Generation IV International Forum

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Das Generation IV International Forum (GIF) ist ein Forschungsverbund, der sich der gemeinsamen Erforschung und Entwicklung zukünftiger Kernkraftwerke verschrieben hat. Diese Kraftwerke der sogenannten IV. Generation sollen hohe Anforderungen an Sicherheit, Nachhaltigkeit und Wirtschaftlichkeit erfüllen. Die ersten sollen ab dem Jahr 2030 einsatzfähig sein.

Geschichte

Die ersten Meetings des Generation IV International Forums fanden im Jahr 2000 beim United States Department of Energy statt. Gegründet wurde das GIF im Mai 2001 von folgenden neun Nationen:

Die Schweiz trat dem Forum 2002 bei, die Europäische Atomgemeinschaft stieß 2003 als elftes Mitglied zum GIF. 2006 wurden auch China und Russland Mitglieder, 2016 folgte Australien.[1]

Argentinien und Brasilien sind nichtaktive Mitglieder, das heißt, sie sind (noch) nicht in die aktive Entwicklung eingebunden, profitieren aber von den Forschungs- und Entwicklungsergebnissen.[1]

Entwicklungsziele

Datei:GenIVRoadmap-en.svg
Schematische Darstellung der „Kernkraftwerk-Generationen“

Die Kernkraftwerke der Generation III und III+ (z. B. der Europäische Druckwasserreaktor) sind wie die meisten Vorgänger der Generation II Leichtwasserreaktoren, die angereichertes Uran als Brennstoff verwenden. Wenn die Brennstäbe wieder aus dem Reaktor entfernt werden, enthalten sie überwiegend nicht mehr spaltbares Uran und Plutonium. Beides sind Stoffe, die im Prinzip zu neuen Brennelementen verarbeitet werden könnten. Die restlichen 3 % sind Spaltprodukte und höhere Actinoide, die den eigentlichen radioaktiven Abfall ausmachen. Es würde also ein Großteil des möglichen Brennstoffes in die Endlagerung überführt, auch langlebige Transurane. Im Falle der direkten Endlagerung der abgebrannten Brennelemente fallen pro Jahr bei einem großen Kernkraftwerk etwa 50 m³ hochradioaktive Abfälle an. Im Falle der Wiederaufarbeitung sind es noch etwa 7 m³ pro Jahr, wobei durch den Betrieb der Wiederaufarbeitungsanlage das Volumen des schwach- und mittelaktiven Abfalls auf das Fünffache steigt.

Wenn Erdöl und andere fossile Brennstoffe zur Neige gehen, wird die Bereitstellung von verhältnismäßig mehr Energie aus anderen Quellen notwendig sein. Je nach Anwendungsfall können dies unterschiedliche Quellen sein. Kernkraftwerke der IV. Generation könnten auch zur Wasserstoffherstellung (Schwefelsäure-Iod-Verfahren) und zur Produktion von XtL-Kraftstoffen (Kohleverflüssigung+Fischer-Tropsch-Synthese) benötigte Prozesswärme liefern, eine Fernwärmenutzung ist ebenfalls denkbar.

Ziele für die Entwicklung der Kernkraftwerke der IV. Generation sind deshalb:

Nachhaltigkeit

  • möglichst effektive Nutzung der zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffe
  • mögliche Nutzung alternativer Brennstoffe wie Thorium und Plutonium aus Kernwaffen
  • Minimierung und weitestgehende Selbstverwertung von radioaktiven Abfällen
  • möglichst nur Abfälle mit geringer Halbwertszeit: Beim Einsatz der fortgeschrittensten Brennstoffzyklen und intensivem Brennstoffrecycling (mit noch zu entwickelnden Methoden) könnte es möglich sein, die Endlagerungszeit der Abfälle um mehrere Größenordnungen zu reduzieren[2]

Wirtschaftlichkeit

  • geringere Lebenszykluskosten gegenüber anderen Energieformen
  • mit anderen Energieformen vergleichbares finanzielles und technisches Risiko
  • wirtschaftliche Kohleveredlung und Wasserstoffherstellung
  • Fernwärmenutzung

