection. This means that there is no need for circulation pumps on the primary side. Electricity is generated by a turbine powered in the secondary circuit. Lead-cooled Fast Reactor © BASE How does the lead-cooled fast reactor work? The reactor has a pool design , which means that the reactor core is located in a pool-shaped container. The pool is filled with the coolant, which is either liquid lead or a lead-bismuth alloy. The metallic coolant does not boil during operation, meaning that normal pressure prevails in the reactor vessel. The heating and cooling processes in the various zones of the reactor vessel allow the coolant to circulate naturally without the need for pumps. A heat exchanger transfers the heat to a secondary circuit where a turbine is run to generate electricity. Depending on the design , the fast neutrons used in the reactor can incubate additional fuel (breeding reaction) or potentially cause a reduction in long-lived waste materials through transmutation. What are the advantages and disadvantages of lead-cooled fast reactors? Like other fast reactors, the lead-cooled fast reactor can be used to incubate additional fuel or to convert long-lived waste material into shorter-lived or stable material by means of transmutation. The reactor core can be designed in such a way that the amount of heat generated per volume is relatively low. The lead alloy can dissipate all of the heat via an automatically adjusted circulation system; no primary circuit pumps are needed. The primary circuit also operates completely without pressure. In addition, lead has very good shielding properties against the ionising radiation emitted by the fuel. One disadvantage of the system is that the lead-bismuth alloy must always be kept at temperatures above its melting point (min. 123 °C ). If not, it will solidify and the entire reactor will become unusable. The coolant must also be filtered at great expense. Lead and bismuth have very high densities, so the system requires stronger structures due to the enormous weight. Bismuth is also very rare and expensive. Development status of lead-cooled fast reactors A research project on lead-cooled fast reactors was already underway in the USA in the 1940s, but was discontinued in 1950. In the Soviet Union, reactors of this type were developed to power submarines, and were used until 1996. The 1990s/2000s witnessed a renewed interest in exploring the concept. Research and development projects are underway in the USA, China, Russia, South Korea and the EU, among others. Problems that still remain unresolved include the minimisation of corrosion and erosion risks due to the liquid metal circulating in the primary circuit and the filtration of the coolant. How does the high-temperature reactor work? High-temperature reactor concepts use helium gas as a coolant instead of water. This allows the reactor to operate at lower pressure, making it more controllable at extremely high temperatures compared to conventional light water reactors. Uranium oxide or carbide is predominantly used as fuel. The fuel comes in small pellets that are encased in a protective shell. The pellets, in turn, are embedded in spheres or prismatic blocks of graphite, which serves as a moderator. These spheres or blocks represent the fuel elements. Coolant flows around them and absorbs the heat generated during the nuclear reaction. This heat can be used, for example, to heat water and drive a steam turbine. Advantages and disadvantages of high-temperature reactors? In addition to an increased efficiency and the generation of process heat at high temperatures, high-temperature reactors offer further advantages over conventional reactors. The design of the fuel elements and the helium cooling offer improved safety features. This means that additional safety systems can be used, some of which are not available in water-cooled reactors. Due to its design, the high-temperature reactor has a relatively low output in relation to the total volume of the reactor core. A core meltdown can, therefore, be ruled out. If the plant is suitably designed, natural uranium , thorium, plutonium or mixed oxides can also be used as fuel in addition to enriched uranium . However, the technology also has major disadvantages. The high temperature and the helium coolant pose a challenge in terms of selecting suitable materials. Gas-cooled reactors also often exhibit problems such as uneven cooling, high abrasion and dust formation as well as an increased risk of fire in the event of water or air ingress. This can lead to the release of radioactive substances . Due to the high content of radioactive graphite, the final disposal of spent fuel elements is estimated to be significantly more cost-intensive compared to conventional fuel elements. Development status of high-temperature reactors Gas-cooled high-temperature reactors have been the subject of research since the 1960s. Prototype plants based on this concept (the pebble bed reactors in Jülich and Hamm-Uentrop) were also developed in Germany. At the end of the 1980s, both plants were shut down due to various technical problems, and the technology was gradually abandoned in Germany. Other high-temperature reactor projects have been and continue to be developed in the UK, the USA , Japan and France, among others. A project in South Africa, which was based on AVR Jülich technology, was paused indefinitely due to technical difficulties and a lack of funding in 2010. A high-temperature experimental reactor, the HTR-10, which is