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Gegenwart und Zukunft der Kernenergie*
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Die Diskussionen über Kernenergie in Österreich hat Eigengesetzlichkeiten
angenommen, die weder der internationalen Entwicklung noch dem nationalen Interesse
entsprechen. Mit Fakten zur Kernenergie versuchen die Autoren zu zeigen, daß
Kernkraftwerke auch weiterhin einen beachtlichen Beitrag zur Energieversorgung
liefern werden. Weitere Fortschritte im Bereich der Sicherheitstechnik werden ebenso
angesprochen wie positive Effekte für die Umwelt, so etwa die Möglichkeit der
ständigen Kontrolle des Abfalls und die Reduktion der CO2-Emissionen.


Von Helmuth Böck und Helmut Rauch

(Juni 2003)


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Ao.Univ.-Prof. Dipl.-Ing. Dr.techn. Helmuth Böck

ist Betriebsleiter des  Forschungsreaktors TRIGA Mark II am Atominstitut der Österreichischen Universitäten.

O.Univ.-Prof. Dipl.-Ing. Dr.techn.
Helmut Rauch

ist Vorstand des oben genannten Atominstituts

Homepage des Instituts:
(Stadionallee 2, A-1020 Wien)
www.ati.ac.at


*a) Stand 2001

b) Stand 2003

 

 

Auch Österreich benötigt Fachleute, die eine fundierte Nuklearausbildung aufweisen können

 

 

 

Der EPR als "ultrasicherer Reaktor"

1. Einleitung

    Die Entwicklung der Kernenergie der letzten 50 Jahre kann in drei Phasen unterteilt werden:

  • Die erste Phase umfaßt den Zeitraum 1955 bis etwa 1970. Diese Phase ist durch eine euphorische Aufbruchstimmung gekennzeichnet, die nach der 1. Genfer Konferenz über die friedliche Nutzung der Kernenergie begann. Damals planten zahlreiche Staaten ein umfangreiches Kernenergie-Programm, eine große Anzahl von Forschungs- und Leistungsreaktoren wurden errichtet, und die Nuklearforschung erlebte einen intensiven Aufschwung.

  • Die zweite Phase von etwa 1971 bis 1985 umfaßt die Konsolidierung der Kerntechnik. Die Kernkraftwerke erreichten eine großtechnische Reife; Es wurden aus Kostengründen bereits standardisierte Anlagen angeboten, die Blockleistung betrug bereits um 1000 MWe; dem Brennstoffkreislauf und der Entsorgung wurde große Beachtung zuteil; probabilistische Risikoanalysen entstanden erstmals. Der Störfall in Three Mile Island (1979) lenkte das Augenmerk der Öffentlichkeit aber auch der Techniker erstmals auf schwere Störfälle, aber generell war die Kernenergie nicht Mittelpunkt der öffentlichen Aufmerksamkeit.

  • Die dritte Phase wurde mit dem Unfall von Tschernobyl eingeleitet - ein Schock für die Techniker und für die Öffentlichkeit. Ausgehend von einem Reaktortyp, der zwar bekannt war, der aber über Jahre hindurch sicher nicht im Mittelpunkt des Interesses der Fachwelt stand. Aus der damaligen Sowjetunion war der technische Informationsfluß ohnehin sehr spärlich, und eine Einflußnahme von außen auf sicherheitstechnische Auslegungen war unmöglich. Dieser Störfall vom 26.April 1986 stellte alle Bemühungen der Techniker um sichere Kernkraftwerke schlagartig in Frage. Für die Öffentlichkeit war Kernkraftwerk gleich Kernkraftwerk, egal welche Auslegungsmängel oder sonstige technische Unterschiede vorlagen. Auch jenen Staaten, die keine Kernkraftwerke betrieben (wie zum Beispiel auch Österreich) wurde plötzlich bewußt, daß sie keine "Insel der Seligen" sind und Fachleute benötigen, die eine fundierte Nuklearausbildung aufweisen können.

Tschernobyl führte zu einem weiteren Anlauf, die Sicherheitsphilosophie von Kernkraftwerken zu überdenken, Schwachstellen aufzuzeigen und Verbesserungsmaßnahmen vorzunehmen. Ein Schritt in die Zukunft ist der EPR (European Pressurized Water Reactor) [1,2], der mit weiteren Sicherheitsmaßnahmen einen sogenannten "ultrasicheren Reaktor" darstellen wird.

 

 

 

 

Die Kernenergie kann auch in Zukunft zur Deckung des steigenden Weltenergieverbrauchs beitragen

Generell ist zur derzeitigen Situation der Kernenergie festzustellen, daß
  • der Beitrag der Kernenergie zur heutigen Weltenergieversorgung in überschaubaren Fristen (etwa 20 bis 40 Jahre) nicht zu ersetzen ist,
  • die Erfahrung und der Entwicklungsstand die Kernenergie als eine verfügbare Energiequelle ausweisen, die zur Deckung des trotz aller Sparprogramme weiter steigenden Weltenergieverbrauchs beitragen kann,
  • die Kernenergie den Verbrauch an fossilen Brennstoffen senken und somit zur Reduktion des Treibhauseffekts beiträgt,
  • es angesichts des wirtschaftlichen Nachholbedarfs von Schwellenländern und Ländern der Dritten Welt sowie des Wachstums der Weltbevölkerung notwendig und sinnvoll ist, das vorhandene Potential der Kernenergie zu nutzen,
  • die Möglichkeiten der relativ jungen Kerntechnik bei weitem noch nicht ausgeschöpft sind. Die Sicherheit und Wirtschaftlichkeit läßt sich noch weiter entwickeln, neue Konzepte und Verfahren sind vorhanden, es bedarf aber auch einer politischen Willensbildung, diese zu realisieren,
  • zu erwarten ist, daß nach etwa 30 bis 50 Jahren auch die Kernfusion als alternative nukleare Energiequelle eingesetzt werden kann. Es soll jedoch nicht erwartet werden, daß damit keine radiologischen Probleme verbunden sind.

