Aus Untersuchungen einer amerikanischen Arbeitsgruppe geht hervor, dass Fluorchlorkohlenwasserstoffe die die Erde umgebende Ozonschicht abbauen. Ueber das Mass dieses Abbaus lassen sich keine exakten Angaben machen, da zu viele Konzentrationen beteiligter Reaktanden und Gleichgewichts bzw. Geschwindigkeitskonstanten nur ungenuegend bekannt sind. Eine sehr grosse Bedeutung kommt bei den Berechnungen der HCl-Konzentration in der Troposphaere und Stratospaere zu. Das analytische Problem HCl-Konzentrationen, die kleiner als 0,01 ppbv sind, in der Troposphaere zu bestimmen, laesst sich nur durch neue Methoden loesen. Zur Zeit sind wir deshalb mit der Ausarbeitung von zwei Methoden beschaeftigt. Bei der ersten Methode wird zunaechst traegerfreies CrO3 durch Kernreaktionen hergestellt. Anschliessend erfolgt mit dem zu bestimmenden HCl eine Umsetzung und das gebildete CrO2Cl2 wird verfluechtigt und durch Bestimmung der Aktivitaet eine HCl-Bestimmung durchgefuehrt. Bei dem zweiten Verfahren wird die Selektivitaet eines EC-Detektors fuer bestimmte Substanzen ausgenutzt. HCl wird entweder mit halogenierten Epoxiden umgesetzt oder perfluorierte organische Verbindungen werden gespalten. Die entstehenden Verbindungen werden gaschromatographisch abgetrennt und mit hoher Nachweisempfindlichkeit mit einem EC-Detektor nachgewiesen.
Kurzinformation des wissenschaftlichen Dienstes des Deutschen Bundestages. 1 Seiten. Auszug der ersten drei Seiten: Wissenschaftliche Dienste Kurzinformation Kalte Fusionsforschung Kalte Fusion oder auch „low-energy nuclear reactions“ (LENR) ist eine bisher nicht wissenschaft- lich fundierte Kernreaktion bei niedrigen Temperaturen. Forscher versuchen mit theoretischen Modellen diese Phänomene zu beschreiben, konnten aber in der Wissenschaft noch keinen Durchbruch erreichen. Die folgenden Quellen beschreiben beispielhaft die aktuellen Forschungsaktivitäten auf dem Ge- biet der kalten Fusion: Deeg, J. Spektrum der Wissenschaft (2018). „Jäger des verlorenen Schatzes“, vom 14.Mai 2018, https://www.spektrum.de/news/jaeger-des-verlorenen-schatzes/1564692 Greshko, M., National Geographic (2019). „Cold fusion remains elusive - but these scientists may revive the quest“, vom 29. Mai 2019 https://www.nationalgeographic.com/science/2019/05/cold-fusion-remains-elusive-these-scien- tists-may-revive-quest/ Gibney, E., Nature (2019). „Google revives controversial cold-fusion experiments“, Nature 569, 611 (2019), https://www.nature.com/articles/d41586-019-01683-9 Berlinguette, C.P., Nature (2019). „Revisiting the cold case of cold fusion“, Nature 570, 45 (2019), https://www.nature.com/articles/s41586-019-1256-6 Speicher, Ch., Neue Züricher Zeitung (NZZ) (2019). „Google bringt neuen Schwung in die Erfor- schung der kalten Fusion“, vom 29. Mai 2019 https://www.nzz.ch/wissenschaft/kalte-fusion-google-forscher-nehmen-einen-neuen-anlauf- ld.1484850 *** WD 8 - 3000 - 019/20 (3. März 2020) © 2020 Deutscher Bundestag Die Wissenschaftlichen Dienste des Deutschen Bundestages unterstützen die Mitglieder des Deutschen Bundestages bei ihrer mandatsbezogenen Tätigkeit. Ihre Arbeiten geben nicht die Auffassung des Deutschen Bundestages, eines sei- ner Organe oder der Bundestagsverwaltung wieder. Vielmehr liegen sie in der fachlichen Verantwortung der Verfasse- rinnen und Verfasser sowie der Fachbereichsleitung. Arbeiten der Wissenschaftlichen Dienste geben nur den zum Zeit- punkt der Erstellung des Textes aktuellen Stand wieder und stellen eine individuelle Auftragsarbeit für einen Abge- ordneten des Bundestages dar. Die Arbeiten können der Geheimschutzordnung des Bundestages unterliegende, ge- schützte oder andere nicht zur Veröffentlichung geeignete Informationen enthalten. Eine beabsichtigte Weitergabe oder Veröffentlichung ist vorab dem jeweiligen Fachbereich anzuzeigen und nur mit Angabe der Quelle zulässig. Der Fach- bereich berät über die dabei zu berücksichtigenden Fragen.