also based on the pebble bed design , has been in operation in the People's Republic of China since 2003. Two further high-temperature reactors of the HTR-PM type there reached criticality as demonstration plants in autumn 2021. A similar project in the USA was discontinued before a prototype reactor was even built, but research on the high-temperature reactor concept is ongoing there. A general trend towards moderately high operating temperatures of 700-850°C can be observed in current developments. To date, there is no high-temperature reactor for commercial power generation in operation. How does the molten salt reactor work? The fuel is a mix of molten salts (fluorides and chlorides). The concentration of the fissile fuel can be adjusted very accurately via the selection of the salts and their mixing ratio. This allows the production of the exact concentration required to maintain a stable chain reaction. The temperatures in the molten salt are approx. 600-700°C. Controlled nuclear reactions that generate heat take place inside the reactor. This heat can be used to heat water vapour and power a turbine for electricity generation. What are the advantages and disadvantages of molten salt reactors? The safety concept of molten salt reactors is based on basic physico-chemical properties and requires less active safety technology than conventional light water reactors, for example. A central feature of the safety concept is to drain the molten salt into designated containers in the event of malfunctions, thus preventing any further chain reaction. In addition, molten salt reactors can integrate what is known as chemical treatment. The fission products and the composition of the fission products , the fuel and the salt mixture used can be optimised during operation in an additional system in the primary circuit (fuel processing system). In contrast to light water reactors, there is no increased pressure in the primary circuit of a molten salt reactor, which means that some accident scenarios can be ruled out. A major disadvantage of the molten salt reactor is the increased corrosion inside the pipe systems. The hot fuel-salt mix corrodes the metals in the reactor, thus limiting their service life. This problem is also the subject of current research and an important reason why, to date, molten salt reactors only exist as research or pilot plants. Some concepts for molten salt reactors advertise the fact that they can also recycle radioactive waste . The idea is that so-called transuranium elements, which are produced in the reactor during nuclear fission , as well as individual long-lived fission products can be specifically converted, i.e. transmuted. This has not yet been developed to the point where it is ready for use. According to the current state of research , however, it would not be possible to convert all of the radioactive waste . New fission products would also be generated. There would, thus, be no advantage in terms of the final storage strategy pursued in Germany. Depending on the specific design of the molten salt reactor concept, radioactive residues would be produced that differ from those of previous light water reactors. The entire disposal chain would have to be adapted, from the development of suitable conditioning processes and new containers to the requirements for interim and final storage of the radioactive residues. Development status of molten salt reactors Molten salt reactors were last operated in the USA in the 1950s and 1960s in the form of two experimental reactors. Research into the further development of this technology is currently underway in several countries. This research is at very different stages and includes concept studies as well as theoretical and experimental preliminary work. The development of an experimental reactor in China (TMSR-LF1) is the most advanced such concept. The commissioning of this reactor, which has been under construction since 2018, was approved by the Chinese authorities in summer 2022. How do supercritical-water-cooled reactors work? The supercritical-water-cooled reactor is a nuclear reactor that uses supercritical water as a working medium. The water is always in a supercritical state, i.e. it has a temperature of over 374°C and a pressure of at least 221 bar. No phase transitions take place above this point, known as the ‘critical point’ of water, which means that the water will no longer boil or condense. The structure of the reactor corresponds to that of a boiling water reactor . The water in the reactor core is heated in a simple cooling circuit, and then fed directly into the turbine. Unlike in a boiling water reactor , the water does not vaporise in supercritical state. The coolant has a higher density and can, thus, absorb the heat more efficiently and transport it away from the core. The core temperature is higher than that of boiling and pressurised water reactors, and the pressure is significantly higher than that of pressurised water reactors (usually a maximum of 160 bar). What are the advantages and disadvantages of a reactor cooled with supercritical water? The design of the reactor is simple and the efficiency is high (up to 45 % ). The special neutron spectrum of the supercritical light water reactor has fast neutrons as well as thermal neutrons. These cause long-lived radionuclides to be transmuted into shorter-lived ones, meaning that the spent nuclear fuel will radiate for less time. One disadvantage is that, similar to the boiling water reactor , the turbine gets radioactively contaminated through direct contact with the cooling water in the primary circuit. The pressure in the circuit ( approx. 