Sicherheit

Reaktortypen

Im Dezember 2002 wurde die sogenannte Technology Roadmap veröffentlicht, die sechs Reaktortypen beschreibt, die als geeignet angesehen werden, die Entwicklungsziele zu erreichen beziehungsweise diesen zu entsprechen.[2] Zum Ziel der Nachhaltigkeit sind die meisten Reaktortypen Brutreaktoren. Jeder Reaktortyp wird hinsichtlich seiner Eigenschaften bewertet, sowie Forschungsschwerpunkte genannt, die bewältigt werden müssen, um die Einsatzreife des jeweiligen Typs zu erreichen.

Im Folgenden eine Übersicht über die sechs Reaktortypen mit kurzer Beschreibung. Für Details kann auf die jeweiligen Fachartikel zugegriffen werden. Es folgt bei jedem Typ eine kurze Auflistung seiner Vor- und Nachteile im Vergleich zu den anderen Reaktortypen.

Schneller gasgekühlter Reaktor

Schema eines schnellen gasgekühlten Reaktors

(Gas-Cooled Fast Reactor, GFR)

Der schnelle gasgekühlte Reaktor verwendet schnelle Neutronen zur Spaltung des Brennstoffs und einen direkten Heliumkreislauf, um einen hohen Wirkungsgrad zu erzielen. Die Leistungsdichte des Kerns ist höher als bei Hochtemperaturreaktoren. Als Brennstoff kommen Uran, Thorium oder Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in keramischer Form vor und ist dadurch sehr temperaturbeständig, ebenfalls sind mit Keramik umhüllte Brennelemente denkbar. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es auch zu Transmutationen von Transuranen, was den Atommüll reduziert. Der Reaktorkern ist aus nadel- oder plattenförmigen Brennstoffanordnungen oder prismatischen Blöcken aufgebaut. Die hohe Kernaustrittstemperatur von etwa >850 °C kann als Prozesswärme im Schwefelsäure-Iod-Verfahren verwendet werden, um Wasserstoff herzustellen oder zur Kohleveredelung (XtL-Kraftstoff).[3]

Vorteile
  • einfacher Aufbau
  • Helium als Kühlmittel wird nicht radioaktiv
  • extrem temperaturbeständiger Kern (Schmelzpunkt Thoriumdioxid 3390 °C)
  • Prozesswärme für Wasserstoffherstellung oder Kohleveredelung
  • Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere durch schnelle Neutronen
Nachteile

Entwicklungsteam: Euratom, Frankreich, Japan, Schweiz

Höchsttemperaturreaktor

Schema eines Höchsttemperaturreaktors zur Wasserstoffproduktion
Brennstoffkugel, ca. 6 cm Durchmesser

(Very High Temperature Reactor, VHTR)

Der Hochtemperaturreaktor ist ein Konzept, bei dem der Kern in Form eines Prismen- oder Kugelhaufens vorliegt. Die Kugeln bestehen aus Graphit und besitzen im Inneren kleine Körner aus Uran- oder Thoriumkeramik, die 5 % der Kugelmasse ausmachen. Das Graphit wirkt als Moderator und schützt den Brennstoff vor der Umgebung im Reaktor. Der Haufen wird mit gasförmigem Helium durchspült, um die Wärme abzuführen. Das Gas besitzt eine Kernaustrittstemperatur von über 1000 °C und wird anschließend direkt in einer Turbine entspannt. Die geringe Leistungsdichte von 6 MW/m³ macht den Höchsttemperaturreaktor inhärent sicher, d. h. es kann keine Kernschmelze stattfinden. Mit zunehmender Temperatur des Reaktors erhöht sich die thermische Geschwindigkeit der Brennstoffatome, was die Wahrscheinlichkeit des Neutroneneinfangs durch 238Uran erhöht und dadurch die Reaktionsrate reduziert. Bauartbedingt gibt es also eine maximale Reaktortemperatur; wenn diese unterhalb des Schmelzpunktes des Reaktormaterials liegt, kann keine Kernschmelze stattfinden. Dafür muss allerdings sichergestellt sein, dass der Reaktor die entstehende Wärme passiv nach außen abstrahlen kann. Die hohe Kernaustrittstemperatur kann als Prozesswärme im Schwefelsäure-Iod-Verfahren verwendet werden, um Wasserstoff herzustellen oder um Kohle zu veredeln (XtL-Kraftstoff).[4]

