Flüssigsalzreaktor

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Schema eines Flüssigsalzreaktors (hier der Single Fluid MSR)

Flüssigsalzreaktoren (englisch molten salt reactor, MSR) sind Kernreaktoren, bei denen der Kernbrennstoff in Form geschmolzenen Salzes vorliegt und dieses zugleich als Wärmeübertragungsmittel dient (homogener Reaktor). Bei diesem Reaktortyp ist der Kernbrennstoff in flüssiger Form gleichmäßig im Primärkreislauf des Reaktors verteilt. Als Moderator kann Graphit dienen. Der Prototyp des Flüssigsalzreaktors wurde 1954 im Rahmen eines US-amerikanischen Forschungsprojektes gebaut, das das Ziel hatte, einen nuklear getriebenen Langstreckenbomber zu bauen.

Das Entfernen neutronenabsorbierender Spaltprodukte aus dem Reaktor im laufenden Betrieb führt zu einer besseren Neutronenausbeute. Dadurch kann ein Flüssigsalzreaktor theoretisch auch als Brutreaktor betrieben werden und so, einmal mit einer geringen Menge Spaltmaterial wie 235Uran oder 239Plutonium in Gang gesetzt, im Folgenden eventuell ausschließlich mit nicht spaltbaren Nukliden (zum Beispiel 232Thorium) gespeist werden. Im englischen wird dieses Konzept auch Liquid Fluoride Thorium Reactor (LFTR) gesprochen: Lifter, genannt.

Zu den Reaktorkonzepten mit Flüssigsalzkühlung (jedoch im engeren Sinne nicht zu den MSR) gehört der Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor PB-AHTR[1]: Hier handelt es sich im Wesentlichen um einen Kugelhaufenreaktor, jedoch mit Flüssigsalz- statt Heliumkühlung und mit Führung der Brennelemente durch den Core. Der PB-AHTR gilt bei seinen Befürwortern als leichter zu realisieren als der LFTR, da er sich stärker an klassischen Reaktorkonzepten orientiert und durch die Flüssigsalzkühlung einige Nachteile des Kugelhaufenreaktors vermeidet.

Trotz einiger Vorteile von Flüssigsalzreaktoren wurden bis heute nur zwei kleinere Forschungsreaktoren gebaut. Für die kommerzielle Energiegewinnung im großen Stil werden sie – neben fünf anderen Konzepten – allerdings im Rahmen des Generation IV International Forums für zukünftige Kernkraftwerke untersucht. Aufgrund von Sicherheitsproblemen der in diesem Artikel überwiegend diskutierten klassischen thermischen Brüter wurde im Generation IV International Forum mittlerweile allerdings der MSR-Schwerpunkt auf schnelle MSR-Brüter verlagert.

Der MSR/LFTR als Teil einer Thoriumnutzung erhält seit einigen Jahren, insbesondere im angelsächsischen Raum, massive Unterstützung verschiedener Organisationen, während Nuklear- und Energieexperten eher zurückhaltend sind. Einige dieser Befürworter halten den LFTR sogar für die Lösung fast aller Energieprobleme.[2][3][4] Kritiker sprechen dabei von MSR- oder Thorium-Hype[5] oder sogar von Astroturfing[6].

Geschichte[Bearbeiten]

Zwei NEPA-Prototypen am EBR I in Idaho

The Aircraft Reactor Experiment[Bearbeiten]

Die Entwicklung begann mit dem Aircraft Reactor Experiment. Im Rahmen des 1946 von der US Air Force gestarteten NEPA-Programms (Nuclear Energy for the Propulsion of Aircraft) wurde ein Reaktor gebaut, der 1954 einen Testlauf absolvierte. Der Reaktor war 221 Stunden im kritischen Zustand, davon 74 Stunden im Megawatt-Bereich. Mit NaF­-Zirconium­Fluoriden4-UF4 (53-41-6 mol%) befüllt, erreichte er Höchsttemperaturen von 860 °C und eine thermische Leistung von ungefähr 2,5 MW.[7] Als Moderator und Neutronenreflektor diente Berylliumoxid, mit einem zusätzlichen Kühlkreislauf mit flüssigem Natrium für den Reflektor.[8] Mit der Verfügbarkeit von Interkontinentalraketen wurde die Idee eines nuklear angetriebenen Langstreckenbombers letztlich verworfen.

Molten Salt Reactor Experiment MSRE[Bearbeiten]

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.[9] Der Bau eines Reaktors wurde 1964 abgeschlossen, der Testbetrieb lief von 1965 bis 1969. Innerhalb dieses Zeitraums war das Experiment insgesamt ca. 2 Jahre lang kritisch.[10]

Der Reaktor mit maximal 8 MW thermischer Leistung bestätigte im Prinzip die Realisierbarkeit des Konzeptes. Allerdings traten schon in der kurzen Betriebszeit an den Kreislaufwänden größere Korrosion­sschäden durch die Salz/Spaltproduktmischung auf. 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.

Das Experiment bestätigte eine Reihe weiterer Erwartungen: Die Stabilität der Flüssigkeit gegenüber der Strahlung, eine begrenzte (jedoch noch nicht hinreichende) Korrosionsbeständigkeit der Werkstoffe gegenüber der Salzschmelze, das Vorliegen vieler Spaltprodukte in Form nicht­flüchtiger Ion­enverbindungen und die einfache Abtrennbarkeit störender Edelgase (insbesondere 135Xenon, siehe Kontinuierliche Aufbereitung). Als nachteilig erwiesen sich u.a. die trotz Verwendung von isotopen­reinem 7Lithium hohe Tritium­produktion und die starke Kontamination aller Kreislaufwände mit abgelagerten Spaltprodukten.

Als Brennstoffe kamen sowohl 235­Uran als auch 233Uran (aus Thorium in anderen Reaktoren erbrütet) zum Einsatz. Als Moderator diente Graphit.

Wie erst 1994 während des Rückbaus entdeckt wurde, war es zu einem störfallähnlichen Entweichen von größeren Mengen 233Urans aus dem Salz in das Abgassystem des Reaktors gekommen. Die Dekontamination des Abgassystems erwies sich dementsprechend als extrem aufwändig.[11] Da etwa 5 % des MSRE-Spaltstoffs in das Aktivkohlefilter des Abgassystems gelangt waren, mussten sogar Studien zur Kritikalität­ssicherheit des Abgassystems während der Sanierungsarbeiten ausgeführt werden.[12] Es wird vermutet, dass Radiolyse von Fluorid zu Fluor geführt hat, welches mit UF4 (Uran(IV)-fluorid) das leicht flüchtige UF6 (Uranhexaflourid) bildete, das dann unplanmäßig in das Abgassystem freigesetzt wurde. Es wird weiterhin vermutet, dass dieser Freisetzungsprozess erst stattfand, als sich das Salz nach Abschaltung des Reaktors in den Speichertanks verfestigt hatte. Dieses würde auf eine nicht ausreichende Stabilität des Salzes mindestens im festen Zustand hindeuten.

