Schnelle Neutronenreaktorsysteme haben das Potenzial, im Vergleich zu bestehenden thermischen Reaktoren 60-mal mehr Energie aus Uran zu gewinnen, und sie tragen zu einer signifikanten Verringerung der Belastung durch radioaktive Abfälle bei. In vielen Ländern, die die Reaktoren und die damit verbundenen Brennstoffkreislauftechnologien aktiv entwickeln, wurden in letzter Zeit große Fortschritte erzielt.
Es war ein flüssigmetallgekühlter schneller Neutronenreaktor, der mit dem Blitz von vier Glühbirnen die Möglichkeit beleuchtete, dass unsere Welt mit Kernenergie betrieben werden könnte. Aber obwohl dieser Pioniermoment am Dez. 20, 1951, im Experimental Breeder Reactor I (EBR I) des Argonne National Laboratory in Idaho, brachte unzählige Durchbrüche hervor, die den Bereich der Kernenergietechnologie exponentiell erweiterten, schnelle Neutronenreaktoren sind kommerziell schwer fassbar geblieben.
1. Der experimentelle Brüterreaktor I (EBR I) läutete eine neue Ära ein, als er als erster Reaktor nutzbare Mengen Strom aus Kernenergie erzeugte. Es hat dieses Kunststück am Dez. 20, 1951, durch Anzünden von vier Glühbirnen. Am nächsten Tag wurde die Leistung von EBR I gesteigert, und von diesem Zeitpunkt an bis zur Stilllegung im Jahr 1964 erzeugte EBR I häufig den gesamten Strom, der für die Stromversorgung des Gebäudes erforderlich war. Quelle: Argonne National Laboratory
In den Jahrzehnten nach dem Durchbruch von Argonne (Abbildung 1)wurde das Konzept, dass ein Kernreaktor mehr Brennstoff „züchten“ könnte, als er verbraucht, schnell zu einem Hauptthema der nationalen Forschung, das von einer Handvoll anderer Länder übernommen wurde, darunter die Sowjetunion, Großbritannien, Frankreich, Deutschland, Japan und Indien. Bis heute wurden nur etwa 20 schnelle Reaktoren betrieben, einige seit den 1950er Jahren, und nur einer hat kommerzielle Kapazität — Frankreichs kommerzieller Prototyp Superphenix mit 1.250 MW, der von 1985 bis 1998 lief, als er aus politischen Gründen geschlossen wurde.
In jüngerer Zeit scheint jedoch aufgrund technischer Fortschritte und wachsender Betriebserfahrung das Interesse an der Schnellreaktortechnologie wieder geweckt worden zu sein. Ende 2016 stellte Russland den BN-800 in seinem Kernkraftwerk Beloyarsk (ein Kraftwerk, das im November 2016 gewonnen wurde) in Betrieb, ein Projekt, das weithin als „leistungsstärkster Schnellbrüterreaktor der Welt“ gilt.“ Mindestens 16 weitere schnelle Reaktorprojekte nähern sich dem Einsatz, angeführt von den USA, Frankreich, Belgien, Rumänien, Russland, China, Südkorea, Indien und Japan. Zwei dieser Projekte – Russlands BN-1200 und Chinas CDFBR—1200 – könnten kommerzielle Projekte sein, wenn sie bis 2030 online gehen.
