Der Mosel Reaktor. Oder wie man in Deutschland nach 50 Jahren auf den Salzschmelzereaktor zurückkommt

Von Reinhard Storz

Gegenwärtige Situation der Kernenergie in Deutschland

Es ist beschlossen, dass in 2 Jahren die letzten Kernkraftwerke außer Betrieb genommen werden und keine Neuen mehr gebaut werden sollen.

Gegenwärtige Situation weltweit

Ende 2019 waren in 31 Ländern 443 Kernkraftwerke in Betrieb, weitere 54 im Bau und weitere ca. 100 in der Planung. Vom Weltklimarat IPCC wird die Nutzung der Kernenergie als eine wirksame und verfügbare Technologie zur Verminderung der CO2 Emissionen befürwortet. Während man in den vergangenen Jahrzehnten die Leistung der Kernkraftwerke immer weiter steigerte, da größere Anlagen wirtschaftliche Vorteile bieten, geht man gegenwärtig auch einen anderen Weg. 1 Es werden in vielen Ländern Reaktoren mit kleiner oder mittlerer Leistung (englisch Small- and Medium size Reactors SMR) entwickelt, teilweise auch schon gebaut. So die Reaktoren auf der Akademik Lomonossow, einem Schiff welches als schwimmendes Heizkernkraftwerk eine Ortschaft im Osten von Sibirien mit Wärme und Strom versorgt. 2

Die Idee einen Reaktor auf einem Schiff zu installieren ist übrigens nicht neu. Schon im Jahre 1967 wurden Einrichtungen der US Streitkräfte in der Panama Kanal Zone mit 10 MW Strom versorgt, welcher mit einem kleinen Reaktor auf einem im Gatun See verankerten Schiff erzeugt wurde. 3 Diese SMR sind Teil der als Generation IV- Reaktoren bezeichneten Neuentwicklungen. 4 Man verspricht sich davon zahlreiche Vorteile. Beispielsweise:

1) Möglichkeit der Nutzung inhärenter Sicherheit, d.h. eine aktive Notkühlung zur Abfuhr der Nachzerfallswärme ist nicht erforderlich. Eine Kernschmelze kann somit ausgeschlossen werden. Der Aufbau der Anlage wird einfacher und kostengünstiger.

2) In Ländern mit Stromnetzen geringerer Kapazität könnten diese Reaktoren zum Einsatz kommen. Heute übliche Kernkraftwerke mit 1600MW wären für diese Netze dort viel zu groß. Entsprechend dem wachsenden Strombedarf können dann weitere Reaktoren gleicher Leistung hinzu gebaut werden.

3) Die Finanzierung ist einfacher, da zunächst für einen kleinen Reaktor nur eine geringere Menge Kapital gebunden wird.

4) Die geringe Leistung ist mit Anlagen geringerer Abmessungen und Gewichte zu erreichen. Dadurch können viel mehr Bauteile in den Fabriken in Serie hergestellt und dann zur Baustelle transportiert werden. Das spart Kosten und verringert die Montagezeit auf der Baustelle.

In zahlreichen Ländern sind derartige Reaktorkonzepte in der Entwicklung. Reaktoren mit Wasserkühlung, mit Heliumkühlung, mit Natriumkühlung, mit Bleikühlung und auch Salzschmelzereaktorkonzepte gehören dazu.

Was sind Salzschmelzereaktoren?

Flüssigsalzreaktoren (englisch molten salt reactor, MSR) oder Salzschmelzenreaktoren sind Kernreaktoren, in denen der Kernbrennstoff in Form geschmolzenen Salzes vorliegt (beispielsweise Uranchlorid). Bei diesem Reaktortyp ist der Kernbrennstoff in flüssiger Form gleichmäßig im Primärkreislauf des Reaktors verteilt, eine Kernschmelze im klassischen Sinne ist damit ausgeschlossen – der Kern liegt stets im gewollt geschmolzenen Zustand vor.5 Bei diesem Reaktortyp gibt es also keine Brennelemente, in deren Hüllrohre keramische Brennstofftabletten eingeschlossen sind, wie das bei den bislang in Deutschland in Betrieb befindlichen Druck- und Siedewasserreaktoren der Fall ist.

