Hochtemperaturreaktor

Moderatorkugel aus Graphit für Kugelhaufenreaktoren

Als Hochtemperaturreaktor (HTR) werden Kernreaktoren bezeichnet, die wesentlich höhere Arbeitstemperaturen ermöglichen als andere bekannte Reaktortypen. Erreicht wird dies durch die Verwendung eines gasförmigen Kühlmittels, Graphits als Moderator und keramischer statt metallischer Werkstoffe im Reaktorkern.

Die Bezeichnung Hochtemperaturreaktor wird im Deutschen oft gleichbedeutend mit Kugelhaufenreaktor benutzt. Dieser ist jedoch nur eine von verschiedenen möglichen Bauformen des HTR (siehe unten).

Verschiedene Hochtemperaturreaktoren waren als Prototypen und Versuchsreaktoren jahrelang in Betrieb, jedoch hat sich das Konzept bis heute wegen verschiedener Schwierigkeiten und Pannen im praktischen Betrieb nicht durchgesetzt.

Zweck der höheren Temperatur

Eine möglichst hohe Kühlmittelaustrittstemperatur (also die Temperatur, mit der das Kühlmittel den Reaktorkern verlässt) ist aus zwei Gründen erwünscht:

• Falls der Reaktor zur Stromerzeugung dient, macht eine höhere Kühlmittelaustrittstemperatur – wie bei jedem anderen Wärmekraftwerk – die Energiegewinnung wirtschaftlicher, da sie bei der Umwandlung der Wärmeleistung in mechanische Leistung einen höheren thermischen Wirkungsgrad ermöglicht.
• Reaktoren mit genügend hoher Kühlmittelaustrittstemperatur können nicht nur zur Stromerzeugung, sondern auch zur Lieferung von Prozesswärme genutzt werden.

Die in der Tabelle genannten Wirkungsgrade sind die theoretischen Maxima. Die technisch erreichten Wirkungsgrade liegen stets tiefer. Der THTR-300 (siehe unten) erreichte knapp 40 %. Reale Wirkungsgrade von Leichtwasserreaktorkraftwerken liegen bei 33 %.

Maximale Kühlmitteltemperaturen^[1] und damit theoretisch erreichbarer Wirkungsgrad (bei 25 °C Umgebungstemperatur)

Reaktortyp	Temperatur (°C)	Carnot-Wirkungsgrad
Siedewasserreaktor	285	47 %
RBMK	285	47 %
CANDU-Reaktor	300	48 %
Druckwasserreaktor	320	50 %
Brutreaktor, natriumgekühlt	550	64 %
Advanced Gas-cooled Reactor	650	68 %
Hochtemperaturreaktor	750	71 %

Ausführung

Kühlmittel

Gas statt einer Flüssigkeit als Kühlmittel verringert sehr wirksam die mechanische Abnutzung und die Korrosion der umströmten Teile. Die bisher bekannt gewordenen HTR-Konstruktionen verwenden das Edelgas Helium.

Helium bietet im Vergleich zu Kohlendioxid (CO₂), das in anderen gasgekühlten Reaktoren verwendet wird, die zusätzlichen Vorteile, dass es nicht chemisch verändert oder zersetzt werden kann und durch Neutronenbestrahlung praktisch nicht aktiviert wird (nur aus dem sehr kleinen Helium-3-Anteil von 0,00014 % entsteht Tritium). Dem stehen als Nachteile gegenüber, dass in reinem Helium die Oxid-Schutzschichten auf Metallen zerstört werden – geringe Mengen an Korrosionsmittel wie Wasserdampf im Helium können dies beheben – und dass Helium als einatomiges Gas sehr leicht durch feste Materialien diffundiert, so dass Dichtigkeit gegen Helium schwer erreichbar ist. Der AVR-Reaktor (siehe unten) verlor 1 % seines Kühlmittels pro Tag, für neuere Reaktoren rechnet man mit 0,3 % pro Tag.

Brennstoff, Moderator und Strukturmaterial

Der Kernbrennstoff wird in Form von coated particles (siehe Pac-Kügelchen) verwendet, deren Graphit- und Siliziumcarbid-Hüllen den Austritt von Spaltprodukten verhindern und so die sonst üblichen Brennstabhüllen ersetzen. Die Kügelchen werden mit weiterem Graphit als Strukturmaterial umhüllt. Mit derartigem Brennstoff sind höhere Abbrände als bei anderen Reaktortypen erreichbar^[2]. Der Wegfall der metallischen Hüllrohre verbessert die Neutronenbilanz im Reaktor, denn die Neutronenabsorption in Graphit ist geringer als in den Hüllrohrwerkstoffen^[3].

In manchen Prototyp-HTR enthielten die Brennstoffkügelchen außer Uran auch Thorium. Aus dem Thorium wird durch Neutroneneinfang und anschließende Betazerfälle Uran-233 erbrütet. Das Uran-233 wird zusätzlich zum Uran-235 gespalten und so direkt zur Energiegewinnung mit ausgenutzt; es muss nicht erst, wie das Plutonium bei den Uran-Plutonium-Brutreaktoren, durch eine Wiederaufarbeitung aus dem gebrauchten Brennstoff abgetrennt und in neue Brennelemente eingebracht werden.

$\mathrm{^{232}_{\ 90}Th \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow\ ^{233}_{\ 90}Th \ \xrightarrow [22,2 \ min]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 91}Pa \ \xrightarrow [26,97 \ d]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 92}U}$

Als Moderator und zugleich als Strukturmaterial im Reaktorkern dient Graphit, also reiner Kohlenstoff. Zur Brennelementherstellung werden die Brennstoffkügelchen in eine Masse aus Graphitpulver und Kunstharz eingebracht. Diese wird dann in der gewünschten Form des Brennelements durch Druck verfestigt und das Harz bei hoher Temperatur unter Luftabschluss ebenfalls in Kohlenstoff umgewandelt.

Zwei verschiedene geometrische Formen der Brennelemente sind erprobt worden:

• in Großbritannien und USA prismatische Blöcke,
• in Deutschland tennisballgroße Kugeln, die im Reaktorbehälter eine lose Schüttung bilden (Kugelhaufenreaktor).

Die kleinen Kugel-Brennelemente können während des laufenden Betriebes von oben nachgefüllt und im verbrauchten Zustand unten entnommen werden. Der Kugelhaufenreaktor hat dadurch den Sicherheitsvorteil, dass er nicht wie andere Reaktoren mit einem größeren Brennstoffvorrat für z. B. ein ganzes Betriebsjahr beladen werden muss. Wird diese Möglichkeit ausgenutzt, müssen allerdings Zufuhr und Entnahme der Brennelemente ständig funktionieren, damit der Reaktor nicht unterkritisch wird. Ein Nachteil liegt darin, dass Reaktoren mit einer solchen Betriebsweise (ähnlich auch CANDU und RBMK) grundsätzlich zur Erzeugung von waffengeeignetem Plutonium zugleich mit der Stromerzeugung genutzt werden können (siehe unten, Proliferationsgefahr).

Im Betrieb der bisherigen Kugelhaufenreaktoren hat sich die Kugelentnahme als Schwachstelle herausgestellt. Über der Entnahmestelle bildeten sich häufig stabile, gewölbeartige Kugelpackungen, die das "Fließen" der Schüttung verhinderten und so die planmäßige Entnahme unmöglich machten.

Derzeitige Kugelbrennelemente erlauben, wie Auswertungen von AVR-Erfahrungen^[4] sowie Nachuntersuchungen von bestrahlten modernen Brennelementen ^[5] 2008-2010 ergeben haben, nur Nutztemperaturen von unter 750°C, da sonst zu viele radioaktive metallische Spaltprodukte aus den Brennelementen freigesetzt werden. Damit sind die bisher avisierten innovativen Prozesswärmeanwendungen wie Kohlevergasung zur Treibstofferzeugung oder Wasserstofferzeugung durch Wasserspaltung außerhalb der aktuellen Möglichkeiten von Kugelhaufenreaktoren, da sie Nutztemperaturen von ca. 1000°C erfordern. Gleiches gilt für Stromerzeugung mit Helium-Gasturbinen, die nur bei Temperaturen > 850°C Wirkungsgradvorteile bietet. Wichtige Alleinstellungsmerkmale der Kugelhaufentechnologie sind damit in Frage gestellt und der VHTR (Very High Temperature Reactor), der im Rahmen des Generation-IV Nuklearverbunds entwickelt werden sollte, ist in weitere Ferne gerückt. Ob Prozesswärmeanwendungen bei niedrigen Temperaturen (wie z.B. Prozessdampfnutzung zur Ausbeutung von Ölschiefern) mit Kugelhaufenreaktoren wirtschaftlich sein können, ist noch unklar.