In der Zwischenzeit kämpft die Welt heute dringlicher als je zuvor mit den Sorgen um Atommüll; Nach Jahren politischer Hetze wurden bei der Lagerung und Entsorgung abgebrannter Brennelemente kaum Fortschritte erzielt. Argonne sagt voraus: „Obwohl derzeit nur sehr wenige in Betrieb sind, werden sie sich letztendlich als entscheidend erweisen, um die weltweite Uran- und Thorium-Energieversorgung auf Zehntausende von Jahren auszudehnen und die langlebige Radiotoxizität von gebrauchten Kernbrennstoffen zu beseitigen.“
Schnelle Reaktoren: Eine andere Rasse
Wie Argonne erklärt, werden Neutronen mit hoher Energie (schnelle Geschwindigkeiten) freigesetzt, wenn ein Atom in einem Kernreaktor „spaltet“ — oder sich in mehrere kleinere Fragmente spaltet. In thermischen Reaktoren, die den Großteil der weltweiten Kernkraftflotte ausmachen, werden die Spaltneutronen durch Kollisionen mit leichten Atomen im Reaktor auf niedrige (thermische) Energien verlangsamt — Wasserstoff im Wasser in wassergekühlten Reaktoren, Deuterium im schweren Wasser in schweren wassergekühlten Reaktoren oder Kohlenstoff im Graphit in gasgekühlten Reaktoren. Die meisten Neutronen in diesen Reaktoren verlangsamen sich auf niedrige Geschwindigkeiten, bevor sie nachfolgende Spaltungen verursachen können, indem sie mit spaltbaren Kernen kollidieren — normalerweise Uran-235 (U-235).
„In einem schnellen Reaktor werden die Spaltneutronen jedoch nicht verlangsamt, sondern verursachen Spaltungen, indem sie mit spaltbaren Kernen bei hoher Energie kollidieren“, sagte das Labor. „Das ist wichtig, weil mehr Neutronen aus Spaltungen freigesetzt werden, die durch hochenergetische Neutronen verursacht werden, als aus Spaltungen, die durch thermische Neutronen verursacht werden.“ Obwohl jede Spaltreaktion in einem Reaktor ein spaltbares Atom zerstört, können spaltbare Atome auch erzeugt werden, wenn ein Neutron in einer Reaktion mit einem fertilen Atom, normalerweise U-238, eingefangen wird.“
Im Wesentlichen, erklärt das Labor, wird in einem schnellen Brüterreaktor zusätzliches U-238 hinzugefügt, so dass mehr spaltbare Atome erzeugt werden, als durch Spaltung zerstört werden. „Dies bedeutet, dass im Wesentlichen das gesamte ursprüngliche Uranerz (99,3% U-238 und 0,7% U-235) als Reaktorbrennstoff in einem schnellen Brüterreaktor verwendet werden kann. Im Gegensatz dazu wird in einem thermischen Reaktor nur etwa 1% des ursprünglichen Urans verbraucht.“ Der Effekt ist, dass ein schneller Reaktor die Uranressourcen der Welt um den Faktor 60 erweitern könnte.
Ein zweiter, bedeutenderer Vorteil ist, dass schnelle Reaktoren „die Materialien (Plutonium, Americium, Curium usw.) durch Spaltung zerstören können.), die verwendeten Kernbrennstoff länger als Hunderte von Jahren radioaktiv machen „, sagte Argonne. „Diese Elemente spalten recht gut, wenn sie mit schnellen Neutronen kollidieren, wohingegen sie viel weniger oder gar nicht spalten, wenn sie mit thermischen Neutronen kollidieren. So funktionieren diese Materialien als Brennstoff in den schnellen Reaktoren, anstatt als Abfallprodukte zu fungieren, wie sie in den thermischen Reaktoren tun. Diese Eigenschaft von schnellen Reaktoren macht das Problem der Entsorgung gebrauchter Brennstoffe viel einfacher, indem die längsten Halbwertszeitteile des Abfalls als Energieressource verwendet werden.“
Die breite Palette der in der Entwicklung befindlichen Technologien
Laut der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEO) ist der potenzielle Schub, den schnelle Reaktorsysteme, die in einem vollständig geschlossenen Kreislauf betrieben werden, für die Effizienz und das Abfallmanagement von Kernbrennstoffen bieten — und ihre Auswirkungen auf die Nachhaltigkeit — weithin anerkannt, und in vielen Ländern wird die aktive Entwicklung von Reaktor-, Kühlmittel-, Brennstoff- und Brennstoffkreislauftechnologien fortgesetzt. Auf einer Konferenz im Juni 2017, die die Agentur für den schnellen Reaktor der Welt und die damit verbundene Brennstoffkreislaufgemeinschaft in Russland veranstaltete (deren Proceedings im vergangenen Dezember veröffentlicht wurden), wurde berichtet, dass eine Vielzahl von Demonstrationsprojekten von klein bis groß untersucht, entworfen und gebaut werden.
Wie Subhash Chandra Chetal, ein ehemaliger Leiter des indischen Indira Gandhi Zentrums für Atomforschung, den Teilnehmern in seiner Eröffnungsrede sagte, ist die Vielfalt der Forschung schwindelerregend. „Die Fast Reactor Community ist sich bewusst, dass es kein perfektes Kühlmittel für schnelle Reaktoren gibt und die Wahl wird von Zeit zu Zeit sowohl innerhalb der einzelnen Länder als auch in internationalen Foren beraten.“Das Generation IV International Forum (GIF), eine Vereinigung, die im Jahr 2000 gegründet wurde, um die Kernenergie in die vierte Generation zu bringen, hat heute 14 Mitgliedsländer und hat fast 100 bestehende Konzepte in vier Kategorien für das schnelle Neutronenspektrum destilliert, von denen es sagt, dass sie „die meisten versprechen.“
2. Ausschlaggebend für Russlands „PRORYV“ — oder „Durchbruch“ —Programm war der Bau eines BN-800-Schnellreaktors, der von Rosatoms Nukleartechnikarm OKBM Afrikantov entworfen wurde und 2006 schließlich als vierte Einheit in Beloyarsk startete. Die Einheit wurde im Dezember 2016 in Betrieb genommen. Mit freundlicher Genehmigung: Rosatom
Natriumgekühlter schneller Reaktor (SFR) mit geschlossenem Brennstoffkreislauf. Das ausgereifteste aller Konzepte, 20 SFR-Prototypen oder Demonstrationen wurden auf der ganzen Welt gebaut, die mehr als 400 Reaktorjahre Betrieb zur Verfügung gestellt haben. Beispiele hierfür sind BN-800 in Beloyarsk 4 (Abbildung 2) in Russland, Indiens FBTR, Frankreichs SuperPhenix und die EBR I und II in den USA.
„Aus den in Betrieb befindlichen schnellen Reaktoren wurden sehr wertvolle Betriebserfahrungen gesammelt, die als Rückmeldung für das zukünftige Design in Bezug auf Material, Designoptionen und Natriumtechnologie dienen“, bemerkte Chetal. Jüngste Tests von Mischoxidmetall- und Carbidbrennstoff haben „hervorragende Ergebnisse“ gezeigt, und der Kraftstoffverbrauch wurde mit der Verbesserung der Kernstrukturmaterialien systematisch erhöht. In der Zwischenzeit „sind die Ursachen für Natriumlecks in verschiedenen Reaktoren aufgrund unzureichender Konstruktionsdetails, Herstellungsmängel, Konstruktionsmaterialien und thermischer Streifen ziemlich gut verstanden und werden in zukünftige Konstruktionen einbezogen.“ In einigen Ländern besteht jedoch immer noch ernsthafte Besorgnis über Natriumlecks, und doppelwandige Rohrleitungen in Sekundärkreisen werden von einigen Designern ausgewählt, um Natriumbrand zu vermeiden“, sagte er.
Bleigekühlter schneller Reaktor (LFR) mit geschlossenem Brennstoffkreislauf. LFRs werden durch geschmolzenes Blei (oder Legierungen auf Bleibasis) gekühlt, was keine schnellen Reaktionen mit Wasser und Luft wie bei SFRs bietet. LFRs arbeiten bei hohen Temperaturen und bei nahezu atmosphärischem Druck, Bedingungen, die aufgrund des sehr hohen Siedepunkts des Kühlmittels (bis zu 1743C) und seines niedrigen Dampfdrucks möglich sind. Das Kühlmittel ist entweder reines Blei oder eine Bleilegierung, am häufigsten die eutektische Mischung aus Blei und Wismut, auch bekannt als LBE. Beispiele hierfür sind der 600-MW-europäische Großreaktor, der russische BREST-300 und ein Mikroreaktor, SSTAR, der eine sehr lange Kernlebensdauer aufweist. Private Unternehmen wie Westinghouse, Hydromine oder LeadCold haben ebenfalls grundlegende LFR-Designs entwickelt.
Gasgekühlter schneller Reaktor (GFR) mit geschlossenem Brennstoffkreislauf. GFRs, die mit Helium gekühlt werden, werden als längerfristige Alternative zu SFR vorgeschlagen. GIF hob die zahlreichen attraktiven Merkmale des innovativen Kernsystems hervor. Es verwendet „ein einphasiges Kühlmittel, das chemisch inert ist, das nicht dissoziiert oder aktiviert wird, transparent ist und während der Kühlmittelleerheitskoeffizient immer noch positiv ist, klein ist und von Doppler-Rückkopplung dominiert wird“, heißt es. Unterdessen hat der Reaktorkern eine verhältnismäßig hohe Leistungsdichte und bietet verbesserte Inspektion und vereinfachte Kühlmittelbehandlung an. Seine hohen Kernaustrittstemperaturen liegen über 750F, aber das „stellt hohe Anforderungen an die Fähigkeit des Brennstoffs, kontinuierlich mit der hohen Leistungsdichte zu arbeiten, die für eine gute Neutronenökonomie in einem schnellen Reaktorkern notwendig ist“, sagte er, ein Nachteil, der robuste Brennstoff- und Strukturanforderungen erfordert. Zu den privaten GFR-Systemen gehört das EM 2-Projekt von General Atomics. Dennoch befindet sich das GFK-Konzept laut GIF noch in der Umsetzungsphase und wird nicht vor 2022 in die Leistungsphase eintreten.
Schmelzsalzreaktor (MSR) mit thermischen und schnellen Neutronenkonzepten mit geschlossenem Brennstoffkreislauf. Das in den 1950er Jahren entwickelte Konzept verwendet geschmolzenes Salz sowohl als Brennstoff als auch als Kühlmittel und Graphit als Moderator. Laut GIF haben diese Arten von flüssigbetriebenen Reaktoren entscheidende Vorteile gegenüber feststoffbetriebenen Systemen. Dazu gehören „Die Möglichkeit der Anpassung der Brennstoffzusammensetzung (fruchtbar / spaltbar) und der Brennstoffaufbereitung ohne Abschaltung des Reaktors; die Möglichkeit, die Schwierigkeiten der Festbrennstoffherstellung / -herstellung mit großen Mengen transuraner Elemente (TRUs) zu überwinden; das Potenzial für eine bessere Ressourcennutzung durch Erreichen hoher Brennstoffverbrennungen (wobei TRUs im flüssigen Brennstoff verbleiben, um eine Spaltung oder Umwandlung in ein spaltbares Element durchzuführen).“ Fast Spectrum MSRs bieten das Beste aus schnellen Reaktor- und Salzschmelztechnologien, einschließlich erweiterter Ressourcennutzung und Abfallminimierung sowie niedrigem Druck, hoher Siedetemperatur und optischer Transparenz.
Beispiele sind das von Frankreich im Rahmen des SMOFAR-Projekts entwickelte 1.400-MWe-MSFR mit einem Thorium-Brennstoffkreislauf und das russische 1.000-MWe-MOSART-Projekt. China untersucht auch einen fluoridsalzgekühlten Hochtemperaturreaktor und einen thoriumschmelzenden fluoridsalzthermischen Reaktor. Der Privatsektor hat inzwischen weltweit mehrere Projekte gestartet. Zu den bemerkenswerten Unternehmen gehören TerraPower, Thorcon, Terrestrial Energy, Flibe Energy, Transatomic Power, Elysium Industries, Alpha Tech Research Corp. und Kairos Power.
