03.10.2011

Die Mini-Kernreaktoren kommen!

Essay von Günter Keil

Deutschland marschiert allein in seine „Energiewende“. Weltweit nimmt die nukleare Renaissance weiter an Fahrt auf. Hocheffiziente und sichere Kleinreaktoren der dritten und vierten Generation stehen in den Startlöchern. Der Autor stellt die neusten Entwicklungen vor

Während der vergangenen zwei Jahre hat Frau Merkels Regierung die Kernkraft als „Brückentechnologie“ bezeichnet, die man nur noch für eine gewisse Übergangszeit brauchen würde. Es ist anzunehmen, dass sie diese Bewertung nicht im benachbarten Ausland verkündet hat, das schließlich seit dem Jahre 2000 damit beschäftigt ist, im Rahmen des Generation IV International Forum, dem 12 Länder und die EURATOM angehören, gemeinsam sieben verschiedene Technologielinien der übernächsten Reaktorgeneration zu entwickeln. Sie hätte sich lächerlich gemacht. Deutschland, das einst führend in der friedlichen Nutzung der Kernkraft war, steht heute abseits – hoffnungslos abgehängt selbst von Staaten wie Südkorea, China und Indien.

Dass eine Regierung eine weltweit vorangetriebene Hochtechnologie, von der sie selbst offensichtlich nichts mehr versteht, als eine demnächst überholte Energietechnik bezeichnet, ist im Grunde mehr traurig als komisch. Merkels Regierung hat vor wenigen Monaten die Nutzungsdauer dieser Brückentechnologie deutlich verlängert – und sie dann nach dem Unglück von Fukushima als einziges Land der Welt fallen gelassen, ohne plausible Gründe dafür anzuführen. Die Reaktorsicherheitskommission gab ihr jedenfalls keinen einzigen, auf die Sicherheitsfrage bezogenen Grund. Das ersetzte dann die mit Kirchenvertretern und weiteren Fachfremden besetzte Ethikkommission.

Im Zusammenhang mit dem beschleunigten Ende der Brückentechnologie Kernkraft in Deutschland opferte auch der Vorsitzende der Industriegewerkschaft Bergbau, Energie, Chemie, Michael Vassiliadis, kurzerhand alle Gewerkschaftsmitglieder und Mitarbeiter der deutschen Kernkraftwerke auf Merkels Altar der Energiewende mit einer klaren Zustimmung zur Beendigung der Kernkraftnutzung. Zugleich leistete er mit Leerbegriffen einen weiteren Beitrag zur urdeutschen Debatte und ersetzte die nun demontierte Nuklearbrücke durch eine neue bzw. recht alte Brücke: Stromerzeugung mit Kohle. Er nannte das tatsächlich auch wieder “Brückentechnologie” – also eine Brücke als Ersatz für eine Brücke.

Ein Blick über den Zaun ergibt ein gänzlich anderes Bild: In den Ländern Russland, Frankreich, USA, China, Indien, Südkorea und Kanada hat die technologische Weiterentwicklung der Nukleartechnik niemals seit der stillgestanden. Selbst die südafrikanische Republik und Argentinien haben eigene Entwicklungen vorangetrieben. Mehrere Länder führen deutsche Entwicklungen fort, so insbesondere die des Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktors, des ersten „inhärent sicheren“ – also auf Grund seiner Physik zu keiner Kernschmelze fähigen – Reaktors, der jetzt ein Kernstück der 4. Generation darstellt. Während zur Zeit mehrere Länder fortschrittliche Kernreaktoren der 3. Generation anbieten, die im Vergleich zu unseren KKW der 2. Generation einen nochmals erhöhten Sicherheitsstandard bieten – europäische Beispiele sind das KKW Olkiluoto in Finnland und Flamanville in Frankreich – rechnet die Arbeitsgemeinschaft mit einer Objekt fehlt. Das Ende dieser Brücke ist jetzt nicht mehr zu erkennen; es liegt vermutlich im Jahre 2100 – oder auch noch 100 Jahre danach.

Nukleare Renaissance

Die sogenannte nukleare Renaissance ist jedenfalls bereits seit geraumer Zeit im Gange. Heute haben 42 Nationen Baupläne für die Errichtung von Kernkraftwerken (KKW) – davon 19 erstmalig – und weitere 7 haben ihr Interesse daran bekundet.

Aktive Bauprojekte sind (Stand 31.12.2010; Anzahl der Reaktorblöcke in Klammern):
Argentinien (1), Brasilien (1), Bulgarien (2), China (27), Finnland (1), Frankreich (1), Indien (5), Iran (1), Japan (2), Südkorea (5), Pakistan (1), Russland (10), Slowakische Republik (2), Taiwan (2), USA (1).


