Small and Medium Sized Reactors (SMRs) Eine nachhaltige Erweiterung des friedlichen Nutzungspotenzials der Kernenergie

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1 Atomrecht [31] Czychowski/Reinhardt, a.a.o. 19 Rn. 24. [32] BT-Drs. 8/1315, S [33] Zukünftig sollen gem. 11 Abs. 2 S. 1 Standortauswahlgesetz (Entwurfsfassung) bestimmte Vorschriften des BBergG, u.a. die Betriebsplanpflicht, auf Erkundungsbergwerke in jedem Fall Anwendung finden. [34] ABl. EG L 199/48 vom [35] Art. 6 Abs. 1 u. 2 der Euratom-Richtlinie lautet: (1) Jeder Mitgliedstaat richtet dauerhaft eine zuständige Regulierungsbehörde ein, die für den Bereich der Sicherheit der Entsorgung abgebrannter Brennelemente und radioaktiver Abfälle zuständig ist. (2) Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass die zuständige Regulierungsbehörde funktional von allen anderen Stellen und Organisationen getrennt ist, die mit der Förderung oder Nutzung von Kernenergie oder radioaktivem Material, einschließlich der Elektrizitätserzeugung und der Anwendung von Radioisotopen, oder mit der Entsorgung abgebrannter Brennelemente und radioaktiver Abfälle befasst sind, um die tatsächliche Unabhängigkeit von ungebührlicher Beeinflussung in ihrer Regulierungsfunktion sicherzustellen. [36] BVerwG, NVwZ 2012, 557, 559; BVerwGE 120, 87, 99; BVerwG, NVwZ 2002, 1103, [37] BT-Drs. 11/4086, S. 7. [38] BVerwG, NVwZ 1990, 858, 859. [39] Anderes ergibt sich auch und insbesondere nicht aus dem Übergang der Genehmigung des Endlagers Morsleben vom Staatlichen Amt für Atomsicherheit und Strahlenschutz (SAAS) der DDR auf das BfS im Jahre 1990; dieser Übergang resultierte daraus, dass ab dem das bundesdeutsche Atomrecht auch auf dem Gebiet der ehemaligen DDR unmittelbar zur Anwendung kam und danach aufgrund 9a Abs. 3 S. 1, 23 Abs. 1 S. 1 Nr. 1 AtG der Bund vertreten durch das BfS zuständig wurde: BVerwG, DVBl 1992, 1236, Small and Medium Sized Reactors Im Rahmen der friedlichen Nutzung der Kernenergie zur kostengünstigen Stromerzeugung war in den 1970/80er-Jahren die Anlagentechnik der Kernkraftwerke ausgerichtet auf leistungsstarke Blöcke (> MWe). Die International Energy Agency (IEA) der OECD schätzt in ihrem World Energy Outlook 2012 den weltweiten Anstieg des Stromverbrauchs von etwa TWh in 2010 auf ca bis TWh in 2035 ab. In diesem Kontext ist in den nuklearen Fachkreisen auch ein zunehmendes Interesse an KKW-Konzepten im Leistungsbereich < MWe für variable Einsatzfelder wahrzunehmen. Die International Atomic Energy Agency (IAEA) in Wien hat den Trend zu Small and Medium Sized Reactors (SMRs) bereits vor einigen Jahren erkannt und unterstützt die Entwicklungsarbeiten dazu mit gezielten Initiativen zu Kooperationen der derzeit interessierten Mitgliedstaaten. Derzeit werden weltweit über 50 SMR-Konzepte entwickelt. Die meisten Konzepte orientieren sich an den Betriebserfahrungen der etablierten Reaktorlinien. Die IAEA schlägt die Klassifizierung in Small-sized reactors für den Leistungsbereich < 300 MWe und Medium-sized reactors für den Leistungsbereich 300 bis ca. 700 MWe vor. Die meisten der SMR-Varianten werden als modulare Anlagen konzipiert, die in Fabriken vorgefertigt und dann als Modul per Lkw oder Bahn zur Endmontage auf der Reaktorstation transportiert werden können. In naher Zukunft bieten sich SMR-Anlagen an für den Einsatz in Regionen mit begrenzter Infrastruktur und fehlenden Stromverteilernetzen für leistungsstarke Großkraftwerke. In den industrialisierten Regionen eröffnen SMRs eine größere Flexibilität bei der Anpassung der Stromerzeugungskapazität an lokale Verbraucheranstiege und bei dem Ersatz von fossil befeuerten Altanlagen. Für die fernere Zukunft umfassen die Planungen auch SMR-Einsätze außerhalb der Stromerzeugung wie