Kernspaltung



Ergänzungen
Ende 2021:
Daten update
SMR

Den augenblicklichen Stand der Kernenergie in der globalen Energieversorgung habe ich in Kap. 2.5 beschrieben. Alle Versorgungsanlagen beruhen auf dem Prozess der Kernspaltung - in diesem Kapitel wird diskutiert, ob dieser Prozess noch eine Zukunft hat und mit welchen Technologien diese Zukunft gesichert werden soll.

Die physikalischen Grundlagen von Spaltungsreaktoren sind ausführlich in Energie2 behandelt. Es gibt in der Natur 3 Atomkerne, die beim Beschuss mit thermischen Neutronen spalten, nämlich
233U , 235U , 239Pu .
Konventionelle Spaltungsreaktoren (d.h. solche mit konventionellen Sicherheitsstandards) verwenden das Uranisotop 235U, das mit einem Anteil von nur 0.7% im natürlichen Uranerz vorhanden ist. Wir bezeichnen diese Reaktoren im Folgenden als U-Reaktoren. Eine Zusammenstellung der augenblicklich in der Welt vorhandenen, im Bau befindlichen oder geplanten U-Reaktoren findet man bei der World-Nuclear-Association. Demnach existierten im Jahr 2021 weltweit  441 U-Reaktoren, 61 befanden sich im Bau und der Bau von weiteren 101 war geplant. Die neue U-Reaktoren sind meistens von fortschrittlicher Bauart, welche das Auftreten von Reaktorunfällen verhindern soll. Ein Aufzählung der z.B. in den USA geplanten U-Reaktoren, ihres Typs und Standorts findet sich hier. Dabei sollte aber nicht vergessen werden, dass in den USA seit 2013 auch 23 KKWs geschlossen wurden - meistens aus wirtschaftlichen Gründen: Ihr Betrieb hätte mehr gekostet als der Neubau von Gas-Kraftwerken mit dem Brennstoff aus den Schiefer-Formationen der USA.