In fortgeschrittenem Planungsstadium befinden sich ferner in 20 Ländern 102 Kernkraftwerks-Blöcke. Diese Kernkraftwerke gehören zum Teil noch zur 2. Generation der Leichtwasserreaktoren (LWR), teilweise aber auch schon zur 3. Generation, wie z.B. die französischen Typen EPR und Kerena, der französisch-japanische Atmea1, die russischen WWER-1200 und AES-92, die US-japanischen APWR, ESBWR und ABWR, die US-Typen AP600 („Advanced Passive“) und AP1000, der koreanische APR-1400, der auf kanadischer Entwicklung basierende indische AHWR (Advanced Heavy Water Reactor), die kanadischen EC6 und ACR (Advanced Candu Reactor) und sogar der chinesische Hochtemperaturreaktor INET, den man bereits zur 4. Generation zählen muss. Diese vierte Generation wird vollkommen neue Maßstäbe setzen, was inhärente Sicherheit, vielfältige Anwendungsmöglichkeiten wie die chemothermische Wasserstofferzeugung, die Verringerung der langlebigen nuklearen Abfälle durch Verbrennung in schnellen Reaktoren und damit auch die sehr große Sicherheit in Bezug auf die Weiterverbreitung von spaltbarem Material angeht.

Die Renaissance der großen Kernkraftwerke ist jedoch nur ein Aspekt einer potenziell noch viel größeren Entwicklung: Was jetzt zusätzlich mit Macht in den Markt dringt, ist eine ganz neue Klasse von Kernreaktoren, die bislang nur ein unbeachtetes Schattendasein führten – vom Militär in den USA und Russland einmal abgesehen.

Die Kleinreaktoren.

Während die bisherigen KKW der 2. und 3. Generation eine elektrische Leistung von typischerweise mindestens 600 MWel (MW = Megawatt = 1000 kW; el bezieht sich auf elektrische Energie) aufwiesen, die oft bis 1.600 MWel pro Reaktorblock reichte, arbeiten die Minireaktoren im Leistungsbereich zwischen 1 und 100 MWel, aber ihr vorgesehener Einsatzbereich übertrifft den der klassischen nuklearen Großkraftwerke bei weitem: Weil die üblichen großen KKW weitab von den Städten erbaut wurden, konnte ihre Abwärme, die zur Zeit bei 70% der aus dem Kernbrennstoff gewonnenen Energie liegt, nur in die Umwelt abgegeben werden. Für Kohlekraftwerke gilt meistens das gleiche. Eine Ausnahme bildete das mit russischen Reaktoren ausgerüstete KKW Lubmin, dessen Abwärme über Fernheizleitungen ins nahe Greifswald geleitet wurde. Dieses Kraftwerk wurde nach der „Wende“ stillgelegt und wird demontiert.

Die neue Klasse der Minireaktoren zielt nun genau auf dieses Anwendungsfeld: Sie sind sämtlich für einen Einsatz in Stadtnähe ausgelegt, in der Regel unterirdisch gebaut, durch passive (nicht durch Pumpen angetriebene) Kühlsysteme gegen den Ausfall von Pumpen geschützt und zudem oftmals inhärent sicher, vielfach für Jahrzehnte mit Brennstoff ausgestattet und während ihres Betriebes vollkommen wartungsfrei. Ihre Hersteller sprechen daher von einer Betriebsweise wie bei einer wartungsfreien Batterie und die Betreibergesellschaft muss kein einheimisches Fachpersonal bereitstellen. Anschließen und vergessen lautet das Motto.

Die Minireaktoren sollen also in erster Linie sowohl Strom als auch Heizwärme für nahe Kommunen liefern. Kleinreaktoren mit höherer Betriebstemperatur wie einige über Salzschmelze gekühlte sowie über Flüssigmetall gekühlte schnelle Reaktoren (die beide mit schnellen Neutronen arbeiten – im Gegensatz zu den Leichtwasserreaktoren, die langsame, thermische Neutronen nutzen) sollen auch der thermochemischen Wasserstofferzeugung dienen. Schnelle Reaktoren haben auch den Vorteil, dass sie nicht nur das Natururan U-238 vollständig – und nicht nur zu 2,2% wie die Leichtwasserreaktoren – ausnutzen; sie verbrennen bzw. spalten zudem auch die entstandenen langlebigen Aktiniden (insbesondere das Plutonium-239 mit 24.000 Jahren Halbwertszeit) vollständig und hinterlassen nur relativ kurzlebige Isotope, die nach ca. 300–400 Jahren komplett zerfallen sind. Daher können sie mit aufbereiteten Nuklearabfällen aus den üblichen Leichtwasser-Reaktoren als Brennstoff gefüttert werden und ihn gleichzeitig von den darin enthaltenen langlebigen Transuranen befreien.

Mit Kleinanlagen sollen sowohl Versorgungslücken geschlossen als auch neue Anwendungen erschlossen werden. Ihre durchweg hohe Sicherheit, durch die ihre Akzeptanz bei der Bevölkerung erhöht werden kann, und ihre sehr oft unterirdische Bauweise prädestiniert diese Systeme als stadtnahe Energielieferanten. Weiterhin ist die Meerwasserentsalzung bei mehreren Kleinsystemen ein vorgesehener Anwendungszweck. Die Stromversorgung in Ländern mit wenig Infrastruktur und geringerer Bevölkerungsdichte könnte mit derartigen Kleinsystemen bezahlbar werden. Die günstigen Kosten können durch die Komplett-Vorfertigung in der Fabrik mit ihren Preis- und Qualitätsvorteilen erzielt werden. Die Modularität erhöht die gesamte Anlagenverfügbarkeit und zugleich die Sicherheit. Nukleare Kleintechnik bietet daher vor allem einen Weg für Entwicklungsländer, um eine Nuklearindustrie zu einem Bruchteil der Kosten und Risiken aufzubauen, die üblicherweise mit großen konventionellen Kernkraftwerken in Verbindung gebracht werden; auch werden kaum Spezialisten für den Betrieb benötigt. Kleine Nuklearanlagen können somit die Energielösung für die Grundlastversorgung für viele Entwicklungsländer darstellen, die ansonsten auf fossile Brennstoffe angewiesen wären. Genau dies wird von den verschiedenen Herstellern als ihre wichtigste Vermarktungsstrategie genannt. Für alle Länder wiederum, die in gemäßigten oder kälteren Zonen liegen, kann diese Technik Gas und Heizöl zur Hausheizung, aber auch die teuren Großkraftwerke ersetzen.

