AVES
Pfannenstil
Aktion für
vernünftige Energiepolitik Schweiz (AVES)
Regionalgruppe
Pfannenstil
c/o
Dr. Hans R. Moning AG, Gotthardstrasse 10, 8800 Thalwil
Postkonto 80-10120-3
www.aves-zh.ch
|
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 CO2-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.
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
·
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:
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.
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.
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 50 - 150 MW, 300 - 400 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
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/m3.
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, 7.3.2007, S. 65.
Zahlreiche
Internet-Quellen, u.a.:
http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6967.pdf
http://www.admin.ch/cp/d/425ccb77_1@fwsrvg.html
http://www.ap600.westinghousenuclear.com/A.asp
http://www.americanenergyindependence.com/safenuclear.html
http://www.areva-np.com/scripts/info/publigen/content/templates/show.asp?P=1655&L=DE&SYNC=Y
http://www.bfe.admin.ch/php/modules/publikationen/stream.php?extlang=de&name=de_957766101.pdf
http://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/nuclear-power-plant-world-wide.htm
http://kernenergie-wissen.de/nextgeneration.html
http://www.nei.org/index.asp?catnum=3&catid=706
http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/abwr.html
http://www.nuklearforum.ch/_upl/files/Faktenblatt_EPR_d_farbig.pdf
http://www.uic.com.au/nip16.htm
http://www.uic.com.au/nip77.htm
http://www.westinghousenuclear.com/AP1000/index.shtm
http://de.wikipedia.org/wiki/European_Pressurized_Water_Reactor
http://en.wikipedia.org/wiki/Pebble_bed_reactor
Bildquelle:
T. Schulenberg et al., „Was ist
Generation IV?“, Forschungszentrum Karlsruhe,
Wissenschaftliche Berichte, FZKA
6967, 2004.
http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6967.pdf
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. 2002.
http://gif.inel.gov/roadmap.
Abbildung 1: Gasgekühlter schneller
Reaktor
Abbildung 2: Bleigekühlter schneller
Reaktor
Abbildung 3: Salzschmelze-Reaktor
Abbildung 4: Natriumgekühlter
schneller Reaktor
Abbildung 5: Überkritisch-wassergekühlter Reaktor
Abbildung 6: Höchsttemperaturreaktor
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: www.aves-zh.ch
AVES Schweiz: www.aves.ch