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, Graphit 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 teilweise 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. Allerdings gestattet der zum Turbinenantrieb übliche Wasser/Dampfkreislauf aufgrund von Materialeigenschaften keine höheren Temperaturen als ca. 550 °C, sodass ein Wirkungsgradgewinn nur bis hin zu Primärkühlmitteltemperaturen von ca. 650 bis 700 °C auftritt. Die Tabelle zeigt auch, dass der reale Wirkungsgrad nicht nur von der Kühlmitteltemperatur abhängt. Gasturbinen als Alternative für höhere Temperaturen werden zwar seit Jahrzehnten intensiv untersucht, konnten aber im nuklearen Umfeld nicht zur Anwendungsreife geführt werden.
• Reaktoren können nicht nur zur Stromerzeugung, sondern auch zur Lieferung von Prozesswärme genutzt werden. Besonders wertvoll ist Hochtemperaturwärme (> 1000 °C), deren Erzeugung mit Very High Temperature Reactors VHTR angedacht ist. Allerdings bedeutet die Kombination einer chemischen mit einer Nuklearanlage ein erhöhtes Sicherheitsrisiko.

Maximale Kühlmitteltemperaturen und damit theoretisch erreichbarer Carnotwirkungsgrad (bei 25 °C Umgebungstemperatur) sowie real erreichte Wirkungsgrade

Reaktortyp	Temperatur (°C)	Carnot-Wirkungsgrad	Realer Wirkungsgrad
Siedewasserreaktor	285	47 %	34 %
RBMK	285	47 %	31 %
CANDU-Reaktor	300	48 %	31 %
Druckwasserreaktor	320	50 %	33 %
Brutreaktor, natriumgekühlt	550	64 %	39 %
Advanced Gas-cooled Reactor	650	68 %	42 %
Hochtemperaturreaktor	750	71 %	40 %

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 Kohlenstoffdioxid (CO₂), das in anderen gasgekühlten Reaktoren verwendet wird, die zusätzlichen Vorteile, dass es nicht chemisch verändert oder zersetzt werden kann und das Hauptisotop ⁴He durch Neutronenbestrahlung nicht aktiviert wird; aus dem kleinen ³He-Anteil von 0,00014 % entsteht allerdings fast quantitativ 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 zwar beheben, aber nur auf Kosten einer ständigen Korrosion der Graphitkomponenten durch das Korrosionsmittel – 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.

Ein weiterer Nachteil von Helium liegt darin, dass seine Viskosität mit steigender Temperatur zunimmt. Das kann dazu führen, dass heiße Bereiche weniger durchströmt und damit schlechter gekühlt werden. Dieser Effekt wurde als eine mögliche Ursache für die im AVR (Jülich) gefundenen überhitzten Bereiche diskutiert.

Heliumkühlung erfordert - wie jede Gaskühlung - hohe Systemdrücke für eine ausreichende Wärmeabfuhr. Damit werden Druckentlastungsstörfälle zu einem deutlichen Risiko. Um dem zu entgehen, wurde als Alternative zu Helium Flüssigsalzkühlung im HTR vorgeschlagen, die drucklosen Betrieb ermöglicht. Weitere Untersuchungen zum Fluoride Cooled High Temperature Reactor (FHR) laufen im Rahmen des Generation IV Entwicklungsprogramms.

Brennstoff, Moderator und Strukturmaterial

Der Kernbrennstoff wird in Form von coated particles (siehe Pac-Kügelchen) verwendet, deren Pyrokohlenstoff- und (bei späteren Varianten) Siliziumcarbid-Hüllen den Austritt von Spaltprodukten verhindern sollen und so die sonst üblichen Brennstabhüllen ersetzen. Der Durchmesser eines coated particles liegt bei etwas weniger als 1 mm. Die Kügelchen werden mit weiterem Graphit, also reinem Kohlenstoff, als Strukturmaterial und Moderator umhüllt: 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 koksähnlichen Kohlenstoff umgewandelt.

Zwei verschiedene geometrische Formen der Brennelemente sind erprobt worden:

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

Ein kugelförmiges Brennelement von 6 cm Durchmesser enthält, abhängig von der Auslegung, zwischen 10.000 und 30.000 coated particles.