Vorteile
  • hoher Wirkungsgrad (50 %)
  • keine Kernschmelze möglich
  • Uran und Thorium als Brennstoff möglich
  • Helium kann nicht aktiviert (radioaktiv) werden
  • druckloser Kreislauf
  • Prozesswärme für Wasserstoffherstellung oder Kohleveredelung
Nachteile
  • Graphit als Moderator
  • hohe thermische Lasten
  • Anstieg der Viskosität von Helium bei steigender Temperatur
  • In reinem Helium wird die Oxid-Schutzschicht auf Metallen zerstört
  • Durch Abrieb der verwendeten Kugeln entsteht eine große Menge radioaktiven Staubs

Entwicklungsteam: Kanada, China, Euratom, Frankreich, Japan, Korea, Schweiz, USA, Südafrika

Überkritischer Leichtwasserreaktor

Schema eines überkritischen Leichtwasserreaktors

(Super-Critical Water-Cooled Reactor, SCWR)

Der Überkritische Leichtwasserreaktor ist ein thermischer Reaktor, der überkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Der Aufbau entspricht einem Siedewasserreaktor mit einem einfachen Kreislauf, das Arbeitsmedium Wasser befindet sich aber stets über dem kritischen Punkt, es finden also im Primärkreislauf keine Phasenübergänge statt. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren. Das Wasser wird in einem einfachen Kreislauf in die Turbine gespeist, um Energie zu gewinnen. Das superkritische Wasser wirkt als Moderator, jedoch werden die Neutronen nur teilweise moderiert, um die Leistungsdichte zu erhöhen und um die Transmutation von Actinoiden zu ermöglichen. Der Vorteil liegt im einfachen und preisgünstigen Aufbau der Anlage und in hohen Wirkungsgraden (bis 45 %). Wegen des hohen Druckes im Kreislauf ist das Containment dicker.[5]

Vorteile
  • hoher Wirkungsgrad (45 %)
  • einfacher Aufbau
  • Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere durch schnelle Neutronen
Nachteile
  • Turbine wird wie im Siedewasserreaktor kontaminiert
  • sehr hoher Druck im Kreislauf (250 bar)
  • stärkeres Containment notwendig
  • Wasser kondensiert bei Kühlmittelverluststörfall, die Leistung steigt kurz an („Höcker“)
  • Voidkoeffizient je nach Konstruktion und Beladung leicht positiv oder stark negativ

Entwicklungsteam: Kanada, Euratom, Japan

Schneller natriumgekühlter Reaktor

Schema des schnellen natriumgekühlten Reaktors

(Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR)

Der schnelle natriumgekühlte Reaktor ist ein Brutreaktor, das heißt, er kann mehr Brennstoff produzieren als er selbst verbraucht. Die Effizienz soll durch das Erbrüten von Plutonium aus Natururan gesteigert werden. Der Reaktor arbeitet ohne Moderator; er verwendet schnelle Neutronen, um die Kernspaltung aufrechtzuerhalten. Wenn der Reaktor überhitzt, erhöht sich die Eigenbewegung der Uranatome, was die Wahrscheinlichkeit des Neutroneneinfangs durch 238Uran erhöht und dadurch die Spaltungsrate reduziert. Der Reaktor ist somit allein durch das physikalische Verhalten der enthaltenen Brennstoffe vor einer Kernschmelze geschützt, ohne dass zusätzliche Sicherheitsvorrichtungen erforderlich wären. Zur Wärmeabfuhr wird flüssiges Natrium verwendet, die Kernaustrittstemperatur beträgt maximal 550 °C. Der Reaktorkern sitzt in einem Becken aus flüssigem Natrium. Über einen Wärmeübertrager wird die Wärme an einen zweiten Natriumkreislauf abgegeben, dieser dient bei Leckagen als Schutz, da Natrium sehr reaktionsfreudig ist. Im dritten Kreislauf wird Wasser verdampft, um einen Turbosatz anzutreiben.[6]

