BULLETIN Nr. 58 April 2008

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1 AVES Pfannenstil Aktion für vernünftige Energiepolitik Schweiz (AVES) Regionalgruppe Pfannenstil c/o Dr. Hans R. Moning AG, Gotthardstrasse 10, 8800 Thalwil Postkonto BULLETIN Nr. 58 April 2008 Neue Kernreaktoren Autor: Dr. Arthur Ruh, dipl. Physiker ETH Die immer noch rasch anwachsende Weltbevölkerung und die Erhöhung des Lebensstandards in den Drittweltländern bedingen, dass in den nächsten Jahrzehnten der Energiebedarf der Welt weiterhin stark anwachsen wird. Wenn dieser Energiebedarf gedeckt werden soll, ohne dass die CO 2 -Produktion massiv ansteigt, kann auf die Kernenergie nicht verzichtet werden. Dabei geht es nicht nur um die Stromproduktion. Auch für die Substitution der fossilen Brennstoffe durch Wasserstoff und für die Produktion von Süsswasser durch Entsalzung von Meerwasser wird Energie benötigt. Neue Kernreaktoren sollen Energie noch nachhaltiger, sicherer und wirtschaftlicher liefern als die zur Zeit in Betrieb stehenden. Kernenergie: bewährt und sicher Ende Juni 2007 waren weltweit 438 Kernkraftwerke in Betrieb und 34 im Bau. In den total über 11'000 Betriebsjahren aller Reaktoren in den Kernkraftwerken der Welt kam es zu nur zwei schweren Unfällen. Dank des hohen Standes der Sicherheitstechnik führte der Unfall von Three Mile Island (1979) zu keinerlei nennenswerten Auswirkungen ausserhalb des Kraftwerks (s. Bulletins Nr. 40 und 41). Die Katastrophe von Tschernobyl (1986) dagegen war darauf zurückzuführen, dass mit einem Reaktor unsicherer Bauart, der im Westen nie eine Betriebsbewilligung erhalten hätte, ein riskantes Experiment durchgeführt und dabei eine ganze Reihe von Sicherheitseinrichtungen abgeschaltet wurden (s. Bulletins Nr. 18, 34 und 53). Reaktor-Generationen Die technische Entwicklung der Kernreaktoren wird üblicherweise durch Generationen charakterisiert. Generation I Zur Generation I zählen die ersten Prototypen-Reaktoren, die in den 50er- und anfangs der 60er-Jahre des 20. Jahrhunderts gebaut wurden. In Grossbritannien sind einige davon noch in Betrieb.

