Der Schnelle Briiter I1 Von Wolfgang Klose, Karlsruhe Teil I befajte sich rnit der Neutronenbilanz der Kettenreaktion, den Besonderheiten des Schnellen Bruters sowie den zugehorigen Sicherheitsfragen. 5. Der SBR-Prototyp SNR 300 Der SBR-Prototyp SNR 300 ist ein Kreislauftyp-Reaktor, flussig-na gekuhlt und bei Kalkar am Niederrhein z. Z. im Bau durch die Internationale Natrium-Brutreaktor-Bau GmbH, INB (Interatom 70 %, Belgonucleaire 15 %, Neratoom 15 %). Er sol1 von der Schnellbruter-Kernkraftwerk GmbH. SBK (RWE 683 %, SYNATOM (Belgien) 14,8 %, SEP (Niederlande) 14,8 %) betrieben werden. Bild 15 zeigt einen Schnitt durch Reaktorzelle und Reaktortank. Daten: U0,/Pu02 Brennstoff Zylindrische Brennstoffzonen mit radialen und axialen Blankets aus abgereichertem uo2 Erstbeladung 1,3 t Pu Anreicherung 25-35 % Leistungsdichte 300 kw/i Thermische Leistung 736 MW (th), 312 MW(4 Wirkungsgrad 42 % Kerninnentemperatur im Na: 377-546 "C Abmessungen des Kerns: 1,67 m Durchmesser; 0,95 m Hohe Schneller Flu13 (> 0,1 MeV) 4. 10L5/cm2. s 205 Brennelemente, 96 Blanketelemente, 9 + 3 Absorberstabe Vorgesehener Abbrand: 55-47 000 MWd (th)/t Abmessungen des ReaktorgeWDes: 6,7 m Durchmesser, 14,8 m Hohe Stahlbeton M 12000 t dynamische Belastung (Unfall, Erdbeben, Flugzeugabsturz), Bild 16 Na-System druckfrei, v M 7 m/s (3,5 t/s) Brutrate: 1. Core CR = 0,95; 2. Core BR = 1,05. Vergleich mit Phenix: Ahnliche Daten; weniger Sicherheitssystem ermoglicht hohere Brutrate: BRtheo, = 1,13 f 0,04; BR,,, = 1,16 f 0,05. Bild 15. Schnitt durch Reaklorzelle und Reaktorlank des SNR 300. 46 1
~~ Tabelle 5. Notabschaltsysteme beim Druckwasserreaktor und Schnellen Bruter. PWR SNR 300 1300 MWe 280 MWe Geschwindigkeit der Kontrollstabe (cm/s) 1 132 10-2 $Is 2,5 42 Sicherheitsstabe (cm/s) 156 85-190 Verzogerungszeit bei Notabschaltung (s) 092 02 Zeit fur volles Eintauchen der Notabschaltstabe in das Core (s) 2S 0,5-0,7 Reaktivitat der Notabschaltstabe Ak $ 11 10 Zur Einheit,,Dollar" $ siehe Teil I, S. 417 6. Vergleich verschiedener Reaktortechniken Die Technik von SBR ist im Rahmen der Kerntechnik nicht von besonderer Dimension. Das zeigt sich z. B. an den Zahlenwerten fur die Notabschaltsysteme bei LWR und SBR (Tab. 5). Der Bruter nutzt das Natururan ca. 60 ma1 besser aus als ein LWR. Er macht langfristig die Anreicherungsanlagen obsolet. Die Umweltbelastung ist fur LWR und SBR vergleichbar. Die Normalemission liegt bei 2 500 Ci/GWa(el). Als a-strahler sind J- 129 sowie Kr zu nennen, wobei die hochste Last aus der Wiederaufarbeitungsanlage stammt. Die Wiederaufarbeitung (WA) ist eine Weiterentwicklung der jetzigen LWR- Wiederaufarbeitung. Je 1 000 MWa(el) entstehen in LWR 30 t abgebrannter Brennstoff und 12,5 t Hull- und Strukturmaterial. Die WA liefert 0,17 t Pu; 28,6 t U; 10 kg Kr, J; 3 m' hochaktive Abfalle (HAW) verglast; ca. 100 m3 flussige Abfalle mittlerer Aktivitat (MAW). Die kwh (e) ist mit 0,Ol DPf belastet, wenn man Pu und U-Ruckgut berechnet, sonst rnit 0,5 DPf. Die zusatzlichen Schwierigkeiten liegen beim hoheren Abbrand sowie der hohen Anreicherung. Im Vergleich zu einer reinen LWR-Technik mit Pu-Zirkulation werden vom SBR weniger Transplutone (Am, Cm) und Sr-90 erzeugt (Tabelle 6). Die Schadstoff-Emission ist zu vergleichen mit konventionellen Kraftwerken, wo auf 1000 MW(e) 2,2. lo6 t/a Steinkohle (oder hohere Mengen Braunkohle) einzusetzen sind, die CO,, SO,, Staub etc. in die Atmosphare abgeben. (1 000 MWe-SBR: 1,5 t U-238/a Jahresverbrauch). Der Wirkungsgrad steht dem des Hochtemperatur-Reaktors (HTR) und fossilen Kraftwerken nicht nach. Der Th-HTR hat eine Konversionsrate CR < 1 und bedarf daher des U-235. Er nutzt es nur 2-5mal besser als ein LWR aus.,,ersatz" des SBR durch HTR oder hoherkonvertierende LWR andert nichts an den Gesamtproblemen: Pro anno werden > 150 kg Spaltmaterial erzeugt und 1,3-1,5 t/gw. a fallen fiur die Wiederaufarbeitung an. 7. Politische Fragen und ProEferationssicherheit Bei der Diskussion um die SBR werden folgende Argumente benutzt : 462