Diese Entwicklung bedeutet eine Ausweitung der Kernenergie-Anwendung auf mehrere neue und bedeutende Energiemärkte, die kaum unterschätzt werden kann. Die Kleinreaktoren gibt es schon seit geraumer Zeit: In der Kerntechnik wusste man schon von Anbeginn an, dass der Bau von kleinen Reaktoren nicht nur ohne weiteres möglich, sondern auch viel einfacher und unkritischer ist. Forschungsreaktoren und Reaktoren für die Herstellung von medizinisch nutzbaren Isotopen gibt es schon lange. Einige Kleinreaktoren wurden auch in beachtlicher Stückzahl gebaut, allerdings überwiegend als Antriebs-Energiequelle in Atom-U-Booten und einige in Handelsschiffen und Eisbrechern. Weitere dienten als Energiequellen für entlegene Standorte im hohen Norden.

Die UdSSR baute etwa 20 Typen mit unterschiedlichen Reaktortechniken; eine davon – der Gamma – arbeitet noch heute im Moskauer Kurtschatow-Institut für Atomenergie. Eine Organisation in Weißrussland, das Sosny-Institut, entwickelte und baute ab 1976 zwei auf Lastwagen montierte, luftgekühlte kleine Hochtemperaturreaktoren Pamir-630D, die 300-600 kWel leisteten. Diese Entwicklung, die 1986 endete, wird jetzt vom N.A.Dolezal F&E-Institut NIKIET weitergeführt. Seit 1976 arbeiten in einer abgelegenen Region Sibiriens 4 kleine Einheiten eines grafitmoderierten Siedewasser-Reaktors, die mit einer Leistung von 62 MWth (thermisch) und 11 MWel Strom und Heizwärme liefern. Die USA betrieben zwischen 1962 und 1972 kleine Leichtwasser-Reaktoren des Typs PM-3A (11 MWth und 1,5 MWel) im McMurdo-Sund in der Antarktis. Mehrere erfolgreiche kleine Reaktoren entstanden nach 1950 in einem nationalen Programm, so der Big Rock Point BWR (Siedewasserreaktor) mit 67 MWel, der 35 Jahre bis 1997 lief.

Auch auf Schiffen und U-Booten gibt es schon lange kleine Kernreaktoren: Der russische KLT-40S von OKBM Afrikantow ist ein in Eisbrechern bewährter Reaktor. Bereits seit 40 Jahren verwendete die UdSSR mit Flüssigmetall (Blei-Wismut-Legierung) gekühlte schnelle Reaktoren in ihren U-Booten. In 8 U-Booten der Alfa-Klasse arbeiteten kompakte SVBR-Reaktoren mit 155 MWth; 70 Reaktor-Jahre wurden an Betriebserfahrungen damit erreicht. Auch zu dieser äußerst vielversprechenden Technik, die bei der 4. Generation eine große Rolle spielt, gibt es jetzt neue Entwicklungen von Kleinreaktoren – z.B. den SVBR-10 und den SVBR-100 (s.u.).

Es fällt auf, dass sich heute mehrere der Entwicklungslinien, die von der Arbeitsgemeinschaft der 4. Generation bearbeitet werden, im Minireaktor-Zoo wieder finden – und teilweise bereits seit langem eingesetzt werden, zum Beispiel schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Bei den schnellen Reaktoren ist der Grund offensichtlich: Sie nutzen das Natururan U-238 etwa 60-fach besser aus als die LWR und damit erhält man mit nur einer Brennstoffbeladung enorm lange Betriebszeiten. Außerdem verbrennen schnelle Reaktoren alle entstehenden langlebigen Transurane (z.B. Plutonium) restlos und hinterlassen nur kurzlebige Spaltprodukte im Abfall. Und man kann alle dieser Kompaktkraftwerke inhärent sicher bauen. Es ist deshalb zu erwarten, dass man die Reaktoren der 4. Generation wohl zuerst in den kleinen Heizkraftwerken im Einsatz sehen wird.

Der folgende Auszug aus den laufenden Entwicklungen der Kleinreaktoren gibt einerseits einen Eindruck von der erstaunlichen technologischen Bandbreite, mit der gearbeitet wird, andererseits aber auch von der Breite der angestrebten Anwendungen sowie von dem bislang unerreichbar hohen Sicherheitsniveau, das hier zum Standard wird – und das bei kleinen Reaktoren auch aus physikalischen Gründen viel leichter als bei Großkraftwerken zu realisieren ist.