2 2 Generation II Die Reaktoren der Generation II wurden von Mitte der 60er- und bis Ende der 90er-Jahre in Betrieb genommen. Weltweit stehen über 400 Reaktoren dieser Bauart im Einsatz. Es sind grösstenteils Leichtwasser-Reaktoren und relativ wenige gasgekühlte Reaktoren und Schwerwasser-Reaktoren. Die Leichtwasser-Reaktoren werden unterteilt in Siedewasser- und Druckwasser-Reaktoren. Bei den Siedewasser-Reaktoren verdampft das Wasser im Reaktor und der Dampf strömt direkt zu den Turbinen. Beim Druckwasser-Reaktor ist dagegen der Druck im primären Kühlkreislauf so hoch (typischerweise 150 bis 160 bar), dass das Wasser auch bei 330 C noch flüssig bleibt. In einem Wärmeaustauscher (Dampferzeuger genannt) wird die Wärme an das Wasser im sekundären Kreislauf abgegeben. In diesem Kreislauf ist der Druck niedriger (typischerweise rund 70 bar), so dass das Wasser bei rund 290 C verdampft. Da sich die Generation II über einen Zeitraum von mehr als 30 Jahren erstreckt, sind die Reaktoren dieser Generation auf unterschiedlichem Entwicklungsstand. Auf Grund der Erfahrungen mit den ersten Anlagen wurde der Anlagendesign ständig verbessert. Zudem wurden aber auch die bestehenden Anlagen laufend nachgerüstet und ihre Sicherheit stetig erhöht. Dadurch wurde die Eintrittswahrscheinlichkeit eines Kernschmelzunfalls von etwa 10-5 auf rund 10-7 gesenkt. Generation III Als Generation III werden die Weiterentwicklungen der Reaktoren der Generation II bezeichnet. Diese kamen ab Mitte der 90er-Jahre in Betrieb. Zur Generation III gehören der Europäische Druckwasserreaktor (EPR, European Pressurized Water Reactor), die Fortgeschrittenen Siedewasserreaktoren (ABWR, Advanced Boiling Water Reactor), der Fortgeschrittene Druckwasserreaktor (APWR, Advanced Pressurized Water Reactor) System 80+ und der AP600 (Advanced Passive, 600 MW). Generation III+ Diese Reaktoren werden seit den 90er-Jahren entwickelt und sollen ab etwa 2010 in Betrieb gehen. Zu ihnen zählen der PBMR (Pebble Bed Modular Reactor, modularer Kugelhaufenreaktor ), der ESBWR (Economic & Simplified Boiling Water Reactor, wirtschaftlicher und vereinfachter Siedewasserreaktor ) und der AP1000 (Advanced Passive, 1000 MW). Die Reaktoren der Generationen III und III+ zeichnen sich vor allem dadurch aus, dass ihre Sicherheit weitgehend oder vollständig auf passiven Systemen beruht. Bei den Reaktoren der Generation II müssen bei einem Unfall Sicherheitssysteme aktiv eingreifen, das heisst, es müssen z.b. Pumpen gestartet und/oder Ventile betätigt werden. Solche Systeme sind stets redundant ausgelegt, das heisst, es sind immer mehr Pumpen oder Ventile vorhanden, als für die sichere Beherrschung des Unfalls benötigt werden. Die Funktion passiver Systeme beruht dagegen allein auf physikalischen Gesetzmässigkeiten wie z.b. Schwerkraft oder Konvektion (Umwälzung in einem flüssigen oder gasförmigen Medium infolge temperaturbedingter Dichteunterschiede). Ein passives System kann deshalb niemals versagen. Ferner weisen die Reaktoren der Generationen III und III+ folgende Eigenschaften auf: standardisiertes Konzept für jeden Typ, dadurch Verkürzung des Genehmigungs- Verfahrens und Reduktion der Kosten einfachere und robustere Anlage, dadurch einfachere Bedienung und geringere Störanfälligkeit höhere Verfügbarkeit und längere Lebensdauer

3 3 reduzierte Wahrscheinlichkeit eines Kernschmelzunfalls minimale Auswirkungen auf die Umgebung höherer Abbrand (Anzahl Megawatt-Tage pro kg Uran), dadurch weniger Abfall abbrennbare Neutronenabsorber, dadurch längere Brennstoffzyklen Generation IV Im Jahr 2000 einigten sich 10 Staaten, nämlich Argentinien, Brasilien, Kanada, Frankreich, Japan, Südkorea, Südafrika, die Schweiz, das Vereinigte Königreich und die Vereinigten Staaten, auf einen Rahmen zur internationalen Zusammenarbeit in der Kerntechnik. Die genannten Staaten schlossen sich zu einem Generation IV International Forum (GIF) zusammen, das sich das Ziel setzte, Kernenergiesysteme zu entwickeln, die ab 2030 verfügbar sein sollten, wenn die zur Zeit laufenden Reaktoren das voraussichtliche Ende ihrer Betriebszeit erreicht haben. Im Juli 2003 trat auch die Euratom als 11. Mitglied dem Vertrag bei. Die wesentlichen Zielsetzungen des Generation IV Programms sind: Nachhaltigkeit Sicherheit und Zuverlässigkeit Proliferationsbarrieren und physikalischer Selbstschutz Wirtschaftlichkeit. In einer weltweiten Umfrage wurden Vorschläge für Kernenergiesysteme gesammelt, die diese Ziele erreichen könnten. Nach einem umfangreichen Evaluationsverfahren wählte schliesslich das GIF im Juli 2002 die folgenden sechs aus: gasgekühlte schnelle Reaktorsysteme bleigekühlte schnelle Reaktorsysteme Salzschmelze-Reaktorsysteme natriumgekühlte Reaktorsysteme wassergekühlte Reaktorsysteme mit überkritischen Dampfzuständen gasgekühlte Höchsttemperatur-Reaktorsysteme Reaktoren der Generationen III und III+ Stellvertretend für die vielen fortgeschrittenen Reaktor-Konzepte sollen einige davon hier kurz vorgestellt werden. EPR Der Europäische Druckwasserreaktor (European Pressurized Reactor) wurde von den Firmen Siemens (Deutschland) und Framatome (Frankreich) gemeinsam entworfen und entwickelt. Nach der Zusammenlegung der Nuklearzweige der beiden Unternehmen im Jahr 2001 wurden die Arbeiten von Areva NP weitergeführt. Der EPR hat eine thermische Leistung von etwa 4500 Megawatt und bei einem Wirkungsgrad von 36 Prozent eine elektrische Leistung von etwa 1600 MW. Er ist auf eine Lebensdauer von 60 Jahren ausgelegt. Der bereits sehr hohe Sicherheitsstandard der bisherigen Druckwasserreaktoren wurde beim EPR noch wesentlich erhöht. Die wichtigsten Verbesserungen sind die folgenden:

4 4 1. Die extrem kleine Wahrscheinlichkeit eines Kernschmelzunfalls wurde um einen weiteren Faktor 10 reduziert. Sollte ein solcher Unfall trotzdem eintreten, wird die Kernschmelze in einem keramischen Becken aufgefangen ( Core Catcher ), so dass das Containment (Sicherheitsgebäude) intakt bleibt und kein radioaktives Material austreten kann. 2. Doppelwandiges Containment aus Stahlbeton mit einer totalen Wandstärke von 2,6 m. 3. Diversitäre Sicherheitssysteme, d. h. Sicherheitssysteme, die den gleichen Zweck erfüllen, aber auf unterschiedlichen Arbeitsweisen beruhen. 4. Räumliche Trennung der Systeme. Die sicherheitsrelevanten Systeme sind vierfach redundant in vier verschiedenen Gebäuden untergebracht, von denen zwei gegen äussere Einflüsse (wie z. B. Flugzeugabstürze) speziell gesichert sind. Der finnische Stromkonzern TVO gab im Jahr 2003 den Auftrag zum Bau eines EPR. Dieser erste EPR wird für das Kraftwerk Olkiluoto 3 gebaut. Er sollte ursprünglich im Jahr 2009 in Betrieb gehen. Infolge verschiedener technischer und administrativer Probleme wird er jedoch voraussichtlich erst im Jahr 2011 in Betrieb genommen werden können. ABWR Der Advanced Boiling Water Reactor von General Electric (USA) ist eine verbesserte Version der Siedewasserreaktoren der Generation II. Die erste wesentliche Verbesserung besteht darin, dass die Rezirkulations-Pumpen sich im Reaktordruckgefäss befinden und damit die Möglichkeit eines Lecks im Rezirkulations-Kreislauf wegfällt. Als zweite wesentliche Verbesserung wurde die Reaktion der Anlage auf einen Kühlmittelverlustunfall vollständig automatisiert, sodass während 3 Tagen kein Operateur-Eingriff notwendig ist. Der ABWR hat eine thermische Leistung von 3930 MW und eine elektrische Leistung von 1360 MW. Drei ABWR sind in Japan in Betrieb: die Blöcke 6 und 7 von Kashiwazaki-Kariwa, die 1996 und 1997 den Betrieb aufnahmen, und die Einheit 5 von Hamaoka, die 2004 in Betrieb ging. Zwei weitere ABWR sind bei Lungmen in Taiwan im Bau. AP1000 Der AP1000 ist eine Weiterentwicklung des AP600 von Westinghouse (USA), indem die elektrische Leistung nominell von 600 auf 1000 MW erhöht wurde. Er liefert eine elektrische Leistung von bis 1150 MW. Beide Typen sind mit einem passiven Containment- Kühlsystem ausgerüstet, das allein auf der Schwerkraft und der natürlichen Konvektion beruht. Zudem wurde das ganze System konsequent vereinfacht und damit die Möglichkeit von Pannen stark reduziert. Der AP1000 hat 50 Prozent weniger Ventile, 83 Prozent weniger Rohrleitungen, 87 Prozent weniger Signalkabelleitungen, 34 Prozent weniger Pumpen und ein um 56 Prozent kleineres Volumen der erdbebensicheren Gebäude als eine konventionelle Druckwasserreaktor-Anlage. Im Januar 2006 erhielt der AP1000 von der NRC (Nuclear Regulatory Commission) die Final Design Certification.