Als Alternative zu dem nur noch beschränkt vorhandenem U235 bietet sich das U233 an. Das Uranisotop 233U kommt in der Natur nicht vor, es muss durch Neutroneneinfang erst aus dem Thorium 232Th erbrütet werden. Wir bezeichnen diese Spaltungsreaktoren im Folgenden als Th-Reaktoren. Die Mächtigkeit der weltweiten Th-Vorräte ergibt sich ebenfalls aus einer Zusammenstellung der World-Nuclear-Association
Was sind die Vorteile von Th-Reaktoren gegenüber den U-Reaktoren? Zunächst einmal ist der 232Th-Vorrat in der Welt ca. 60fach mächtiger als der 235U-Vorrat. Außerdem besteht das Thoriumerz nur aus dem 232Th, d.h., die Herstellung des Reaktorbrennstoffs ist billiger als beim U-Reaktor, da der Anreicherungsprozess entfällt. Und schließlich entstehen bei der  Spaltung von 233U weniger langlebiges Plutonium und langlebige Transurane,  d.h., die Probleme bei der Aufarbeitung des strahlenden Abfalls aus einem Th-Reaktor reduzieren sich erheblich. Es wird behauptet, dass nach nur 10 a etwa 83% dieses Abfalls ohne weitere Sicherheitsmaßnahmen weiter verarbeitet werden kann, während der restliche Abfall nach weiteren 300 a etwa noch so radioaktiv ist wie natürliches Uranerz.
Auf der anderen Seite muss die Neutronenflussdichte für die Durchführung des Neutroneneinfangs zur Erbrütung von 233U gemäß der Reaktion
232Th + n  ->  233Th  ->  233U + 2e-
höher sein als sie in einem konventionellen U-Reaktor vorhanden ist. Und die Erhöhung der Neutronenflussdichte ist die eigentliche Schwierigkeit bei der Entwicklung eines Th-Reaktors. Es existieren mehrere Lösungsvorschläge:
  • Höhere Anreicherung von 235U in dem Brennstoff eines konventionellen U-Reaktors -> HTR (High-Temperature-Reactor).
  • Verwendung von flüssigen Salzschmelzen als Brennelemente -> MSR (Molten-Salt-Reactor).
  • Verwendung von 239Pu als Brennstoff in einem Spaltungsreaktor -> FNR (Fast-Neutron-Reactor).
  • Austausch des leichten Wassers H2O durch schweres Wasser D2O als Moderator in einem Th-Reaktor, da letzteres ein ca. 100fach besseres Abbremsvermögen besitzt  -> ATBR. (Advanced-Thorium-Breeder-Reactor).
  • Erzeugung von hohen Neutronenflussdichten mithilfe der Spallation -> ADS (Accelerator-Driven-System).
Und nur indirekt mit dem 232Th - 233U Zyklus zu tun hat der Vorschlag zur
  • Entwicklung leistungsschwächerer Reaktoren -> SMR (Small-Modular-Reactor).
Einzelne Th-Reaktoren wurden in der Zeit von 1970 - 1980 als Versuchsreaktoren in Deutschland, England und den USA errichtet, wobei insbesondere der von der KfA-Jülich errichtete HTR in Hamm-Üntrop ein auch wirtschaftlich interessantes Konzept darstellte. Diese Reaktoren waren alle vor dem Jahr 2000 wieder außer Betrieb, im Wesentlich deswegen, weil die konventionellen U-Reaktoren eine vielfach größere Energiedichte besitzen und sich besser als Leistungsreaktoren in der Energieversorgung einsetzen lassen, zumal das benötigte 235U noch in ausreichender Menge zu Verfügung stand. Zur Zeit scheint nur noch ein Th-Reaktor vom FNR-Typ in Kalpakkam (Indien) in Betrieb zu sein.
Das Interesse an dem Th-Reaktor entstand erst wieder, als die großen Vorräte an 239Pu aus dem Kernwaffenarsenal, insbesondere dem der ehemaligen SU, vernichtet werden mussten. Dies führte zu einem Abkommen zwischen den USA und Russland mit dem Ziel, Th-Reaktoren vom FNR-Typ in Russland zu errichten. Im Jahr 2000 wurde ebenfalls ein Abkommen zwischen Indien und Russland zur Errichtung eines FNR-Reaktors geschlossen, da Indien etwa 25% der bekannten Th-Vorräte der Welt besitzt. Darüber hinaus arbeitet Indien selbst an der Entwicklung eines eigenen Th-Reaktors vom Typ ATBR. Welche Reaktorkonzepte verstecken sich hinter diesen Abkürzungen?
HTR
Hinter dieser Abkürzung verbirgt sich der Hochtemperaturreaktor, der in Deutschland manchmal auch Kugelhaufenreaktor genannt wurde, besonders in den Zeiten seiner Entwicklung durch die KfA-Jülich. Entsprechend wird dieser Reaktortyp im englischsprachigen Raum auch "Pebble Bed Reactor" (PBR) genannt. Die physikalischen Eigenschaften des HTR wurden in Energie2 beschrieben, insbesondere wurde auf die Notwendigkeit hingewiesen, dass der Brennstoff des HTR einen fast 10mal höheren Anreicherungsgrad des 235U benötigt als ein konventioneller U-Reaktor. Dafür ist der HTR inhärent sicher gegen eine Kernschmelze und sein Brennstoff, trotz des hohen Anreicherungsgrads, gesichert gegen Proliferation.
MSR
Hierbei handelt es sich um eine Reaktorentwicklung der "Oak Ridge National Laboratories" (ORNL/USA), welche als Brennelement eine flüssige Salzschmelze (daher der Name "Molten Salt Reactor") aus 83% LiF und 17% BeF2 verwendet. In dieser Salzschmelze befindet sich ThF4 als Brutsubstanz und entweder hoch angereichertes UF4 oder PuF3 als Spaltmaterial, welche am Beginn für den notwendigen Neutronenfluss sorgen. Die Salzschmelze dient auch als Kühlmittel, ihre Arbeitstemperatur beträgt ca. 970 oC, beim Eintritt in den Reaktor hat sie eine Temperatur von ca. 550 oC und sie verdampft unter Normaldruck erst bei 1400 oC. Als Moderator wird eine Graphitmatrix verwendet. Dieser Reaktor lief für 4 a ohne Zwischenfall beim ORNL, er wurde 1976 abgeschaltet, weil zu dieser Zeit die USA dem "Breeder Moratorium" beitraten. Danach wurde es lange Zeit still um den MSR. Erst um das Jahr 2010 erwachte neues Interesse an diesem Reaktortyp wegen seiner Einzigartigkeit, nämlich einen flüssigen Brennstoff zu verwenden, dessen Zusammensetzung den jeweiligen Bedürfnissen (Normalmodus, Brütermodus, Transmutationsmodus) zeitnah angepasst werden kann. Interessant für Deutschland ist, dass auch die EU mit deutscher Beteiligung ein Forschungsprogramm für den MSR aufgelegt hat (SAMOFAR), und dass es sogar eine deutsche Eigenentwicklung gibt, den sog. "dual-fluid-reactor" (DFR).1)
FNR
Dieser Reaktortyp wurde von Russland entwickelt und ist im Prinzip ein weiter entwickelter Druckwasserreaktor auf der Basis von 235U mit einem Anreicherungsgrad von 3% (siehe Energie2). Das Besondere an diesem Reaktortyp ist der Reaktorkern, der so ausgelegt ist, dass er auch mit einer 239Pu-232Th-Mischung betrieben werden kann. Dies macht seine Bedeutung bei der Vernichtung des 239Pu aus, das von konventionellen U-Reaktoren produziert wird und die Aufarbeitung des abgebrannten Brennstoffs erfordert. Große Mengen an 239Pu sind noch vorhanden in den Kernwaffenarsenalen der USA und Russlands, diese Vorräte stellen, besonders in Russland, eine große Gefahr der Proliferation dar.
ATBR
Diese Abkürzung steht für eine eigenständige indische Entwicklung. Er wird betrieben mit einer U-Th-Mischung von variabler, insgesamt aber nur geringer Anreicherung. Weiterhin werden schweres Wasser D2O und Berylliumoxid BeO als Moderator verwendet, er ist daher ähnlich dem konventionellen U-Reaktor CANDU (siehe Energie2), der aber allein mit natürlichem Uran als Brennstoff betrieben wird.