Eine Übersicht über einige der in Entwicklung befindlichen Kleinsysteme mit elektrischen Leistungen bis 125 MWel:


1. Leichtwasser-Kleinreaktoren:


KLT-40S (Russland)
Als Nachfolger der schon länger in Eisbrechern eingesetzten KLT-40-Reaktoren entwickelte das russische Unternehmen OKBM Afrikantow den 35 MWel-Druckwasserreaktor KLT-40S. Er soll als schwimmendes Kraftwerk eingesetzt werden, das entlegene Hafenstädte 35 bis 40 Jahre lang mit Strom und Wärme versorgen kann. Die Konstruktion begann 2007, am 30.6.2010 fand in der baltischen Werft in St. Petersburg der Stapellauf des ersten schwimmfähigen Kernkraftwerks Akademik Lomonossow statt. Die Installation der zwei Reaktoren erfolgt 2011 und ebenfalls der erste Test, 2013 die Endabnahme. Der erste Einsatz soll 2012 an der Halbinsel Kamtschatka zur Versorgung der Siedlung Viljuchinsk erfolgen. Derweil entwickelt OKBM Afrikantow eine verbesserte Version: Den RITM-200, einen 55 Mwel-Reaktor mit inhärenten Sicherheitseigenschaften, der die zwei KLT-40S in schwimmenden KKW ersetzen soll.


mPower (USA)
Babcock & Wilcox (B&W) hat ein mPower genanntes Konzept für ein aus modularen, unterirdisch installierten 125 MWe-LWR-Reaktorblöcken bestehendes Kraftwerk konzipiert. Bei einem Brennelemente-Wechsel oder bei Reparaturarbeiten muss nur ein Modul heruntergefahren und ggf. herausgenommen werden, während die übrigen weiter laufen. Ein Vorteil dieses Konzepts ist die kostengünstige und qualitativ überlegene Komplettfertigung eines Moduls in einer Fabrik, von dem es zur Kraftwerksbaustelle transportiert und eingebaut werden kann. Betont werden die erweiterten Sicherheitsfunktionen der Reaktoren, nämlich passive Sicherheitssysteme, keine aktiven Kernkühlsysteme, keine Notstromaggregate, sondern Batterieversorgung. Erste Arbeiten in der Produktion sollen 2013 beginnen.


NuScale (USA)   
NuScale entwickelt ein Konzept für modular aufgebaute LWR. Eine Anlage soll aus 1 bis 12 Modulen bestehen und bei 12 Modulen eine Leistung von 540 MWel liefern, wobei das Einzelmodul 45 MWel beisteuert. Der einzelne Reaktor-Druckbehälter, der die Abmessungen 14 m Länge und 3 m Durchmesser besitzt, befindet sich in einem separaten Containment von 18 m Länge und 4,5 m Durchmesser. Auch Dampferzeuger und Druckhalter befinden sich in dem Modul. Die Sicherheitsbarrieren: Ein Containment-Pool, der die einzelnen Module umgibt, die Stahlbetonhülle des Pools, ein biologischer Schild und das Reaktorgebäude selbst. Das Notkühlsystem des Reaktors arbeitet passiv und bedarf keiner Stromversorgung. Ferner sind alle kritischen Komponenten unterirdisch installiert – als Schutz gegen äußere Einwirkungen wie etwa Flugzeugabstürze. Wie beim Konzept mPower werden die Module in einer Fabrik komplett gefertigt und per Zug, LKW oder Schiff zur Baustelle gebracht.


SMART (Südkorea)
Das Korea Atomic Energy Research Institute KAERI arbeitet seit 1997 gleichfalls an einem modularen Kleinreaktorkonzept „System-Integrated Modular Advanced Reactor (SMART)“. Es handelt sich um einen Druckwasserreaktor, der für Stromerzeugung, Meerwasserentsalzung und Fernwärmeversorgung eingesetzt werden soll. Sein integraler Aufbau bedeutet, dass alle Primärkomponenten wie der Reaktorkern, der Dampferzeuger, die Kühlpumpen und Druckhalter in einem Behälter untergebracht sind. Die Leistung beträgt über 330 MWth bzw. 100 MWel. Neben einer Vielzahl von Sicherheitssystemen stellt die passive Ableitung der Restwärme eine Neuerung dar. Die Designarbeit soll Ende 2011 abgeschlossen werden.


CAREM (Argentinien)
Der Carem ist ein modularer 27 MWel Druckwasserreaktor mit integriertem Dampferzeuger für die Stromerzeugung oder Wasserentsalzung. Das primäre Kühlsystem ist innerhalb des Druckbehälters untergebracht. Das Kühlsystem basiert allein auf Wärmeableitung. Die Brennstoff-Nachfüllung erfolgt jährlich. Entwicklung ist fortgeschritten, in ca. 10 Jahren ist ein Einsatz in der NW-Provinz Formosa möglich.


VKT-12 (Russland)
Der VKT-12 ist ein kleiner transportabler 12 MWel Siedewasserreaktor (BWR), der dem VK-50-Prototyp in Dimitrowgrad ähnelt. Er arbeitet mit einem Kreislauf und einem Keramik-Metall-Kern. Der Brennstoffwechsel erfolgt alle 10 Jahre, der Reaktorbehälter misst 2,4 m Innendurchmesser und 4,9 m Höhe.