 

 

 

Die Kernenergie ist keineswegs eine veraltete oder auslaufende Technologie


2. Gegenwärtige Situation

     Im Gegensatz zu häufigen Meldungen in den Medien, daß die Kernenergie auslaufe und eine veraltete Technologie sei, sprechen die Fakten eine andere Sprache: Mit 31.12.2002 sind weltweit 441 Kernkraftwerke in 31 Ländern in Betrieb mit einer Gesamtbruttoleistung von etwa 377 000 MWe. Die stetig steigende Energieproduktion ist aus Abb. 1 ersichtlich. Darüber hinaus sind 32 Kernkraftwerke mit einer Bruttoleistung von etwa 24 000 MWe im Bau [3]. Im Jahr 2002 sind 5 Kernkraftwerke neu ins Netz geschaltet worden (3 in China, 1 in der Tschechischen Republik, 1 in Korea). Dazu kommen 283 Forschungsreaktoren und 544 Reaktoren in U-Booten und Flugzeugträgern sowie 29 Reaktoren in erdnahen Umlaufbahnen.

Es steht außer Frage, daß der Zuwachs an Kernkraftwerken bei den westlichen Industriestaaten (USA, Westeuropa) wesentlich geringer ist als im Fernen Osten und in den GUS-Staaten; die Gründe sind regional unterschiedlich. In den westlichen Industriestaaten ist dies vor allem durch den starken Zuwachs in den vergangenen 30 Jahren begründet, der zu einer Sättigung des Kernenergieanteils am Energiemix der Einzelstaaten geführt hat (siehe Tabelle 1).

 

Veraltete und sicherheitstechnisch mangelhafte Kraftwerke werden schrittweise durch modernere ersetzt

 

 

 

Optimierter Betrieb der Anlagen führt zu wesentlich höherer Energieausbeute

 

 

 

 

 

Verlängerung der technischen Lebensdauer

    Daraus eine auslaufende Technologie abzuleiten, bedarf einer negativen Grundeinstellung des Beurteilers. Auch die Autoindustrie stirbt nicht ab, wenn die Neuzulassungen zurückgehen. In den westlichen Staaten werden daher im wesentlichen Anlagen aus der ersten Generation stillgelegt und schrittweise durch moderne Anlagen ersetzt. Darüber hinaus konzentrieren sich die Kernkraftwerkshersteller auf sicherheitstechnische Nachrüstungen von Kernkraftwerken in Osteuropa. Weiters muß auf folgende Fakten hingewiesen werden:

  • Im Zeitraum 1992 bis 2002 stieg die durchschnittliche Zeitverfügbarkeit der bestehenden Anlagen von 74,23% auf 83,40%, gleichzeitig stieg die Stromproduktion aus KKW von 2027 TWh [5] auf 2665 TWh [6], das ist eine Zunahme von 638 TWh. Nimmt man an, daß ein modernes KKW im Jahr durchschnitllich 7 TWh an Strom produziert, so entspricht dies einem Zubau von 91 großen KKW Blöcken. Im gleichen Zeitraum wurden aber nur 17 KKW neu in Betrieb genommen d.h. virtuell sind noch Stromlieferungen von 74 KKWs dazugekommen, die gar nicht gebaut wurden. Diese gewaltige zusätzliche Stromproduktion ohne wesentlichen Zubau wurde einzig und allein durch den optimierten Betrieb der Anlagen erzielt.
  • Ein weiterer Aspekt, der in der Nukleardiskussion praktisch kaum Niederschlag findet, ist die bei vielen KKW geplante Verlängerung der technischen Lebensdauer von 40 auf 60 Jahre. Aufgrund der umfangreichen Betriebserfahrungen, genaueren Rechnenprogrammen und besserer Kenntnis der Materialeigenschaften werden in vielen Ländern zunehmend Verlängerungen der KKW-Lebensdauer beantragt. Einigen Betreibern wurde dies in den USA bereits genehmigt, und weitere 80 Betreiber werden demnächst bei der National Regulatory Commission (NRC) diesbezüglich einreichen. Dadurch wurden z.B. in den USA [7] bis Ende 2002 insgesamt 72 solcher Leistungsanhebungen von der Aufsichtsbehörde bewilligt, was einer Leistungserhöhung von 3250 MWe (oder 3 großen KKW Blöcken) entspricht. In Japan werden bereits Anlagen mit einer Lebensdauer von 70 Jahren ins Auge gefaßt, auch in Europa sind bereits einige solche Verfahren abgeschlossen (Finnland,Schweiz). Als die derzeit ältesten KKW, Calder Hall und Chaplecross in England, in den Fünfziger Jahren in Betrieb ging, wurde eine Lebensdauer von 20 bis 25 Jahren veranschlagt. Heute hat das KKW eine Bewilligung für 50 Jahre. Schwedens ältestes Kernkraftwerk, das 1971 in Betrieb ging, wurde mit 8% der Kosten eines neuen KKW nachgerüstet, sodaß es weitere 20 Jahre in Betrieb bleiben kann.
  • Letztlich muß darauf hingewiesen werden, daß bei zahlreichen Anlagen die technische Lebensdauer von 40 auf 60 Jahre gestreckt werden konnte. Zahlreiche Bewilligungen wurden bereits erteilt, viele Anträge sind noch im Laufen. Daraus ergibt sich natürlich eine wesentliche Erhöhung der nuklearen Energieerzeugung ohne tatsächlichen Zubau von neuen Anlagen.