Einige SFR sind schon weltweit kommerziell in Einsatz gewesen (bsp. Phénix 1973–2010, BN-Reaktor 1980–heute), sodass bei dieser Baureihe am meisten Erfahrung gesammelt wurde. Das wichtigste SFR-Projekt der Generation-IV ist der Power Reactor Innovative Small Module PRISM[7] von Hitachi und General Electric. Das zweite SFR-Projekt der Generation-IV war der französische Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID).[8] Über den Bau der Anlage sollte ursprünglich 2020 entschieden werden,[9] Mitte 2019 berichtete die Presse, dass ASTRID eingestellt wird.[10]

Vorteile
  • Erbrüten von Brennstoff
  • passiv sicher
  • druckloser Primär- und Sekundärkreislauf
  • Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere durch schnelle Neutronen
Nachteile
  • drei Kreisläufe
  • das als Kühlmittel eingesetzte Natrium ist sehr reaktionsfreudig
  • komplexes, teures System
  • Erbrüten von waffentauglichem Plutonium

Entwicklungsteam: China, Euratom, Frankreich, Japan, Korea, USA

Schneller bleigekühlter Reaktor

Schema eines schnellen bleigekühlten Reaktors

(Lead-Cooled Fast Reactor, LFR)

Der schnelle bleigekühlte Reaktor verwendet schnelle Neutronen und eine eutektische Blei-Bismut-Legierung zur Wärmeabfuhr. Das System wird auch als „nukleare Batterie“ bezeichnet, da es Jahrzehnte (15 bis 20 Jahre) ohne Neubefüllung betrieben werden kann. Es gibt keine Pumpen im Primärkreislauf, gekühlt wird durch natürliche Konvektion. Der Brennstoff liegt in metallischer Form vor und besteht aus angereichertem 235Uran, MOX und Transuranen. Durch die lange Verweildauer der Brennelemente im Reaktor ist die Wahrscheinlichkeit einer Kernspaltung pro einzelnem Atom über die Zeit erhöht, das heißt auch Teilchen mit kleinem Wirkungsquerschnitt (gemessen in Barn) können gespalten werden oder zumindest transmutieren. Die Kernaustrittstemperatur beträgt ungefähr 560 °C, die maximale Temperatur des mit Kohlendioxid als Arbeitsgas betriebenen Joule-Kreisprozesses 400 °C. Der Wirkungsgrad beträgt etwa 44 %. Die Blei-Bismut-Legierung muss immer flüssig gehalten werden, da der Reaktor sonst unbrauchbar würde.[11][12]

Das wichtigste internationale Projekt dieser Art ist MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications)[13].

Vorteile
  • geringe thermische Lasten
  • druckloser Primärkreislauf
  • keine Pumpen
  • Blei besitzt hohen Siedepunkt und gute Abschirmungseigenschaften
  • Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere durch schnelle Neutronen
Nachteile
  • Wenn die Blei-Bismut-Legierung austritt oder nicht warm genug gehalten wird, verfestigt sie sich, und der Reaktor wird unbrauchbar. Siehe die Auswirkungen bei sowjetischen U-Booten der Alfa-Klasse.
  • Bismut ist teuer und selten
  • Blei und Bismut sind sehr dicht, das höhere Gewicht erfordert stärkere Strukturen um erdbebensicher zu sein. Die Baukosten sind daher erhöht.