ABV (Russland)
Ein in Entwicklung befindlicher kleiner Druckwasserreaktor von OKBM Afrikantow ist der ABV mit einem Leistungsspektrum von 45 MWth (ABV-6M) bis herunter zu 18 MWth (ABV-3), somit 18–4 MWel. Der ABV wird für die Montage auf festem Grund oder auf einem Lastkahn produziert. Brennstoffwechsel-Intervall ist ca. 8-10 Jahre, Betriebsdauer ca. 50 Jahre.


NHR-200 (China)
Der Nuclear Heating Reactor (Nuklearer Heizreaktor) NHR-200, entwickelt vom Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität, ist ein einfacher 200 MWth Druckwasserreaktor für die Fernheizung oder Wasserentsalzung. Im Jahre 2008 stimmte die Regierung dem Bau einer sog. Multi-Effekt-Entsalzungsanlage (MED) mit dem NHR-200 auf der Halbinsel Shandong zu.


Holtec HI-SMUR (USA)
Holtec International gründete im Februar 2011 eine Tochter – SMR LLC – um ein 140 MWel-Reaktorkonzept „Holtec Inherently Safe Modular Underground Reactor“ kommerziell zu verwerten. Es ist ein unterirdisch installierter Druckwasserreaktor mit externem Dampfgenerator. Er besitzt völlige passive Kühlung sowohl im Betrieb als auch nach Abschaltung.


TRIGA (USA)
Das TRIGA Power System ist ein Druckwasserreaktor, dessen Konzept auf General Atomics bewährtem Forschungsreaktor-Design beruht. Es ist ein 64 MWth, 16,4 MWel System, das bei relativ niedriger Temperatur arbeitet.


2. Schnelle Salzschmelze-Kleinreaktoren


FUJI (Japan)
Dieses maßgeblich von dem japanischen Wissenschaftler Dr. Kazuo Furukawa begleitete Reaktorkonzept gehört im Grunde bereits zur vierten Generation der Flüssigsalz-Reaktoren (MSR). Der FUJI ist ein kleiner Brutreaktor mit eigenem Brennstoffkreislauf. Als Vorstufe soll eine kleinere Version – der miniFUJI – gebaut werden, der eine Größe von nur 1,8 m Durchmesser und 2,1 m Höhe aufweisen und dabei die respektable Leistung von 7 bis 10 MWel erreichen soll. Nach Erprobung soll der FUJI gebaut werden, der mit 5,4 m Durchmesser und 4 m Höhe eine Leistung von 100 bis 300 MWel erreichen könnte. Das Prinzip: Grafitmoderierung, keine Metallteile im Inneren des Reaktors, das Flüssigsalz ist nicht brennbar und chemisch inaktiv. Der Reaktor wird passiv gekühlt und der Brennstoff kann jederzeit durch Schwerkraft, also ohne Pumpen etc., aus dem Reaktor entfernt werden. Dabei gelangt der Brennstoff in einen Entladetank, der von einem passiven Kühlsystem umschlossen wird. Ein System aus Schutzbarrieren soll den FUJI umgeben. Auch soll das sehr gut verfügbare Thorium (etwa 10 mal größere Vorräte als Uran vorhanden) als Brennstoff mitgenutzt werden. 2010 wurde in Tokio die International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc. (IThEMS) gegründet, die innerhalb von 5 Jahren den ersten Thorium-MSR miniFUJI bauen will.


3. Mit Flüssigmetall gekühlte schnelle Kleinreaktoren


HPM (USA)
Die Hyperion Power Generation Inc. in Santa Fe baut einen Minireaktor „Hyperion Power Module, HPM“ mit einer Leistung von 25 MWel und 75 MWth.
Es ist ein bleigekühlter schneller Reaktor (LFR) mit Kühlung durch eine flüssige eutektische Blei-Wismut-Mischung. Dieser Reaktortyp fuhr jahrelang in der russischen Alpha-U-Boot-Klasse als Antriebsquelle, aber Hyperions HPM-Design hat einen anderen Ursprung: Das Los Alamos National Laboratory (LANL) hat das Konzept entwickelt und es steht nach wie vor als „Brain Trust“ hinter dieser Entwicklung. Hyperion ist ein „Spin-off“ des LANL zum Bau und zur Vermarktung des Typs. Der kleine Reaktor – mit den Abmessungen 1,5 m Durchmesser, 2,5 m Höhe – wird komplett in einer Fabrik hergestellt und per Bahn, LKW oder Schiff zum Einsatzort gebracht und unterirdisch eingebaut. Der enthaltene Brennstoffvorrat reicht für einen 10-jährigen Betrieb, nach dem der Reaktor zur Fabrik zurück gebracht und dort mit neuem Brennstoff versehen wird. Das Unternehmen hat eine weitere Anwendung im Blick: Schiffsantriebe. Ein Konsortium der Strategic Research Group von Lloyd’s Register, Hyperion Inc., dem britischen Entwickler BMT Nigel Gee und dem griechischen Schiffsbetreiber Enterprises Shipping and Trading SA will den HPM als Antrieb großer Schiffe, speziell Großtanker, voranbringen. Lloyd’s R. Sadler sagt dazu: „...wir werden nukleare Schiffe auf bestimmten Handelsrouten früher sehen, als viele derzeit annehmen.“