z.b. bei der Wasserstoffproduktion und der Kohleverflüssigung. Anhand von ausgewählten Projekten wird ein Eindruck vom SMR-Gesamtspektrum vermittelt. Neben bereits verwirklichten Projekten befinden sich die meisten SMR-Konzepte in dem Entwicklungsstadium detailed design mit zeitnahem Baubeginn bzw. als design concepts für eine Inbetriebnahme zwischen 2025 bis Small and Medium Sized Reactors (SMRs) Eine nachhaltige Erweiterung des friedlichen Nutzungspotenzials der Kernenergie Bernhard Kuczera, Karlsruhe Einleitung Anschrift des Verfassers: Dr. Bernhard Kuczera Badenwerkstr Karlsruhe Im Rahmen der friedlichen Nutzung der Kernenergie zur kostengünstigen Stromerzeugung war in den 1970/80er-Jahren die Anlagentechnik der Kernkraftwerke (KKW) ausgerichtet auf leistungsstarke KKW-Blöcke (> MWe) für den Einsatz zur elektrischen Grundlastversorgung ( economy of scale ). Abbildung 1 zeigt ein Beispiel für eine solche leistungsstarke Anlage, den MWe Block Isar 2 bei Landshut, der mit einem Druckwasserreaktor (DWR) ausgerüstet ist. Im Vordergrund ist die Kuppel des massiven Reaktor-Containments mit dem anliegenden Maschinenhaus zu sehen und rechts dahinter der alles überragende Kühlturm. Diese so genannte Konvoi-Anlage ist seit 1988 in Betrieb und hat nach den Jahren 1999 bis 2004 und 2006 auch in 2011 mit der Stromproduktion von 12,3 Mrd. kwh 1 wieder den ersten Platz in der weltweiten Top- Ten-Liste der Kernkraftwerke belegt [1]. Breite Teile der Öffentlichkeit assoziieren solche Großanlagen, wenn in den Medien über Atomkraftwerke berichtet wird. Weltweit werden in den Nuklearanlagen zur elektrischen Grundlastversorgung neben den DWR, die zusammen mit den Siedewasserreaktoren (SWR) die Linie der Leichtwasserreaktoren (LWR) repräsentieren, auch andere Reaktortypen eingesetzt. Dazu gehören die mit Schwerwasser (D 2 O) 1 Zur Veranschaulichung: In Deutschland beträgt der durchschnittliche Stromverbrauch eines 4-Personen-Haushalts derzeit kwh/a. Damit lässt sich leicht ableiten, dass die Jahresproduktion von 12,3 Mrd. kwh rechnerisch einem Verbrauchsäquivalent von rund 2,8 Mio. o.e. Haushalten entspricht. 733

2 Small and Medium Sized Reactors den nuklearen Fachkreisen auch ein zunehmendes Interesse an KKW-Konzepten im Leistungsbereich < MWe für variable Einsatzfelder wahrzunehmen. Internationale SMR-Aktivitäten Abb. 1: Die DWR Konvoi-Anlage Isar 2 bei Landshut (im Vordergrund, Quelle: [2]) gekühlten Druckreaktoren (PHWR2), die gasgekühlten Reaktoren (GCR) und die flüssigmetallgekühlten schnellen Brutreaktoren (LMFBR). Dazu einige Zahlenangaben aus der jüngeren Vergangenheit. In 2010, also ein Jahr vor dem Beschluss der Bundesregierung zum Ausstieg aus der Atomenergie, hatten die deutschen Kernkraftwerke mit insgesamt 17 LWR-Blöcken und einer Gesamtkapazität von MWe eine Elektrizitätsmenge von 141 Mrd. kwh kostengünstig und weitgehend klimaneutral produziert. Das entsprach einem Anteil von 22,6 % an der gesamten deutschen Stromproduktion von 621 Mrd. kwh [3] in Weltweit haben im gleichen Jahr in 31 Ländern 443 Kernkraftwerksblöcke mit einer Gesamtkapazität von MWe insgesamt Mrd. kwh bereit gestellt. Dies entspricht einem Anteil von 13,5 % an der globalen Stromerzeugung [4]. In diesem Überblick sei auf einen Hinweis der OECD (Organisation for Economic Co-operation and Development) verwiesen, die derzeit 34 Industrieländer als Mitglieder umfasst. In 18 ihrer Mitgliedsstaaten werden insgesamt 338 KKW-Anlagen betrieben, die in 2010 eine Elektrizitätsmenge von Mrd. kwh produziert haben. Das sind etwa 83 % der damaligen globalen nuklearen Stromerzeugung [5]. Die verbleibenden 17 % sind in den so genann Internationale Abkürzungen in der Reaktortechnik: BWR = Boiling Water Reactor GCR = Gas Cooled Reactor HTR = High-temperature Reactor LMFBR = Liquid Metal Fast Breeder Reactor LWR = Light Water Reactor PHWR = Pressurized Heavy Water Reactor PWR = Pressurized Water Reactor Die International Atomic Energy Agency (IAEA) in Wien hat den Trend zu Small and Medium Sized Reactors (SMRs) bereits vor einigen Jahren erkannt und unterstützt die Entwicklungsarbeiten dazu mit gezielten Initiativen zu Kooperationen der derzeit interessierten Mitgliedstaaten (s. Abbildung 3), in denen sich mehrheitlich die Schwellen- und Entwicklungsländer engagieren. Der derzeitige Stand der SMR-Technologien und das entsprechend ausgerichtete Abb. 2: Ein Ausblick zum globalen Stromverbrauch 2030 (Quelle: [6]) ten 5 BRICS-Staaten (Brasilien, Russland, Indien, China und Südafrika) und anderen Nicht-OECD-Volkswirtschaften erzeugt worden. Die International Energy Agency (IEA) der OECD schätzt in ihrem World Energy Outlook 2012 den weltweiten Anstieg des Stromverbrauchs von etwa TWh3 in 2010 auf ca bis TWh je nach Szenario in 2035 ab [6]. Abbildung 2 zeigt für den Zeitraum bis 2030 und das so genannte Referenzszenario ohne Änderungen der Energiepolitiken dabei eine moderate Zunahme in den OECDLändern und einen deutlichen Anstieg in der Region Asien mit den Schwellenländern China und Indien. In diesem Kontext ist in 3 1 Terawattstunde (TWh) = 1 Mrd. kwh IAEA-Engagement sind in einem Übersichtsvortrag von M.H. Subki ausführlich beschrieben [7]. Demnach werden derzeit weltweit über 50 SMR4 Concepts entwickelt, wobei sich die meisten Konzepte an den Betriebserfahrungen der etablierten Reaktorlinien orientieren. Für diese innovativen Designs schlägt die IAEA folgende Klassifizierung vor: 4 Die SMR-Entwicklungen sind ausgerichtet auf technische Endprodukte. Ein SMR ist also keine Zwischenstufe auf dem Weg zu einer nuklearen Großanlage wie dies beispielsweise in Deutschland die DWR-Anlagen KWO (357 MWe) und KKS (672 MWe) auf dem Entwicklungspfad zu den DWR-Konvoi-Anlagen der MWe-Klasse waren.

3 Small and Medium Sized Reactors von einzelnen Beispielen (auch illustrativ) zu erläutern. Vier SMR-Konzepte aus der LWR-Linie Abb. 3: IAEA Mitgliedstaaten mit SMR-Aktivitäten Small-sized reactors für den Leistungsbereich < 300 MWe und Medium-sized reactors für den Leistungsbereich 300 bis ca. 700 MWe. Die meisten der SMR-Varianten werden als modulare Anlagen konzipiert, die in Fabriken vorgefertigt und dann als Modul per Lkw oder Bahn zur Endmontage auf der Reaktorstation transportiert werden können. Einzelne SMR-Konzepte sind bereits verwirklicht worden bzw. befinden sich derzeit in der Bauphase. So werden beispielsweise in Indien 16 Anlagen mit Small-sized D 2 O-Reaktoren vom Typ PHWR-220 (s. Abbildung 4) und 2 Anlagen mit der Medium-sized Variante PHWR-540 betrieben. Diese Designs der Nuclear Power Corporation of India Limited (NPCIL) basieren auf dem kanadischen CAN- DU-Konzept, in dem (nicht angereicherte) Unat-Brennstäbe in horizontaler Calandria- Anordnung zum Einsatz kommen. In naher Zukunft bieten sich SMR-Anlagen an für den Einsatz in Regionen mit begrenzter Infrastruktur und fehlenden Stromverteilernetzen für leistungsstarke Großkraftwerke. In den industrialisierten Regionen eröffnen SMRs eine größere Flexibilität bei der Anpassung der Stromerzeugungskapazität an lokale Verbraucheranstiege und bei dem Ersatz von fossil befeuerten Altanlagen. Für die fernere Zukunft umfassen die Planungen auch SMR-Einsätze außerhalb der Stromerzeugung wie z.b. bei der Wasserstoffproduktion und der Kohleverflüssigung. Im Folgenden wird versucht, anhand von ausgewählten Projekten einen Eindruck vom SMR-Gesamtspektrum zu vermitteln. In diesem Kontext weist der Autor gern auf eine frühere atw-veröffentlichung [8] und auf die Booklet-Beschreibung der IAEA hin, in