Mit derartigem Brennstoff sind theoretisch höhere Abbrände als bei Standard-Leichtwasserreaktoren erreichbar. Der Wegfall der metallischen Hüllrohre verbessert die Neutronenbilanz im Reaktor, denn die Neutronenabsorption im Graphit ist geringer als in den Hüllrohrwerkstoffen. Allerdings ist das derzeitige Kugelbrennelement aus materialtechnischen Gründen (Dichtigkeit für Spaltprodukte) für hohe Abbrände nicht geeignet. Die real erreichbaren und aktuell (z.B. im Chinesischen HTR-PM) angestrebten Abbrände liegen mit ca. 100 % FIFA kaum über denjenigen von konventionellen Leichtwasserreaktoren, sodass sich auch keine bessere Brennstoffnutzung ergibt. Zudem konnte der HTR nicht als thermischer Thorium-Brüter realisiert werden, wie es ursprünglich geplant war, d.h. er erbrütete weniger Spaltstoff als er verbrauchte, während ein thermischer Brüter mit dem speziell dafür ausgelegten Leichtwasserreaktor Shippingport gelang. Mit einem aktuell erreichbaren Brutverhältnis von nur < 0,5 ist die für Kugelhaufenreaktoren verwendete Bezeichnung als Nahebrüter oder Hochkonverter daher kaum gerechtfertigt.

In allen Prototyp-HTR enthielten die überwiegende Zahl der Brennstoffkügelchen hochangereichertes, also waffenfähiges Uran und Thorium im Verhältnis 1:5 bis 1:10. Aus dem Thorium wird durch Neutroneneinfang und anschließende Betazerfälle ²³³U erbrütet. Das ²³³U wird teilweise zusätzlich zum ²³⁵U gespalten und so direkt zur Energiegewinnung mit ausgenutzt; das entspricht dem Erbrüten und der Verbrennung des Plutoniums bei Verwendung von ²³⁸U als Brutmaterial im Standardbrennstoff.

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

Nachdem die US-Regierung 1977 die Ausfuhr von waffenfähigem Uran für HTR verboten hatte, wurde die Entwicklung vom Uran/Thorium- auf den klassischen niedrig angereicherten Uranbrennstoff (LEU, Anreicherung ca. 10 %) umgestellt. Letzterer ist auch bei derzeit aktuellen HTR als Referenzbrennstoff vorgesehen. Derzeit wird Thorium international zwar wieder stärker als Brutstoff diskutiert; allerdings sind Kugelhaufenreaktoren dabei kaum noch involviert, da eine effiziente Thoriumnutzung sowohl einen Brutreaktor als auch eine Wiederaufarbeitung erfordert: Beides ist bei Kugelhaufenreaktoren faktisch nicht zu gewährleisten. Aktuell wird daher insbesondere der Flüssigsalzreaktor zur Thoriumnutzung genannt. Insgesamt erwies sich die Thoriumnutzung bei Kugelhaufenreaktoren also als Sackgasse.

Schema eines Kugelhaufenreaktors

Die Kugel-Brennelemente können während des laufenden Betriebes von oben nachgefüllt und unten entnommen werden. Ist der Brennstoff noch unverbraucht, werden die Brennelemente oben wieder zugegeben, andernfalls aus dem Reaktor ausgeschleust. 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 oder ²³³U zugleich mit der Stromerzeugung genutzt werden können (siehe unten, Proliferationsgefahr). Ein weiterer wesentlicher Nachteil liegt darin, dass sich bei einem ständig bewegten Reaktorkern mit Brennelementen von unterschiedlichem Abbrand Unsicherheiten hinsichtlich der Brennstoffverteilung ergeben.

Im Betrieb der bisherigen Kugelhaufenreaktoren haben sich dieses Kugelfließen und die Kugelentnahme als Schwachstellen herausgestellt. Über der Entnahmestelle bildeten sich häufig stabile, gewölbeartige Kugelpackungen, die das "Fließen" der Schüttung verhinderten und so die planmäßige Entnahme unmöglich machten. Außerdem fließen die Kugeln sehr ungleichmäßig , was zu zusätzlichen Störungen in der Kernbrennstoffverteilung führt.