Leistungsdichte und Sicherheitseigenschaften

Die Wärmeleistungsdichte im HTR-Kern ist sehr viel geringer als bei herkömmlichen Reaktoren, max. etwa 6 MW/m³ gegenüber beispielsweise 100 MW/m³ bei Druckwasserreaktoren. Dies bedeutet einerseits, dass ein HTR-Kern für eine vorgegebene Reaktorleistung größer ist als ein vergleichbarer Reaktor anderen Typs, so dass die Baukosten entsprechend höher liegen. Andererseits liegt in der geringen Leistungsdichte ein erheblicher Sicherheitsvorteil. Die Wärmekapazität der großen Graphitmasse zusammen mit der Temperaturbeständigkeit von Graphit bewirkt, dass ein HTR sich bei Kühlungsverluststörfällen und Reaktivitätsstörfällen („Leistungsexkursionen“) sehr unempfindlich verhält.^[6] Ein zu schneller Reaktivitätseintrag – z. B. durch sehr schnelles Ausfahren der Steuerstäbe, das sich aber konstruktiv ausschließen lässt – hätte aber auch beim HTR gravierende Folgen wie etwa ein Platzen der Brennelemente durch thermische Spannungen.

Erhebliche Unfallrisiken bestehen durch Lufteinbrüche und Wassereinbrüche (siehe Störfall im AVR Jülich). Ein bei Luftzutritt denkbarer Brand der großen Graphitmenge könnte ähnlich wie bei der Katastrophe von Tschernobyl zur weiträumigen Verteilung gefährlicher Radioaktivitätsmengen führen. Wassereinbrüche können unter Umständen zur Überkritikalität führen, ähnlich wie ein positiver Kühlmittelverlustkoeffizient in Reaktoren mit flüssigem Kühlmittel.^[7][4]

Verbleib des abgebrannten Brennstoffs

Die mechanische, thermische und chemische Beständigkeit der Brennstoffkügelchen und die Dichtheit gegen Austritt von Spaltprodukten hat eine Kehrseite: eine Wiederaufarbeitung der gebrauchten HTR-Brennelemente ist sehr kostspielig. Eine wirtschaftliche Energieversorgung mit HTR setzt also die Entscheidung für die direkte Endlagerung des Atommülls voraus.

Proliferationsgefahr

Speziell beim Kugelhaufenreaktor kann durch geringe Verweildauer des einzelnen Brennelements erreicht werden, dass relativ reines Plutonium-239, also für Kernwaffen geeigneter Brennstoff entsteht. Wird der erhöhte Aufwand der Aufarbeitung in Kauf genommen, kann dieser Reaktortyp also ähnlich den CANDU- und RBMK-Reaktoren ein Proliferationsrisiko darstellen.^[8]

Versuchs- und Prototypanlagen in Europa und den USA

Hochtemperaturreaktor AVR im Forschungszentrum Jülich

In den 1960er Jahren ging der Versuchs-HTR DRAGON in Winfrith, Großbritannien, in Betrieb. Er hatte prismatische Brennelemente und 20 MW Wärmeleistung.

Es folgten vier HTR-Prototypkraftwerke:

• Kernkraftwerk Peach Bottom in USA (prismatische Brennelemente, elektrische Leistung 42 MW),
• AVR in Jülich, Deutschland (Kugelbrennelemente, elektrische Leistung 15 MW)

und in den 1970er Jahren

• Kernkraftwerk Fort St. Vrain in Colorado, USA (prismatische Brennelemente, elektrische Leistung 342 MW)
• Kernkraftwerk THTR-300 in Deutschland (Kugelbrennelemente, elektrische Leistung 300 MW).