Die Ergebnisse des MSRE spielten bei der Bewertung des nachfolgend beschriebenen, geplanten Nachfolgeprojektes MSBR eine große Rolle.[10]

Der "Molten Salt Breeder" im Oak Ridge National Laboratory[Bearbeiten]

Als Ende der 1960er Jahre die Begrenztheit der Weltvorräte an Uran deutlich wurde, wurden verschiedene Reaktordesigns entwickelt, die zusätzlichen Kernbrennstoff „erbrüten“ sollten. In den USA kamen hauptsächlich zwei konkurrierende Konzepte in Frage, die des Natrium -gekühlten „Schnellen Brüters“ (der später auch in Deutschland als Kernkraftwerk Kalkar gebaut wurde), und ein Flüssigsalzreaktor als thermischer Brüter. Im Oak Ridge National Laboratory wurde ein brutfähiges Design für einen 1 Gigawatt "Molten Salt Breeder" (MSBR) entwickelt. Genutzt wurde LithiumfluoridBeryllium­fluorid2–ThF4–UF4 als Brennstoff in einem Single Fluid-Design. Als sekundäres Kühlmittel wurde Natriumfluorid -Natriumberylliumflourid4 vorgesehen.[13] Nach den Berechnungen hätte das Design zusätzlichen Kernbrennstoff erbrüten können.[14] Allerdings zeigen neuere, verfeinerte Berechnungen, dass der MSBR einen positiven Temperaturkoeffizienten der Reaktivität gehabt hätte, und damit aus Sicherheitsgründen kaum akzeptabel gewesen wäre.[15][16]

Die US-Regierung unter Richard Nixon investierte einen erheblich größeren Entwicklungsaufwand in den schon weiter fortgeschrittenen „Schnellen Brüter“ als in den MSBR.[17] Als der Leiter des MSBR-Projekts, Alvin M. Weinberg, vor den (später wirklich eintretenden) explodierenden Kosten und vor allem vor den Gefahren des Konzepts „Schneller Brüter“ und in Teilen auch des Leichtwasserreaktors warnte, wurde ihm nach eigenen Angaben 1973 der Rücktritt nahegelegt und nach einer Evaluierung die Finanzierung "seines" MSBR-Projektes gestoppt.[18][19] Diese MSBR-Evaluierung kam zu dem eher ernüchternden Ergebnis:[10] ...Diese Bewertung hat nochmals die Existenz von größeren technologischen und konstruktiven Problemen bestätigt, die die Verwendbarkeit als zuverlässiger und wirtschaftlicher Brüter für die Elektrizitätsversorger beeinträchtigen... Die bedeutenden Probleme mit dem MSBR sind ihrer Natur nach eher schwierig und in vielerlei Hinsicht spezifisch für dieses Konzept... Falls belastbare Hinweise auf praktikable Lösungen auftauchen, könnte eine Neubewertung...vorgenommen werden. Als Probleme hervorgehoben werden Materialfragen (ausgeprägte Korrosion im MSRE), die erhöhte Tritiumfreisetzung und größere Unsicherheiten in Hinblick auf noch nicht ausreichend getestete Komponenten. Auch andere Arbeiten zum MSR wurden nach dieser Evaluierung deutlich reduziert. Von einigen heutigen LFTR-Befürwortern wird die Evaluierung als manipuliert bezeichnet, was zum Gegenvorwurf der Verschwörungstheorie führte.

Arbeiten in Deutschland[Bearbeiten]

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 die Frage zu klären, ob der MSR sich für ein großangelegtes deutsches Forschungsprojekt eignet. Während der damalige wissenschaftlich-technische KFA-Geschäftsführer zeitweise für den MSR plädierte, lehnte der Direktor der Jülicher Reaktorentwicklung Rudolf Schulten den MSR als ein "Gräuel ohnegleichen" ab und bezeichnete es später als eine seiner großen Leistungen, die MSR-Entwicklung in Jülich verhindert zu haben.[20]

Dual Fluid Reaktor (DFR)[Bearbeiten]

Anleitung: Neutraler Standpunkt Die Neutralität dieses Artikels oder Abschnitts ist umstritten. Eine Begründung steht auf der Diskussionsseite. Weitere Informationen erhältst du hier.

Ein privates deutsches Forschungsinstitut bringt seit 2011 einen Dual Fluid Reaktor mit Flüssigsalzkern (Chloride) und Bleikühlung sowie schnellem Neutronenspektrum und kombinierter Online-Hochtemperaturwiederaufarbeitung in die Diskussion und bewirbt ihn mit herausragenden Sicherheitseigenschaften, extrem niedrigen Kosten sowie der Fähigkeit Atommüll in kurzen Zeiträumen zu vernichten. Es wird behauptet, schnelle Reaktoren wie der DFR könnten innerhalb von 300 Jahren so sogar die natürliche Radioaktivität vermindern.[21][22][23][24] Eine positive Resonanz zum DFR oder eine intensive Beschäftigung mit dem DFR-Konzept ist aus der Fachliteratur bisher nicht ersichtlich.[25]

Neuere Forschung und Entwicklung[Bearbeiten]

MSR-Entwicklung in China[Bearbeiten]

In China werden seit Januar 2011 mehrere Flüssigsalz-Reaktordesigns erforscht und entwickelt. Bislang wird davon ausgegangen, dass es ungefähr 20 Jahre dauert, bis verkaufsfähige Prototypen gebaut und exportiert werden können.[26] Kun Chen von der "Chinese Academy of Sciences" ging von einem funktionsfähigen Forschungs-FSR im Jahr 2015 aus.[27] Der Termin für die Fertigstellung dieses Chinesischen 2 MW MSR wurde mittlerweile jedoch auf 2020 verschoben.[28]

Molten Salt Fast Reactor MSFR[Bearbeiten]