Derzeitige Kugelbrennelemente erlauben, wie Auswertungen von AVR-Erfahrungen sowie Nachuntersuchungen von bestrahlten modernen Brennelementen 2008–2010 ergeben haben, nur Nutztemperaturen von unter 750 °C, da sonst zu viele radioaktive metallische Spaltprodukte aus den Brennelementen freigesetzt werden. Ursache dieser Freisetzung ist Diffusion durch die nur weniger als 0.1 mm dicken Hüllschichten um den Kernbrennstoff. Damit sind die bisher anvisierten innovativen Prozesswärmeanwendungen wie Kohlevergasung zur Treibstofferzeugung oder Wasserstofferzeugung durch chemische 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 beim HTR, wie bei allen Graphitreaktoren, niedrige Leistungsdichte im Kern (max. etwa 6 MW/m³ gegenüber 100 MW/m³ bei Druckwasserreaktoren) beeinflusst dessen Sicherheitseigenschaften sowohl negativ als auch positiv. Die niedrige Leistungsdichte ist wegen der schlechteren Moderationseigenschaften von Graphit gegenüber Wasser nicht zu umgehen, denn es werden größere Moderatormengen benötigt. Der Vorteil von Leichtwasserreaktoren, in denen Wasser zugleich Kühlmittel und Moderator darstellt, kann nicht genutzt werden, was die Leistungsdichte weiter vermindert. Dies bedeutet einerseits, dass der HTR-Kern und der gesamte Reaktor für eine vorgegebene Reaktorleistung viel größer sind als ein vergleichbarer Reaktor anderen Typs, so dass die Bau- und die Entsorgungskosten entsprechend höher liegen. Die hohen Kosten zwingen damit zur Einsparung von wichtigen Sicherheitseinrichtungen: So fehlt in aktuellen HTR-Konzepten ein druckhaltendes Containment, wie es in herkömmlichen Reaktoren standardmäßig vorhanden ist. Andererseits liegt in der geringen Leistungsdichte ein Sicherheitsvorteil: Die Wärmekapazität der großen Graphitmasse zusammen mit der Temperaturbeständigkeit von Graphit bewirkt, dass ein kleiner HTR sich bei Kühlungsverluststörfällen und einigen Typen von Reaktivitätsstörfällen („Leistungsexkursionen“) unempfindlich verhält. Ein zu schneller Reaktivitätseintrag – z. B. durch sehr schnelles Ausfahren der Steuerstäbe, das sich aber durch konstruktive Maßnahmen weniger wahrscheinlich machen lässt – hätte aber auch beim HTR gravierende Folgen wie etwa ein Platzen der Brennelemente eventuell sogar gefolgt von einem Behälterbersten.

Von Seiten der Kugelhaufenbefürworter wurde wegen der vorgenannten positiven Sicherheitseigenschaften bei Kernkühlungsstörfällen und einigen Reaktivitätsstörfällen häufig angeführt, dass kleine Kugelhaufenreaktoren sich inhärent sicher und sogar katastrophenfrei konstruieren lassen. Dieser Anspruch ist selbst bei den Befürwortern der Nukleartechnologienutzung umstritten: Häufiges Gegenargument ist, dass ein Kugelhaufen-HTR zwar keine Kernschmelze kennt, aber dafür andere sehr schwere Störfälle vorkommen können, die es wiederum in Leichtwasserreaktoren nicht gibt. Unfallrisiken bestehen insbesondere durch Luft- und Wassereinbrüche (siehe Störfall im AVR Jülich). Ein bei Luftzutritt denkbarer Brand der großen Graphitmenge ähnlich wie bei der Katastrophe von Tschernobyl könnte zur weiträumigen Verteilung gefährlicher Radioaktivitätsmengen führen. Wassereinbrüche können unter Umständen zur prompten Überkritikalität führen, ähnlich wie ein positiver Kühlmittelverlustkoeffizient in Reaktoren mit flüssigem Kühlmittel, oder zu chemischen Explosionen. Prompte Überkritikalität beim Wassereinbruch im Kugelhaufenreaktor wurde nach dem Tschernobyl-Unfall verstärkt untersucht, da es Ähnlichkeiten von RBMK-Reaktor einerseits und Kugelhaufenreaktor bei Wassereinbruch andererseits gibt. Die Ergebnisse zeigen, dass es oberhalb eines Wassergehaltes von 50 kg/m³ im Leervolumen des Reaktorkerns zu einem positiven Temperaturkoeffizienten kommt. Solche Wasserdichten sind beim Kugelhaufenreaktoren nur mit flüssigem Wasser im Kern möglich. Weiterhin reicht die dabei mögliche Reaktivitätszunahme tief in den prompt überkritischen Bereich hinein (k_eff bis 1,04), sodass eine nukleare Leistungsexkursion eintreten kann. Die Dopplerverbreiterung würde zwar die nukleare Leistungsexkursion bremsen, aber ein vor Zerstörung des Reaktors wirksamer Effekt wäre in vielen Fällen nicht zu erwarten: Unter ungünstigen Bedingungen würde nämlich erst ein Temperaturanstieg im Brennstoff um ca. 2500°C die Leistungsexkursion stoppen. Dabei spielt eine Rolle, dass in Gegenwart von Wasser das Neutronenspektrum weicher wird, was die bremsende Wirkung der Dopplerverbreiterung vermindert. Ein Sicherheitsgutachten von 1988 spricht daher vom Chernobyl-Syndrom des Kugelhaufenreaktors. Zur Wahrscheinlichkeit solcher Unfallszenarien gilt einerseits, dass Feuchtedetektion im Helium vom Reaktorschutzsystem mit Schnellabschaltung beantwortet wird. Andererseits hat es 1978 beim Jülicher Kugelhaufenreaktor AVR durch menschliches Versagen (ungenehmigte Manipulation am Reaktorschutzsystem, um den Reaktor trotz Feuchte in Betrieb nehmen zu können) für ca. drei Tage einen nuklearen Betrieb gegeben, während flüssiges Wasser in den Reaktor strömte. Ein anderes untersuchtes Störfallszenario mit dem Potential einer prompten Überkritikalität betrifft das Anfahren des Reaktors mit Brennelementen, die störfallbedingt mit Wasser vollgesogen sind.

Als grundsätzliche Sicherheitsprobleme von Kugelhaufenreaktoren nennt Moormann (s. Abschnitt Störfälle und Probleme) unter Anderem:

• Die nicht mögliche Online-Kerninstrumentierung (black box-Charakter der Reaktorkerns)
• Die unzureichende Rückhaltung von radioaktivem Cäsium und Silber durch die dünne Siliciumcarbidschicht der Brennstoffpartikel
• Die unzureichende Effizienz der Gasreinigungsmassnahmen, die zu hohen Kontaminationen der Kühlkreislaufoberflächen führt
• Die starke Bildung von radioaktivem Staub
• Die hohe Reaktionsfähigkeit des Graphits gegenüber Luft und Wasserdampf
• Potentielle Überkritikalität bei Wassereinbruchstörfällen
• Das nicht hinreichend verstandene Kugelfliessverhalten im Betrieb, das zu Unsicherheiten bei der Spaltstoffverteilung führt
• Das aus Kostengründen fehlende druckhaltende Containment
• Die unvorteilhaft großen Volumina an radioaktivem Abfall

Moormann hält die Charakterisierung des Kugelhaufenreaktors als katastrophenfrei und inhärent sicher für wissenschaftlich unredlich, unter anderem da die oben dargestellten Risiken durch Wasser- und Lufteinbrüche dabei außer Acht gelassen werden. Auch von anderen deutschen Nuklearwissenschaftlern wurden Zweifel am Sicherheitskonzept der Kugelhaufenreaktoren artikuliert. Ebenso wird das Konzept der angeblichen inhärenten Sicherheit und Katastrophenfreiheit von weiten Teilen der Nuklearcommunity als nicht zielführend angesehen.

Verbleib des abgebrannten Brennstoffs

Eine Wiederaufarbeitung von HTR-Brennelementen würde als ersten Schritt die Verbrennung des Graphits erfordern, wobei das gesamte entstehende radioaktive CO₂ aufgefangen, als CaCO₃ verfestigt und endgelagert werden müsste. Pro Brennelement von ca. 200 g Masse (davon ca. 7 bis 11 g Kernbrennstoff) würden allein aus dem Graphitanteil mehr als 1,1 kg endzulagerndes CaCO₃ mit einem hohen Anteil an langlebigem ¹⁴C entstehen. Ein solches Verbrennungsverfahren wurde zwar entwickelt, wegen der hohen Kosten aber nie angewandt. Die weiteren Schritte zur Behandlung des eigentlichen Brennstoffs entsprächen bei dem heute favorisierten LEU-Brennstoff weitgehend denen der Wiederaufarbeitung von LWR-Brennelementen.

Eine Wiederaufarbeitung von HTR-Brennelementen gilt insgesamt als unwirtschaftlich und derzeit wird daher die direkte Endlagerung des Atommülls favorisiert. Da die überwiegend aus Graphitmoderator bestehenden Brennelemente dann als Ganzes endgelagert werden, fällt jedoch mehr als das Zwanzigfache des Volumens an hochradioaktivem Abfall verglichen mit konventionellen Reaktoren an, was die Endlagerkosten im Vergleich zu konventionellen Reaktoren erheblich erhöht.

Proliferationsgefahr

Speziell beim Kugelhaufenreaktor kann durch geringe Verweildauer des einzelnen Brennelements erreicht werden, dass relativ reines Plutonium-239 oder (bei Verwendung von Thorium als Brutstoff) Uran-233, 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.

Der bei Thoriumverwendung in HTR erforderliche Einsatz von hochangereichertem Uran resultiert ebenfalls in größeren Proliferationsrisiken: So stellen die in Ahaus befindlichen nur teilweise abgebrannten ca. 600.000 Brennelementkugeln des nach kurzem Betrieb stillgelegten THTR-300 vermutlich ein deutliches Proliferationsrisiko dar, weil sie noch einen hohen Anteil an waffenfähigem Uran enthalten.

Versuchs- und Prototypanlagen in Europa, den USA und Asien

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).

Die vorgenannten Anlagen wurden schon zwischen 1974 und 1989 wieder stillgelegt. Danach gab es nur noch kleine Versuchsanlagen: In Japan ist seit 1999 der HTTR (30 MW_th) mit prismatischen Brennelementen im Testbetrieb. In China wurde der HTR10 mit 10 MW_th mit Kugelhaufencore 2003 kritisch.

Eine Rückschau auf den Versuchsbetrieb des AVR aus Sicht der Befürworter legte der Verein Deutscher Ingenieure VDI 1990 vor

Störfälle und Probleme

→ Hauptartikel: AVR (Jülich)

Beim AVR in Jülich kam es am 13. Mai 1978 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. 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 900 °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 bzw. hindurchgefallen sind. Die Brennelemente konnten größtenteils nicht entfernt werden.

2008 erschien ein Bericht von Rainer Moormann, Mitarbeiter im Forschungszentrum Jülich, in dem die übermäßige radioaktive Kontamination des Reaktors auf die bei diesem Reaktortyp prinzipiell unzureichende Überwachung des Reaktorkerns sowie einen länger andauernden Betrieb bei unzulässig hohen Temperaturen zurückgeführt wird. Dies habe u. a. dazu geführt, dass Spaltprodukte aus den Graphitkugeln austreten konnten. Moormann stellt die Frage, ob das Kugelhaufenprinzip überhaupt verantwortbar ist: er sieht grundsätzliche Probleme von Kugelhaufenreaktoren, nicht nur ein AVR-Problem (s. auch Leistungsdichte und Sicherheitseigenschaften).