5 5 PBMR Der Pebble Bed Modular Reactor ist ein heliumgekühlter Hochtemperaturreaktor mit einem geschlossenen Gasturbinenkreislauf, der von der South Africa Pebble Bed Modular Reactor Company unter der Leitung der Elektrizitätsgesellschaft Eskom entwickelt wird. Mit einer elektrischen Leistung von 165 MW wird er einer der kleinsten Reaktoren auf dem Markt sein. Eine Demonstrationsanlage soll 2010 in Betrieb gehen. Das Konzept des PBMR basiert auf den Erfahrungen mit dem deutschen Kugelhaufenreaktor THTR-300 (Thorium-Hochtemperatur-Reaktor, 300 MW), der 1983 gebaut, 1985 in Betrieb gesetzt und 1989 aus verschiedenen, unter anderen auch politischen, Gründen wieder stillgelegt wurde. Der Brennstoff besteht aus bis zu 450'000 Graphithohlkugeln von 60 mm Durchmesser, die eine Wandstärke von 5 mm haben und etwa 15'000 beschichtete Partikel von 0,92 mm Durchmesser enthalten. Diese bestehen aus einem Uranoxidkern von 0,5 mm Durchmesser, der von mehreren Schichten Graphit und Siliziumkarbid umgeben ist. Die maximal zulässige Temperatur dieser Brennstoffkugeln ist mit 2800 C weit höher als die durch die Kernreaktionen maximal erreichbare Temperatur von 1600 C. Die hohe Betriebstemperatur von etwa 900 C erlaubt einen hohen Wirkungsgrad von etwa 42 Prozent. Die Brennstoffkugeln zirkulieren mehrmals (bis zu sechsmal) durch den Reaktor, werden beim Verlassen des Reaktors ausgemessen und entweder dem Reaktor wieder zugeführt oder, falls der Gehalt an Uran 235 zu tief unter die ursprüngliche Anreicherung von 8 Prozent abgesunken ist, ausgeschieden. Dieser kontinuierliche Betrieb erlaubt eine hohe Verfügbarkeit, da das Kraftwerk für den Brennstoffwechsel nicht abgeschaltet werden muss. Dank der geringeren Leistungsdichte (etwa zehnmal kleiner als bei einem Leichtwasserreaktor) und der grossen Wärmekapazität ist kein Notkühlsystem erforderlich. Bei einem Ausfall der Kühlung oder der Regelung steigt die Temperatur im Reaktor zunächst an, aber durch die natürliche Kühlung durch Konvektion, Wärmeleitung und Strahlung bleibt die maximale Temperatur weit unter der Grenztemperatur der Brennstoffkugeln, und durch die Temperaturerhöhung schaltet sich der Reaktor selbständig ab. Ein Kernschmelzunfall ist physikalisch unmöglich. Reaktoren der Generation IV Im Folgenden werden hier in knapper und summarischer Form die Reaktorsysteme der Generation IV vorgestellt. Detaillierte Informationen sind z. B. in einem Bericht des Forschungszentrums Karlsruhe zu finden. Gasgekühlter schneller Reaktor (GFR, Gas-Cooled Fast Reactor) Das GFR-System besteht aus einem heliumgekühlten Reaktor mit einem schnellen Neutronenspektrum und einem geschlossenen Brennstoffkreislauf. Da diese Reaktoren mit schnellen Neutronen arbeiten, brauchen sie keinen Moderator. Geschlossener Brennstoffkreislauf bedeutet: Die abgebrannten Brennelemente kommen in die Wiederaufbereitungsanlage (vor Ort), in der das noch nicht gespaltene Uran abgetrennt und zusammen mit dem erbrütenen Plutonium (und neuem Uran) zu neuen Brennelementen (MOX, mixed oxide nuclear fuel, Mischoxidbrennelemente) verarbeitet wird. Der GFR soll ebenso viel neuen Spaltstoff erbrüten (Plutonium aus U238), wie er an Spaltstoff (Uran235 und Plutonium) verbraucht. Zudem erschwert die Verarbeitung des Plutoniums vor Ort die Proliferation. Ferner sollen die minoren Aktiniden (Neptunium, Americium, Curium, Berkelium, Californium, Einsteinium und Fermium) wiederverwertet werden, wodurch die Produktion von langlebigen radioaktiven Abfällen massiv reduziert wird. Geplant ist ein Reaktor mit einer thermischen Leistung von 600 MW und einem Wirkungsgrad von 48 Prozent. Das unter einem Druck von 90 bar stehende Helium tritt mit einer Temperatur von 490 C in den Reaktorkern ein und verlässt ihn mit einer Temperatur von 850 C.