Die Sicherheitsprobleme von größeren MSR bei Nutzung als thermische Thoriumbrüter (s. Temperaturkoeffizient und MSBR) führten seit 2005 zu ersten Entwicklungsarbeiten für "schnelle Brüter" auf MSR-Basis, also MSFR. Diese MSFR haben keinen Graphitmoderator, arbeiten also mit schnellen Neutronen. Der Arbeitsschwerpunkt bei MSR innerhalb des Generation IV Entwicklungsprogramms wurde mittlerweile sogar weitgehend auf MSFR umgestellt,[29] da in der MSR-Entwicklergemeinschaft die Zweifel gewachsen sind, dass die elementaren Sicherheitsprobleme der ursprünglich verfolgten, auf Weinberg zurückgehenden größeren thermischen MSR-Brüter befriedigend gelöst werden können. Ebenso konzentrieren sich die MSR-Arbeiten im Rahmen der Europäischen Sustainable Nuclear Energy Technology Platform mittlerweile auf MSFR.[30] Für MSFR gibt es allerdings keinerlei Betriebserfahrungen und auch theoretische Untersuchungen stehen erst am Anfang. Der MSFR soll nach Entwicklerangaben – anders als der thermische MSR-Brüter – immer einen großen negativen void-Koeffizienten und einen großen negativen Temperaturkoeffizienten haben und damit die Sicherheitsstandards erfüllen.[16]

Fluoride-cooled High-temperature Reactor FHR[Bearbeiten]

Aus den im vorangegangenen Unterabschnitt genannten Gründen wird in Generation IV seit 2008 als weiteres MSR-Projekt der FHR verfolgt, der dem im Anfangskapitel skizzierten PB-AHTR ähnelt.[29] Es handelt sich dabei um ein neues Reaktorkonzept, das kugelförmige Graphit-Brennelemente, flüssiges Salz als Kühlmittel, Sicherheitssysteme von natriumgekühlten schnellen Reaktoren und den Brayton-Kreisprozess miteinander verbindet. Der FHR soll sowohl Elektrizität erzeugen, als auch Prozesswärme für die Industrie bereit stellen.[31][32]

Funktionsweise[Bearbeiten]

Der gesamte Reaktorinhalt, bestehend aus Brennstoff, Kühlflüssigkeit und Spaltprodukten – mit Ausnahme eines eventuell vorhandenen Graphitmoderators –, zirkuliert ständig zwischen Reaktorgefäß und dem ersten Wärmetauscher. Die Salzschmelze ist nur im Reaktorkern kritisch, da nur hier der Graphit-Moderator vorhanden und das Verhältnis von Volumen und Oberfläche groß genug ist. Auf dem Weg durch den ersten Wärmetauscher (der sich wegen der Radioaktivität der Schmelze innerhalb des Reaktorcontainments befindet) ist die Schmelze unterkritisch. Über einen weiteren Kühlkreislauf (ebenfalls mit einem flüssigen Salz) wird die Wärme zum Generator außerhalb des Containments geführt.

Neben der Produktion von Wärme kann ein Flüssigsalzreaktor auch noch zusätzlich als Brutreaktor spaltbares Material produzieren. Mit Thorium als Brutmaterial kann mit thermischen Neutronen in der Theorie genügend 233Uran für den Betrieb des Reaktors erzeugt werden.

Als Brutreaktor gibt es zwei unterschiedliche Konstruktionsprinzipien: Single Fluid (nur ein Flüssigsalz-Kreislauf) und Two Fluid (zwei Kreisläufe).

Single Fluid MSR[Bearbeiten]

Hier gibt es nur einen Salzkreislauf, in dem sowohl Brut- als auch Brennmaterial enthalten sind. Die beiden oben genannten Testreaktoren ARE und MSRE waren kleine Single Fluid MSR, ohne nennenswerte Mengen Brutmaterial.

Flüssigsalzreaktoren brauchen eine deutlich bessere Neutroneneffizienz, um als Brutreaktoren zu funktionieren, und müssten als Single Fluid Design daher deutlich größer sein (z. B. mindestens 1000 MW beim MSBR-Design).[33]

Two Fluid MSR[Bearbeiten]

Im Two Fluid MSR zirkulieren zwei verschiedene Flüssigsalz-Mischungen in getrennten Behältern:

  • In einem inneren Behälter (dem "aktiven Kern") eine an Kernbrennstoff (z. B. 233Uran) reiche Mischung. In diesem Salz findet die Kernspaltung statt.
  • Diesen umschließt ein weiterer Behälter mit einer an Brutmaterial (z. B. 232Thorium) reichen Mischung, genannt "Umhüllungssalz". In diesem Salz wird neuer Brennstoff durch Einfang von Neutronen erzeugt.

Der Wärmetransport zum Generator erfolgt dann ähnlich wie bei dem Single Fluid MSR über getrennte Wärmetauscher für die beiden Salzkreisläufe.

Von beiden Salzmischungen wird kontinuierlich ein Teil in einer an den Reaktor angeschlossenen Anlage aufgearbeitet: Aus dem aktiven Kern werden Spaltprodukte entfernt. Aus dem Umhüllungssalz wird erbrüteter Kernbrennstoff (z. B. 233U) extrahiert und dem aktiven Kern zugeführt.

Der Two Fluid MSR bietet große Vorteile bei der kontinuierlichen Wiederaufarbeitung. Die allermeisten Spaltprodukte fallen im aktiven Kern an, nur zu einem geringen Teil im Umhüllungssalz. Somit entfällt die beim Single Fluid MSR nötige aufwändige Trennung des Brenn- und Brutstoffs von den Spaltprodukten. Auch entsteht die Zwischenstufe 233Pa im Umhüllungssalz, wo sie weniger Neutronen absorbieren kann als im Kern oder einem 1-Fluid Design. Das Umhüllungssalz reduziert außerdem die Zahl der Neutronen, die ungenutzt nach außen verloren gehen. Dadurch sind auch relativ kleine Brutreaktoren möglich.

Das vom Oak Ridge National Laboratory vorgestellte Design eines Two Fluid MSR[34] sah einen Verbund von vier relativ kleinen Reaktoreinheiten von jeweils ca. 3 m Durchmesser und ca. 6 m Länge vor, die pro Einheit ca. 250 MW leisten sollen. Die kleinen Einheiten sollten nach einer Lebensdauer des Graphits von rund 8 Jahren als ganzes ersetzt werden, da ein Austausch des Graphits nicht möglich erschien.

Allerdings gibt es noch erhebliche technische Probleme durch die unterschiedliche thermisch bedingte Ausdehnung des Behältermaterials und des Graphits, sowie deren Wirkung auf Schweißnähte und Verbindungsstellen.