der der Status von 31 SMR-Designs skizziert wird, die derzeit in 10 Ländern entwickelt werden [9]. Aus dieser Darstellung geht auch hervor, dass neben den bereits o.e. verwirklichten Projekten sich die meisten SMR-Konzepte in dem Entwicklungsstadium detailed design mit zeitnahem Baubeginn befinden bzw. als design concepts für eine Inbetriebnahme zwischen 2025 bis 2030 ausgearbeitet werden. Ein Kaleidoskop zu den derzeitigen SMR-Designs Die folgenden Abschnitte zielen darauf ab, die derzeitigen SMR-Trends in den verschiedenen Reaktortechnologien anhand Abb. 4: Eine Twin-Anlage mit 2 PHWR-220-Blöcken in der Kaiga Atomic Power Station im Süden von Indien (Quelle: IAEA) Weltweit werden über 80 % des Nuklearstroms in LWR-Anlagen produziert. Das spiegelt sich auch in den SMR-Designs wider, die mehrheitlich dem LWR-Sektor zuzuordnen sind. Dazu gehören auch die Designkonzepte SMART, mpower, VBER-300 und VK-300, die in Abbildung 5 skizzenhaft vorgestellt werden. Das SMART-Design (System integrated modular advanced reactor) des Korean Atomic Energy Institute (KAERI) ist als kleiner DWR für eine elektrische Leistung von 100 MWe konzipiert. Integrated weist darauf hin, dass der gesamte Primärkreislauf mit den Komponenten Reaktorkern, Kühlmittelpumpen, Druckhalter und Dampferzeuger in einem Druckbehälter angeordnet ist. Damit werden die bei DWR-Großanlagen diskutierten größten anzunehmenden Unfall-Szenarien konstruktiv ausgeschlossen. Hier wird bei dem Bruch einer Kühlmittelleitung das Wasser im unteren Bereich des Druckkessels aufgefangen und flutet damit den dort liegenden Reaktorkern. Anschließend werden passiv wirkende Mechanismen wie Naturkonvektion innovativ genutzt, um die Nachwärme aus dem Reaktorbereich sicher in die Umgebung abzuführen. Der SMART ist ausgelegt für eine Lebensdauer von 60 Jahren zur Stromversorgung dünn besiedelter Gebiete, die optional mit einer Meerwasser-Entsalzung kombiniert werden kann. Der Beginn der Kommerzialisierungsphase des Projekts für lokale Verbrauchernetze ist in 2013 geplant. Ein weiteres Small-sized-Design wird vom US-Unternehmen Babcock & Wilcox (B&W) ausgearbeitet, der integrale DWR mpower mit einer Modulleistung von 150 MWe. Damit kann ein SMR-Park durch die Anzahl der Module optimal an den regionalen Strombedarf angepasst werden. Auch hier wird in einem Modul der gesamte Primärkreislauf mit seinen Komponenten integral von einem Druckbehälter umschlossen, der in einer Grube unterhalb der Erdoberfläche eingelagert wird. In den Reaktorkern werden herkömmliche DWR- Brennelemente mit 5 % U-235-Anreicherung eingesetzt; die Brennstoff-Zyklusdauer wird mit 4 Jahren angegeben. Moderate lineare Brennstableistungen erhöhen zusammen mit passiven Einrichtungen zur Nachwärmeabfuhr das inhärente Sicherheitspotenzial eines Moduls in Störfallsituationen. In dieser Zielrichtung erfolgte auch die Platzierung des Reaktorkerns im unteren Containmentbereich mit dem darüber befindlichen großen Wasservolumen und seinem inhärenten Notkühlpotenzial. B&W will mit einer demonstrativen Modulfertigung in 2013 beginnen. 735

4 Small and Medium Sized Reactors Abb. 5: Vier-SMR Designs der LWR-Linie Ein Medium-sized DWR-Design wird von dem russischen Unternehmen OKBM (Afrikantov OKB Mechanical Engineering) vorgestellt, der VBER-300 mit einer Leistung von 325 MWe. Der Reaktor ist eine evolutionäre Fortentwicklung der russischen modularen Schiffsantriebsreaktoren vom Typ WWER. Die kompakte Konstruktion mit den hoch gelagerten 4 PrimärkreisKühlpumpen und Dampferzeugern ist in Abbildung 5 eindrucksvoll dargestellt. Der Reaktorkern ist aus 5 % U-235 angereicherten WWER Standard-Brennelementen aufgebaut, deren Brennstoffzyklusdauer mit 6 Jahren veranschlagt wird. Das derzeitige Designkonzept wird für einen breiten Einsatzbereich ausgearbeitet, der Stromproduktion, District Heating und MeerwasserEntsalzung umfasst. Ein Small-sized Design der SWR-Linie ist auf der rechten Seite in Abbildung 5 illustriert, der Entwurf VK-300 mit einer Leistung von 250 MWe. Die Entwicklungsarbeiten dazu werden von mehreren russischen Organisationen getragen, bei denen auch das RDIPE (Research and Development Institute of Power Engineering) mitwirkt. Ein besonderes sicherheitsorientiertes Merkmal dieses SWR-Konzepts ist seine natürliche Konvektionsströmung, mit der die Wärme aus dem Reaktorkern abgeführt wird im Normalbetrieb und in Stör- und Unfallsituationen. Der Einsatz einer VK300-Anlage ist ausgerichtet auf die Elektrizitäts- und/oder Wärmeversorgung in dünn besiedelten Regionen. 740 MWe vor. In Abbildung 6 (links) zu erkennen ist das klassische Calandria-Reaktorprinzip mit den horizontal gelagerten Brennstäben und den darüber angeordneten (4) Dampferzeugern. Das Basic Design sieht Brennstäbe mit UO2-Pellets aus natürlichem Uran vor. Die Designer stellen in Aussicht, dass auch andere Brennstoffkreislaufoptionen im EC 6 zum Einsatz kommen können, wie z.b. leicht angereichertes (< 1,2 %) Uran oder Thorium. Derzeit führt die Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) einen Design Review für den EC 6 durch. In Indien werden neben den bereits erwähnten PHWR-Kleinanlagen (s. Abbildung 4) auch Medium-sized Designs ausgearbeitet. Hier entwickelt das Bhabha Atomic Research Centre (BARC) den Advanced Heavy Water Reactor (AHWR 300-LEU) mit einer Leistung von 304 MWe (s. Abbildung 6 rechts). Bei der Konzeptfixierung hat BARC auch das allgemeine Interesse, eine verbesserte Nutzung der heimischen Ressource Thorium (Th) einbezogen. So enthält ein Teil der AHWR-Brennstäbe (Th-Pu)O 2Brennstoff, der andere Teil (Th-U-233)O2Pellets mit Spaltstoffanreicherungen zwischen 3 und 4 %. Beim Reaktorbetrieb wandelt sich der Brutstoff Th-232 durch Neutroneneinfang in den Spaltstoff U-233 um, der dann nach einer Wiederaufarbeitung als Brennstoff wieder eingesetzt werden kann. In diesem Design sind im Vergleich mit der CANDU-Linie auffällige Merkmale erkennbar. Beim AHWR 300 ist der Calandria-Kessel mit den D2O-moderierten Brennstab-Druckrohren vertikal angeordnet. Die damit verbundene vertikale Kühlkanalgeometrie ermöglicht eine Wärmeabfuhr aus dem Kernbereich durch eine H2O-Naturkonvektionsströmung. Dabei verdampft im oberen Bereich - wie bei einem BWR ein Teil des Kühlmittels, und dieser Dampf wird zur Arbeitsleistung an die Turbine oder andere Nutzaggregate weitergeleitet. Damit entfallen die voluminösen Dampferzeuger in diesem Design. Dieser frei werdende Raum im oberen Containmentbereich wird genutzt für einen großen Wasserpool, dessen Inhalt bei Störfällen zur passiven (Schwerkraft getriebenen) Nachwärmeabfuhr eingesetzt wird. Der Leichtwasser gekühlte, Schwerwasser moderierte AHWR 300 befindet sich in der Basic Design Phase und wird für eine sehr hohe Lebensdauer von 100 Jahren ausgelegt. Zwei SMR-Konzepte aus der GCR-Linie In den Wasserreaktoren übernimmt das Wasser 2 Funktionen, die Moderation des Neutronenspektrums in den thermischen Bereich und den Wärmetransport aus dem Reaktorkern. Dabei begrenzt das Arbeitsmedium Zwei SMR-Konzepte aus der PHWR-Linie Die Atomic Energy of Canada Limited (AECL) stellt als neues Design ihrer bewährten CANDU-Linie den Enhanced CANDU 6 (EC 6) mit einer elektrischen Leistung von 736 Abb. 6: Zwei SMR Designs der PHWR-Linie