6 6 Bleigekühlter schneller Reaktor (LFR, Lead-Cooled Fast Reactor) Auch der LFR ist ein schneller Reaktor mit einem geschlossenen Brennstoffkreisauf, bei dem eine vollständige Rezyklierbarkeit der Aktiniden angestrebt wird. Der Reaktor wird mit flüssigem Blei oder mit einer flüssigen Blei-Wismut-Legierung gekühlt. Es sind verschiedene Kraftwerkskonzepte möglich mit elektrischen Leistungen von MW, MW oder 1200 MW. Die Austrittstemperatur des Kühlmittels beträgt 550 C, wird aber mit der Weiterentwicklung der Materialien bis auf 800 C erhöht werden können. Salzschmelze-Reaktor (MSR, Molten Salt Reactor) Als Brennstoff dient Uran- oder Plutoniumfluorid, das in einem Gemisch von flüssigen Fluoriden (z. B. Natrium- und Zirkonfluoride) gelöst ist. Die Salzschmelze fliesst durch Kanäle, die von Graphit umgeben sind, der als Moderator wirkt. Da die Salzschmelze, die zugleich Brennstoff und Kühlmittel ist, einen niedrigen Dampfdruck hat (weniger als 0,007 bar) ist die Gefahr eines Kühlmittelverlustunfalls stark reduziert. Die Brennstoffbeladung, Spaltproduktabtrennung und Wiederaufbereitung erfolgt bei laufendem Betrieb, wodurch einerseits eine hohe Verfügbarkeit ermöglicht wird und andererseits das totale Inventar an radioaktiven Spaltprodukten niedrig bleibt. Der Reaktor hat eine gute Neutronenbilanz, was eine Rezyklierung der Aktiniden und/oder eine hohe Konversionsrate (Umwandlung von U238 in Plutonium 239) erlaubt. Die Probleme der Zulegierung der Aktiniden bei der Herstellung fester Brennstoffelemente entfallen, da die Aktiniden einfach der Salzschmelze beigemischt werden können. Die Austrittstemperatur der Schmelze aus dem Reaktor soll 700 C (eventuell 850 C für Wasserstoffproduktion) betragen. Vorgesehen ist eine elektrische Leistung von 1000 MW. Natriumgekühlter schneller Reaktor (SFR, Sodium-Cooled Fast Reactor) Auch der SFR verfügt über einen geschlossenen Brennstoffkreislauf, der die Konversion von U238 und die Verbrennung der Aktiniden erlaubt. Zwei Optionen sind vorgesehen. Für Kraftwerke mit einer Blockgrösse von 150 bis 500 MW elektrischer Leistung soll der metallische Brennstoff aus einer Uran-Plutonium-Aktiniden-Zirkon- Legierung in einem pyrometallurgischen Verfahren in einer an dem Kraftwerk angeschlossenen Anlage aufgearbeitet werden. Dabei sollen nur Uran und Spaltprodukte abgetrennt werden, während das Plutonium durch die Aktiniden kontaminiert bleiben soll, wodurch ein Missbrauch stark erschwert wird. Mittlere bis grosse Kraftwerke (500 bis 1500 MW elektrische Leistung) sollen mit Brennstoff aus Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX) betrieben werden. Die Wiederaufarbeitung nach dem konventionellen wässrigen Verfahren soll in einer zentralen Anlage erfolgen, die mehrere Kraftwerke versorgt. Dabei sollen die Aktiniden praktisch vollständig wiederverwertet werden. Die Austrittstemperatur des flüssigen Natriums aus dem Reaktor soll 530 bis 550 C betragen. Der Druck im Kühlkreislauf ist nahezu gleich dem Atmosphärendruck. Überkritisch-wassergekühlter Reaktor (SCWR, Supercritical-Watercooled Reactor) Wird Wasser bei normalem Atmosphärendruck erhitzt, so siedet es bekanntlich bei etwa 100 C. Bei einem Druck von 1,01325 bar beträgt die Siedetemperatur genau 100 C. Bei niedrigerem Umgebungsdruck, z. B. in grosser Höhe, liegt die Siedetemperatur unter 100 C, was jedem Bergsteiger wohlbekannt ist. Auf 3500 m Höhe über Meer siedet das Wasser bereits bei 90 C. Bei erhöhtem Druck, z. B. in einem Dampfkochtopf, ist dagegen die Siedetemperatur über 100 C. Je höher der Druck, desto höher ist die Siedetemperatur. In einem typischen Siedewasserreaktor beträgt der Druck im Kühlkreislauf 70 bar und das Wasser siedet bei 285 C, in