Auf Grund seines Rohstoffmangels plant Japan den Bau von 40 zusätzlichen Kernkraftwerken

Im Fernen Osten ist der Zuwachs an Kernenergie vor allem durch das Bestreben nach Energieunabhängigkeit infolge Mangels an Rohstoffen (Japan) gekennzeichnet. Demnach plant Japan für die nächsten 20 Jahre weitere 40 Kernkraftwerke, um seine Energiesituation zu diversifizieren. Auch Schwellenländer wie Südkorea und China setzen voll auf den Ausbau der Kernenergie.

 

 

 

Gegenwärtig existieren 8 verschiedene Typen von Kernkraftwerken


3. Kernkraftwerke heute und morgen

    Kernkraftwerke werden im wesentlichen charakterisiert durch die Kombination von

  • Kühlmittel
  • Moderator
  • Brennstoff

Von den etwa 30 möglichen Kombinationen haben sich nur etwa 8 Typen von Kernkraftwerken großtechnisch durchgesetzt, die in der folgenden Abbildung (Abb. 2) dargestellt werden. Darauf folgt eine Kurzbeschreibung der wichtigsten Kernkraftwerkstypen:

 

 

 

Die heute erfolgreichste Baulinie der DW- und SW-Reaktoren ist besonders sicher, weil sie sich bei einem Störfall selbsttätig abschaltet

 

 

 

Unterschied zwischen Druck- und Siedewasserreaktor


Thermische Reaktoren

    In dieser Typenfamilie dominiert die weltweit bei weitem erfolgreichste Reaktorbaulinie der Leichtwasserreaktoren mit ihren beiden Varianten, den Druckwasser- und den Siedewasserreaktoren. Ihr Erfolg beruht besonders darauf, daß bei ihnen normales ("leichtes") Wasser als Moderator und zugleich als Kühlmittel dient. Dadurch bietet dieses einfache Konzept die "inhärente" Sicherheit, daß bei einem Störfall mit Kühlmittelverlust (also auch Moderatorverlust) die Kettenreaktion zwangsläufig abbrechen würde, das heißt der Reaktor würde sich selbst abschalten.

Druckwasserreaktoren unterscheiden sich von Siedewasserreaktoren hauptsächlich darin, wie der Dampf zum Antrieb der Turbine erzeugt wird. Im Siedewasserreaktor (Druck ca 70 bar) erhitzt sich das Wasser an den Brennelementen im Reaktordruckbehälter so stark, daß es verdampft. Der Dampf wird vom Reaktor unmittelbar der Turbine zugeführt. Beim Druckwasserreaktor (Druck ca 160 bar) steht das Wasser unter so hohem Druck, daß es nicht verdampfen kann. Der Dampf für die Turbine entsteht hier erst auf der Sekundärseite in bis zu vier Dampferzeugern, durch die das überhitzte Reaktorwasser gepumpt wird.

 

 

 

 

Auch der Tschernobyl-Reaktor wurde durch leichtes Wasser gekühlt, als Moderator wurde jedoch nicht Wasser, sondern Graphit verwendet

     Leichtwasserreaktoren nutzen als Spaltstoff Uran 235, dessen Konzentration im Uran gegenüber dem natürlichen Anteil von 0,7% (99,3% U-238) auf etwa 3% erhöht werden muß. Aber rund 35% seiner Leistung gewinnt ein Leichtwasserreaktor durch Spaltung von Plutoniumkernen, die er während des Betriebes aus nicht spaltbarem Uran 238 durch Neutroneneinfang selbst erzeugt.

Zu den leichtwassergekühlten Reaktoren gehört auch der sowjetische Tschernobyl-Reaktortyp RBMK 1000. In ihm werden die Neutronen jedoch primär nicht durch Wasser moderiert, sondern durch Graphitblöcke. Sie umgeben die Druckröhren, in denen das Kühlwasser an den Brennelementen entlangströmt und dabei teilweise verdampft. Es gibt also keinen Reaktordruckbehälter. Zu dem Störfall 1986 kam es, weil dieser Reaktortyp physikalisch instabil ist. Ein Kühlmittelverlust durch platzende oder verstopfte Druckröhren stoppt die Kettenreaktion, wodurch der Reaktor automatisch abgeschaltet und die Energiefreisetzung sogar noch gesteigert wird. Grund: Wenn - neutronenabsorbierendes - Kühlwasser verlorengeht, stehen mehr Neutronen für Kernspaltungen zur Verfügung, und der Moderator (Graphit) bleibt voll funktionsfähig. Die Kettenreaktion eskaliert also. Auch diese Situation wäre beherrschbar gewesen, hätte nicht die Bedienungsmannschaft haarsträubende Eingriffe in die Regelungs- und Sicherheitstechnik des Kernkraftwerks unternommen [9]. Die radiologischen Auswirkungen sind bis heute nicht richtig aufgearbeitet worden, was nicht zuletzt auf die unruhige politische Situation in den ehemaligen Sowjetrepubliken zurückzuführen ist [10].

 

 

Statt mit Wasser wird der Hochtemperaturreaktor mit Helium gekühlt. Als Moderator wird Graphit verwendet

 

 

 

 

 

Die in Deutschland entwickelte Version des HTR:
Der "Kugelhaufenreaktor"

     Ebenfalls mit Graphit als Moderator, aber mit Heliumgas als Kühlmittel arbeitet der Hochtemperaturreaktor. Während Leichtwasserreaktoren Dampftemperaturen von bis zu 330 Grad Celsius erreichen, bringt es dieser Reaktortyp auf bis zu 950 Grad Celsius und kann deshalb Prozeßdampf zum Beispiel für die Kohlevergasung liefern. Anders als der RBMK 1000 kann der Hochtemperaturreaktor nicht "durchgehen". Im Unterschied zu Wasser absorbiert Helium nämlich keine Neutronen und kann auch nicht vollständig aus dem Kühlkreislauf auslaufen. Ähnlich wie bei Leichtwasserreaktoren führt Kühlmittelverlust zur Selbstabschaltung. Ein Schmelzen der Brennstäbe ist praktisch ausgeschlossen, denn es gibt keine Hüllrohre aus Metall; die Brennstoffpartikel sind in hochtemperaturfestes Graphit eingebettet.

Die deutsche Version des Hochtemperaturreaktors ist der Kugelhaufenreaktor mit tennisballgroßen Brennelementkugeln. Das Helium wird mit Gebläsen von oben nach unten durch den Kugelhaufen geblasen und gibt anschließend seine Wärmeenergie - ähnlich wie das Kühlmittel im Druckwasserreaktor - über Dampferzeuger an den Turbinenkreislauf weiter. Die Kugeln werden kontinuierlich oben zugeführt und unten abgezogen, jede Kugel mehrmals, bis sie als abgebrannt (oder beschädigt) ausgeschieden wird. Die Brennstoffpartikel in diesen Graphitkugeln bestehen beim Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR 300 überwiegend aus Thorium 232. Aus diesen in der Natur reichlich vorhandenen, aber nicht spaltbaren Atomen entsteht im Reaktor durch Einfang eines Neutrons das spaltbare künstliche Uran 233. Dieses äußerst fortschrittliche Reaktorkonzept wurde in Deutschland entwickelt aber dann aus Kostengründen nicht weiterverfolgt. In den letzten Jahren wurde dieses Konzept von Südafrika wieder aufgegriffen, das in Bälde kleine Leistungsmodule (ca. 110 MWe) des HTR anbieten will.

 

 

Magnox-Reaktoren arbeiten mit Natururan und erparen sich so die teure Anreicherung von Uran 235

 

 

 

 

 

Auch Schwerwasserreaktoren verwenden Natururan und können darüber hinaus zum "Erbrüten" von Plutonium genutzt werden

    Die in Großbritannien und Frankreich entwickelten, ebenfalls gasgekühlten Magnox-Reaktoren und deren Weiterentwicklung AGR (Advanced Gas-Cooled Reactor), beides technische Vorläufer des Hochtemperaturreaktors, bilden die dritte Gruppe graphitmoderierter Reaktoren. Beide Typen verwenden Kohlendioxid als Kühlmittel, Magnox-Reaktoren arbeiten mit Natururan, ersparen also die teure Anreicherung des Uran 235 im Brennstoff und erreichen Gastemperaturen von bis zu 400 Grad Celsius. Auf maximal 690 Grad Celsius bringt es der AGR mit leicht angereichertem Uran. Diese Reaktorlinie wird allerdings nicht mehr weiterverfolgt .

Ohne Anreicherung des Brennstoffs kommen auch die Schwerwasserreaktoren aus, weil "schweres" Wasser (enthält statt normalem Wasserstoff dessen schweres Isotop Deuterium) als Moderator vergleichsweise wenig Neutronen absorbiert. Auch als Kühlmittel wird schweres Wasser verwendet, allerdings in einem vom drucklosen, kalten Moderator getrennten Kreislauf, in dem hoher Druck das Sieden verhindert (Prinzip Druckwasserreaktor). Im Unterschied zum kanadischen CANDU-Typ mit liegenden Druckröhren stehen beim deutschen Atucha-Reaktor, der in Argentinien betrieben wird, die Brennelemente in senkrechten Kühlkanälen in einem Druckbehälter. In beiden Typen können die Brennelemente während des Betriebs gewechselt werden. Hiermit kann auch Plutonium erbrütet werden, ohne daß in dem jeweiligen Land die Technik der Isotopenanreicherung verfügbar sein muß.

 

 

 

 

Schnelle Brüter kommen ohne Moderator aus, weil sie mit Plutonium als Spaltstoff arbeiten


Schnelle Reaktoren

     Die Bildung spaltbaren Plutoniums aus nicht spaltbarem Uran 238 läßt sich noch weiter ausnutzen, als dies schon bei den Leichtwasserreaktoren geschieht. Reaktoren, die diesen Prozeß ausnutzen, arbeiten ohne Moderator, weil für solche Kernumwandlungen schnelle Neutronen günstig sind. Zugleich eignen sich schnelle Neutronen zur Spaltung von Plutonium. "Schnelle" Reaktoren verwenden deshalb diesen Spaltstoff. Der schnelle Brüter "erbrütet" sogar mehr spaltbares Material, als er in der gleichen Zeit verbraucht. In diesem Sinn ist die Kernenergie zu den regenerativen Energiequellen zu zählen.

Das Kühlmittel darf bei derartigen Reaktoren die schnellen Neutronen weder nennenswert moderieren noch absorbieren. Deshalb wird für die Kühlung flüssiges Natrium verwendet. Der Kühlkreislauf ist nahezu drucklos, weil Natrium (Siedepunkt 881 Grad Celsius) bei der Betriebstemperatur des Brüters (400 bis 550 Grad Celsius) nicht zum Sieden kommt. Er gibt die Wärme an einen zweiten Natriumkreislauf weiter und erst dieser ist über den Dampferzeuger mit dem Wasser-Dampf-Kreislauf der Turbine in Kontakt.

 

 

 

Natriumgekühlte Brüter begünstigen bei einem Verlust des Kühlmittels die Kettenreaktion

 

 

 

 

Brut- und Hochtemperaturreaktoren erweitern die Möglichkeiten der Kernenergienutzung

Die Brennelemente in der zentralen Spaltzone des Brüters enthalten ein Gemisch aus Natururan und Plutonium, das durch Wiederaufarbeitung abgebrannter Leichtwasserreaktor-Brennelemente gewonnen werden kann. Die Spaltzone wird von dem Brutmantel umgeben, der aus Natururan besteht oder aus Uran 238, das bei der Uran-235-Anreicherung für Leichtwasserreaktoren als Abfall übrigbleibt. Brüter sind also eine technisch sehr sinnvolle Ergänzung zum Betrieb von Leichtwasserreaktoren. Nicht verschwiegen werden sollte, daß natriumgekühlte Brutreaktoren bei Kühlmittelverlust die Kettenreaktion begünstigen; ein Effekt, dem man in der zweiten Generation versucht, durch große Oberfläche (Dosenform und Inselstrukturen) entgegenzuwirken.

    Schnelle Brüter und Hochtemperaturreaktoren werden Fortgeschrittene Reaktoren genannt, weil sie die Möglichkeiten der Kernenergienutzung erweitern; Brutreaktoren können das Uran 60mal besser als Leichtwasserreaktoren ausnutzen und Hochtemperaturreaktoren können Prozeßwärme hoher Temperatur abgeben. Außerdem erschließen sie noch den Energieträger Thorium, dessen Vorräte auf der Welt um etwa 30% größer sind als die des Urans. Fortgeschrittene Reaktoren könnten somit unsere Stromversorgung für unabsehbare Zeit sicherstellen, Wärme zur Raumheizung liefern und nukleare Prozeßwärme für die Erzeugung aller zukünftig interessanten Sekundärenergieträger. So kann man aus Wasser oder fossilen Energieträgern Wasserstoff oder durch Kohlevergasung synthetisches Erdgas gewinnen oder auch Benzin erzeugen.

 

65% aller heute in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke sind Druckwasserreaktoren

 

 

 

 

Entwicklung eines Europäischen Druckwasserreaktors

Innerhalb der genannten acht vorherrschenden Kernkraftwerkstypen ist eindeutig der Druckwasserreaktor der am häufigsten verwendeten. Weltweit sind 65%, das sind 246 Blöcke, Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren ausgestattet. Ein Grund liegt vor allem in der frühzeitigen Standardisierung der Druckwasserreaktoren, insbesondere in Frankreich und in der ehemaligen Sowjetunion. Dies führte zu rascheren und damit zu kostengünstigeren Genehmigungsverfahren sowie zu kürzerer Bauzeit.

     Die Weiterentwicklung der Leichtwasserreaktoren geht im Rahmen einer deutsch-französischen Zusammenarbeit in Richtung eines Europäischen Druckwasserreaktors (EPR, siehe Kapitel 1.). Eine Reihe weiterer europäischer Staaten (zum Beispiel Belgien, Spanien, Großbritannien) haben ihr Interesse an der Entwicklung der EPR bekundet. Ziel der EPR-Entwicklung ist ein 1400 MWe Druckwasserreaktor mit 4 Kreisläufen, der entsprechend den Bedürfnissen des europäischen Verbundnetzes auch im Lastfolgebetrieb gefahren werden kann. Weiters soll der Brennstoffzyklus für hohen Abbrand bis zu 55 000 MWd/t und für Plutoniumrezyklierung optimiert werden. Sicherheitstechnische Verbesserungen sind räumlich konsequent getrennte 4x50% Redundanzen, ein Volldrucksicherheitsbehälter, der auch möglichen Wasserstoffexplosionen standhält sowie weitgehend passive Nach- und Notkühlsysteme, die auch einen bereits geschmolzenen Reaktorkern unter Kontrolle halten. Eine Vorgabe der sicherheitstechnischen Entwicklung ist eine Wahrscheinlichkeit von <10-5/Jahr für Kernschmelzen.

 

 

 

In Österreichs Nachbarstaaten sind gegenwärtig 37 Kernkraftwerke in Betrieb und weitere 4 in Planung


4. Situation Österreichs

     Österreich hat in einer Volksabstimmung 1978 gegen die friedliche Nutzung der Kernenergie entschieden. Damit ist zumindest für absehbare Zeit der Betrieb von Kernkraftwerken in Österreich verboten. In Österreichs unmittelbaren Nachbarstaaten sind allerdings mit 1.Jänner 2003 37 Kernkraftwerke in Betrieb und 4 in Planung. Innerhalb von 100 km von Österreichs Grenzen sind 20 Kernkraftwerke in Betrieb und innerhalb von 150 km weitere 17 (Abb. 3 und Tabelle 2). Diese Kernkraftwerke sind durchwegs Druck- beziehungsweise Siedewasserreaktoren, teils westlicher, teils östlicher Bauart. Betrachtet man nur jene Kernkraftwerke östlicher Bauart, so sind darunter:

2 Blöcke WWER 440/230 (Bohunice)
2 Blöcke WWER 440/213 (Bohunice)
2 Blöcke WWER 440/213 (Mochovce)
4 Blöcke WWER 440/213 (Dukovany)
2 Blöcke WWER 1000/320 (Temelin)
4 Blöcke WWER 440/213 (Paks)

 

 

Die WWER 440/230 Reaktoren weisen nach internationaler Ansicht erhebliche Sicherheitsmängel auf und sollten so bald als möglich außer Betrieb genommen werden

    Die Fachwelt ist sich einig, daß die erste Generation der WWER (WWER 440/230) erhebliche sicherheitstechnische Mängel aufweisen, die mit vernünftigem finanziellen Aufwand nicht behebbar sind. Daher zielen alle internationalen Bestrebungen dahin, diese Anlagen zum frühestmöglichen Zeitpunkt stillzulegen. Man ist sich bewußt, daß ein schwerer Störfall, egal in welchem Kernkraftwerk auch immer, schwerwiegende Folgen für alle Kernkraftwerksbetreiber Europas hat. Daher sind diese Anlagen baldigst außer Betrieb zu nehmen. Die zweite WWER-Generation (WWER 440/213) weist sicherheitstechnisch wesentliche Verbesserungen gegenüber der ersten Generation auf. Diese Anlagen können, sofern sie noch nicht in Betrieb waren, mit westlicher Hilfe nachgerüstet werden, um einen mit westlichen Anlagen vergleichbaren Sicherheitsstandard zu erzielen. Dieses Vorgangsweise wurde bei den zwei Blöcken in Mochovce (Slowakischen Republik) und bei den zwei Blöcken in Temelin (Tschechische Republik) durchgeführt.

Generell sollte daher Österreich den Ersatz von bedenklichen Kernkraftwerken durch nachgerüstete, neue Anlagen nicht verhindern sondern sogar unterstützen. Darüber hinaus könnte Österreich als Staat ohne Kernkraftwerke durchaus Kompetenz bei der sicherheitstechnischen Beurteilung und in technischen Belangen bei Nachrüstungen anbieten.

 

 

 

Bei der Spaltung von 1 kg Uran 235 wird eine Energiemenge frei, die dem Heizwert von 2000 Tonnen Öl entspricht

 

 

 

 

 

Das Toronto-Ziel wird nur durch den vermehrten Einsatz von Kernenergie erreicht werden können


5. Zukünftige Entwicklungen

     Das gesamte Universum und speziell auch die Sonne bezieht ihre Energie aus der Bindungsenergie der Atomkerne. Seit der Entdeckung der Kernspaltung durch Otto Hahn und Fritz Straßmann im Jahr 1939 ist schwer vorstellbar, daß die Menschheit auf eine derartig effiziente Energiequelle verzichten wird. Bei der Spaltung von 1 kg U-235 wird eine Energiemenge von 23 GWh freigesetzt, was dem Heizwert von 2000 Tonnen Öl entspricht. Alle realistischen Energieprognosen sagen daher eine weitere substantielle Zunahme der Kernenergienutzung voraus. Bemerkenswert ist, daß diese Prognose bereits vor 10 Jahren erstellt wurde und die derzeitigen Daten in bezug auf die Kernenergie bis auf die Strichstärke mit den Vorhersagen übereinstimmen.

Neben der Energieeffizienz ist auch festzuhalten, daß durch den Einsatz der Kernenergie der Ausstoß an CO2 um 1,2 Milliarden Tonnen pro Jahr reduziert wird. Das sogenannte Toronto-Ziel, welches eine CO2-Emissionsreduktion um 20% bis zum Jahr 2005 fordert und zu dem sich alle Regierungen bekannt haben, wird nur durch den vermehrten Einsatz von Kernenergie wenigstens annähernd erreicht werden können [11-13]. Selbst ausgesprochene Kernenergiegegner früherer Jahre hat diese Situation zu einem Umdenken veranlaßt. Auf der Klimakonferenz in Berlin [14] wurde unter anderem ermittelt, welchen Beitrag die Kernenergie schon heute zur Verringerung der weltweiten CO2-Emission liefert. Allein in Europa werden 800 Millionen Tonnen CO2 pro Jahr weniger emittiert infolge des Einsatzes von Kernkraftwerken zur Stromproduktion. Darüber hinaus sind in der nachfolgenden Tabelle (Tabelle 3) einige unterschiedliche Energieszenarien und deren Einfluß auf die CO2-Emission in Europa zusammengefaßt.

 

 

Kernenergie kann nicht durch Solar-, Wind- oder andere regenerierbare Energieträger ersetzt werden

 

 

 

 

 

 

Lagerung des radioaktiven Abfalls: ein lösbares Problem?

     Der von manchen Organisationen geforderte Ausstieg aus der Kernenergie bis zum Jahr 2020 würde lediglich eine enorme Zunahme der CO2-Emission allein in Europa zur Folge haben. Es ist auch bei intensivster Anstrengung der Wissenschafter und Techniker nicht möglich, die Kernenergie durch Solar-, Wind- oder anderen regenerierbaren Energieträgern zu ersetzen. Als einzige großtechnische Alternative stehen nur fossile Kraftwerke zur Verfügung. Es ist übrigens interessant festzustellen, daß jene Gruppen, die die Beherrschung der Kernenergie durch Techniker in Frage stellen, gerade den Technikern einen unvoreingenommenen Vertrauensvorschuß zur Lösung der zukünftigen Weltenergieprobleme und der drohenden Klimakatastrophe entgegenbringen. Es erhebt sich hiermit generell die Frage: Sind die Techniker nur für ein Problem (zum Beispiel Klima) kompetent, wogegen für Kernkraftwerke alle anderen Wissenschafter außer die Techniker verantwortungsbewußt agieren?

Als besonderes Problemfeld bei der Nutzung der Kernenergie wird häufig die Lagerung des radioaktiven Abfalls angesprochen. Auch diese Thematik mag sich bald in einem anderen Licht darstellen, zumal die Kernenergie eine der wenigen Techniken ist, bei der der Abfall kontrolliert zurückgehalten und nicht irreversibel an die Umwelt abgegeben wird. Nach der Wiederaufarbeitung sinkt die Toxizität des Abfalls nach 1000 Jahren unter die Toxizität des ursprünglich aus der Erde entnommenen Uranerzes ab, und sollte dieser Zeitraum für die Gesellschaft inakzeptabel sein, so besteht seit einiger Zeit die Möglichkeit der nuklearen Transmutation [16,18]. Dabei können unerwünschte langlebige radioaktive Substanzen durch den Beschuß mit hochenergetischen Protonen in kurzlebige oder stabile Substanzen umgewandelt werden. Es stimmt somit nicht, daß einmal geschaffene radioaktive Substanzen von Menschenhand unbeeinflußbar der nächsten Generation übergeben werden müssen. Wir haben die Möglichkeit, auch diese Problematik zu lösen, wenn wir sie ernstlich auffassen. In Japan befindet sich eine derartige Testanlage in Bau (nähere Informationen: http://j-parc.jp/Transmutation/en/ads.html).

 

 

Kernfusion

    Derzeit fließen die meisten Energieforschungsmittel in die Fusionsforschung, da man durch die Beherrschung der kontrollierten Kernfusion eine praktisch unerschöpfliche Energiequelle zur Verfügung hätte. Am ehesten sollte die Fusion in einem Deuterium-Tritium-Gemisch machbar sein [19]. Die Fusionsenergie von einem Kilogramm dieses Gemisches beträgt 200 GWh. Nach den derzeitigen Vorstellungen kann die Fusionsreaktion nur in einem magnetisch eingeschlossenen Plasma bei etwa 80 Millionen °C oder, im Fall eines Trägheitseinschlusses, unter extremen Drücken - etwa 1000 mal der Festkörperdichte - erreicht werden. Obwohl in den letzten Jahrzehnten eindeutig Fortschritte erzielt werden konnten, ist mit einem Durchbruch nicht vor 40 bis 50 Jahren zu rechnen. Nachdem das radioaktive Tritium eingesetzt werden wird und die entstehenden Neutronen Aktivierungen des Strukturmaterials verursachen, wird die Frage der Beherrschung der radiologischen Probleme weiterhin eine Begleiterin der Kernenergie sein [20].

Nicht Angst, sondern eine rationale Behandlung aller mit der Kernenergie in Zusammenhang stehenden Fragen sollte uns daher in der Zukunft leiten, um die Möglichkeiten dieser Technik zum Wohle der stetig steigenden Weltbevölkerung weiterhin verfügbar zu machen.

(Ausdrucken?)


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Literatur:

[1] H.U. Fabian, H. Teichel: "Der Europäische Druckwasserreaktor (EPR)", Atomwirtschaft (1999), S. 95
[2] World Nuclear Association: "Advanced Reactors" Atomwirtschaft (2003), S. 251
[3] ATW Statistik: "Kernenergie: Weltreport 2002-Auswertung", Atomwirtschaft (2003), S. 339
[4] ATW Statistik: "Kernenergie: Weltreport 2002", Atomwirtschaft (2003) S. 257
[5] ATW Nachrichten, Atomwirtschaft (1993) S. 400
[6] ATW Statistik: "Kernenergie : Weltreport 2002", Atomwirtschaft (2003) S. 258
[7] NUCNET Features 2/03 vom 11.4.2003
[8] H. Rauch, M. Schneeberger: "Grundlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufes". E&M 94 (1977) 70
[9] D.Reichenbach, K. Kotthoff, U. Erven: "Der Tschernobyl-Unfall". Atomwirtschaft, (1996), S. 151
[10] R.Hille: "Strahlenexposition der Bevölkerung um Tschernobyl", Atomwirtschaft (1996), S. 162.
Atomwirtschaft, März 1991, S. 118
[11] L. Echavarri: "Nuclear Energy in Future Sustainable, Competetive Energy Mixes", Atomwirtschaft (2003), S. 18
[12] BMFT-Bericht "Zukunft der Kernenergie". Atomwirtschaft (1993), S. 191
[13] G. Dumsky: "Die Rolle der Kernenergie beim Klimaschutz", Atomwirtschaft (1993), S. 596
[14] Weltklimakonferenz Berlin, 28.März bis 7.April 1995
[15] IAEA Bulletin Vol. 42, No. 2, 2000, S. 31
[16] H. Rauch: "Derzeitige und zukünftige nukleare Energiesysteme". E&M 98 (1981) 139
[17] J.U. Knebel, G. Heusner: "Forschungsarbeiten über Elementumwandlung und beschleunigerbetriebene Systeme im Forschungszentrum Karlrsruhe", Atomwirtschaft (2000), S-350
[18] W. Seifritz: "Skizze eines zukünftigen Neptunium-Brenners". Kerntechnik 56 (1991) 167
[19] Revue Général Nucléaire, A, Juin 1991
[20] W. Gulden, J. Raeder: "Tritium im Fusionsreaktor". Phys. Bl. 46 (1990) 179

 

Abbildung 1:

(c) Atominstitut

 

Tabelle 1:


Prozentueller Anteil der Kernenergie an der Stromproduktion in
einigen Europäischen Ländern
[4]

Litauen 80,3%
Frankreich 76,1%
Belgien 58,2%
Slowakische Rep. 53,6%
Schweden 53,4%
Bulgarien 43,3%
Schweiz 40,3%
Ungarn 39,6%
Slowenien 37,9%

 

Abbildung 2:


Schematische Darstellung verschiedener Reaktortypen [8]
...

(c) Atominstitut

(c) Atominstitut

Sowohl der Druck- als auch Siedewasserreaktor gehören zur Gruppe der Leichtwasserreaktoren, die entsprechend ihres Namens "leichtes", also normales Wasser als Moderator verwenden. Der Unterschied zwischen beiden besteht in der Art der Dampferzeugung zum Antrieb der Turbine. Leichtwasserreaktoren benötigen für ihren Betrieb geringfügig angereichertes Uran 235. Grundsätzlich dient ein Moderator dazu, die beim normalen Spaltprozeß freiwerdenden "schnellen" Neutronen auf eine geringere, "thermische" Geschwindigkeit abzubremsen. Thermische Neutronen sind eher in der Lage, Atomkerne zu spalten als schnelle. Der Moderator dient deshalb als "Neutronenbremse": je mehr abgebremste Neutronen vorhanden sind, desto mehr Kerne werden gespalten, und umso größer ist die dabei frei werdende Energie. Entscheidend ist auch der Anreicherungsgrad des Urans: Je höher der Anteil des Isotops U 235, desto höher die Wahrscheinlichkeit für eine Spaltung.

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Schwerwasserreaktoren arbeiten mit Natururan (kommen daher ohne angereichertes Uran 235 aus) und sog. "schwerem Wasser", das sowohl als Moderator als auch zur Kühlung verwendet wird. Schweres Wasser (D2O, wobei das D für das Wasserstoffisotop Deuterium steht) unterscheidet sich auf den ersten Blick fast gar nicht von gewöhnlichem Wasser und ist auch in diesem enthalten, jedoch kommt auf rund 10.000 Moleküle normalen Wassers nur ein Molekül D2O. Der Vorteil des schweren Wassers besteht darin, daß die Spaltneutronen aus dem Uran beim Aufprall auf den Deuteriumkern viel mehr Geschwindigkeit als beim Zusammenstoß mit gewöhnlichem Wasserstoff verlieren. Dadurch werden entsprechend mehr "thermische" Neutronen erzeugt, welche für den weiteren Spaltprozeß (siehe oben) von besonder Bedeutung sind. Mit Schwerwasserreaktoren kann auch Plutonium erzeugt werden.

Auch der gasgekühlte Reaktor kommt ohne angereichertes Uran 235 aus, verwendet aber statt schwerem Wasser Graphit als Moderator und Kohlendioxid als Kühlmittel. Der GCR bildet den technischen Vorläufer für den Hochtemperaturreaktor.

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Der Hochtemperaturreaktor arbeitet mit Graphit als Moderator und Heliumgas als Kühlmittel. Im Unterschied zu Leichtwasserreaktoren, die Dampftemperaturen von bis zu 330 Grad Celsius erreichen, bringt es dieser Reaktortyp auf ein Maximum von bis zu 950 Grad Celsius und kann deshalb Prozeßdampf zum Beispiel für die Kohlevergasung liefern. Anders als der Reaktor des Tschernobyl-Typs, der ebenfalls mit Graphit als Moderator betrieben wird, ist beim HTR ein Schmelzen der Kernbrennstäbe praktisch ausgeschlossen. Ein Kühlmittelverlust führt bei diesem Typ (und ähnlich wie beim Leichtwasserreaktor) zur Selbstabschaltung.

Der in Deutschland entwickelte Kugelhaufenreaktor benutzt ausnahmsweise nicht Uran, sondern Thorium 232 als Kernbrennstoff, wobei dieses zwar selbst nicht spaltbar ist, durch Einfang eines Neutrons entsteht jedoch das spaltbare künstliche Uran 233. Das Kühlmittel (Helium) wird dabei von oben nach unten durch einen Haufen aus tennisballgroßen Brennelementkugeln geblasen und gibt seine Wärme anschließend über Dampferzeuger an den Turbinenkreislauf weiter.

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Zu den leichtwassergekühlten Reaktoren gehört auch der sowjetische Tschernobyl-Reaktortyp RBMK 1000. In ihm werden die Neutronen jedoch primär nicht durch Wasser moderiert, sondern durch Graphitblöcke. Sie umgeben die Druckröhren, in denen das Kühlwasser an den Brennelementen entlangströmt und dabei teilweise verdampft. Es gibt also keinen Reaktordruckbehälter. Zu dem Störfall 1986 kam es, weil dieser Reaktortyp physikalisch instabil ist. Ein Kühlmittelverlust durch platzende Druckröhren schaltet diesen Reaktor nicht ab, sondern steigert die Energiefreisetzung sogar noch. Grund: Wenn - neutronenabsorbierendes - Kühlwasser verlorengeht, stehen mehr Neutronen für Kernspaltungen zur Verfügung, und der Moderator (Graphit) bleibt voll funktionsfähig. Die Kettenreaktion eskaliert also.

Schnelle Reaktoren (bzw. "Schnelle Brüter") kommen gänzlich ohne Moderator aus, weil sie mit Plutonium als Brennstoff arbeiten. Plutonium besitzt hier den Vorteil, daß auch schnelle Neutronen für den Spaltprozeß genutzt werden können. Das Kühlmittel darf bei derartigen Reaktoren die schnellen Neutronen weder nennenswert moderieren noch absorbieren. Deshalb wird für die Kühlung flüssiges Natrium verwendet.

 

Abbildung 3:


Kernkraftwerke in der näheren Umgebung Österreichs
(Die Zahlen von 1 bis 18 beziehen sich auf den jeweiligen Standort - siehe Tabelle 2 -,
die Zahlen bei den Pfeilen bezeichnen die Entfernungen zur
österreichischen Grenze in Kilometern.)

...

 

Tabelle 2:


Kernkraftwerke in einer Entfernung bis zu 150 km von den Grenzen Österreichs
...

Nummer auf Karte Standort Zahl der Blöcke Reaktorstyp Blockleistung
(Mwe, netto)

1

Biblis 2 DWR 1146,1240
2 Grafenrheinfeld 1 DWR 1235
3 Obrigheim 1 DWR 340
4 Philippsburg 1 SWR 864
5 Neckarwestheim 2 DWR 785, 1269
6 Grundremmingen 2 DWR 1240, 1248
7 Isar 1 DWR 1330
1 SWR 870
8 Fessenheim 2 DWR 2 x 880
9 Leibstadt 1 SWR 990
10 Beznau 2 DWR 2 x 350
11 Gösgen 1 DWR 940
12 Mühleberg 1 SWR 364
13 Temelin 2 WWER 1000/320 2 x 912
14 Dukovany 4 WWER 440/213 4 x 390
15 Bohunice 2 WWER 440/230 2 x 408

2

WWER 440/213 2 x 408
16 Mochovce 2 WWER 440/213 4 x 408
17 Paks 4 WWER 440/213 4 x 433
18 Krsko 1 DWR 632

 

Tabelle 3:


CO2-Einsparpotential bei der Stromerzeugung durch den Einsatz der Kernenergie [15]
...

Jahr

Szenario

CO2-Freisetzung
[in 106 Tonnen/Jahr]

1993 tatsächlich 2100
1993 ohne Einsatz KKW 2900
2010 mit Einsatz KKW 3000
2010 ohne Einsatz KKW 3800
2020 mit Einsatz KKW 3300
2020 ohne Einsatz KKW 4200
2020 Verdoppelung des Nukleareinsatzes 800

...


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