SSTAR (Japan)
Dieser bleigekühlte schnelle Reaktor wird von Toshiba u.a. entwickelt. Er wird bei 566o C betrieben, besitzt einen integrierten Dampferzeuger und soll unterirdisch installiert werden. Der Wirkungsgrad liegt bei 44%. Nach 20 Betriebsjahren ohne neuen Brennstoff wird der komplette Reaktor zum Brennstoff-Recycling abgeholt. Der Kern ist 1 m hoch und hat 1,2 m Durchmesser (20 MWel –Version).


SVBR-100 (Russland)
Der durch Blei-Wismut gekühlte schnelle Reaktor SVBR mit 75–100 MWel und
400–495 °C wurde von Gidropress entwickelt. Bei seinem integrierten Design sitzt der Dampfgenerator im gleichen Behälter wie der Kern. Der Reaktor würde in der Fabrik gefertigt und dann mit 4,5 m Durchmesser und 7,5 m Höhe in einem Wassertank installiert, der passive Wärmeabfuhr und Abschirmung bietet. Der Reaktor der Alfa-Klasse U-Boote (s.o.), war bereits im Wesentlichen ein SVBR. Ende 2009 wurde AKME-Engineering gegründet, um eine Pilotanlage des SVBR zu entwickeln und zu bauen. Das Design soll 2017 komplettiert sein und 2020 soll der 100 MWel-SVBR in Dimitrowgrad ans Netz gehen. Nach den gleichen Designprinzipien ist ein SVBR-10 mit 12 MWel geplant.


4S (Japan)
Toshiba und das Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEP) entwickeln zusammen mit SSTAR Work und Westinghouse (ein Toshiba-Unternehmen) den Super-Safe, Small & Simple (4S) mit Natrium gekühlten schnellen Reaktor – der auch als „nukleares Batteriesystem“ bezeichnet wird. Der 4S besitzt passive Sicherheitseigenschaften. Betriebstemperatur 550oC. Die Einheit wird in der Fabrik gebaut, zum Standort gebracht und unterirdisch eingebaut. Sie soll drei Dekaden ohne neue Brennstoffzufuhr kontinuierlich laufen. Eine 10 MWel -Version (0,68 m Kerndurchmesser, 2 m Höhe) und eine 50 MWel -Version (1,2 m Kerndurchmesser, 2,5 m Höhe) sind geplant. Nach 30 Betriebsjahren wird ein Jahr zur Abkühlung des Brennstoffs abgewartet. Aufgabe: Stromerzeugung und elektrolytische Wasserstofferzeugung. Ein erster Standort wird Galena/Alaska sein. Der L-4S ist eine durch Blei-Wismut gekühlte Version des 4S-Designs.


EHNS (USA)
Die „Encapsulated Nuclear Heat Source“ EHNS ist ein 50 MWel durch Flüssigmetall gekühlter Reaktor, der von der University of California, Berkeley, entwickelt wird. Ein Sekundär-Kühlkreis liefert die Wärme an 8 separate, nicht verbundene Dampfgeneratoren. Außerhalb des Sekundär-Pools ist die Anlage luftgekühlt. Der Reaktor sitzt in einem 17 m tiefen Silo. Der Brennstoffvorrat soll 15–20 Jahre reichen. Danach wird das Modul abtransportiert und durch ein neu aufgefülltes ersetzt. Die ENHS ist für Entwicklungsländer entworfen und ist proliferationssicher (Weiterverbreitung von nuklearem Material). Die Kommerzialisierung ist noch entfernt.


4. Gasgekühlte Hochtemperatur- Kleinreaktoren


HTR-10 (China)
Chinas HTR-10 ist ein 10 MWth experimenteller gasgekühlter Hochtemperaturreaktor am Institute of Nuclear & New Energy Technology (INET) an der Tsinghua Universität nördlich Pekings. Vorbild war der deutsche HTR bzw. AVR. Er erreichte 2003 volle Leistung. Der Brennstoff ist ein „Kugelbett“ (27.000 Elemente), die Betriebstemperatur liegt bei 700 °C. Im Jahre 2004 erfolgte ein extremer Sicherheitstest, bei dem der Umlauf des Kühlmittels Helium unterbrochen wurde, ohne den Reaktor abzuschalten. Bedingt durch die Physik des Brennstoffs ging die Kettenreaktion zurück und endete nach 3 Stunden. Dabei wurde ein Gleichgewicht zwischen der Kernwärme und der Wärmeableitung durch den Stahlreaktor erreicht und die Temperatur überstieg niemals sichere 1600oC. Beim HTR-Versuchsreaktor AVR (Jülich) hatte man schon viel früher den gleichen Test zwei Mal erfolgreich durchgeführt.