Kontinuierliche Aufbereitung[Bearbeiten]

Leicht­flüchtige Spaltprodukte wie Edelgase verlassen die Reaktorflüssigkeit von selbst oder mit Hilfe einfacher technischer Hilfsmittel, wie z. B. die Erzeugung von Gasblasen in der Schmelze. Besonders hervorzuheben ist das stetige Entfernen von 135Xenon aus dem Reaktor. Das radioaktive 135Xenon bildet sich im Reaktorbetrieb aus einem der häufigsten Spaltprodukte (siehe Xenonvergiftung) und absorbiert seinerseits außerordentlich stark thermische Neutronen. Da es nach dem Abschalten noch einige Zeit weiter entsteht, behindert es vorübergehend (Stunden) das erneute Hochfahren der Leistung. Dieses Problem, das bei herkömmlichen AKW nach jedem Abschalten aus Volllast auftritt, war z. B. am Tschernobyl-Unfall mittelbar beteiligt. Durch das kontinuierliche Entfernen wird im FSR diese Xenonvergiftung verhindert. Das abgetrennte 135Xenon zerfällt dann mit einer Halbwertszeit von 9 h in radioaktives langlebiges 135Caesium, das endgelagert werden muss.

Es ist weiterhin beabsichtigt, kontinuierlich einen kleinen Teil (z. B. 1 – 10 % am Tag) des Reaktorinventars abzuzweigen und in einer an den Reaktor angeschlossenen Wiederaufbereitungsanlage zu bearbeiten. Dabei können die im Flüssigsalz vorhandenen nichtflüchtigen Spaltprodukte, die zu einem Großteil als Fluoride vorliegen, abgetrennt werden. Vorhandener Brennstoff und Brutstoff sowie evtl. Transurane werden mit dem Flüssigsalz in den Reaktor zurückgeleitet. Speziell beim MSFR werden auch Überlegungen zum Einsatz für die Transmutation von langlebigen Nukliden zur Verkleinerung der Endlagerproblematik angestellt; da Transmutation mit Aufarbeitung gekoppelt werden muss, ist ein Reaktor mit integrierter kontinuierlicher Aufarbeitung dabei von Vorteil.[16] Bei den vergleichsweise geringeren Neutronenausbeuten von thermischen MSR-Brütern stößt eine effiziente Transmutation auf Schwierigkeiten.

Die kontinuierliche Wiederaufbereitung hat mehrere Vorteile:

  1. Die Gesamtmasse von Spaltprodukten im Reaktor wird auf einem niedrigen Niveau gehalten. Im Störfall hätte man dementsprechend mit einer geringeren Menge radioaktiven Materials zu kämpfen und folglich auch mit weniger Nachzerfallswärme. Die abgetrennte Aktivität muss aber an anderer Stelle gelagert werden und stellt dort ggf. ein Sicherheitsrisiko dar (vergleichbar den Brennelementlagerbecken in Fukushima).
  2. Man hat eine geringere Menge von Neutronengiften im Reaktor, d. h., die Neutronenausbeute ist höher. Das erleichtert den Betrieb als Brutreaktor, und es erleichtert die Umwandlung von Transuranen in einer eventuellen Transmutationsanlage
  3. Man hat die Möglichkeit, die abgetrennten Spaltprodukte ihren Verwertungsketten (soweit vorhanden) zuzuführen, ehe sie zerfallen.

Nachteilig ist die damit gegebene leichte Abtrennbarkeit von waffenfähigen Spaltstoffen oder deren Vorläufern (z. B. 233Protactinium), wie im Abschnitt Proliferationsrisiken diskutiert wird. Die Sicherheitsrisiken einer kontinuierlichen Wiederaufarbeitung sind zudem noch nicht hinreichend untersucht.

Kosten[Bearbeiten]

Aufgrund der noch nicht abgeschlossenen Entwicklung und fehlenden Erfahrung ist eine Schätzung der Kosten schwierig. 1980 wurde am ORNL für einen Flüssigsalzreaktor mit etwa vergleichbaren Kosten zu einem konventionellen Reaktor gerechnet [35]

Einerseits sinken die Kosten im Vergleich zum LWR durch den geringen Druck und Einsparungen beim weniger aufwendigen Containment. Andererseits ergeben sich aber auch zusätzliche Kosten, unter anderem durch die teureren Materialien für die höheren Temperaturen, das System zur Gasbehandlung und das Auffangen von Tritium. Erschwert wird eine Kostenschätzung auch dadurch, dass die Genehmigungsvorschriften die spezifischen Besonderheiten des Flüssigsalzreaktors noch nicht vorsehen.[35]

Im Falle des Thorium-Zyklus sind die Kosten für den reinen Brennstoff (Thorium) sehr gering, und auch die Kosten für die Herstellung der Brennstäbe entfallen beim Flüssigsalzreaktor. Dafür kommen aber die Kosten für die Abtrennung der Spaltprodukte hinzu. Wegen der noch nicht abgeschlossenen Entwicklung ist hier eine seriöse Kostenschätzung schwierig.

Vorteile[Bearbeiten]

Passive Sicherheit[Bearbeiten]

Wie bei anderen Reaktoren auch, wird ein negativer Temperaturkoeffizient für die Reaktivität angestrebt. Eine Temperaturerhöhung reduziert dann die Leistung und stabilisiert den Reaktor. Nach heutigem Sicherheitsverständnis sind Reaktoren mit effektiv positivem Temperaturkoeffizienten, wie z. B. der Tschernobyl-Reaktor, nicht mehr genehmigungsfähig. Bei geeigneter Auslegung kann mit einem stark negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität und der großen zulässigen Temperaturerhöhung im MSR eine Leistungsexkursion begrenzt werden. Ein stark negativer Temperaturkoeffizient und ein hoher Brutfaktor schließen sich allerdings beim thermischen MSR weitgehend aus.

Zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität gibt es im MSR 3 Beiträge: Eine höhere Temperatur steigert die Wirksamkeit von Neutronenabsorbern wie Thorium. Dies ist ein gewünschter negativer Beitrag zum Temperaturkoeffizienten. Die Erhitzung des Graphit-moderators führt dagegen in der Regel zu einem positiven Beitrag zum Temperaturkoeffizienten, was beim MSBR-Konzept sogar zu einem insgesamt positiven Temperaturkoeffizienten der Reaktivität führte.[16] Durch die thermische Ausdehnung des Salzes nimmt bei steigender Temperatur die Salzmenge im Reaktorkern ab, bzw. der relative Anteil an Moderator zu. Blasen in der Salzschmelze führen zu einem ähnlichen Effekt, der dann den Dampfblasenkoeffizient bestimmt. Gewünscht ist ein negativer Dampfblasenkoeffizient und damit auch ein negativer Beitrag der thermischen Ausdehnung. Für kleine MSR ist dies gegeben – für große Reaktoren bedeutet diese Forderung aber eine Einschränkung für die zulässigen Anteile an Moderator.[36] Mittlerweile wird sogar in Zweifel gezogen, dass ein thermischer MSR-Brüter diesbezüglich ausreichend sicher gebaut werden kann, was zu Entwicklungsarbeiten für schnelle MSR-Brüter führte.[16] Ein thermischer MSR, der weniger Spaltstoff erbrütet als verbraucht (also kein Brüter ist), kann jedoch mit negativem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität und damit ausreichender Sicherheit realisiert werden.