Entwicklungsteam: Euratom, Japan

Flüssigsalzreaktor

Schema eines Flüssigsalzreaktors
Flüssiges F-Li-Be Salz

(Molten Salt Reactor, MSR)

In einem Flüssigsalzreaktor wird flüssiges Salz als Kühlmittel und Brennstoffträger verwendet. Versuche fanden bereits in den 1960er Jahren statt, um nuklear angetriebene Bomber damit auszustatten. Der Flüssigsalzreaktor besitzt drei Kreisläufe. Im ersten dient ein Salz als Kühlmittel, zum Beispiel  2 LiF–BeF2. In das Salz wird der Brennstoff gemischt, der ebenfalls als Salz vorliegt. In Frage kommen hier  235UF4 und  232ThF4 als 1- bis 2-prozentige Beimischung. Es gibt auch Überlegungen, waffentaugliches Plutonium als Brennstoff  239PuF3 zu verwenden, das bei der Verschrottung von Kernwaffen anfällt.[14] Das durch die Hitze flüssige Salz wird durch einen „Reaktorkern“ aus Graphit gepumpt. Da Graphit als Moderator wirkt, kommt es hier zu Kernspaltungen, das Salz erhitzt sich auf fast 800 °C. Nach Verlassen der Reaktionszone fließt das Kühlmittel zum ersten Wärmetauscher. Die Wärme wird dort an einen zweiten Flüssigsalzkreislauf abgegeben, der ohne Brennstoffe zirkuliert und Kontaminationen bei Wärmetauscherlecks vorbeugen soll. Die Wärme wird schließlich an den dritten Kreislauf abgegeben, der einen Turbosatz antreibt. Unter dem Graphitkern befindet sich ein wassergekühltes Ventil, das durchschmilzt, falls die Kühlung ausfallen sollte, abgeschaltet wird oder die Temperatur im Brennstoffkreislauf zu hoch wird. Die Schwerkraft lässt das Salz in Tanks fließen. Die Tanks sind gekühlt, um die Nachzerfallswärme aufzunehmen (stehen zum Beispiel in einem Wasserbecken), und so angeordnet, dass keine kritische Masse der Schmelze zustande kommt.[15]

Vorteile
  • Reaktorkern ist bereits geschmolzen
  • Das Neutronengift 135Xe kann problemlos aus dem Primärkreislauf entfernt werden
  • Reaktorschnellabschaltung erfolgt konstruktionsbedingt automatisch
  • druckloser Primär- und Sekundärkreislauf, daher kein komplexer Reaktordruckkessel notwendig.
  • kleine Bauweisen möglich
  • Uran, Thorium und möglicherweise auch Plutonium als Brennstoff möglich
  • Prozesswärme für Wasserstoffherstellung oder Kohleveredelung
Nachteile
  • Li-7 muss im Primärkreislauf verwendet werden, da sonst Fluorwasserstoff entsteht
  • drei Kreisläufe
  • Graphit als Moderator
  • Flüssigsalze sind korrosiv und erfordern spezielle korrosionsbeständige Metall-Legierungen

Entwicklungsteam: Euratom, Frankreich

Quellen

  1. ↑ a b GIF Membership
  2. ↑ a b https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/genivroadmap2002.pdf
  3. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42148/gas-cooled-fast-reactor-gfr
  4. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9362/vhtr
  5. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9360/scwr
  6. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9361/sfr
  7. ↑ Decades of innovation helped GEH create PRISM, GE Hitachi
  8. ↑ Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID)@1@2Vorlage:Toter Link/www.iaea.org (Seite nicht mehr abrufbar, festgestellt im April 2018. Suche in Webarchiven)  Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.
  9. ↑ Frankreich plant Bau von Atomreaktoren der vierten Generation. Kooperation International, archiviert vom Original am 5. März 2016; abgerufen am 8. Oktober 2015.
  10. ↑ https://www.lemonde.fr/economie/article/2019/08/29/nucleaire-la-france-abandonne-la-quatrieme-generation-de-reacteurs_5504233_3234.html
  11. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9358/lfr
  12. ↑ Archivierte Kopie (Memento des Originals vom 6. August 2010 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/nuclear.inl.gov
  13. ↑ MYRRHA: Multi-purpose hybrid research reactor for high-tech applications. Abgerufen am 8. Oktober 2015
  14. ↑ https://web.archive.org/web/20131026135602/http://home.earthlink.net/~bhoglund/uri_MSR_WPu.html
  15. ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42150/molten-salt-reactor-msr
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