GIF stellte jedoch auch fest, dass die Herausforderungen in Forschung und Entwicklung zahlreich sind. „Für die Flüssigbrennstoffoption mit geschlossenem Brennstoffkreislauf befassen sie sich mit den Salzeigenschaften (physikalischen, chemischen und thermodynamischen Eigenschaften) und der Löslichkeit von Aktiniden und Spaltprodukten im Salz; Systemdesign und Sicherheitsanalyse (einschließlich Entwicklung fortschrittlicher neutron- und thermohydraulischer Kopplungsmodelle); Entwicklung fortschrittlicher Materialien (einschließlich Studien zu ihrer Kompatibilität mit geschmolzenen Salzen und ihrem Verhalten unter hohen Neutronenflüssen bei hohen Temperaturen); Verhinderung von Korrosion und Tritiumfreisetzung auf der Grundlage einer ordnungsgemäßen Redoxkontrolle von geschmolzenem Salz; entwicklung effizienter Techniken zur Extraktion gasförmiger Spaltprodukte aus dem Brennstoffsalz durch Heliumblasen; Flussdiagramm der Brennstoffsalzverarbeitung (einschließlich reduktiver Extraktionstests für die Aktinid / Lanthanid-Trennung); und Entwicklung eines Sicherheitsansatzes (und Proliferationsbeständigkeit) für flüssigbetriebene Reaktoren.“ Das Konzept befindet sich noch in einer Machbarkeits- oder Durchführbarkeitsphase, und die Leistungsphase kann erst 2025 beginnen“, hieß es.
The Quest for Better Economics
Während das Verfahren allgemeinen Optimismus hinsichtlich der Zukunft schneller Reaktoren zeigte, erkannten mehrere Redner Herausforderungen an, die den Fortschritt schneller Reaktoren behindern könnten. Die IAEO sagte zum Beispiel: „Um das volle Potenzial schneller Neutronenreaktoren auszuschöpfen und einen echten Durchbruch bei der Nutzung der Kernenergie zu erzielen, müssen die Forschungs- und Technologieentwicklungen die Erfüllung moderner Kriterien der wirtschaftlichen Wettbewerbsfähigkeit, strenge Sicherheitsanforderungen, nachhaltige Entwicklung, Proliferationsresistenz und öffentliche Akzeptanz.“
Laut Chetal wird das Streben nach einer besseren Wirtschaftlichkeit durch einen Mangel an Informationen behindert, da bisher nur SFRs für Demonstrations- und kommerzielle Zwecke gebaut wurden. „Die technologische Durchführbarkeit von SFRs wurde in experimentellen und Demonstrationsreaktoren gut demonstriert. Die wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit von SFR ist jedoch noch nicht bewiesen „, stellte er fest. „Die wahrgenommenen höheren Kosten von SFRs im Vergleich zu hat sein Wachstum behindert. Der wirtschaftliche Vergleich von SFR mit LWR hat starke Verbindungen zu den Urankosten, was derzeit Druck auf SFRs ausübt, nach Wegen und Mitteln zu suchen, um die Kapitalkosten, die Bauzeit und den Kapazitätsfaktor zu verbessern „, sagte er.
Bei einigen russischen Schnellreaktorprojekten könnten bereits erhebliche Verbesserungen erzielt worden sein, schlug E.O. Adamov vor, ein Experte des PRORYV-Projekts von Rosatom. Das föderale Projekt versucht seit 2012, eine technologische Basis für den breit angelegten Einsatz schneller Reaktoren zu schaffen, indem es die Erkenntnisse aus dem Betrieb des BN-800 in Beloyarsk 4 nutzt. Bis heute hat sich herausgestellt, dass der BN-600, ein 1981 gebauter schneller Reaktor (Beloyarsk 3), wirtschaftlich mit der russischen WWER-Technologie vergleichbar ist, wenn er skaliert werden kann. Adamov sagte, Russland wolle nun beweisen, dass der in der Entwicklung befindliche BN-1200 — der sich erheblich von früheren BN—Modellen unterscheidet – mit „den besten Kernkraftwerken für thermische Neutronen“ konkurrieren kann.“ Ein Vergleich zwischen den Energiekosten für schnelle Reaktoren und GUD-Kraftwerken unter russischen Bedingungen hat wichtige Erkenntnisse geliefert“, stellte er fest. Eines ist, dass Kernkraftwerke mit thermischen Reaktoren mit offenem Brennstoffkreislauf „die weitere effiziente Wettbewerbsentwicklung nicht garantieren können.“ Wenn die festgelegten Leistungsanforderungen für BN-1200-Anlagen jedoch erreicht werden, könnten schnelle Reaktoren leicht mit CCGTs und sogar erneuerbaren Quellen konkurrieren“, sagte er.