Welche Erfahrungen wurden mit Salzschmelzereaktoren bisher gemacht?

In den USA  untersuchte man ab 1946 die Möglichkeit Flugzeuge mit einem Kernreaktor anzutreiben. In diesem NEPA- Project (Nuclear Energy for the Propulsion of Aircraft) wurde dann ein Reaktor gebaut, der 1954 einen Testlauf absolvierte. Der Reaktor war 221 Stunden im kritischen Zustand, davon 74 Stunden im Megawatt-Bereich. Mit Mischungen der Fluoride von Natrium, Zirconium und Uran (53:41:6 Mol-%) befüllt, erreichte er Höchsttemperaturen von 860 °C und eine thermische Leistung von ungefähr 2,5 MW. Als Moderator und Neutronenreflektor diente Berylliumoxid, mit einem zusätzlichen Kühlkreislauf mit flüssigem Natrium für den Reflektor. Mit der Verfügbarkeit von Interkontinentalraketen wurde die Idee eines nuklear angetriebenen Langstreckenbombers letztlich verworfen. 6

Zwei NEPA-Prototypen am EBR I in Idaho. Bildlizenz: Wtshymanski, Aircraft Reactors Arco ID 2009, CC BY-SA 3.0

Molten Salt Reactor Experiment MSRE

Vergleichbar mit Entwicklung und Bau der ersten Druckwasserreaktoren zur zivilen Energieerzeugung auf Basis der Erfolge mit nukleargetriebenen U-Booten, wurde in den 1960er Jahren mit dem Molten Salt Reactor Experiment an der Nutzbarmachung für die Stromerzeugung geforscht. Der Bau eines Reaktors wurde 1964 abgeschlossen, der Testbetrieb lief von 1965 bis 1969. Innerhalb dieses Zeitraums war das Experiment insgesamt ca. zwei Jahre lang kritisch.

Der Reaktor mit maximal 8 MW thermischer Leistung bestätigte im Prinzip die Realisierbarkeit des Konzeptes. Es gab keinen Generator zur Stromerzeugung; die Wärme wurde über Gebläse an die Umwelt abgegeben. Zudem wurde auch nicht versucht (wie im LFTR geplant), Spaltmaterial zu erbrüten und andere Spaltprodukte als Edelgase zu entfernen. Aber es wurde gezeigt, dass der Reaktorkern über einen längeren Zeitraum mit Temperaturen bis 650 °C betrieben werden kann. Zudem erwies sich die Korrosion der vom Schmelzsalz durchflossenen Bauteile aus der Legierung Hastelloy-N als gering. In einem Abschlussbericht der Atomic Energy Commission von Amerika wurde die Korrosion durch die Schmelzsalze als vernachlässigbar eingestuft. 7

Mit diesem Reaktortyp, zu dem auch Planungsarbeiten für Anlagen mit größerer Leistung durchgeführt wurden, wollte man aus dem, in der Natur in größerer Menge als Uran vorhandenen, aber nicht spaltbaren Thorium 232, das spaltbare Uran 233 erbrüten. Das Programm wurde vom US Energieministerium aufgegeben zugunsten des natriumgekühlten Brutreaktors, mit dem Plutonium 239 aus dem nicht spaltbaren Uran 238 erbrütet werden sollte.