Adams Engine (USA)
Adams Atomic Engines 10 MWel HTR-Konzept besteht aus einem einfachen Brayton-Zyklus (Gasturbine) mit Niederdruck-Stickstoff als Kühl- und Arbeitsgas sowie Grafitmoderation. Der Reaktorkern ist ein festes, ringförmiges Bett mit ca. 80.000 Brennstoffelementen. Die Ausgangstemperatur des Kerns ist 800 °C. Eine Demo-Anlage soll 2018 fertig gestellt sein.


MTSPNR (Russland)
Der kleine Hochtemperaturreaktor MTSPNR wird vom N.A. Dolezal Forschungs- und Entwicklungsinstitut (NIKIET) entwickelt. Es ist ein modularer, transportabler, luftgekühlter HTR kleiner Leistung mit geschlossenem Gasturbinen-Kreislauf für die Wärme- und Stromversorgung entlegener Regionen. Eine Zwei-Reaktoren-Einheit liefert 2 MWel, sie ist für eine Laufzeit von 25 Jahren ohne weitere Brennstoffergänzung vorgesehen. Ein Vorläufer-Gerät war der von Sosny gebaute Pamir-630D von 1976–1986, ein 300–600 kW HTR, der auf LKW montiert war.

Neue Entwicklungen für Reaktoren mittlerer Leistung

Zwischen den konventionellen nuklearen Großkraftwerken und den Kleinreaktoren wird es natürlich keine Lücke geben. Kernkraftwerke mit Leistungen zwischen 100 und 300 MWel werden von vielen Betreibern gewünscht. Bei diesen Mittelkraftwerken wird es einen Unterschied zu den einzeln einzusetzenden Kleinreaktoren geben: Man setzt überwiegend auf thermische Leicht- und Schwerwasserreaktoren. Man bevorzugt aber gleichfalls eine Modulbauweise, die hier nicht nur der rationellen Fertigung gilt, sondern bei der ein größeres Kraftwerk dadurch gebaut werden kann, dass es nicht mehr mit nur einem großen Reaktor, sondern mit mehreren kleineren Reaktormodulen ausgerüstet wird. Diese werden in Fabriken installationsfertig und transportabel in Serienfertigung hergestellt. Die oben beschriebenen Typen mPower, NuScale, Holtec und SMART erfüllen diese Anforderungen.


Weiterhin gehören u.a. folgende Entwicklungen zu dieser Leistungsklasse:

  • IRIS (USA): Modularer 100-335 Mwel-Druckwasserreaktor; Westinghouse
  • VBER-300 (Russland): 295-325 Mwel-Leichtwasserreaktor; Fa. OKBM; sowie der VK-300 mit 150 MWel
  • AHWR (Indien): 284 Mwel-Schwerwasserreaktor; Thoriumbrennstoff
  • HTR-PM (China): 105 Mwel-Hochtemperaturreaktor; Demo-Kraftwerk in Shidaowan (2x105 MWel)
  • PRISM (USA/Japan): 311 MWel – Schneller, mit Flüssigmetall gekühlter Reaktor; General Electric – Hitachi

Über die umfangreichen internationalen Entwicklungsarbeiten an großen Reaktoren der 3. und 4. Generation kann hier aus Platzgründen nicht detailliert berichtet werden. Einige dieser Typen wurden eingangs erwähnt.

Eine Frage bleibt: Warum nicht gleich so?

Spätestens nachdem sich der Leser bis hierher durchgekämpft hat, drängt sich ihm vermutlich die Frage auf: Wenn sich die Entwickler der Kernreaktoren logischerweise und gänzlich unvermeidlich Schritt für Schritt, beginnend mit Reaktoren kleiner Leistungen, zu den imponierenden Anlagen der 1000-Mwel-Klasse hochgearbeitet haben – wieso hat es bei den Energieversorgern als Käufer niemals eine Rolle gespielt, dass sehr große Leichtwasserreaktoren (LWR) trotz ihrer tief gestaffelten, aufwendigen Sicherheitseinrichtungen prinzipiell zu einem Kernschmelze-Unfall fähig sind und Kleinreaktoren eben nicht? Und wo hätte die Leistungsgrenze gelegen, unterhalb derer ein derartiger Unfall aus physikalischen Gründen unmöglich ist?

Die Antwort gab meinem Kollegen Rainer Six und mir Professor Dr.-Ing. Kurt Kugeler, der ehemalige Direktor des Instituts für Reaktorsicherheit und -technik an der RWTH Aachen, in einem Gespräch im Jahre 1996: Bis zu einer Leistungsgrenze von 200 MWel würde die nach dem Abschalten eines Leichtwasserreaktors (LWR) noch entstehende Nachwärme der zerfallenden kurzlebigen Isotope auch bei einem völligen Ausfall der Kühlung – auch der Notkühlung – sicher abgeleitet. Bei Überschreitung der Schmelztemperatur der Brennstab-Hüllrohre von ca. 1.900 °C würden die heißen Brennstoffpellets freigesetzt. Diese für eine Kernschmelze notwendige Temperatur würde aber bei diesem kleineren Reaktor auf keinen Fall mehr erreicht, der Reaktor kühlt dann im Laufe einiger Wochen ab. Laut Prof. Kugeler könnte man diese sichere Leistungsgrenze noch durch eine Änderung der Kerngeometrie – z.B. ein Torus an Stelle einer zylindrischen Form – weiter bis auf ca. 300 MWel erhöhen. Der einzige Preis für diese Konstruktion, die einen schweren Unfall absolut ausschließen würde, wäre eine durchaus erträgliche Kostenerhöhung pro Kilowattstunde. Das Institut von Prof. Kugeler hatte bereits 1968 vorgeschlagen, einen solchen nicht zur Kernschmelze fähigen Reaktor zu bauen, und zwar unterirdisch, und darüber einen größeren Erdhügel zu errichten. Diese Tatsachen und dieser Vorschlag waren somit vor dem Beginn der Entwicklung und des Baus von Kernkraftwerken in Deutschland allen Fachleuten und auch den potenziellen Betreibern, den EVU, wohl bekannt.