Alternative Reaktorkonzepte Weltweit wird derzeit an verschiedenen Reaktorkonzepten gearbeitet, die als zukünftige Alternativen zu herkömmlichen Atomkraftwerken gesehen werden. Ein vom BASE in Auftrag gegebenes Gutachten analysiert den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte. Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie werden oft unter Sammelbegriffen wie „Reaktoren der 4. Generation“, „neuartige Reaktorkonzepte“ oder auch mit der englischen Bezeichnung „advanced reactors“ („fortgeschrittene Reaktoren“) zusammengefasst. Diese alternativen Reaktoren sollen sich dadurch auszeichnen, dass sie deutlich günstiger Strom bereitstellen können als herkömmliche Atomkraftwerke, gegenüber herkömmlichen Atomkraftwerken sicherer sind, in der Lage sein sollen, neue Kernbrennstoffe zu erbrüten, in der Lage sein sollen, radioaktiven Abfall zu verwerten, weniger Abfallstoffe erzeugen, weniger geeignet zur Erzeugung von Spaltstoffen für Atomwaffen sind. Doch werden die alternativen Reaktorkonzepte den Erwartungen gerecht? Das BASE hat dazu eine wissenschaftliche Studie erstellt, das dieser Fragestellung nachgeht und den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte analysiert und bewertet. Hier finden Sie die Zusammenfassung der Studienergebnisse . Historische Entwicklung Bereits seit den 1940er und 1950er Jahren wurde an einer Vielzahl verschiedener Reaktorkonzepte geforscht, die auf der Verwendung unterschiedlicher Kernbrennstoffe , Kühlmittel, Moderator -Materialien und Neutronenspektren beruhen. Industriell durchsetzen konnten sich vor allem die Leichtwasserreaktoren, zu denen auch die in Deutschland betriebenen Druck- und Siedewasserreaktoren gehören. Etwa 90% der weltweiten Leistung von Atomkraftwerken wird derzeit von Leichtwasserreaktoren erbracht. Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte Da auch Leichtwasserreaktoren Mängel hinsichtlich ihrer Sicherheit, Brennstoffausnutzung, Wirkungsgrad und Wirtschaftlichkeit aufweisen, steigt seit einiger Zeit wieder das Interesse an alternativen Konzepten. Sie werden häufig als neuartige Reaktoren bezeichnet, beruhen zum Teil aber auf Designs, die sich bereits seit vielen Jahrzehnten in der Entwicklung befinden und bislang keine kommerziell konkurrenzfähigen Baulinien hervorbringen konnten. Im vom BASE beauftragten Gutachten wird aus diesem Grund der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Das Generation IV International Forum Seit 2001 werden Bestrebungen zur Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte international im „Generation IV International Forum“ (GIF) koordiniert. Ziel ist es, zeitnah einsatzfähige Kernreaktoren alternativer Technologielinien hervorzubringen, die verbesserte Eigenschaften aufweisen. Es werden sechs verschiedene Technologielinien verfolgt: Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor, VHTR) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Außerhalb des Arbeitsfeldes des GIF befinden sich weitere Konzepte in Entwicklung, so zum Beispiel: Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems, ADS) Alternative Technologielinien 1.) Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR) Während die meisten herkömmlichen Reaktoren (so auch die in Deutschland betriebenen Leichtwasserreaktoren) das verwendete Kühlmedium Wasser auf Temperaturen von etwa 300 °C erhitzen, arbeiten einige Reaktortypen bei deutlich höheren Temperaturen. Das Konzept des Hochtemperaturreaktors sieht vor, Temperaturen von 750 °C bis über 1000 °C zu erreichen. Diese hohen Temperaturen ermöglichen zum einen deutlich höhere Wirkungsgrade als bei anderen Reaktortypen, also eine verbesserte Ausbeute bei der Umwandlung von Wärme in elektrischen Strom. Zum anderen kann die Wärme alternativ für bestimmte Industrieprozesse wie die Produktion von Wasserstoff genutzt werden. Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors © BASE Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Seit Dezember 2023 befinden sich diese im kommerziellen Leistungsbetrieb. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. 2.) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR) Üblicherweise werden in Kernreaktoren Brennstoffe in fester Form als sogenannte Brennstäbe verwendet. In Salzschmelzereaktoren liegt der Brennstoff dagegen als geschmolzenes Salz vor, das durch den Reaktor gepumpt wird. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Teilweise werden Salzschmelzereaktoren auch als Flüssigsalzreaktoren bezeichnet. Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors © BASE Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt, im Oktober 2023 erreichte der Reaktor erstmals Kritikalität . 3.) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR) Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist aufgebaut wie ein Siedewasserreaktor , allerdings sind Druck und Temperatur so hoch, dass das Wasser nicht siedet; es befindet sich im sogenannten superkritischen (oder auch überkritischen) Zustand. Das Wasser zirkuliert in einem einfachen Kühlkreislauf und wird direkt in die Turbine gespeist. Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors © BASE Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. 4.) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR) In Gasgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mithilfe schneller Neutronen gespalten. Diese haben eine höhere Bewegungsenergie als thermische Neutronen , die in Leichtwasserreaktoren verwendet werden. Ähnlich wie bei Hochtemperaturreaktoren findet dabei Helium als Kühlmittel Verwendung. Dadurch werden besonders hohe Austrittstemperaturen und ein gegenüber herkömmlichen Leichtwasserreaktoren erhöhter Wirkungsgrad ermöglicht. Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. 5.) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR) In Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mittels schneller Neutronen gespalten. Der Reaktorkern befindet sich dabei in einem Kühlbecken (sogenannte Pool-Bauweise), welches mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Ein sekundärer Natriumkreislauf nimmt die Wärme aus dem primärseitigen Natrium-Pool auf und leitet sie zur Verwendung für die Stromerzeugung aus dem Reaktorbehälter heraus. Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. 6.) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR) Der Bleigekühlte Schnelle Reaktor beruht auf Kernspaltung mittels schneller Neutronen . Als Kühlmittel werden Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung verwendet. Der Primärkreislauf ist so konstruiert, dass das flüssige Metall aufgrund natürlicher Konvektion zirkuliert. Auf primärseitige Umwälzpumpen kann somit verzichtet werden. Die Stromerzeugung erfolgt über eine im Sekundärkreislauf angetriebene Turbine. Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Im Jahr 2021 wurde in Russland mit dem Bau eines bleigekühlten Demonstrationsreaktors, dem BREST-300-OD, begonnen. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. Ein Reaktordesign, das zu den bleigekühlten schnellen Reaktoren gezählt werden kann, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 7.) Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems – ADS) Konzepte für beschleunigergetriebene Reaktoren kombinieren einen unterkritischen Reaktorkern, in welchem keine selbsterhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion zustande kommen kann, mit einer externen Neutronenquelle, welche die für die Kernspaltung notwendigen Neutronen zur Verfügung stellt. Die Neutronenquelle ist beschleunigergetrieben, das heißt, sie arbeitet mithilfe eines Teilchenbeschleunigers. Die Leistung des Reaktors soll direkt über die Leistung des externen Teilchenbeschleunigers gesteuert werden können. Wird der Beschleuniger (und damit die Neutronenquelle) abgeschaltet, kommen die Kernspaltungsreaktionen zum Erliegen. Schematische Darstellung eines beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors © BASE Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Seit Dezember 2023 befinden sich diese im kommerziellen Leistungsbetrieb. Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt, im Oktober 2023 erreichte der Reaktor erstmals Kritikalität . Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Im Jahr 2021 wurde in Russland mit dem Bau eines bleigekühlten Demonstrationsreaktors, dem BREST-300-OD, begonnen. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. Ein Reaktordesign, das zu den bleigekühlten schnellen Reaktoren gezählt werden kann, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Weitere Informationen zu Transmutation und alternativen Entsorgungsoptionen Transmutation hochradioaktiver Abfälle Faktencheck: Transmutation Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu Partitionierungs- und Transmutationsanlagen für hochradioaktive Abfälle (P&T) Verfolgung und Aufbereitung des Standes von Wissenschaft und Technik bei alternativen Entsorgungsoptionen für hochradioaktive Abfälle (altEr)
Ziel ist die Modellanalyse und Bewertung des Integralcodes ASTEC durch vertiefte externe Validierung anhand ausgewählter Experimente sowie einen Vergleich mit den jeweiligen Simulationsergebnissen der Codes COCOSYS bzw. ATHLET-CD. Die Aufarbeitung der Experimente und Messwerte ist bereits erfolgt. Die Simulationsrechnungen im In-Vessel-Bereich behandeln Phänomene zum Boil-off, Quenchen und zur B4C-Oxidation, die im Ex-Vessel-Bereich zur Thermohydraulik, Aerosolabbau, H2-Verteilung und -Deflagration, Sprühen sowie zum SWR-Blow-Down. Auf Basis der Modellanalyse und übergeordneten Bewertung des Programms erfolgt die Beurteilung des spezifischen Entwicklungspotentials. Durch die Verbreiterung der ASTEC-Validierungsmatrix ergibt sich infolge neuer Erkenntnisse eine Stützung des Qualitätsnachweises, wobei u. a. auch Anforderungen externer Nutzer hinsichtlich der Handhabung aufgezeigt werden. Durch die kontinuierliche Dokumentation der Ergebnisse stehen diese den Code-Entwicklern und -Anwendern umgehend zur Verfügung.