7 7 einem Druckwasserreaktor beträgt der Druck im Primärkühlkreislauf dagegen 150 bar und deshalb siedet das Wasser auch noch nicht bei 330 C. Wird nun der Druck immer weiter erhöht, so wird schliesslich beim sogenannten kritischen Druck ein Punkt erreicht, bei dem das Wasser auch bei beliebiger Temperaturerhöhung nicht mehr siedet. Dieser kritische Druck beträgt bei Wasser 221 bar. Wird Wasser bei einem höheren Druck als 221 bar erhitzt, so gibt es keine Dampfblasen mehr, lediglich die Dichte des Wassers nimmt mit zunehmender Temperatur ab. Es gibt keine Phasengrenze zwischen flüssigem und gasförmigem Zustand, sondern es erfolgt ein völlig stetiger Übergang von Zuständen, die als flüssig erscheinen, bis schliesslich zu Zuständen, die als gasförmig zu charakterisieren wären. In diesem Bereich wird das Wasser als überkritisch bezeichnet. Die meisten neuen kohlegefeuerten Kraftwerke haben Dampferzeuger, die im überkritischen Bereich arbeiten. Da das Wasser auf höhere Temperaturen aufgeheizt werden kann, ergeben sich ein besserer Wirkungsgrad und bei gleicher thermischer Leistung ein kleinerer Massenstrom, wodurch die Grösse der Rohre, Ventile und Pumpen reduziert werden kann. Für den SCWR sind eine elektrische Leistung von 1700 MW und ein Druck von 250 bar geplant. Das Wasser tritt mit einer Temperatur von 280 C in den Reaktor ein und verlässt ihn mit einer Temperatur von 510 C. Damit wird ein Wirkungsgrad von 44 Prozent erreicht (während die heutigen Leichtwasserreaktoren Wirkungsgrade von 33 bis 35 Prozent haben). Da kein Phasenübergang (flüssig - gasförmig) stattfindet, entfallen gewisse Probleme, die beim Sieden auftreten können (Siedekrise), und durch den Wegfall der Dampfabscheider, Dampftrockner und Zirkulationspumpen (wie bei Siedewasserreaktoren) oder des zweiten Kühlkreislaufs und des Dampferzeugers (wie bei Druckwasserreaktoren) wird die Anlage stark vereinfacht. Höchsttemperaturreaktor (VHTR, Very-High-Temperature Reactor) Der VHTR ist ein heliumgekühlter graphitmoderierter Hochtemperaturreaktor, der mit einer Austrittstemperatur von bis zu 1000 C arbeiten soll. Die hohe Austrittstemperatur ermöglicht die Produktion von Wasserstoff und den Einsatz in der petrochemischen Industrie sowie in der Stahl- und Aluminium-Produktion. Statt der Produktion von Prozesswärme ist auch eine elektrische Energieerzeugung mit hohem Wirkungsgrad (mehr als 50 Prozent) möglich. Vorgesehen sind eine thermische Leistung von 600 MW und eine relativ niedrige Leistungsdichte von 6 bis 10 MW/m 3.

8 8 Quellen W. Tromm u. W. Müller, Kernreaktoren der Generation IV eine mögliche Zukunft der Kernenergie?, Praxis der Naturwissenschaften, Physik in der Schule, 8/55, 2006, S. 29. H. Blattmann, Kernkraftwerke für die Mitte des Jahrhunderts. Der schnelle Natrium-Reaktor als Hoffnungsträger der «Generation IV», Neue Zürcher Zeitung, , S. 65. Zahlreiche Internet-Quellen, u.a.: Bildquelle: T. Schulenberg et al., Was ist Generation IV?, Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA 6967, Für die Erlaubnis, die Abbildungen wiederzugeben, danken wir Herrn Prof. Dr. Thomas Schulenberg bestens. Die englisch beschrifteten Originale der Bilder stammen aus der Publikation A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, issued by the US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, Dec

9 9 Abbildung 1: Gasgekühlter schneller Reaktor Abbildung 2: Bleigekühlter schneller Reaktor

10 10 Abbildung 3: Salzschmelze-Reaktor Abbildung 4: Natriumgekühlter schneller Reaktor

11 11 Abbildung 5: Überkritisch-wassergekühlter Reaktor Abbildung 6: Höchsttemperaturreaktor

12 12 Eine Fülle von Informationen und Argumenten mit Relevanz für die energiepolitische Diskussion finden Sie auf den Websites der Aves Regionalgruppe Pfannenstil sowie der AVES Schweiz. AVES Regionalgruppe Pfannenstil: AVES Schweiz: