Quelle: Archiv MG - BRD KERNENERGIE ALLGEMEIN - Von der strahlenden Gegenwart
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Das neue Lieblingskind der BRD
DER HOCHTEMPERATURREAKTOR
"Deutsche und Sowjets bauen Hochtemperaturreaktor", tönte es
laut, als Helmut Kohl in Moskau war. Das Lob für diesen Kernreak-
tortyp überschlug sich, und nebenbei erfuhr man auch, daß für ihn
in der Bundesrepublik ein "standortunabhängiges" Genehmigungsver-
fahren läuft.
Bei dem guten Stück handelt es sich nicht nur um die Krone des
Exports, sondern man darf sich auf ihn auch in heimischen Landen
freuen: "Die günstigen Sicherheitseigenschaften des HTR verschaf-
fen diesem System Standortvorteile, da die Bevölkerung selbst im
Falle hypothetischer Störfälle mit extrem niedriger Eintritts-
wahrscheinlichkeit nicht evakuiert werden müßte." (Michaelis,
Handbuch der Kernenergie, Düsseldorf 1986, S. 574) Scheint ja ein
tolles Ding zu sein. Nur, ganz so neu, wie jetzt gerne getan
wird, ist das Prinzip dieses Atomreaktors auch wieder nicht. Er
gehört zur Familie der gasgekühlten und mit Graphit moderierten
Reaktoren, die für ihre "Gutmütigkeit" schon immer bekannt waren;
allerdings galten sie in der BRD als u n w i r t s c h a f t-
l i c h. Also setzte man für das Fortkommen unserer Industrie
auf Risiko und entwickelte den Druckwasserreaktor zu Leistungs-
größen weiter, wie sie sonst niemand auf der Welt baut mit all
dem Gefährdungspotential, das der Hochtemperturreaktor nun
angeblich nicht mehr hat. Ein interessanter Fortschritt, der
jetzt auf uns zukommen soll.
"Die bei Leichtwasserreaktoren so gefürchtete 'Kernschmelze' ist
bei dem Hochtemperaturreaktor ausgeschlossen, da keramisches an-
stelle von metallischem Material für Brennelemente und Kernaufbau
verwendet werden. Bei einem Ausfall des wärmeäbführenden Helium-
gasstroms tritt keine Überhitzung des Reaktorkerns ein. Die Reak-
torleistung geht vielmehr selbsttätig zurück, weil die energie-
liefernde Kettenreaktion aus physikalischen Gründen zum Erliegen
kommt. Der Reaktor schaltet sich gewissermaßen von selber ab. In
der Fachwelt gilt der Hochtemperaturreaktor allgemein als
'gutmütig' auch bei schweren Störfällen." (Süddeutsche Zeitung,
25.10.88)
Die Deutsche Presseagentur "klärt" über den unbekannten Reaktor-
typ "auf". Das kann man so oder so lesen. Entweder: Bei den
Leichtwasserreaktoren im allgemeinen und den Druckwasserreaktoren
im speziellen muß man mit Betriebszuständen rechnen, von denen
meint noch nicht einmal die deutsche Atomindustrie, sie wären
"beherrschbar". Oder aber man kann sich daran erinnern, daß die
Druck- und Siedewasserreaktoren in etwa mit den gleichen Argumen-
ten über den Schellen-König gelobt werden.
Es mag ja durchaus sein, daß ein gasgekühlter Reaktor konstrukti-
onsbedingt V o r t e i l e gegenüber anderen Modellen aufweist.
Das heißt aber auch nur, daß er eben a n d e r e
S t ö r f ä l l e kennt. Z.B. Wassereintritt in den Reaktorkern
mag er gar nicht.
"Gau im HTR
Mittelpunkt des Geschehens wäre hier, daß ein Rohr eines Dampfer-
zeugers platzt und so Wasser in den Reaktor eindringt. Das ein-
dringende Wasser würde Moderatorwirkung entwickeln. D.h. es wür-
den noch zusätzliche Neutronen abgebremst, die zu explosiven Lei-
stungssteigerungen führen würden. Die Sicherheitseinrichtungen
sind auch bei diesem Reaktortyp so, daß ein solcher Fall unter
Kontrolle gehalten wird." (Energie für morgen - Planung von
heute, hgg. Bayerische Landeszentrale für Politische Bildungsar-
beit, München 1978, S. 63)
Klar, daß ein Reaktorbauer für einen solchen Fall "vorsorgt".
Demnächst wird man wahrscheinlich darüber aufgeklärt werden, daß
ein HTR über 6 Dampferzeuger verfügt im Unterschied zu bloß 4
beim Druckwasserreaktor: 50% mehr Sicherheit! Der technische
Grund liegt darin, daß die Dampferzeuger, in denen das Kühlgas
Helium seine Temperatur an den Dampfkreislauf abgibt, mit dem die
Turbine für den Stromgenerator betrieben wird, notorisch undicht
sind. Deswegen werden sie bei einem Reaktor, bei dem der Eintritt
von Wasser einen kritischen Unfall heraufbeschwört, von vornher-
ein kleiner ausgelegt. Mit laufenden Leckagen der Dampferzeuger
wird darüber hinaus gerechnet. Feuchtigkeitsfühler geben darüber
Auskunft, wann der Wasseraustritt nicht mehr tolerierbar ist, und
Gasreinigungsanlagen sorgen dafür, daß die chemischen Reaktions-
produkte, wemn Wasser über heißen Graphit geleitet wird - H2, CO,
CO2 und CH4 (Wasserstoff, Kohlenmonoxid, Kohlendioxid und Methan)
-, als "Verunreinigung" des Kühlgases Helium entfernt werden.
Eintritt von Sauerstoff - z.B. den aus der Luft - kann ein sol-
cher Reaktor auch nicht leiden, wegen der Graphitkugeln, in die
der atomare Brennstoff eingepackt ist. So ist durch ein Spannbe-
toncontainment ebenfalls vorgesorgt, daß es zu einem Graphitbrand
wie in Tschernobyl nicht kommen kann... Alles controlletti!
Ein wenig Betriebspraxis kann der Thorium-HTR in Hamm-Uentrop be-
reits aufweisen und damit auch einschlägige Störfälle. Der Brenn-
stoff in der bundesdeutschen Linie der HTRs ist in kugelförmigen
- Graphitelementen untergebracht, die zu einem Kugelhaufen zusam-
mengeschüttet werden. Um die Reaktivität der ablaufenden Kern-
spaltungsprozesse zu regeln, werden in diesen Kugelhaufen Steuer-
stäbe eingefahren, wobei davon ausgegangen wird, daß das immer
problemlos funktioniert, da die Wahrscheinlichkeit, daß eines
dieser Brennelemente dabei zerbricht und der Regelungsstab sich
deswegen verklemmt, extrem unwahrscheinlich sei.
"Bei einer Schnellabschaltung konnten aufgrund eines Bedienungs-
fehlers sieben von 42 Steuerstäben nicht vollständig in den
Brennstoff-Kugelhaufen gefahren werden; sie blieben einen knappen
Meter vor Erreichen der maximalen Einfahrtiefe stecken. Zwar wur-
den die Stäbe, wie vorgesehen, mit Gasdruck zwischen die Brenn-
elemente getrieben, doch im unteren Teil des vier Meter hohen Ku-
gelhaufens war die Spannung zu hoch. Abgesehen von der unzurei-
chenden Abschaltwirkung zerbrach eine große Zahl von Brennelemen-
ten, was zu erheblichen Spaltstoffreisetzungen führte." (Reimar
Paul, Der gefährliche Traum Atomkraft, Frankfurt/M. 1986, S. 58)
An der öffentlichen Darstellung der vorzüglichen Eigenschaften
eines Hochtemperaturreaktors könnten einem die dummdreisten Lügen
auffallen, die schon wieder in die Welt gesetzt werden. "Schaltet
sich gewissermaßen von selber ab." Wie denn? Nur "gewissermaßen"?
Wie sollen sich auch 700 Kilogramm Atombombenrohstoff auf einem
Haufen "von selber" abschalten? Und was soll der Hinweis auf
"keramisches anstelle von metallischem Material" als Versicherung
gegen eine Kernschmelze, wenn Metall noch nicht einmal die norma-
len Betriebstemperaturen in diesem Reaktor aushält? Die Fachwelt
drückt sich da etwas vorsichtiger aus. Unter "gutmütig" versteht
sie, daß im Falle eines Falles mehr Zeit bleibt, geeignete Gegen-
maßnahmen einzuleiten - und die sind wie üblich auch mehrfach
ausgelegt. Dient alles der Sicherheit!
"Charakteristische Störverhalten
Insbesondere bei extrem unwahrscheinlichen, hypothetischen, Stör-
fällen sind das günstige Selbstabschaltverhalten sowie der verzö-
gerte Temperaturanstieg von entscheidendem Einfluß. Das Versagen
der Kühlung kann über längere Zeit durch die Naturkonvektion
überbrückt werden. Auch bei Druckentlastungsstörfällen, bei denen
der Betriebsdruck von 40 bar auf das Druckniveau des Sicherheits-
behälters abfällt, gibt es keine abrupten Temperaturanstiege.