Es gibt aber mindestens 1 weiteres Land ( Japan), das ebenfalls gezielt an dem Bau von Th-Reaktoren arbeitet, obwohl es nach dem Unglück in Fukushima zunächst so aussah, als würde Japan den deutschen Weg folgen: Ausstieg aus der Kernenergie.
ADS
Hierbei handelt es sich um ein "Accelerator Driven System", in diesem System werden die Neutronen mithilfe von hochenergetischen Protonen (kinetische  Energie > 1 GeV) erzeugt, die in einem schweren Target ( z.B. 208Pb) die Kernzertrümmerung auslösen (Spallation, siehe Energie2). Das primäre Interesse in der EU an dieser Technik besteht in der Möglichkeit, mithilfe von ADS den langlebigen radioaktiven Abfall aus konventionellen U-Reaktoren in eine kurzlebige Form zu transmutieren. Im Jahr 2001 wurde dieses Interesse in einem Bericht der ENEA: "A European Roadmap for Developing Accelerator Driven Systems for Nuclear Waste Incineration" definiert. Demnach sollte ein ADS bis spätestens 2015 errichtet werden, wobei die Auswahl des Standorts und die Entwicklung der benötigten Infrastruktur in dem Zeitraum 2005/06 erfolgen sollte. Da keine Hinweise vorliegen, dass diese Schritte wirklich stattgefunden haben oder begonnen wurden, bestehen Zweifel auch an der Durchführbarkeit der restlichen Planung. Das beinhaltet jedoch keinen Zweifel an der prinzipiellen Durchführbarkeit dieses Konzepts. Es gibt weiter auch keine Hinweise darüber, dass in irgendeinem Land ein ADS als eine moderne Form des Th-Reaktors seinen Betrieb aufgenommen hätte.