250 bar) is very high, which is why the reactor pressure vessel and all other components of the primary circuit have to be thicker and more stable than in conventional light water reactors. Due to the high pressure, damage to the primary circuit also poses an increased risk . Development status of reactors cooled with supercritical water The operation of coal-fired power plants with supercritical water was first trialled in the 1950s and is now standard in new construction projects. Research into the transfer of the concept to nuclear technology has been intensified since the 1990s. However, materials used in modern coal-fired power plants do not have sufficient corrosion resistance for use in the nuclear sector. Further relevant research and development into cladding and structural materials and safety functions is needed. At present, the most advanced designs come from China, the EU , Japan, Canada, Korea, Russia and the US. On the whole, however, development is at an early stage. There are currently no plans for a prototype system. How does a gas-cooled fast reactor work? The design of the reactor is similar to that of a classic pressurised water reactor (light water reactor). But instead of water, helium (other gases are also conceivable) is used as a coolant. Uranium, thorium, plutonium or compounds thereof are used as fuel. Unlike high-temperature reactors, which work with moderated thermal neutrons like conventional light water reactors, the fuel in fast reactors is split with fast neutrons. This means that the use of a moderator is not necessary. The high operating temperature of around 850°C yields high efficiencies or can be utilised as process heat for industrial processes. What are the advantages and disadvantages of gas-cooled fast reactors? The envisaged design of the reactor is relatively simple, and there is no need for a moderator at all. The use of unmoderated neutrons leads to transmutation, resulting in less long-lived nuclear waste. Moreover, helium as a coolant can be heated to very high temperatures and does not become radioactive itself. This is the drawback of fast gas-cooled reactors, as helium is not very thermally conductive, which results in increased requirements for cooling the reactor core during operation and immediately after shutdown. Due to the high temperatures, only particularly heat-resistant materials can be used. An additional stress arises from the high neutron flux. The unmoderated fast neutrons are more difficult to shield and can penetrate further into materials than moderated neutrons. This impairs the service life of these materials. Development status of gas-cooled fast reactors Work on the fast gas-cooled reactor concept has been ongoing in the US and Germany since the 1960s, and later also in the UK and Japan. Since the 2000s, research has primarily been driven by France. So far, however, no helium-cooled fast reactor has been built and operated. Extensive research and development are still required, particularly to find suitable fuels and cladding and structural materials for the high-temperature design . In addition, many questions regarding the necessary safety systems and the safety and reliability of operation in general remain unanswered. Generally speaking, development is still at the applied research stage, with no existing prototype designs. Commercial utilisation for power generation or industrial applications is not foreseeable. How does the sodium-cooled fast reactor work? The reactor core containing the fuel is located in a pool-type container filled with liquid sodium. Sodium is used for its high thermal capacity and good conductivity. Sodium does not boil during operation, so there is no elevated pressure in the reactor vessel. A heat exchanger inside the reactor vessel transfers the heat from the main circuit sodium to a secondary circuit, which also contains liquid sodium. From this secondary circuit, the heat is transferred to a water-bearing tertiary circuit that drives a turbine to generate electricity. In contrast to many other reactor concepts, fast reactors use unmoderated fast neutrons. They can produce additional fissile material from non-fissile isotopes such as uranium -238 or thorium-232 during breeding reactions. Following reprocessing , the fissile material produced in this way can be used as nuclear fuel . Another promise is the reduction of long-lived nuclear waste through transmutation, provided the reactor and fuel production are designed accordingly. What are the advantages and disadvantages of sodium-cooled fast reactors? Thanks to its excellent heat capacity, sodium can completely absorb the decay heat of the fuel elements even without circulation. If, for example, the cooling system should fail due to a power failure, a core meltdown would be passively prevented. In the event of a leak, less coolant will escape as the primary and secondary circuits operate without pressure. This should result in advantages in terms of safety. However, specific accident risks such as sodium leaks and fires must be considered. In the event of a coolant leak, it is necessary to prevent the highly reactive sodium from coming into contact with water and oxygen. This requires additional safety barriers . The system is complex and comparatively expensive, not least because it requires three cooling circuits. Earlier decades saw the possibility of incubating additional