Störfälle und Probleme

Hauptartikel: AVR (Jülich)

Beim AVR in Jülich kam es am 13. Mai 1978^[9] zu einem gefährlichen Störfall: infolge eines länger unbemerkten Lecks im Überhitzerteil des Dampferzeugers traten 27,5 t Wasser in den He-Primärkreislauf und damit in den Reaktorkern ein.^[10] Dies ist einer der gefährlichsten Störfälle für einen Hochtemperaturreaktor: wegen des positiven Reaktivitätseffekts des Wassers (Möglichkeit einer prompten Überkritikalität des Reaktors) und der möglichen chemischen Reaktion des Wassers mit dem Graphit können explosionsfähige Gase entstehen. Der Störfall blieb wahrscheinlich nur deshalb ohne schwere Folgen, weil der Kern nur Temperaturen unter 500 °C aufwies und weil das Leck klein blieb.

Im Jahr 1999 wurde entdeckt, dass der AVR-Bodenreflektor, auf dem der Kugelhaufen ruht, im Betrieb zerbrochen war und dass sich einige hundert Brennelemente im entstandenen Riss verklemmt haben.^[11]. Die Brennelemente konnten großenteils nicht entfernt werden.

2008 erschien ein Bericht von Rainer Moormann, Mitarbeiter Forschungszentrum Jülich, in dem die übermäßig starke radioaktive Kontamination des Reaktors auf eine unzureichende Überwachung des Reaktorkerns sowie einen länger andauernden Betrieb bei unzulässig hohen Temperaturen zurückzuführen ist. Dies habe u. a. dazu geführt, dass Spaltprodukte aus den Graphitkugeln austreten konnten. Moormann stellt die Frage, ob das Kugelhaufenprinzip überhaupt machbar bzw. verantwortbar ist: er sieht darin inhärente Probleme von Kugelhaufenreaktoren, nicht nur ein AVR-Problem.^[12][13]

Beim 2008 begonnenen Rückbau der Anlage könnten weitere Erkenntnisse gewonnen werden.

Entwicklung des Kugelhaufenkonzepts

Grundlegende Arbeiten zum Kugelhaufenkonzept stammen von Rudolf Schulten, der sich mit dem Thema als Doktorand von Werner Heisenberg 1950 - 1953 und später in anderen Funktionen bis zu seiner Emeritierung 1989 befasste und damit weltberühmt wurde.

Heute (2011) wird am Kugelhaufen-HTR-Konzept in Deutschland nur noch in kleinem Umfang geforscht: So wird am Forschungszentrum Jülich der Großversuchsstand NACOK zur Untersuchung von Kugelhaufenreaktor-Problemen betrieben ^[14].

Deutsche Forschungszentren und Unternehmen sind oder waren an Projekten in der Volksrepublik China, Südafrika und Indonesien beteiligt, wo die Technik unter dem internationalen Namen PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) bekannt ist. Die Entwicklung geht in Richtung kleinerer, dezentral untergebrachter und angeblich inhärent sicherer Reaktoren. Durch besonders geringe Leistungsdichte sollen Gefahren vermieden werden, und durch die Modularität und den gleichen Aufbau der Kleinreaktoren sollen diese billig in größeren Mengen herstellbar werden. Geringe Leistungsdichte vergrößert jedoch die Entsorgungsprobleme durch das zwangsläufig größere Abfallvolumen.

Die südafrikanische Regierung stellte im September 2010 die Förderung des PBMR vollständig ein, da sich weder Investoren noch Kunden für dieses Kugelhaufenreaktorprojekt finden ließen. Internationale Banken verweigerten Kredite für die Weiterführung des Projektes. Ungelöste technische Probleme und ein gravierender Kostenanstieg hatten mögliche Investoren abgeschreckt. Marktchancen für Kugelhaufenreaktoren in den USA, auf die sich PBMR Ltd konzentrieren wollte, hatten sich verschlechtert. Die Belegschaft von PBMR Ltd. wurde daher von ca. 1000 auf 9 Personen reduziert. Südafrika hat mindestens etwa 1 Mrd € in die PBMR-Entwicklung investiert. Südafrika will im Nuklearbereich bei Bedarf zukünftig auf konventionelle Leichtwasserreaktoren setzen. ^[15]

Entwicklungsarbeiten zu Hochtemperaturreaktoren (in Kugelhaufen- oder anderer Bauweise) werden noch beim MIT, der General Atomics (USA), der Adams Atomic Engines (USA) und der Romaha B. V. (Niederlande) durchgeführt.