Different concepts involving critical (fast) reactors or subcritical accelerator-driven systems are being studied in view of their transmutation capabilities. These design studies imply high demands on the underlying nuclear database. The need for improved nuclear data has been expressed in the Strategic Research Agenda of the SNE-TP ( Sustainable Nuclear Energy Technology Platform). The accurate knowledge of neutron and proton induced nuclear reactions in the fast, intermediate- and high energy domains (En=1keV to 500 MeV) is of crucial importance for predicting the capabilities of reducing the inventory of plutonium, minor actinides, and long-lived fission products. In the past, this energy domain was not investigated with high priority because of minor importance for conventional light-water reactors. An additional challenge is the tightening demand on the accuracy of the data, especially for assessing criticality safety aspects and designing fuels for very high burn-up. The ERINDA project aims for a coordination of European efforts to exploit up-to-date neutron beam technology for novel research on advanced concepts for nuclear fission reactors and the transmutation of radioactive waste. Such waste is already existing in appreciable quantity due to the year-Iong operation of existing nuclear reactors and it will eventually also be generated during the running of new reactor types - albeit they can be optimized to produce much less of it. Research to the aim of finding techniques optimized for a strong reduction of nuclear waste can already be performed at existing nuclear facilities from the consortium proposed in this proposal. The main objective is to provide adequate transnational access to the infrastructures. The consortium will also provide funding for scientific support of experiments by short term visits of scientist to the participating facilities and foster the communication and disseminaton of the results by organising scientific workshops.
Ziel des Gesamtprojekts ist die Forschung- und Entwicklung von Beschleuniger-getriebenen Kernanlagen zur Transmutation von radioaktivem Abfall. Die Aufgabe der Arbeitsgruppe an der TU Wien bestand in der Entwicklung eines Formalismus zur Bestimmung von Kovarianzmatrizen für Wirkungsquerschnitte Neutronen-induzierter Reaktionen, welcher auch in stark von Modellen abhängigen Kerndatenevaluationen verwendet werden können. Die Anwendbarkeit der neu entwickelten Methodik soll am Beispiel Neutron-induzierter Reaktionen am Blei gezeigt werden.