Es ist aber bekannt, dass in Japan an der Transmutationstechnologie mithilfe des Protonenbeschleunigers J-PARC geforscht wird. Und kürzlich habe ich auch erfahren, dass in Belgien an einem ähnlichen Projekt gearbeitet wird, dem MYRRHA-Projekt, welches bis spätestens 2023 verwirklicht sein soll. Und schließlich sollte man ein Land nie vergessen, wenn es um die Entwicklung neuer Technologien geht: Die VRChina.

China plant, seine Nuklearkapazitäten bis 2020 um 58 GW elektrisch und bis 2030 um weitere 100 GW elektrisch zu vergrößern2). Um den dabei anfallenden nuklearen Abfall zu entsorgen und gleichzeitig 233U zu erbrüten, wurde 2011 das ADANES-Projekt (Accelerator Driven Advaced Energy System) gestartet, welches bis 2030 seine Machbarkeit bewiesen haben soll und danach den Betrieb aufnimmt.

Damit entwickeln Japan, Belgien und China fast identische Projekte - welches von diesen wird wohl als erstes abgeschlossen sein? Und nicht vergessen: Deutschland würde Alles tun, um diese Entwicklungen zu verhindern (siehe unten)!
SMR
Diese Abkürzung steht für "Small Modular Reactor" und besagt, dass es sich hierbei um einen Reaktortyp mit einer elektrischen Leistung von weniger als 300 MWe handelt. Die eigentlichen Gründe für diese, nach dem Jahr 2000 einsetzende Entwicklung sind
  • die Kosten für den Bau und Betrieb neuer Kernkraftwerke zu reduzieren, wobei mehrere SMR verbunden werden können, um ein Großkraftwerk herkömmlicher Bauart zu erhalten,
  • die Akzeptanz für die Kernenergie zu erhöhen, indem die Standorte der neuen KKW weit gestreut werden und ihre Leistung den jeweiligen Bedürfnissen angepasst werden.

Die Reduktion der Anlagekosten und der Energiegestehungskosten ( LCOE) ergeben sich i.W. aus den Eigenschaften, dass SMRs mit einem passiven Sicherheitssystem betrieben werden können (die einzigen beweglichen Teile Im Reaktor sind die Regelstäbe zur Kontrolle der Neutronenflusses) und dass der Reaktor unter der Erde installiert werden kann (es entfallen daher die teuren Stahlhüllen zum Schutz gegen Flugzeugabstürze und Terrorangriffe). Wegen seines geringen Volumens kann der SMR in Fabrikhallen gebaut und danach zu seinem Standort transportiert werden (das ermöglicht die Standardisierung seiner Komponenten). Auf den Aspekt der Kostenreduzierung werde ich später zurückkommen.

Erfahrungen mit dem Bau und Betrieb von SMRs sind weltweit vorhanden, und zwar in den Kriegsmarinen von jenen Staaten, welche z.B. U-Boote oder Flugzeugträger mit nuklearem Antrieb besitzen. Darüber hinaus gibt es auch eigenständige Entwicklungen, und eine umfangreiche Liste dieser Entwicklungen in vielen Staaten (natürlichen ohne Deutschland) findet man hier. Die meisten Entwicklungen basieren auf dem alt bekannten Prinzip des LWR, in der Planung befinden sich aber auch Entwicklungen, basierend auf der Technik des FNR, HTR oder MSR (siehe oben).

Das Interesse an dieser neuer Reaktortechnologie ist weltweit. Von den Ländern in Europa sind besonders Großbritannien und Frankreich mit der Entwicklung eigener SMRs beschäftigt. Von Großbritannien kommt der Vorschlag, die englische Energiewende, statt mit Großkraftwerken, mithilfe von SMRs zu verwirklichen. An diesem Projekt arbeitet z.Z die Fa. Rolls-Royce, die Finanzierung scheint mit ca. 450 Mio. € gesichert zu sein, aber es fehlt wohl noch die Zertifizierung von seiten der Aufsichtsbehörde. Ähnliche Pläne werden in Frankreich vorangetrieben, das heute (2021) schon 71% seiner elektrischen Energie aus konventionellen KKWs bezieht. Das französische SMR-Projekt sieht vor, Wasserstoff mithilfe der Elektrolyse zu produzieren und so fossile Energieträger zu ersetzen. Frankreich (mit Unterstützung von 10 weiteren Staaten) versucht deswegen, die Stellung der Kernenergie als gleichwertig zu den erneuerbaren Energien in der EU zu definieren und somit an den Mitteln aus dem Klimafond der EU zu partizipieren.