Eine Schmelzsicherung schützt vor den Auswirkungen des Ausfalls der externen Stromversorgung. Im Boden des Reaktorgefäßes befindet sich eine Öffnung. Während des Betriebs wird die Reaktorflüssigkeit aktiv gekühlt und verschließt im festen Aggregatzustand diese Öffnung. Kann die Reaktionswärme nicht abgeführt werden, etwa bei Ausfall der Zirkulationspumpen, schmilzt dieses Salz, und die Reaktorflüssigkeit fließt in Aufbewahrungstanks unterhalb des Reaktors ab. In diesen Tanks findet, bedingt durch die geometrische Form der Tanks und das Fehlen von Moderatormaterial, keine Kettenreaktion mehr statt. Die Form der Tanks ist auch auf die Abfuhr von (Nachzerfalls-)Wärme optimiert und macht eine Kühlung der Reaktorflüssigkeit ohne externe Energiequelle möglich. Die Kombination aus Schmelzsicherung und Aufbewahrungstank führt zum Herunterfahren des Reaktors in einen sicheren Zustand ohne Einwirkung des Personals oder aktiver Sicherheitssysteme und unabhängig von externer Energieversorgung oder Zuführen von Kühlmittel.

Auch falls Rohrleitungen des Primärkreislaufs brechen oder das Reaktorgefäß selbst Schaden nimmt, fließt die Salzschmelze durch Abflüsse am Boden des Reaktorgebäudes in die Aufbewahrungstanks.

Temperatur und Druck[Bearbeiten]

Als Kühlflüssigkeit wird ein Eutektikum eingesetzt. Der im Vergleich zu einem reinen Salz niedrigere Schmelzpunkt erlaubt es, der Kühlflüssigkeit im Wärmetauscher mehr Wärme zu entziehen, ohne ein Erstarren der Schmelze zu riskieren. Der niedrigere Schmelzpunkt ist auch für den reibungslosen Abfluss in die Aufbewahrungstanks und für das Starten des Reaktors von Vorteil. Bei letzterem muss das Salz vor dem Erreichen der Kritikalität durch eine externe Energiequelle geschmolzen werden.

Eine mögliche Reaktorflüssigkeit ist FLiBe, ein Eutektikum aus 50 % Lithiumfluorid und 50 % Berylliumfluorid (siehe en:FLiBe). Die Schmelztemperatur beträgt 459 °C, die Siedetemperatur 1430 °C. Selbst bei einer Temperatur von 1000 °C ist der Dampfdruck noch klein. Der Druck im Salzkreislauf wird durch die Pumpe zum Umwälzen bestimmt, und liegt in der Größenordnung 0,5 MPa, und damit deutlich niedriger als bei einem wassergekühlten Reaktor. Der Reaktorbehälter und die Rohrleitungen des Kühlkreislaufes dürfen daher dünner sein. Das Containment muss nicht darauf ausgelegt werden, große Mengen von Dampf aufzuhalten, die bei Druckverlust nach einem Leck in einem wassergekühlten Reaktor entstehen würden. Im Falle einer Fehlfunktion ist eine chemische Explosion nach derzeitigem Kenntnisstand ausgeschlossen, ebenso gibt es keine großen Mengen an Gas, die am Austritt in die Umgebung gehindert werden müssen.

Je höher die Temperatur des Kühlmediums ist, umso effizienter kann eine Wärmekraftmaschine die Wärme in Arbeit umwandeln. Mit Wasser/Dampfkreisläufen lassen sich Wirkungsgrade von bis zu 42 % bei der höchstzulässigen Temperatur von 550 °C erreichen, mit Gasturbinen oberhalb 900 °C noch höhere Werte. Dies ist zu vergleichen mit 33 %, die in heutigen wassergekühlten Reaktoren erreicht werden. Beschränkt wird die erreichbare Temperatur eines Flüssigsalzreaktors zuerst von den Werkstoffen, aus denen der Reaktor gebaut wird. Das Reaktorgefäß muss korrosionsbeständig sein und dem Neutronenfluss standhalten. Die beiden Testreaktoren (ARE und MSRE) wurden mit 650–850 °C betrieben. Das weist auf ein Potential für Wirkungsgradsteigerungen hin.

Thorium als Brennstoff[Bearbeiten]

Da die Neutronenausbeute relativ groß ist, kann während des Betriebs neues spaltbares Material erbrütet werden. Somit kann nach einer Erstbeschickung mit etwa 235Uran oder 239Plutonium die Kritikalität des Reaktors durch bloße Zugabe des nichtspaltbaren Nuklids 232Thorium aufrechterhalten werden. 232Th wird durch Neutroneneinfang in 233Th umgewandelt; dieses wandelt sich durch Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 22,3 Minuten in 233Protactinium um, das wiederum durch Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 27 Tagen in spaltbares 233U übergeht.

\mathrm{^{232}_{\ 90}Th \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow \ ^{233}_{\ 90}Th \ \xrightarrow[22,3 \ min]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 91}Pa \ \xrightarrow[26,967 \ d]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 92}U}

Dieser Brutprozess wurde bereits Ende der 1980er Jahre im Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor THTR-300 in Deutschland genutzt.[37] Als Brennstoff diente ein Gemisch aus 10 % hochangereichertem 235Uran und 90 % Thorium. Thorium streckt in solchen gemischten Brennstoffen das primäre Spaltmaterial, kann es aber nicht ersetzen.

Beim Einsatz von Thorium fallen im Vergleich zu Uranreaktoren weitaus weniger Transurane an. Dies reduziert die Menge an lange strahlendem Atommüll. Allerdings entsteht aus Thorium in signifikanter Menge über die (n,2n)-Reaktion das langlebige Isotop 231Pa (Halbwertszeit 32.760 a), welches (obwohl kein Transuran) als hochtoxischer α-Strahler für einige hunderttausend Jahre ein sicheres Endlager erfordert. Andere langlebige Actinoide des Thoriumzyklus sind 229Th (7.500 a) und 230Th (75.400 a). Bei Thoriumverwendung ist zwar die Toxizität des langlebigen nuklearen Abfalls deutlich geringer, die Notwendigkeit eines sicheren Langzeitendlagers aber bleibt.[38]

Thorium ist in der Erdkruste 3- bis 5-mal häufiger vorhanden als Uran, insbesondere häufiger als das Isotop 235Uran, welches heute in den meisten Reaktoren eingesetzt wird und nur einen Anteil von 0,7 Prozent am Natururan hat. Thorium würde folglich selbst bei dem erwarteten steigenden Energieverbrauch der Menschheit für lange Zeit (Jahrtausende) verfügbar sein, wenn es in thermischen Brütern eingesetzt wird. Allerdings ist dieser Vorteil beim Einsatz von schon weiter entwickelten "Schnellen Brütern", die aus dem nicht spaltbaren Hauptanteil des Urans, dem 238Uran, ebenfalls zusätzlichen Spaltstoff erbrüten können, in fast ähnlichem Umfang gegeben.