Indien, das gerade dabei ist, einen viel verspäteten 500-MW-Prototyp-Schnellbrüterreaktor (PFBR) in Kalpakkam in Tamil Nadu in Betrieb zu nehmen, hat inzwischen erkannt, dass die Kosten für Wiederaufbereitungsanlagen für die Zukunft schneller Reaktoren wichtig sein werden. „Die indische Bewertung zeigt, dass es ratsam ist, die Anlage für den schnellen Reaktorbrennstoffkreislauf zur Wiederaufbereitung und Nachfertigung am selben Standort wie der Reaktor anzusiedeln und für mehrere Reaktoren ausgelegt zu sein“, sagte Chetal. „Vor diesem Hintergrund wird am Standort PFBR eine Anlage für den schnellen Reaktorbrennstoffkreislauf gebaut, um die Brennelemente für PFBR und zwei weitere MOX-Reaktoren mit jeweils 600 MW aufzubereiten und neu herzustellen.“
Andere Hürden Für schnelle Reaktoren
Die ersten schnellen Reaktoren ihrer Art stehen ebenfalls vor der umständlichen Herausforderung, rechtzeitig eine Lizenz zu erhalten. Wie mehrere Redner auf der IAEO-Konferenz feststellten, sind nur wenige Experten im regulatorischen Umfeld mit den Herausforderungen schneller Reaktoren vertraut. Ein Mangel an technischem Know-how, das für die Herstellung von Komponenten für schnelle Reaktoranlagen sowie für deren Bau, Inbetriebnahme, Betrieb, Wartung und Stilllegung erforderlich ist, ist ebenso kritisch.
Die Behandlung von Sicherheitsfragen im Zusammenhang mit der Vielzahl der in der Entwicklung befindlichen Systeme ist ebenfalls von entscheidender Bedeutung. Aber auch an dieser Front wurde viel geforscht, speziell in Bezug auf SFR. In Japan zum Beispiel untersuchen Forscher Risiken durch Bewertungsmethoden. China hat einen Sicherheitscode für nominale Bedingungen festgelegt, der auf SFR-Parametern für Zerfallswärme und Natriummetallwechselwirkungen basiert. ASTRID, ein Demonstrations-SFR-Projekt, das Frankreich in Zusammenarbeit mit Japan entwickelt, hat einen Safety Design Guide mit grundlegenden Prinzipien hervorgebracht. Russlands Sicherheitsbewertung des BN-1200 identifizierte unterdessen drei Arten von Unfällen außerhalb des Designs: den Stromausfall (bei dem Pumpen im Primär- und Sekundärkreislauf anhalten und es keine Wasserversorgung gibt); die Einführung der Reaktivität durch Herausziehen von zwei Steuerstäben; und ein Brennelementblockierungsunfall).
Übergreifend all diese Bemühungen ist ein zunehmend kompliziertes Netzwerk internationaler Zusammenarbeit zur Förderung des Informationsaustauschs über Forschung und Entwicklung sowie technisches Fachwissen. Zusammen mit GIF koordiniert die IAEO das 2000 gegründete Internationale Projekt zu innovativen Kernreaktoren und Brennstoffkreisläufen. In der Zwischenzeit entwickelt die Europäische Initiative für nachhaltige Nuklearindustrie ASTRID in Frankreich, ALFRED, ein LFR in Rumänien, und MYRRHA, ein führendes Wismutbestrahlungsprojekt in Belgien. ■
— Sonal Patel ist ein POWER Associate Editor.