Tabelle 6. Freisetzung radioaktiver Isotopen im Normalbetrieb, Einheit CilG Wa (el). Halbwertszeit SBR WA- Anlagen T,,, Art Luft Wasser Luft Wasser H-3 12,3 a P 3 50 3 50 i,3. 103 104 C-14 5736 a s 05 Kr-85 10,8 a P 0,4-300 - i,6. lo4 Sr-90 28.5 a 5-129 1,5. lo7 a P 3,s. 10-3 5-131 8d 0,o 1 0,o 1 Xe-133 5,3 d 0,03- - 4200 Alle a (Pu 238, 39. 41. 42: Am 241. 43: Cm 242,441 3,7. 1 Ci = 3.7. 10" Zerfalle/s a 1 JZ Ra-226 Bild 16. SNR-300: Stahlbetonauflau fur das Reaktorgehause fur dynamische Belastungen (2. B. Flugzeugabsturz) von I2 000 t. 463
1. Risiko der SBR: Sicherheit, Umweltbelastung, Abfall-Lagerung 2. Energiewachstum: Zuwachsraten, Alternative Energiequellen 3. Uranerzvorrate: GroDe der Vorkommen 4. Proliferation: Weiterverbreitung von Kernwaffenmaterial an Staaten und Terroristen. Es ist nicht Aufgabe dieses Vortrags, zu diesen Fragen ausfiihrlich Stellung zu nehmen. Ich beschranke mich daher auf wenige Kommentare. Risiko der SBR Ich habe dargelegt, da13 SBR vom technischen Standpunkt aus mit der heute erprobten LWR-Technik kompatibel und vom Sicherheitsverhalten vergleichbare Systeme sind. Die Diskussion um das Risiko sollte um die Kerntechnik allgemein und nicht um einzelne Reaktortypen gefiihrt werden. In der Kette aus: Brennelementfertigung - Transport - Reaktor - Wiederaufarbeitung - Endlagerung gibt es natiirlich fur jeden Reaktortyp besonders giinstige aber auch ungiinstige Komponenten. Die Diskussion kann daher nur um das Ganze korrekt gefiihrt werden. (Beispiel HTR: Zur Brennelementfertigung mu13 hochangereichertes Material (> 93 %) verwendet werden; die Wiederaufarbeitung ist nicht vorbereitet, durch die Anwesenheit von C wird sie vom Risikofaktor her bedenklich.) Energiewachsturn Bei der Bewertung der verschiedenen probzw. contra-argumente einer erhohten Bereitstellung von Energie sollte man 2 Fakten vor Augen haben und sich mit ihnen auseinandersetzen: a) Nur neu geschaffene Werte konnen ohne Anderung des bestehenden Systems verteilt werden. Ohne Zuwachs des Bruttosozialproduktes konnen die Bediirfnisse der heranwachsenden Generation nur durch Neuverteilung des Bestehenden befriedigt werden (permanente Revolution). b) Ein Blick auf die Verteilung der Zivilisationsguter in der Welt zeigt, da13 es viele berechtigte Bediirfnisse gibt (Bild 17) und da13 Deutschland als rohstoffarmes Land keine aurjergewohnlich starke Position haben Tabelle 7. Zum Stand der Non-Proliferation in der Welt. Kategorie Status Vorhandene Technologie Mogliche Herstellung von Kernwaffen 0 Kernwaffenstaat (z. B. USA, UdSSR) 1 Industrieland (z. B. BRD, Japan) 2 Aufstrebendes Entwicklungsland (z. B. Argentinien) 3 Entwicklungsland (z. B. Peru) Kommerzielle Kern- Technik* Waffentragersysteme Kommerzielle Kerntechnik* Einsetzende Kerntechnik** Forschungsreaktoren Grundkenntnisse - (Taktische Kernwaffen bereits vorhanden),,explosive Nuclear Device",,Marginal Nuclear Device",,Primitive Nuclear Device" * Anreicherung, Leistungsreaktoren, Wiederaufarbeitung ** Forschungsreaktoren, Wiederaufarbeitung im Labormaostab 464