5 Small and Medium Sized Reactors Wasser die Systemtemperatur auf maximal 380 C. Deutlich höhere Systemtemperaturen (von 750 C und mehr) lassen sich mit dem Arbeitsmedium Helium (He) (zur Reaktorkühlung) in Kombination mit einer geeigneten Grafitstruktur (zur Neutronenmoderation) erzielen. Diese Funktionsaufteilung ist in der GCR-Linie umgesetzt worden. In diesem Kontext verspricht der US- Hersteller General Atomics mit seinem Small-sized Gas Turbine Modular Helium Reactor (GT-MHR), der für eine Leistung von 150 MWe ausgelegt wird, eine sehr effiziente Nutzung der Kernenergie. Abbildung 7 illustriert das Design mit seinen beiden Druckbehältern. Der rechts skizzierte Behälter umschließt das Reaktorsystem. Der Reaktorkern enthält den Brennstoff (Uranoxicarbit UCO) in Form von Coated Particles, die in kompakten prismatischen Grafitmoderator-Blöcken verteilt sind. In den Reaktorkühlkanälen wird das Kühlmittel He auf 750 C erhitzt und dann zur Arbeitsleistung über einen Rohrkanal in den benachbarten Druckbehälter überführt. Hier erfolgt die Energieumwandlung in Strom in einem He-Turbo-Generatorsatz mit einem energetischen Wirkungsgrad von 47 %. Als Nutzungsalternative wird die Wasserstofferzeugung durch Hochtemperatur-Elektrolyse oder thermochemische Aufspaltung von H 2 O-Molekülen angeboten. Sicherheitstechnisch wird angestrebt, in Störfallsituationen die Nachwärme aus dem Kernbereich durch passive, natürlich wirkende Mechanismen zuverlässig abzuführen. Das GT-MHR-Projekt befindet sich in der Conceptual Design Phase. Abbildung 7 zeigt auf der rechten Seite ein zweites SMR-Beispiel der GCR-Linie, Abb. 7: Zwei SMR Designs der GCR-Linie den High Temperature Gas Cooled Reactor Pebble Bed Module (HTR-PM) mit einer Leistung von 211 MWe, ein Design des Institute of Nuclear Energy Technology (INET) der Tsinghua University in China. Das Pebble Bed Design basiert auf dem Konzept des Hochtemperatur-Kugelhaufen-Reaktors, das in den 1960/1970er-Jahren federführend in Deutschland entwickelt und mit den Anlagen AVR (15 MWe) in Jülich, dem legendären Schulten-Reaktor, und dem THTR-300 in Hamm verwirklicht worden ist [10]. Auch beim HTR-PM werden kugelförmige Grafit-Brennelemente mit einem Durchmesser von 60 mm eingesetzt, die den Brennstoff (8,9 % angereichertes UO 2 ) in 3-fach beschichteten, so genannten TRISO- Partikeln gasdicht einschließen. Diese Brennelemente können unbeschadet mit Betriebstemperaturen von C belastet werden. In der Abbildung 7 befindet sich der Reaktor in dem hoch gelagerten Druckgefäß. Der Reaktorkern wird mit dem Edelgas He gekühlt, das anschließend hocherhitzt (750 C) in den tiefer liegenden Druckbehälter strömt und dort die Nuklearenergie in Wärmeaustauschern zur Dampferzeugung für eine Endnutzung abgibt. Bei Störfällen wird die Nachwärme durch passiv wirkende Vorkehrungen zuverlässig aus dem Pebble Bed abgeführt. INET und CHIN- ENERGY haben im April 2011 mit dem Bau einer HTR-PM-Anlage begonnen. Drei SMR-Konzepte aus der LMFBR-Linie Flüssiges Metall wie z.b. Natrium (Na) ist ein sehr guter Wärmeleiter und ein schlechter Moderator, 2 Eigenschaften, die den Brutprozess (U n Pu-239) in einem Reaktor fördern. Die gute Wärmeleitung ermöglicht eine enge Brennstabanordnung, die zusammen mit der schlechten Moderation die angestrebte Ausbildung eines schnellen Neutronenspektrums im Kernbereich unterstützt. Der niedrige Schmelzpunkt (98 C) und die hohe Siedetemperatur (883 C) von Na ermöglichen einen Primärkreislaufbetrieb auf relativ geringem Druckniveau (< 10 bar). Das Design für den kleinsten SMR kommt aus Japan. Hier haben Toshiba und das Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) ein gemeinsames Projekt, den Super Safe Small and Simple Reactor (4S), einen Liquid Metal Cooled Fast Reactor mit einer Leistung von 10 MWe. Wie auf der linken Seite der Abbildung 8 skizziert, liegt der 4S-Reaktorbereich des Kernkraftwerks unterhalb der Erdoberfläche. Die Designer sprechen von einem Schnellen Reaktor, nicht von einem Schnellen Brüter. Die