Von den anderen Projekten möchte ich nur noch die USamerikanische Fa. NuScale erwähnen, welche für ihr Konzept bereits die Zertifizierung von seiten der NRC erhalten hat. Der Status der Finanzierung ist nicht bekannt, aber NuScale plant, die erste SMR-Anlage in Idaho(USA) zu errichten und hat offensichtlich die Zusage, eine ähnlich Anlage in Rumänien(EU) errichten zu können.
In Deutschland wird als Argument (neben anderen) gegen derartige Projekte immer wieder vorgebracht, die Energie aus KKWs sei wesentlich teurer als die aus erneuerbare Energien und "lohne sich nicht". Die Anlagekosten für das NuScale-Projekt werden auf 5000 USD/kWe geschätzt. Geht man von einem Kapazitätsfaktor = 1 für diese Anlage aus, so entspricht das ca. 0.57 USD/(kWh a-1). Nach meinen eigenen Untersuchungen belaufen sich die Anlagekosten für erneuerbare Energien auf ca. 0.75 USD/(kWh a-1), ich kann diesem Argument daher nicht zustimmen. Und ähnliches gilt für die Energiegestehungskosten: Diese Kosten in Deutschland sind die höchsten in der EU, etwa doppelt so hoch wie die in Frankreich!

Und dies gilt auch weltweit: Nach einer Untersuchung der IEA im Jahr 2020 betragen die künftig zu erwartenden Energiegestehungskosten (in USD/kWh) für

 KKW (langlebig): 0.32
 WKA (onshore): 0.50
WKA (offshore): 0.88
PVA (Handel): 0.94

Der deutsche Widerstand gegen die Kernkraft lässt sich rational nicht begründen. In Deutschland gab es bisher keinen sog. "GAU", die deutschen Kernreaktoren gelten als sehr sicher und auf die Unglücke in Tschernobyl und Fukushima bin ich hier eingegangen. Auch das Argument, für die Behandlung des radioaktiven Abfalls gebe es keine Lösung, ist z.B. durch die ADS-Anlagen widerlegt. Wer meint, diese hätten ihre Wirksamkeit noch nicht bewiesen, sei daran erinnert, dass alternativ dazu in der EU inzwischen eine Anlage gebaut wird, in der der radioaktive Abfall permanent eingelagert werden kann. Was sind also die Gründe, dass das, was in Nordeuropa gelingt, in Deutschland nicht gelingen will?

Eine Lösung auf Basis der SMR-Technologie käme für Deutschland ohnehin zu spät: Ab 1.1.2022 werden ca. 30 TWh/a an KKW-Leistung vom Stromnetz genommen, am 1.1.2023 noch einmal etwa dieselbe Menge. Es fehlen ab 2022 dann ca. 60 TWh/a an elektrischer Leistung ohne CO2-Emissionen, etwa 10% des Gesamtbedarfs. Und eine Lösung, wie dieses Defizit gefüllt werden könnte, existiert nicht, es sei denn, man vertraut unseren Nachbarn, die Strom aus ihren KKWs nach Deutschland exportieren.
1) Auch die Grünen haben von diesen Entwicklungen Wind bekommen und gleich eine Anfrage an die Bundesregierung gerichtet. Da die Entwickler des DFR für sich in Deutschland keine Zukunft mehr sahen, haben sie ihre Aktvitäten im Februar 2021 nach Kanada verlagert.
2) Zum Vergleich: Alle deutschen KKWs haben 2018 nur 26 GW elektrische Leistung in das Netz geliefert.