fuel in reactors (breeder reaction) as an advantage in some cases. However, due to the quantity of uranium deposits worldwide, there were no major economic advantages to such an application. In addition, depending on the configuration, weapons-grade plutonium is incubated in the reactor. This increases the risk of proliferation of nuclear weapons-grade material. With regard to the transmutation of long-lived waste materials, it must be noted that no such application has yet been developed to operational maturity. According to the current state of research , it would not be possible to transmute all of the radioactive waste . In addition, new fission products would be produced. This would therefore not be an advantage for the final storage strategy pursued in Germany, for example. Development status of sodium-cooled fast reactors The sodium-cooled fast reactor was one of the first reactor concepts in the early days of civil nuclear energy utilisation. Sodium-cooled breeder reactors were and are in operation in several countries. One such experimental facility, the KNK -II, was operated at the German research centre in Karlsruhe from 1977 to 1991. The Kalkar nuclear power plant, which was based on the same technology, was never put into operation due to safety concerns. Three fast sodium-cooled reactors are currently in commercial operation in Russia and China, and others are under construction in both countries and in India. Research and development of reactor concepts for this technology line is ongoing in a large number of countries around the world. The "Generation IV International Forum" has given top priority to this development project. The plan is to press ahead with the development of an advanced fast sodium-cooled reactor with the option of transmuting particularly long-lived waste materials, and to move on to a trial phase in the 2020s. China, EURATOM , France, Japan, Korea, Russia and the USA are contributing to the research and development work. How does the lead-cooled fast reactor work? The reactor has a pool design , which means that the reactor core is located in a pool-shaped container. The pool is filled with the coolant, which is either liquid lead or a lead-bismuth alloy. The metallic coolant does not boil during operation, meaning that normal pressure prevails in the reactor vessel. The heating and cooling processes in the various zones of the reactor vessel allow the coolant to circulate naturally without the need for pumps. A heat exchanger transfers the heat to a secondary circuit where a turbine is run to generate electricity. Depending on the design , the fast neutrons used in the reactor can incubate additional fuel (breeding reaction) or potentially cause a reduction in long-lived waste materials through transmutation. What are the advantages and disadvantages of lead-cooled fast reactors? Like other fast reactors, the lead-cooled fast reactor can be used to incubate additional fuel or to convert long-lived waste material into shorter-lived or stable material by means of transmutation. The reactor core can be designed in such a way that the amount of heat generated per volume is relatively low. The lead alloy can dissipate all of the heat via an automatically adjusted circulation system; no primary circuit pumps are needed. The primary circuit also operates completely without pressure. In addition, lead has very good shielding properties against the ionising radiation emitted by the fuel. One disadvantage of the system is that the lead-bismuth alloy must always be kept at temperatures above its melting point (min. 123 °C ). If not, it will solidify and the entire reactor will become unusable. The coolant must also be filtered at great expense. Lead and bismuth have very high densities, so the system requires stronger structures due to the enormous weight. Bismuth is also very rare and expensive. Development status of lead-cooled fast reactors A research project on lead-cooled fast reactors was already underway in the USA in the 1940s, but was discontinued in 1950. In the Soviet Union, reactors of this type were developed to power submarines, and were used until 1996. The 1990s/2000s witnessed a renewed interest in exploring the concept. Research and development projects are underway in the USA, China, Russia, South Korea and the EU, among others. Problems that still remain unresolved include the minimisation of corrosion and erosion risks due to the liquid metal circulating in the primary circuit and the filtration of the coolant. Further information on transmutation Partitioning and transmutation
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 Wirkungsgrad e 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 . 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. Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb. 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. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 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. 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. 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 . 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. Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb. 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. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 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. 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. 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)
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