Effizienz[Bearbeiten]

Wie in jedem Brutreaktor kann in einem Flüssigsalzreaktor theoretisch fast der komplette Brutstoff, hier Thorium, zur Energiegewinnung genutzt werden, während in konventionellen Leichtwasserreaktoren nur ein kleiner Prozentsatz des Urans nutzbar ist. Um die gleiche Menge an Energie zu gewinnen, ist in Letzterem etwa 30 mal mehr Uran erforderlich, als es in einem Thorium-Schmelzsalzreaktor oder anderem Brutreaktor der Fall wäre. Allerdings sind die erreichbaren Brutfaktoren im LFTR kleiner als im Schnellen Brüter.

Flüssigsalzreaktoren können theoretisch in geringem Umfang zusätzliches spaltfähiges Material erbrüten oder auch, wie alle Reaktortypen (siehe z. B. MOX), vorhandenes spaltfähiges Material (z. B. aus der Atombombenproduktion) verwenden.

Nachteile[Bearbeiten]

Akzeptanz[Bearbeiten]

Die bestehende Reaktorindustrie bevorzugt unverändert konventionelle Uran-Plutonium-Brennstoffkreislauf-Reaktoren und investiert fast nicht in LFTR. Nach Auffassung von LFTR-Befürwortern ist das darauf zurückzuführen, dass sie nicht nur einen Umdenkprozess durchmachen müsste, sondern auch auf bestehende Einnahmequellen verzichten müsste, etwa bei der Herstellung von Brennstäben. Nach Auffassung von LFTR-Kritikern ist die auffällige Zurückhaltung der Nuklearindustrie beim LFTR in Zweifeln an dessen Machbarkeit begründet.

Betriebliche und Sicherheitsprobleme[Bearbeiten]

Da Spaltstoff und Spaltprodukte ständig aus dem aktiven Core herausgeleitet werden, ist der effektive Anteil an verzögerten Neutronen niedrig, was die Regelbarkeit erheblich verschlechtert.

Die Ablagerung von Spaltprodukten, die in der Salzschmelze wenig löslich sind, auf den Oberflächen des Kreislaufs (plate out) erreicht ein erhebliches Ausmaß[39], und beeinträchtigt Wartungsmöglichkeiten usw.

Eine moderne Sicherheitsbewertung (probabilistische Sicherheitsanalyse PRA/PSA) gibt es für Flüssigsalzreaktoren im Gegensatz zu den meisten anderen Reaktorkonzepten nicht.[40] Von daher müssen positive Sicherheitsaussagen zum LFTR als verfrüht angesehen werden, da sie bestenfalls Teilaspekte abdecken. Nicht untersucht sind beispielsweise die speziellen Sicherheitsaspekte der chemischen Abtrennung von Spaltprodukten, wie es sie in anderen Reaktoren nicht gibt. Das Störfallspektrum des LFTR unterscheidet sich insgesamt ganz wesentlich von demjenigen anderer Reaktortypen.[40] Selbst die Entwicklung von Methoden zur Sicherheitsanalyse von LFTR befindet sich noch in einem sehr frühen Stadium.[41]

In graphitmoderierten LFTR kann es zu positiven Leistungsrückkopplungen mit entsprechendem Störfall­potential kommen.[36] Mit Untersuchungen zu LFTR-spezifischen Kritikalitätsstörfällen durch Auskristallisieren von Kernbrennstoff (loss of fuel solubility event) wurde erst begonnen.[42] Die geringe Löslichkeit von PuF3 im Flüssigsalz dürfte dieses insbesondere bei Plutoniumverwendung zum Problem machen.

Die höhere Temperatur und die chemische Zusammensetzung des geschmolzenen Salzes stellen hohe Anforderungen an die Beständigkeit der verwendeten Materialien. Im Oak Ridge Testreaktor MSRE kam es zu erheblicher Korrosion an metallischen Komponenten durch das Spaltprodukt Tellur. Das Two Fluid-Design (mit getrennten Flüssigsalzkammern) hat noch ungelöste Probleme, die beiden Flüssigkeitskreisläufe dauerhaft zu trennen, denn die Barriere ist hohen Temperaturen, den beiden Salzen und einem hohen Neutronenfluss ausgesetzt, darf dabei aber nur sehr wenige Neutronen absorbieren.

Speziell für das Single Fluid-Design gilt: Graphit als Moderator ist leicht brennbar und im Ernstfall eine mögliche Gefahrenquelle. Auch hat ein Graphit-Moderator eine begrenzte Lebensdauer bzw. Beständigkeit gegen Strahlung. Ein Austausch des Moderators und andere Reparaturen sind wegen der Strahlenbelastung und Kontamination problematisch.

Die Tritium­produktion in LFTR ist wegen des Lithium­gehalts mit 35 PBq/(GWela)[43] etwa 50-mal so groß wie in Druckwasserreaktoren oder in Schnellen Brütern. Wegen der verhältnismäßig hohen Temperaturen diffundiert Tritium zudem relativ leicht durch die Wandungen des Reaktorbehälters. Schon beim MSRE wurde die Tritiumrückhaltung dementsprechend als eines der größten Probleme angesehen.[39] Die unausgereifte Tritiumbehandlung war auch ein wesentliches Argument bei der Ablehnung des MSBR.[10]

Entwicklungsstand[Bearbeiten]

Bislang wurden noch keine Reaktoren in der jetzt konzipierten Leistungsgröße gebaut. Ebenso ist die nötige Wiederaufbereitung noch nicht im größeren Maßstab getestet. Gleiches gilt für den Einsatz von und das Brüten mit Thorium in Flüssigsalzreaktoren. Der insgesamt erforderliche Entwicklungsaufwand wird von Britischen Nuklearexperten als so hoch eingeschätzt, dass noch 40 Jahre bis zur Serienreife eines MSR vergehen dürften.[44][45]

Proliferationsrisiken[Bearbeiten]

Mit Thorium als Brennstoff entsteht im Prozessverlauf auch 233Uran. 233Uran hat eine ähnlich kleine Kritische Masse wie 239Plutonium, aber eine viel kleinere Spontanspaltungsrate als Waffenplutonium, sodass es als optimales Kernwaffen­material gilt.[46] Aus Thorium reines 233U zu gewinnen, das für Kernwaffen gut nutzbar wäre, ist schwierig. Neben 233U entsteht nämlich auch gleichzeitig etwas 232U (unter anderem aus ebenfalls enthaltenem 230Th), und diese beiden Isotope sind fast unmöglich zu trennen. In der Zerfallsreihe von 232U entsteht harte Gammastrahlung. Diese erschwert die Handhabung und schränkt die Verwendung für Kernwaffen nach Meinung vieler Nuklearwissenschaftler erheblich ein.[47][48] Andere wissenschaftliche Analysen weisen jedoch auf ein deutliches Proliferationsrisiko durch 233Uran aus Thorium trotz Präsenz von 232U hin.[46] Auch wird argumentiert, dass mit 232U verunreinigtes 233U zwar für Kernwaffenstaaten unattraktiv ist, keineswegs aber für Staaten oder terroristische Gruppen, die sich illegal Zugang zu Kernwaffen verschaffen wollen, denn die Explosivkraft von 233U wird durch 232U kaum verringert.[49] Schließlich ist anzumerken, dass nicht 232U selbst die störende harte Gammastrahlung verursacht, sondern 208Tl, ein Nuklid in der Zerfallsreihe, welches erst mit deutlicher zeitlicher Verzögerung entsteht. Für die ersten Monate nach der 232U/233U-Abtrennung ist dessen Strahlung deshalb erheblich geringer, was seine Handhabung in dieser Phase erleichtert.[46] Weiterhin bestätigen neuere Untersuchungen die schon früher geäußerte Vermutung, dass speziell bei Thoriumverwendung ein erhebliches Missbrauchspotential besteht: Durch kontinuierliche Abtrennung von 233Pa (Halbwertszeit: 1 Monat) lässt sich im LFTR relativ reines, also 232U-armes, hochwaffenfähiges 233U gewinnen.[50][51] Entsprechendes wäre im U/Pu-Zyklus erheblich schwieriger. Diese Abtrennung von 233Pa ist – aus Gründen eines möglichst effizienten Betriebs – in vielen LFTR-Varianten sogar vorgesehen und wurde im Rahmen der MSBR-Entwicklung im Labormaßstab getestet. Solches 233U ließe sich schon in einer einfachen Kernwaffe im Gun-Design zur Explosion bringen und würde keine komplizierte Implosions­technik wie im Fall von Plutonium erfordern.[46]

Zur Verringerung des Proliferationsrisikos beim MSR wurde schon in den 1970er-Jahren Zumischung von 238U zum Flüssigsalz vorgeschlagen (Denaturierung). Das ist aber bei 233Protactinium-Abtrennung fast unwirksam; es ist nur wirksam, wenn Uran, also 233U/238U aus dem Flüssigsalz isoliert wird, hat aber immer den Nachteil, dass die im Endlager problematischen Transurane aus 238U gebildet werden. Ein entsprechend besser gegen Proliferationsrisiken ausgelegter MSR wurde in den USA 1980 vorgestellt (DMSR): Neben 238U-Zugabe sieht dieses Konzept außer der Edelgasentfernung keine oder nur eine Online-Wiederaufarbeitung von geringer Kapazität vor. Allerdings kann der DMSR nicht als thermischer Brüter betrieben werden, sondern ist neben der Thorium- und 238U-Zufuhr auf ständige 235U-Spaltstoffzugabe angewiesen. Die Spaltstoffzufuhr bliebe jedoch deutlich geringer als in einem konventionellen LWR und die Uranvorräte ließen sich auf diese Weise um den Faktor 3 bis 5 strecken.[52]

Unabhängig vom Thorium stellt die Kombination von Reaktor und Wiederaufarbeitungsanlage, welche im LFTR angedacht ist, zwangsläufig ein großes Proliferationsrisiko dar.

Entsorgung[Bearbeiten]

Das Problem der Behandlung und Entsorgung schwach bis mittelstark verstrahlter Maschinen- und Anlagenteile besteht in ähnlichem Maße wie bei herkömmlichen Uran-Reaktoren; die Menge ist auch hier abhängig vom Design, Lebensdauer der Anlage usw. Als zusätzliche Schwierigkeit bei der Entsorgung ist zu nennen, dass Spaltproduktfluoride nicht als endlagerfähig gelten, also erst in eine endlagerfähige Form aufgearbeitet werden müssen.[39]

Kritische Expertenstudien zu MSR und Thoriumnutzung[Bearbeiten]

Einen Überblick auch zu Nachteilen und Herausforderungen gibt die Literatur von Mathieu und anderen Autoren.[36]

Die staatlichen Britischen National Nuclear Laboratories (NNL) haben seit 2010 im Auftrag der Britischen Regierung mehrere Bewertungen zu Thorium und LFTR abgegeben. Hauptkritikpunkte sind der unausgereifte Charakter dieser Technologien, die weitgehend fehlenden Nachweise für die behaupteten Vorteile und günstigen Eigenschaften, die fehlende Bereitschaft der Nuklearindustrie, diese erforderlichen kostenintensiven Nachweise beizubringen, sowie Zweifel an ökonomischen Vorteilen. NNL hält viele Ansprüche der Thorium/LFTR-Befürworter für weit überzogen und warnt daher vor Euphorie.[53][44][45]

Bereits 2008 hatte ein unter Beteiligung internationaler Experten erstelltes Gutachten für die norwegische Regierung vor großen Hoffnungen bezüglich der Thoriumverwendung gewarnt.[49][54][55]

Weblinks[Bearbeiten]

 Commons: Flüssigsalzreaktoren – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Belege[Bearbeiten]