Weshalb hat man dann derartige Kernreaktoren nicht entwickelt und gebaut? Kugelers Antwort war resignierend: Niemanden interessierte diese im Grunde fundamentale Sicherheitsfrage. Man wollte nur eine möglichst große Leistung – allein aus Kostengründen. So wurde die Entwicklung mittelgroßer und kleiner Kernreaktoren einfach ausgelassen und gleich der Schritt zu sehr großen Blöcken getan – mit der Konsequenz, dass diese leichtfertig ignorierte Achillesferse der großen LWR speziell in der deutschen Politik eine immer größere Rolle spielte, bis schließlich Frau Merkel die Gelegenheit des Fukushima-Unfalls benutzte, um dieses politisch unangenehme Thema loszuwerden.

Man kann nun seine Phantasie spielen lassen und sich vorstellen, wie es in Deutschland weitergegangen wäre, wenn die Industrie und die Betreiber rechtzeitig mehr über ihre Verantwortung nachgedacht hätten, wie es ihre Pflicht gewesen wäre. Und von vornherein ausschließlich inhärent sichere LWR der mittleren Leistungsklasse, wie sie jetzt das Ausland entwickelt, gebaut hätten. Die Modulbauweise, über die oben berichtet wurde, wäre bereits damals die logische Konsequenz für den Bau von ebenfalls inhärent sicheren, aus vielen derartigen Einheiten bestehenden Großkraftwerken gewesen. Deutschland hätte Maßstäbe gesetzt und zumindest im eigenen Lande wären Reaktorkatastrophen nicht nur praktisch, sondern physikalisch unmöglich gewesen. Nur das Endlager-Problem, das inzwischen einer Lösung durch die schnellen Reaktoren entgegengeht, wäre damals übrig geblieben.

Hätte es dann jemals eine bemerkbare Anti-Atomkraft-Bewegung gegeben? Wären die Grünen immer noch eine Splitterpartei? Hätten wir dann heute einen höheren Kernkraftstrom-Anteil als Frankreich? Wären die deutschen modularen Kernkraftwerke heute ein Exportschlager? Es bleibt nur die Schlussfolgerung, dass die Industrie bereits zu Beginn der Entwicklungsarbeiten in Ignoranz und Kurzsichtigkeit den späteren Untergang der friedlichen Nutzung der Kernkraft in Deutschland selbst vorprogrammiert hat. Das Ausland führt uns jetzt vor, wie die Entwicklung der Kernkraftnutzung erfolgreich weitergehen wird – und eigentlich wäre jetzt der Zeitpunkt gekommen, auch in Deutschland in die Entwicklung der inhärent sicheren Kernreaktoren einzusteigen und den Ausstieg aus den großen Reaktorblöcken mit dem Einstieg in kleine und mittlere nukleare Heizkraftwerke zu verbinden. Den inhärent sicheren HTR haben die Deutschen schließlich erfunden und gebaut – er funktionierte perfekt – und dann politisch stillgelegt.

Aber die Geschichte lässt sich nicht zurück drehen. Alle anderen die Kernkraft nutzenden Länder sowie viele Schwellenländer werden die rationelle Einstiegsmöglichkeit in die kleinen, sicheren, wartungsarmen KKW der 3. und 4. Generation ergreifen. Die Vorteile sind zu überzeugend. Deutschland hingegen wird vermutlich noch lange viel Lehrgeld für den fundamentalen sicherheitstechnischen Konstruktionsfehler seiner Kernkraftwerke und die daraus erwachsenen politischen Konsequenzen bezahlen und sich mit Atomstromimporten, Kohlekraftwerken sowie wetterabhängigem Windstrom herumschlagen. Ein deutlicher Anstieg der Strompreise ist mit dem gewaltigen Ausbau des Höchstspannungsnetzes für den Nord-Süd-Windstromtransport, mit dem weiteren Ausbau der Windkraft und der Photovoltaik und ihrer Kostenüberwälzung gemäß EEG auf die Verbraucher, mit den teuren Stromimporten und der durch den Wegfall deutschen Kernkraft-Grundlaststroms steigenden Preise an den Strombörsen unabwendbar geworden. Wie lange das die Wirtschaft und die Bürger aushalten, lässt sich nicht vorhersagen. Aber sobald sie schmerzhaft spüren, in welchem Ausmaß sie durch die sog. Energiewende belastet werden, wird es für die Regierung schwierig. Auch für eine rot-grüne. In der Tradition der deutschen Energiepolitik käme dann eine neue Energiewende.