Gegenwärtige Entwicklungsarbeiten für einen Salzschmelzereaktor in Deutschland

In Deutschland wird gegenwärtig der Dual-Fluid-Reaktor (DFR) entwickelt. Der Dual-Fluid-Reaktor ist ein Reaktorkonzept des gemeinnützigen Instituts für Festkörper-Kernphysik (IFK) in Berlin mit dem Ziel, die Vorteile des Flüssigsalzreaktors und der metallgekühlten Reaktoren zu vereinen. Damit sollen die Nachhaltigkeits-, Sicherheits- und Wirtschaftlichkeitsziele der Generation IV erreicht werden. Der Reaktor besitzt nach diesem Konzept einen Kern, in dem ein Brennstoff aus flüssigen Chlorsalzen von Uran und Plutonium zirkuliert, und eine Bleikühlung. Er weist ein hartes Neutronenspektrum auf und nutzt eine kombinierte Online-Hochtemperaturwiederaufarbeitung. Das IFK bewirbt ihn mit herausragenden Sicherheitseigenschaften, extrem niedrigen Kosten sowie der Fähigkeit, hochradioaktiven Abfall wie z. B. Plutonium oder abgebrannte Brennelemente in kurzen Zeiträumen zu vernichten. Bisher (Stand Dezember 2019) gibt es diesen Reaktortyp nur auf dem Papier. 8, 9

Der konzipierte Reaktor hat einen flüssigen Kern (Kernbrennstoff- und Brutstoff-Chlorsalze oder flüssiges Aktinoidenmetall) und Bleikühlung. Er soll ein hartes Neutronenspektrum haben und für eine kombinierte Hochtemperaturwiederaufarbeitung die fraktionierte Destillation/Rektifikation nutzen. Das Institut für Festkörper-Kernphysik (IFK) bewirbt ihn mit herausragenden Sicherheitseigenschaften, extrem niedrigen Kosten sowie der Fähigkeit, Aktinoide wie z. B. Plutonium oder abgebrannten Brennstoff aus Leichtwasserreaktoren in kurzen Zeiträumen zu vernichten. Die übrig bleibenden Abfälle seien nur Spaltprodukte, die innerhalb von 300 Jahren auf eine Radiotoxizität unterhalb der von Natururan abklingen (s. StandAG, Physikalischer Hintergrund), sodass ein geologisches Endlager nicht notwendig sei. Durch die hohe Wärmeleitfähigkeit der flüssigen Metalle kann beim DFR die Nachzerfallswärme vollständig passiv abgeführt werden, was in dieser Hinsicht eine sehr hohe inhärente Sicherheit bedeutet. Im Betrieb soll die Leistungsstabilität durch einen stark negativen Reaktivitätskoeffizienten gesichert sein. 10

Frühere Entwicklungsarbeiten für einen Salzschmelzereaktor in Deutschland

Auch in Deutschland wurde vor 1975 in begrenztem Umfang zu MSR gearbeitet. So gab es an der KFA Jülich (heute Forschungszentrum Jülich) eine Studie zum MSR, um zu klären, ob der MSR sich für ein großangelegtes deutsches Forschungsprojekt eignet. Der damalige wissenschaftlich-technische KFA-Geschäftsführer plädierte zeitweise für den MSR. Der Direktor der Jülicher Reaktorentwicklung Rudolf Schulten verhinderte jedoch erfolgreich die Entwicklung einer Konkurrenztechnologie und propagierte einen alternativen Reaktortyp, den Kugelhaufenreaktor, an dem er selbst forschte; er lehnte den MSR als ein „Greuel ohnegleichen“ ab und bezeichnete es später als eine seiner großen Leistungen, die MSR-Entwicklung in Jülich verhindert zu haben. 11

In dieser Zeit sind die Forschungsergebnisse unter dem Projektnamen MOSEL REAKTOR in Berichten dokumentiert worden, wobei der Bericht 14 aus jüngerer Zeit stammt.  12, 13, 14, 15, 16, 17 Mit dem Dual Fluid Reaktor werden, nach einigen Jahrzehnten Pause, die Arbeiten am Salzschmelzereaktor in Deutschland fortgesetzt. Man muss allerdings darauf hinweisen, dass die gesammelten Erfahrungen in den USA wesentlich umfangreicher sind als in Deutschland.