somit entfallenden Brutelemente ermöglichen ein 2,5 m hohes zylindrisches Core mit sehr kleinem Durchmesser. Die Brennstäbe enthalten metallischen Brennstoff (U-Zr Alloy) mit U-235-Anreicherungen von 17 % im inneren Kernbereich und 19 % in der Randzone. Der Reaktorkern ist mit einem axial beweglichen Grafit-Hohlzylinder umgeben, dessen neutronenphysikalische Reflektorwirkung zur Kompensation der Abbrand- Reaktivitätsverluste einstellbar ist. Die Wärmeabfuhr aus dem Reaktor besorgt eine Strömung aus flüssigem Na, die durch elektromagnetische Pumpen angetrieben wird. Die Brennstoff-Zyklusdauer und die Design-Lebensdauer werden mit 30 Jahren veranschlagt. Damit eignet sich eine 4S- Anlage als Stromquelle für den gezielten Einsatz in entlegenen Regionen. Neben flüssigem Na ist die metallische Legierung Blei-Wismut (Lead-Bismuth eutectic) in flüssigem Zustand ein ausgezeichneter Wärmeleiter. In Russland hat man mit dieser Flüssigmetallkühlung in U- Boot-Reaktoren gute Erfahrungen gemacht. Darauf aufbauend hat der russische Konzern AKME Engineering diese Legierung auch als Kühlmittel ausgewählt für sein SMR-Design SVBR-100 mit einer Leistung von 101 MWe. Abbildung 8 zeigt in der Mitte den Aufbau des schnellen Reaktormoduls. Bei diesem Design ist der gesamte Primärkreislauf mit dem tief gelagerten Core und den 12 peripheren Dampferzeugern in einem Niedrigdruck-Containment angeordnet. In der ersten Modulversion kommen UO 2 -Brennstäbe mit einer U- 235-Anreicherung von 16,3 % zum Einsatz, mit denen nach etwa 7 bis 8 Betriebsjahren eine Konversionsrate von 0,84 erwartet wird. Später ist der Einsatz von U- Pu-Mischoxid(MOX)-Stäben geplant, mit denen eine Brutrate von ~1 erreicht werden soll. Im Juni 2006 ist ein technisches 737

6 Small and Medium Sized Reactors Abb. 8: Drei SMR Designs der LMFBR-Linie Design des SVBR-100 für eine industrielle Leistungseinheit genehmigt worden. Auf der rechten Seite der Abbildung 8 ist das SMR Design PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) von GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) illustriert. Der LMF- BR-Modul ist konzipiert für eine Leistung von 155 MWe. In dem Na-gekühlten, heterogenen Core-Zylinder befinden sich Brennelemente in Form einer metallischen Legierung aus U-Pu-Zr mit einer Pu-Anreicherung von 26 % in Kombination mit komplementären Brüter- und Reflektor-Elementen. Der Reaktorkern mit den elektromagnetischen Kühlmittelpumpen und den Zwischenwärmeaustauschern ist in einem Druckkessel angeordnet, der unterirdisch errichtet ist. In der darüber liegenden Gebäudestruktur sind die Dampferzeuger und weitere Betriebssysteme untergebracht. Verschiedene thermische und neutronenphysikalische Effekte werden genutzt, um dem Reaktor in hohem Maße passive und inhärente Sicherheitseigenschaften zu verleihen. Die Herstellung eines Moduls erfolgt in einer Fabrikanlage. Die GEH-Planungen sind ausgerichtet auf einen PRISM- Leistungsblock von 465 MWe, bei dem 2 Module mit ihrer Dampferzeugung einen gemeinsamen Turbo-Generatorsatz zur Stromerzeugung antreiben. In einem Technology Update beschreibt GEH auch eine Medium-sized PRISM-Version mit einer Leistung von 311 MWe. Hier sieht das Gesamtkonzept vor, dass 2 Module mit einem Turbo-Generatorsatz eine Leistung von 622 MWe produzieren [11]. Abschließende Bemerkungen Vor dem Hintergrund der globalen Strombedarfsprognosen ist ein international zunehmendes Interesse wahrzunehmen, beim Ausbau der erforderlichen Versorgungssicherheit auch das Potenzial der Kernenergie zur Stromerzeugung zu nutzen. In dieser Hinsicht bietet das breite Spektrum der SMR-Konzepte, aus dem insgesamt 12 Designs hier beispielhaft skizziert worden sind, vielseitige Einsatzmöglichkeiten an, die auf die unterschiedlichen