Bild 17. Energieverbrauch pro Kopf in der Welt, nach Landern geordnet, und prozentuale Anteile. kann. Ferner ist zu bedenken, dal3 ein Produktivitatsruckgang in den wirtschaftlich fuhrenden Landern die Entwicklung der ubrigen Welt empfindlich behindern wird. c) In der Bundesrepublik Deutschland wurden 1975 an Primarenergie eingesetzt: 346 Mio t Steinkohleneinheiten (SKE), davon 0 58 Mio t SKE (17 %) Steinkohle, 0 221 Mio t SKE (64 %) Import. Jeder zusatzliche Bedarf mul3 zusatzlich gedeckt werden. Die Frage der Importabhangigkeit ist dabei ebenso zu bedenken wie die Frage der eigenen Ersatzmoglichkeiten und deren Umweltbelastung. Hierzu ein Zitat aus Nature vom 17. Februar 1977:,,Das UK hatte 1974 geplant, zusatzlich 135 Mio t SKE zu produzieren und mit Kosten von 1400 Mio f gerechnet. Die Neuberechnung im Januar 1977 ergibt fur das gleiche Ziel 3150 Mio 2.'' Die Vorausschatzung des deutschen Energieeinsatzes ergibt fur 1985 496 Mio t SKE (Fortschreibung des Energieprogramms der Regierung 1977). Uranerzvorrate Die Vorkommen im Schwarzwald stellen die gleiche Energiereserve in einer Brutertechnik dar wie die Kohlevorrate in der Bundesrepublik. Proliferation a) Die Studie der Ford-Foundation uber die Kernenergie halt fest, da13 0 Risiko und Umweltbelastung durch LWR akzeptabel sind, 0 Endlagerung radioaktiver Abfalle sicher moglich ist. Ein aus Kernenergiegegnern und -befurwortern zusammengesetztes,,steering Committee" der US-ERDA stellte 1977 ubereinstimmend fest: 0 die nukleare Option fur die USA mu0 offen gehalten werden, 0 es gibt kein absolut proliferationssicheres Reaktorsy stem. Ubereinstirnmend wird der Export sensitiver Anlagen (WA, Anreicherung) und sogar fur die USA der Betrieb kommerzieller WA, Anreicherung und Pu-erzeugender SBR abgelehnt. (,,Kommerziell" im arnerikanischen Sprachgebrauch heil3t: ohne jede staatliche Eingriffsmoglichkeit). Das US-ERDA Bruterbudget betragt jedoch weiterhin im Jahr 1977 686 Mio $ und wird 1978 500-600 Mio $ umfassen. (Im Vergleich dazu im DE- BENELUX: 250 Mio $ fur SNR + 200 Mio $ fur F+E). Auf der Salzburger Konferenz 1977 wurde von allen Staaten die Weiterfuhrung ihrer Bruterprogramme bestatigt. 465
b) Kernwaffenbau: Die Tabellen 7-9 geben einen gerafften Uberblick iiber den Stand der Proliferation, die Moglichkeiten des MiO- brauches von Kernbrennstoff fur Kernwaffen und die Eigenschaften von Kernbrennstoffen bei der Benutzung als Sprengstoff. Tabelle 8. Kernbrennstoffe zum MiJbrauch fur Kernwaffen. Notwendige Technologie Kernwaffenmaterial Friedliche Nutzung U-235 Anreicherung Metall, > 90 % LWR (3 %); angereichert HTR, MTR (bis zu 93 %) U-233 Wiederaufar- Metall, > 90 % HTR und SBR beitung angereichert (Symbiose) Pu-239 Wiederaufar- Metall, > 98 % LWR (3 %) beitung angereichert SBR (15-25 %) (hoher Pu-240- und Pu-242-Gehalt) Tabelle 9. Eigenschaften von Kernbrennstoffen fur Kern waffen. Kritische Radio- Friih- Ziind- Masse toxizitat ziindung methode U-235 Metall keine keine Geschiitz 50 kg (15 kg*) U-233 Metall gering keine Geschiitz 17 kg (4 bis 5 kg*) Pu-239 Metall sehr gering bei Implosion 16 kg (4 kg*) hoch Waffen-Pu, hoch bei Reaktor-Pu (Pu-240-Gehalt) * Zahlen in Klammern: Mit Reflektor Baugenehrnigung des JET Die Kommission der EG hat den Ministerrat ersucht, die Bauphase des Joint European Torus (JET) in Culham zu bewilligen und das Projekt in das Fusionsprogramm der EG einzugliedern. Die Bauphase wird sich voraussichtlich bis 1983 erstrecken, die Kosten werden auf 450 Mio DM geschatzt, von denen die EG 80 % iibernimmt. Die Betriebsphase wird sich im AnschluB an die Bauphase wahrscheinlich iiber 5 Jahre erstrekken, die jahrlichen Betriebskosten werden in der gleichen GroOenordnung wie die Baukosten liegen. Auf Vorschlag der Kommission sol1 JET den Status eines gemeinsamen Unternehmens erhalten. Kerntechnik 5/78 466