Nukleare Sicherheit Im April 2023 wurden die letzten Atomkraftwerke in Deutschland abgeschaltet. Auch im weiteren Verlauf des Anlagenrückbaus muss die nukleare Sicherheit auf hohem Niveau erhalten und weiterentwickelt werden. Die Aufgaben der nuklearen Sicherheit in Deutschland Auch nach dem Ende des Betriebes der deutschen Kernkraftwerke und für die anschließenden Jahre des Abbaus besitzen diese Anlagen ein Gefahrenpotential und erfordern daher für den gesamten Zeitraum ein hohes Sicherheitsniveau. Darüber hinaus sind in Deutschland Forschungsreaktoren und Anlagen der nuklearen Ver- und Entsorgung weiterhin in Betrieb. Es bleibt deswegen Aufgabe des BASE , das Bundesministerium für Umwelt, Klimaschutz, Naturschutz und nukleare Sicherheit ( BMUKN ) in Fragen der nuklearen Sicherheit zu beraten und durch nationale und internationale Gremienarbeit und Forschung auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit Beiträge zur Weiterentwicklung des Standes von Wissenschaft und Technik zu leisten. Themen der nuklearen Sicherheit Atomausstieg Rückbau von Atomkraftwerken Kerntechnik Kerntechnische Sicherheit Internationales Nukleare Unfälle Statusinformationen zu kerntechnischen Anlagen Im Fokus Störfallmeldestelle Internationale Zusammenarbeit Publikationen Atomausstieg in Deutschland: Viele Aufgaben in der nuklearen Sicherheit bleiben Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 20MB, barrierefrei⁄barrierearm) 10 Jahre nach Fukushima: Sicherheit weiterdenken Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 31 MB, barrierefrei⁄barrierearm) Zu allen Publikationen Fragen & Antworten zur nuklearen Sicherheit Warum ist Deutschland aus der Atomenergie ausgestiegen? Sicherheitsrisiken in der Nutzung der Atomkraft Die entscheidenden Gründe für den Ausstieg aus dieser Technik sind die mit der Nutzung verbundenen Sicherheitsrisiken: Gefahr von großen Unfällen mit einem erheblichen Austritt an Radioaktivität , z.B. durch Störfälle in der Anlage oder durch terroristische und kriegerische Angriffe von außen, hohe sicherheitstechnische Anforderungen im Betrieb und bei der späteren dauerhaft sicheren Lagerung radioaktiven Materials, zivile Nutzung von Atomkraft ist in vielen Staaten eng mit der Option verbunden, diese auch militärisch nutzen zu können. Katastrophale Unfälle © pa/dpa | Wolfgang Kumm Der bis heute leitende Bundestagsbeschluss zum Atomausstieg erfolgte bereits im Jahr 2002, geprägt von den Erfahrungen der Katastrophe von Tschernobyl. Auslöser für den parteiübergreifenden Beschluss im Deutschen Bundestag – und die Entscheidung für den endgültigen Atomausstieg – war die Nuklearkatastrophe in Fukushima vom 11. März 2011. Die Ereignisse in Japan lösten eine gesellschaftspolitische Debatte über die weitere Nutzung der Atomenergie aus. Der Atomausstieg wurde gesamtgesellschaftlich in der Mehrheit befürwortet. >> Weitere Informationen zum Atomausstieg in Deutschland Wäre eine Wiederinbetriebnahme von abgeschalteten AKW möglich? Für alle Anlagen in Deutschland ist die Berechtigung zum Leistungsbetrieb laut Atomgesetz erloschen. Ein Betrieb könnte nur aufgrund einer gesetzlichen Aufhebung des Erlöschens und einer gesetzlichen Wiederinbetriebnahme erfolgen. Diese Entscheidungen des Gesetzgebers kämen hier einer "Neugenehmigung" gleich. Ein derartiges Gesetz ist nach der Rechtsprechung des Bundesverfassungsgerichts inhaltlich und verfahrensrechtlich weitgehend wie eine entsprechende behördliche Entscheidung zu behandeln. Der Bundestag müsste die ähnlichen Verfahrensschritte einschließlich Öffentlichkeitsbeteiligung und Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) dann selbst vornehmen. Insbesondere ist es im Hinblick auf den grundrechtlich geschützten Anspruch auf die bestmögliche Schadensvorsorge erforderlich, den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik der Nachweisführung zugrunde zu legen. Demnach müsste auch nachgewiesen werden, dass die Auswirkungen von Kernschmelzunfällen auf das Anlagengelände begrenzt werden können. Dieser Standard, den zum Beispiel der AKW -Typ EPR umsetzt, ist durch Nachrüstungen nicht zu erreichen. Das Bundesverfassungsgericht hat für Neugenehmigungen entschieden, dass dann, wenn die nach theoretischen wissenschaftlichen Konzepten erforderliche Schadensvorsorge praktisch nicht erreicht werden kann, die Genehmigung für ein Atomkraftwerk nicht erteilt werden darf. Es ist deshalb sehr wahrscheinlich, dass ein die Genehmigung ersetzendes Gesetz bereits im Eilverfahren vor dem Bundesverfassungsgericht aufgehoben würde (Quelle: BMUKN ). Welche Reaktortypen werden in Deutschland betrieben? Seit der Abschaltung der letzten drei verbleibenden Anlagen am 15.04.2023 sind in Deutschland keine Kernkraftwerke in Betrieb. Bei den zuletzt betriebenen Anlagen handelte es sich um Druckwasserreaktoren . Informationen zu den in Betrieb befindlichen, abgeschalteten und stillgelegten kerntechnischen Anlagen finden Sie in unseren Betriebsdaten . Was passiert, wenn ein Ereignis eintritt, das nicht als Störfall vorausbedacht wurde und gegen das die Anlage nicht ausgelegt ist? Für einen solchen Fall sind bei den deutschen Kernkraftwerken anlageninterne Notfallmaßnahmen vorgesehen. Wie sind die deutschen Anlagen gegen den Ausfall der Stromversorgung gesichert? Kernkraftwerke in Deutschland verfügten über mehrere Anbindungen an das Stromnetz, vor externen Einflüssen geschützte Notstromdieselgeneratoren und eine batteriegestützte Notstromversorgung. So konnten auch bei einem Ausfall der primären Stromversorgung aus dem Netz die sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten, wie zum Beispiel Leittechnik , zuverlässig mit Strom versorgt werden. Für weiterhin in Deutschland betriebene kerntechnische Anlagen - bspw. Forschungsreaktoren - finden diese Grundsätze in abgewandelter Form weiterhin sinngemäß Anwendung. Was ist ein Brennelement und wie setzt es sich aus den Brennstäben zusammen? Ein Brennelement ist der Teil des Reaktorkerns, in welchem sich das Spaltmaterial befindet und die Kernreaktionen stattfinden. Jedes Brennelement setzt sich dabei aus einer bestimmten Zahl von Brennstäben zusammen, wobei es sich um dünnwandige Metallrohre mit einem Durchmesser von ungefähr ein bis anderthalb Zentimetern und einer Länge von bis zu fünf Metern handelt. Sie sind aus einer Zirkonium-Legierung gefertigt und beinhalten den Kernbrennstoff. Dieser besteht aus Urandioxid oder Uran - Plutonium - Mischoxid ( sog. MOX -Brennstoff) und ist in zylindrische Pellets gepresst und gesintert. Nach dem Befüllen mit den Brennstoff-Pellets werden die Brennstäbe gasdicht verschlossen. Welche Konsequenzen hatte der Unfall in Japan für die deutschen Kernkraftwerke? Bei dem Unfall im Kernkraftwerk Fukushima Daiichi in Japan zeigte sich, dass Ursachen hierfür unter anderem Schwachstellen in der Auslegung der betroffenen Anlagen und der dort vorhandenen Sicherheitstechnik zu finden waren. Als eine Folge dieser Erkenntnisse wurden die Kernkraftwerke in Deutschland Sicherheitsüberprüfungen unterzogen: Die deutsche Reaktor-Sicherheitskommission ( RSK ) untersuchte im Auftrag des zuständigen Bundesumweltministeriums ( BMU ) die Robustheit der Anlagen "hinsichtlich ihres Verhaltens bei gegenüber der Auslegung höheren Einwirkungen und bei postulierten Unverfügbarkeiten von Sicherheitssystemen" und hat dazu im Mai 2011 eine Stellungnahme abgegeben. Parallel zur Untersuchung durch die RSK wurde die "Ethik-Kommission Sichere Energieversorgung" einberufen, um bezüglich der Kernenergie beziehungsweise der Neuausrichtung der Energieversorgung in Deutschland "die verantwortungsethischen Entscheidungsgrundlagen und ihre Schlussfolgerungen ganzheitlich zu betrachten". Auch sie hat eine Stellungnahme abgegeben. Beide Untersuchungen fanden im Zeitraum März bis Mai 2011 statt. Als Folge beschloss die Bundesregierung, die Nutzung der Kernenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität geordnet zu beenden. Die letzten drei noch in Betrieb befindlichen deutschen Kernkraftwerke sind am 15.04.2023 endgültig außer Betrieb gegangen. Weitere Informationen finden Sie im Artikel Laufzeiten deutscher Kernkraftwerke . Die RSK hat die Beratungen zur Bewertung der Robustheit der deutschen Kernkraftwerke fortgeführt und im September 2012 eine Empfehlung abgegeben. Darin werden eine systematische Analyse der Sicherheitsfunktionen bei auslegungsüberschreitenden Einwirkungen sowie eine Weiterentwicklung des Notfallschutzkonzeptes präzisiert.
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| Förderprogramm | 14 |
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