Interessen und Gegebenheiten der Industrie-, Schwellen- und Entwicklungsländer ausgerichtet sind. Ein durchgängiges Merkmal in diesem Trend ist das Modulkonzept, das individuell allen Reaktorlinien angepasst wird. Dem US Department of Energy (DOE) erscheint das Konzept kleiner kompakter, in Fabriken vorgefertigter Reaktoren so zukunftsträchtig, dass es ein eigenes SMR-FuE-Programm dazu finanziert (wobei SMR hier für Small Modular Reactors steht) [12]. In entgegengesetzter Richtung also entwicklungsdämpfend wird der Beschluss der japanischen Regierung vom 14. September 2012 auf die heimische Nuklearindustrie wirken, die Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung im Zuge einer verträglichen Energiewende bis zum Jahr 2040 zu beenden [13]; wenn auch dieser schon wenig später relativiert wurde. Begründet wird dies mit der Auswertung der Tsunami-Katastrophe im Kernkraftwerk Fukushima Daiichi im März Im Vorjahr 2010 waren in Japan 54 KKW-Anlagen mit einer Kapazität von MWe in Betrieb und produzierten mit 280 Mrd. kwh rund 29 % der insgesamt erzeugten Elektrizitätsmenge. Japan plant damit versorgungspolitisch moderate Rahmenvorgaben für strukturelle Veränderungen, während die hiesige, deutsche Regierung bereits im August 2011 überstürzt den Ausstieg aus der Atomenergie bis zum Jahr 2022 beschlossen hat. Die japanische Entscheidung mag sich dämpfend auf die nationalen SMR-Projekte auswirken, die anderen internationalen SMR-Aktivitäten aber werden engagiert fortgesetzt mit zunehmendem Interesse auf der Seite potenzieller SMR-Betreiber. Um den Eindruck einer einseitigen SMR- Attitüde nicht aufkommen zu lassen, sei abschließend hinzugefügt: Auch die leistungsstarken Kernkraftwerkskonzepte wurden und werden evolutionär weiterentwickelt. So haben z.b. Siemens/Framatome (ursprünglich) den Konvoi-Reaktor innovativ mit einer zusätzlichen Kernschmelzkühleinrichtung, dem sog. Core Catcher, ausgerüstet, der zusammen mit komplementären Einrichtungen zur Nachwärmeabfuhr und weiteren Komponenten in einem schweren Unfall eine radioaktive Kontamination der KKW-Umgebung weitestgehend verhindert. Dieser fortentwickelte Reaktor, der European Pressurized Reactor/Evolutionary Power Reactor (EPR) der Generation III+ mit einer Leistung von MWe, wird derzeit vom französischen Hersteller Areva an 3 KKW-Standorten errichtet, in Olkiluoto (Finnland), Flamanville (Frankreich) und Taishan (China) [14]. Zusammenfassend ist der Autor der Meinung, dass die innovativen Entwicklungstrends in beiden Bereichen, dem der SMRs und dem der KKW-Großanlagen, das Potenzial der friedlichen Nutzung der Kernenergie erweitern und damit einen Beitrag zur zukünftigen globalen, umweltfreundlichen Energieversorgung leisten. Referenzen [1] Kernkraftwerke in Deutschland, Betriebsergebnisse 2011, atw / Kernkraftwerke 2011 [2] jpg [3] Kernkraftwerke in Deutschland, Betriebsergebnisse 2010, atw / Kernkraftwerke 2010 [4] Kernenergie Weltreport 2010, atw 56. Jg. (2011) Heft 4/5, S [5] OECD Factbook 2011, S.135 [6] Word Energy Outlook IEA, Paris, 2012 [7] M.H. Subki, Dias Presentation Update on SMR Technology Status and IAEA Programme on Common Technology and Issues for SMRs [8] Chr. Thieme, Miniatur Kernkraftwerke, Konzepte und Projekte für zukünftige Anlagen, atw 56. Jg.(2011) Heft 7, S [9] Supplementary Booklet to ARIS: Status of Small and Medium Sized Reactor Designs, IAEA, Wien, Sept [10] K. Knizia, Der THTR-300 Eine vertane Chance?, atw 47. Jg. (2002) Heft 2, S [11] [12] US Department of Energy, Office of Nuclear Energy, Small Modular Reactors, Feb.2010 [13] K. Otzen/dapd, Japan: Atomausstieg in den 2030er-Jahren, VDI nachrichten Nr. 38 vom , S.14 [14] 383/eprreaktor-kurz-und-bndig.html 738

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