Selbst bei anfänglichem Versagen der Nachwärmeabfuhr können die
Kühlsysteme auch noch mehrere Stunden nach Störfalleintritt in
Betrieb genommen werden, so daß bleibende Schäden an der Reaktor-
anlage vermieden werden. In der Zeit bis zur Inbetriebnahme der
Nachwärmeabfuhr ergeben sich nennenswerte Möglichkeiten zur Repa-
ratur von Nachwärmeabfuhreinrichtungen. Untersuchungen dieses
Störfalltyps zeigen, daß für Zeiträume zwischen 5 und 10h nach
Störfalleintritt Reparaturwahrscheinlichkeiten zwischen 65 und
85% bestehen. Innerhalb dieser Zeit werden lediglich Temperaturen
erreicht, die unterhalb der Versagentemperaturen für die Brenn-
elemente liegen und daher auch nicht zu einer massiven Freiset-
zung von Spaltprodukten führen. Bei längerfristigem Ausfall der
Nachwärmeabfuhr kommt es durch die Nachwärmeproduktion zu einer
weiteren langsamen Temperaturerhöhung. Bis zu Temperaturen von
etwa 2400°C treten keine Zerstörungen der den Brennstoff enthal-
tenden coated particles auf. Aufheizversuche bis zu diesen Tempe-
raturen wurden mit gutem Erfolg durchgeführt. Erst die Über-
schreitung dieses Versagengrenzwertes der Brennelemente führt zu
einer deutlich verzögerten Freisetzung von Spaltprodukten zu ei-
nem Zeitraum, zu dem kurzlebige Spaltprodukte schon in größeren
Mengen zerfallen sind und nicht mehr zur Strahlenbelastung der
Umgebung beitragen können." (Erwin Münch, Tatsachen über Kern-
energie, Essen 1983, S. 117)
All diese Erwägungen - die im übrigen gar nicht öffentlich durch-
geführt werden; der Bürger bekommt zur neuen Reaktorlinie nur die
Märchen vorgesetzt - betreffen wieder nur das "Störverhalten".
Vom normalen Betrieb ist einmal mehr nicht die Rede. Auch in die-
sem Reaktor werden die Anlagen- und Gebäudeteile verstrahlt, wird
laufend Radioaktivität an die Umwelt abgegeben, z.B. Tritium (mit
einer Halbwertszeit von 12 Jahren), das aus Umwandlung von Li-
thium - einer "Verunreinigung" des Graphits - entsteht und wegen
seiner Moderatorwirkung aus dem Kühlgas entfernt wird. Die abge-
gebenen Werte mögen vielleicht geringer sein als bei einem Druck-
wasserreaktor; das scheint aber nur ein Argument dafür zu sein,
solche Geräte dichter an besiedelte Flächen zu bauen, zur Erzeu-
gung von Fernwärme in Städten unter anderem. Ein bißchen Mut ge-
hört auch bei diesem Reaktortyp dazu und der feste Glaube, daß
man das Problem zerbrechender Brennstoffkugeln, der Normalstör-
falltyp dieser Linie, in den Griff bekommen kann.
Über einen Brennstoffzyklus verfügt der HTR auch. Der THTR in
Hamm wird mit auf 95% angereichertem Uran-235 betrieben und kon-
vertiert während des "Abbrandes" seiner Brennelemente Thorium-232
in Uran-233. Dieses Uran-Isotop ist so gut wie das Isotop 235 und
der interessierende Konversionsprozeß "streckt" damit "unsere
Uranvorräte". Brutreaktor heißt ein solcher "Konverter" nur des-
wegen nicht, weil er nicht m e h r Uran-233 produziert als
Uran-235 in ihn hineingesteckt wurde, nur fast ebensoviel. Einen
industriellen Wiederaufbereitungsprozeß gibt es für diese Brenn-
elemente zur Zeit nicht, möglich ist er natürlich und interessant
obendrein, wegen des Restbestandes an U-235 und U-233 der abge-
brannten Elemente, der jedes Natururan bei weitem übertrifft.
Vorläufig liegt für die Brennelemente nur eine Genehmigung zur
Endlagerung vor, fragt sich nur wo!
Einen Nachteil hat dieser Uran-Thorium-Brennstoff-Kreislauf. We-
gen der Verarbeitung von reinem Waffenuran und der Erbrütung von
Uran-233, das ebenso waffentauglich ist, fällt er unter das Pro-
liferationsabkommen und eignet sich nur bedingt für den Export.
Deshalb hat der Bundestag einen Brennstoffzyklus mit auf "nur 10%
angereichertem Uran" vorgesehen (im Unterschied zu den Leichtwas-
serreaktoren, die mit auf 3% angereichertem Uran arbeiten). Das
ergibt wieder keinen Brüter, sondern einen Konverter von Uran-238
in Plutonium-239, wie in den Leichtwasserreaktoren gehabt. Dieser
Uran-Plutonium-Zyklus hat den Vorteil, daß man sich an die beste-
hende Wiederaufbereitungstechnik anhängen kann... Nach dem glei-
chen Prinzip des Kugelhaufenreaktors läßt sich darüber hinaus ein
schneller Brutreaktor konstruieren. Alles in allem also ein ge-
lungenes Modell für den Ausstieg aus dem laufenden und den Ein-
stieg in den Umstieg ins nächste Jahrtausend.
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Querschnitt durch den Kugelhaufenreaktor"
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Reparaturwahrscheinlichkeit
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