Andererseits sind für den Dual Fluid Reaktor ein anderes Salzgemisch, eine höhere Betriebstemperatur, eine kontinuierliche Wiederaufarbeitung des Kernbrennstoffs sowie andere metallische- und keramische Werkstoffe an Stellen vorgesehen, an denen beim Molten Salt Reactor Experiment MSRE in Oak Ridge Grafit verwendet wurde. Daher sind die in den USA sowie für den Mosel Reaktor gewonnenen Kenntnisse sowieso nur bedingt übertragbar. Umfangreiche theoretische- und experimentelle Untersuchungen sind erforderlich, bevor dieser Reaktor gebaut und betrieben werden kann. Möglicherweise kann das in internationaler Zusammenarbeit erfolgen, wie das in der Vergangenheit beispielsweise bei der Entwicklung des Hochtemperaturreaktors gemeinsam mit der Schweiz und beim Brutreaktor gemeinsam mit Großbritannien und Frankreich geschah.

Wie gehen die Arbeiten im Ausland weiter?

Über Arbeiten am Salzschmelzereaktor in China sowie über weitere Konzepte wird ebenfalls in Wikipedia berichtet. 18

Die Beschreibung eines Salzschmelzereaktors, der von der dänischen Firma Seaborg angeboten wird, findet man im Internet.19

Die Entwicklung neuartiger Reaktorkonzepte wird in verschiedenen Ländern mit öffentlichen Mitteln unterstützt, so auch in den USA. 20,  21

In Kanada ist man schon einen Schritt weiter. Dort begannen Vorgespräche mit den Behörden zum Genehmigungsverfahren für einen Salzschmelzereaktor. 22

Literatur:

1          Siehe auch Unerwünschte Wahrheiten, Seite 308

2          https://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_Akademik_Lomonossow

3          https://de.qaz.wiki/wiki/MH-1A

4          https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum

5          https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

6          https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

7          https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

8          https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

9          Siehe auch Unerwünschte Wahrheiten, Seite 312

10        https://de.wikipedia.org/wiki/Dual-Fluid-Reaktor

11        https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

12        Jül-0268-RG   Physikalische Stoffwerte von Fluoridsalzschmelzen, spezielle Anwendung auf das MOSEL-Reaktorkonzept von H. W. Vornhusen

13        Jül-0324-RG   Design Concepts for the Core Structure of a MOSEL (Molten Salt Experimental) Reactor by Paul R. Kasten, Uri Gat, S. Schulze Horn and Heinz W. Vornhusen

14        Jül-0422-Heinrichs  Energieübertragung beim MOSEL“ Reaktor von H. Heinrichs

Jül-0487-Metzger Werkstoffe in der Konstruktion des Mosel- Reaktors von G. Metzger

15        Jül-0661-Ali-Khan     Löslichkeit und Korrosionsverhalten von Eisen, Stahl, Molybdän, Niob,   Tantal, Vanadium, Wolfram und Chrom in Bleischmelzen bei höheren Temperaturen.

16        Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic  Energy,  Geneva 1964, A Conf.             28/P/538 Pf538 Federal Republic of Germany. The MOSEL reactor concept By P. R. Kasten·

17        JB-02-R09.pdf  INCINERATION OF TRANSURANIC WASTE IN A MOLTEN SALT REACTOR BASED ON THE THORIUM-URANIUM-233 FUEL CYCLE . Reinhard Koch and Andrey Myasnikov

18        https://de.wikipedia.org/wiki/Flüssigsalzreaktor

19        https://www.seaborg.co/

20        https://www.world-nuclear-news.org/Articles/DOE-selects-advanced-reactor-concepts-for-funding

21        https://newatlas.com/energy/us-doe-advanced-nuclear-reactor-concepts/

22        https://www.atomenergie.ch/de/aktuell/e-bulletin/terrestrial-energy-beginnt-vorabklaerungen-mit-kanadischer-behoerde