  1. A MODULAR PEBBLE-BED ADVANCED HIGH TEMPERATURE REACTOR, Bericht University of Berkely (2008), http://pb-ahtr.nuc.berkeley.edu/08-001%20PB-AHTR%20NE170%20Design%20Project%20Rpt.pdf
  2. R.Martin Super-Fuel: Thorium, the Green Energy Source for the Future (2012) http://superfuelbook.com/the-book/
  3. Is Thorium the Biggest Energy Breakthrough Since Fire? Possibly. http://www.forbes.com/sites/williampentland/2011/09/11/is-thorium-the-biggest-energy-breakthrough-since-fire-possibly/
  4. China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium 6. Januar 2013 http://www.telegraph.co.uk/finance/comment/ambroseevans_pritchard/9784044/China-blazes-trail-for-clean-nuclear-power-from-thorium.html In Deutsch: http://www.larsschall.com/2013/01/12/chinesen-bahnen-weg-fur-thorium-nutzung/
  5. http://www.independentaustralia.net/2013/environment/dont-believe-thorium-nuclear-reactor-hype/
  6. http://kevinmeyerson.wordpress.com/2012/04/26/thorium-nuclear-information-resources/
  7. E.S. Bettis et al.: The Aircraft Reactor Experiment-Operation. (PDF) In: Nuclear Science and Engineering. 2, 1957.
  8. E.S. Bettis et al.: The Aircraft Reactor Experiment-Design and Construction. In: Nuclear Science and Engineering. 2, 1957.
  9. P.N. Haubenreich and J.R. Engel: Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment. (PDF, reprint) In: Nuclear Applications and Technology. 8, 1970, S. 118–136.
  10. a b c d U.S. ATOMIC ENERGY COMMISSION, An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor, Wash-1222, Washington, D.C. (September 1972)
  11. B. J. Gilliam et al.: ALARA CONTROLS AND THE RADIOLOGICAL LESSONS LEARNED DURING THE URANIUM FUEL REMOVAL PROJECT AT THE MOLTEN SALT REACTOR EXPERIMENT PROJECT. WM’02 Conference, February 24-28, 2002, Tucson, AZ. http://www.wmsym.org/archives/2002/Proceedings/28c/182.pdf
  12. http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/408664/408664.pdf
  13. M. W. Rosenthal, etal.: The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors. ORNL-4812, August 1972.
  14. http://hal.archives-ouvertes.fr/docs/00/02/55/24/PDF/democrite-00021911.pdf
  15. C. Renault, M. Delpech: The Most Project: Key-Points and Challenges for the Feasibility of Molten Salt Reactors. Proceedings of the ICAPP’05, Seoul, Korea, 15–19 May 2005
  16. a b c d e L. Mathieu et al.: Possible Configurations for the TMSR and advantages of the Fast Non Moderated Version, Nuclear Science and Engineering 161 (2009) 78-89
  17. http://thoriumaustralia.org/tag/nixon/
  18. http://www.amazon.com/First-Nuclear-Era-Times-Technological/dp/1563963582#reader_1563963582 Seite 206-207
  19. http://nucleargreen.blogspot.de/2010/12/alvin-weinbergs-integrity-and-vision.html
  20. Bernd-A. Rusinek: Zwischen Himmel und Erde: Reaktorprojekte der Kernforschungsanlage Jülich (KFA) in den 1970er Jahren. S. 16 http://www.rusinek.eu/wp-content/uploads/2012/02/Reaktorprojekte-der-Kernforschungsanlage-J%C3%BClich-in-den-1970er-Jahren-u.-a.-Weltraumreaktor-ITR-Langfassung.pdf
  21. Dual Fluid Reaktor: Pro & Contra pdf
  22. Webseite des Dual Fluid Reaktors [1]
  23. DFR auf der Webseite des Instituts für Festkörper-Kernphysik. Unten auf der Seite stehen seine Eigenschaften zusammengefasst. [2] (2.7.2014)
  24. Populärwissenschaftlicher Artikel der DFR-Macher auf Science-Skeptical [3]
  25. Wissenschaftliche Suchmaschinen wie Google Scholar oder Metager/wissenschaftliche Quellen ergeben keine Treffer mit positiven Statements zum Dual Fluid Reaktor, außer von den Entwicklern selbst. Stand: 1. März 2014
  26. http://www.theregister.co.uk/2011/02/01/china_thorium_bet/
  27. http://www.youtube.com/watch?v=5UT2yYs5YJs
  28. http://www.the-weinberg-foundation.org/2012/10/30/completion-date-slips-for-chinas-thorium-molten-salt-reactor/
  29. a b https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9359/msr
  30. http://www.snetp.eu/www/snetp/images/stories/Docs-SRA2012/sra_annex-MSRS.pdf
  31. http://canes.mit.edu/sites/default/files/reports/ANP-147_1-2013_FHR-rpt.pdf
  32. http://www.jaif.or.jp/ja/wnu_si_intro/document/2012/1.2-3%20Forsberg,%20Charles_Fluoride-Salt-Cooled%20HTGRs%20for%20Power%20and%20Process%20Heat.pdf
  33. Section 5.3, WASH 1097 "The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors", als PDF verfügbar: Liquid-Halide Reactor Documents Zugriff am 29. April 2012
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  35. a b http://www.ornl.gov/info/reports/1980/3445603575931.pdf , Seite 137
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  38. Rethinking the Thorium Fuel Cycle: An Industrial Point of View, Areva (2007) http://www.torium.se/res/Documents/7367.pdf
  39. a b c C.Forsberg: Molten-Salt-Reactor Technology Gaps. Proceedings of ICAPP‘06 (2006) Paper 6295
  40. a b C.Forsberg, Safety and Licensing Aspects of the Molten Salt Reactor. 2004 American Nuclear Society Annual Meeting, Pittsburgh, Pennsylvania, June 13–17, 2004
  41. Zhangpeng Guo et al., Simulations of unprotected loss of heat sink and combination of events accidents for a molten salt reactor, Annals of Nuclear Energy 53 (2013) 309-19
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  43. G.T. Mays et al. Bericht ORNL/TM-5759, April 1977
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  45. a b http://www.decc.gov.uk/assets/decc/11/meeting-energy-demand/nuclear/6300-comparison-fuel-cycles.pdf
  46. a b c d http://www.princeton.edu/sgs/publications/sgs/pdf/9_1kang.pdf
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  49. a b Thorium Report 2008, Oslo, http://www.regjeringen.no/upload/OED/Rapporter/ThoriumReport2008.pdf
  50. Nuclear energy: Thorium fuel has risks, 6. Dezember 2012 http://www.nature.com/nature/journal/v492/n7427/full/492031a.html
  51. http://phys.org/news/2012-12-thorium-proliferation-nuclear-wonder-fuel.html
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  53. Benefits of thorium as alternative nuclear fuel are 'overstated'. The Guardian, 13. September 2012 http://www.guardian.co.uk/environment/2012/sep/13/thorium-alternative-nuclear-fuel-overstated
  54. Thorium ist auch keine Lösung, 6. Januar 2009 http://www.taz.de/1/archiv/print-archiv/printressorts/digi-artikel/?ressort=wu&dig=2009/01/06/a0090&cHash=bcba4c022f/ abgerufen 16. Dezember 2012
  55. http://www.reuters.com/article/2008/02/15/us-norway-nuclear-thorium-idUSL1538756620080215