2003 gab die chinesische Regierung bekannt, bis zum Jahr 2020 dreißig Kernreaktoren dieses Typs errichten zu wollen. Der Baubeginn eines Prototyp-Kraftwerks (HTR-PM)^[16] mit einer thermischen Leistung von 250 MW war 2008. Betriebsergebnisse des kleinen Kugelhaufenreaktors HTR-10 nahe Peking, der seit 2003 in Betrieb ist, sind Gegenstand zahlreicher Veröffentlichungen.^[17] Aufgrund der Priorisierung des HTR-PM-Projekts ist der HTR-10 gegenwärtig nur unregelmäßig in Betrieb.

Im April 2011 gaben Nuklearwissenschaftler der TU Dresden bekannt, dass es in Polen Überlegungen gibt, an der Grenze zu Deutschland einen Kugelhaufenreaktor zu bauen. Die “Leipziger Volkszeitung” berichtete von Gesprächen zwischen der TU Dresden und polnischen Vertretern. ^[18] Nach polnischen Angaben beziehen sich die Überlegungen allerdings erst auf einen Zeitraum ab 2043.

Es gibt in Deutschland eine HTR-Gemeinschaft, die für Kugelhaufenreaktoren national und international wirbt.^[19]

Einzelnachweise

1. ↑ Kugeler u. Schulten (s. Literaturliste) S. 2
2. ↑ Massimo (s. Literaturliste) S. x
3. ↑ Massimo (s. Literaturliste) S. x
4. ↑ ^{a b} R.Moormann http://www.nuclear-engineering-journal.com/web/amf.asp?url=get_doc_free.asp&bin_id=29317133728-1303&o_id=200804221619-119
5. ↑ http://darwin.bth.rwth-aachen.de/opus3/volltexte/2010/3307/pdf/3307.pdf
6. ↑ Massimo (s. Literaturliste) S. x
7. ↑ R.Moormann http://www.neimagazine.com/story.asp?storyCode=2052589
8. ↑ Armin Tenner, Development of Nuclear Energy (2007) http://www.inesglobal.com/_Conferences/2007/Moscow/Moscow.htm
9. ↑ Zusammenfassender Bericht über Meldepflichtige Ereignisse 1977/1978, Bundesministeriums für Strahlensicherheit
10. ↑ Bericht Safety-Related Experiences With The AVR Reactor K.J. Krüger, G.P. Invens, Arbeitsgemeinschaft Versuchs-Reaktor G.m.b.H.
11. ↑ http://www.wmsym.org/archives/2000/pdf/36/36-5.pdf
12. ↑ http://www.spiegel.de/politik/deutschland/0,1518,637916,00.html
13. ↑ Präsentation Graphite Dust in AVR, Bärbel Schlögl, FZJ, Jülich
14. ↑ s.S. 19 in https://services.nordrheinwestfalendirekt.de/broschuerenservice/download/70495/rz_cef_internet_final.pdf
15. ↑ South Africa cancels PBMR funding http://www.neimagazine.com/story.asp?storyCode=2057624
16. ↑ HTR-PM Project Status and Test Program
17. ↑ Evaluation of high temperature gas cooled reactor performance:Benchmark analysis related to initial testing of the HTTR and HTR-10
18. ↑ contratom.de
19. ↑ Horst Blume: HTR-Forschung 2008 - 2010

Literatur

• Luigi Massimo, Physics of High-Temperature Reactors. Oxford usw.: Pergamon, 1976
• Kurt Kugeler und Rudolf Schulten, Hochtemperaturreaktortechnik. Berlin usw: Springer, 1989
• IAEA, Evaluation of high temperature gas cooled reactor performance: Benchmark analysis related to initial testing of the HTTR and HTR-10, 2003

Siehe auch

Generation IV International Forum

Weblinks

 Wiktionary: Hochtemperaturreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

• Funktionsweise eines grafitmoderierten gasgekühlten Reaktors
• Informationen zum HTR-10 Reaktor, Tsinghua University/China
• Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) der Eskom, Südafrika
• David Fig zum Aufstieg und Zusammenbruch des südafrikanischen Kugelhaufen-HTR: The rise and demise of South Africa’s Pebble Bed Modular Reactor (2010)
• Spiegel Online Politik, Rückbau des Reaktors Jülich: heißer Meiler (24. Juli 2009)