Der ehemalige Chef-Konstrukteur des damaligen Bau-Konsortiums Urban Cleve verweist hingegen auf den ursprünglichen AVR-Sicherheitsbericht, der diese Störfälle seiner Aussage nach bereits mit betrachtete und verneint daher jegliche Gefährdung bei den früheren deutschen Reaktoren. Cleve sieht allerdings die derzeitigen Konzepte von Kugelhaufenreaktoren, wie sie in Südafrika und China entwickelt wurden, ähnlich wie Moormann als wenig erfolgversprechend an. Während die Kritik von Rainer Moormann aus der deutschen Kugelhaufencommunity als Äußerungen eines „Demagogen, der den sichersten Reaktor der Welt in den Schmutz gezogen hat“ bezeichnet wurden, sieht die amerikanische LaRouche-Bewegung, die sich seit langem für Kugelhaufenreaktoren einsetzt, auch positive Aspekte mit der Begründung, dass alle Erkenntnisse zum Versuchskernkraftwerk AVR zukünftig zu einer besseren Konzeption des Hochtemperaturreaktors führen könnten.

Entwicklung des Kugelhaufenkonzepts

Rudolf Schulten

Die ersten grundlegenden Arbeiten und Patente zu Kugelhaufenreaktoren gehen auf den US-Wissenschaftler Farrington Daniels aus den 1940er Jahren zurück. Er initiierte zu dem damals auch Daniels pile genannten Kugelhaufenreaktor Forschungsarbeiten im Oak Ridge National Laboratory, die jedoch von Alvin Weinberg bald zugunsten der als aussichtsreicher eingeschätzten Leichtwasserreaktoren und Flüssigsalzreaktoren beendet wurden.

Weitreichende Entwicklungsarbeiten zum Kugelhaufenkonzept stammen von Rudolf Schulten und Mitarbeitern aus dem Forschungszentrum Jülich, wo der Kugelhaufenreaktor bis 1989 das zentrale Forschungsgebiet darstellte.

Einen ersten schweren Rückschlag erlitt das deutsche HTR-Projekt schon 1971, als sich die Firma Krupp, die zusammen mit BBC und NUKEM seit 1960 die industrielle Basis für HTR bildete, wegen ernster Zweifel am Kugelhaufenkonzept fünf Tage vor dem geplanten ersten Spatenstich für den THTR-300 vollständig aus der HTR-Technologieentwicklung zurückzog. Einen weiteren Rückschlag auch für Kugelhaufenreaktoren bedeutete die Entwicklung in den USA: Dort erlebten HTR im Zuge der ersten Ölkrise einen außerordentlich starken Aufschwung, da große Ölkonzerne wie Gulf und Shell sich auch finanziell massiv für HTR engagierten und auf deren Markteinführung drängten. So gelang es bis 1974, Aufträge und Optionen für HTR mit prismatischen Brennelementen von insgesamt 10 GW_el zu erhalten. Wegen diverser ungelöster technischer HTR-Probleme mussten diese Aufträge unter Zahlung hoher Konventionalstrafen 1975 jedoch zurückgegeben werden, was zum Ausstieg der Ölkonzerne aus der HTR-Technik führte. Diesen Rückschlag, der das Ende des Wettlaufs um die dominierende Reaktortechnik markierte und die Vorherrschaft von Leichtwasserreaktoren festschrieb, hat die HTR-Technologie nicht mehr überwinden können; die HTR-Technologie hatte sich im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren als nicht ausreichend marktfähig erwiesen. Nach Einschätzung von Klaus Traube ist der HTR-Misserfolg auch darauf zurückzuführen, dass die HTR-Technologie auf militärischen Gas-Graphit-Reaktoren basierte, die zur Erzeugung von Waffenplutonium aber nicht als Kraftwerk konzipiert waren, während die LWR-Technologie von Anfang an als Kraftwerk geplant war.

Die HTR-Entwicklungsarbeiten gingen in Deutschland dennoch bis zur vorzeitigen THTR-Stilllegung 1989 weiter: Neben den Standardkonzepten zur Stromerzeugung über einen Wasser/Dampfkreislauf konzentrierte sich Jülich mit seinen Industriepartnern ab etwa 1970 auf die Entwicklung von Reaktoren mit Gasturbine (HHT-Projekt) sowie zur Kohlevergasung (PNP-Projekt). Zusätzlich gab es ein kleineres 1984 eingestelltes Projekt zur nuklearen Fernwärmeversorgung mit Kugelhaufenreaktoren (NFE-Projekt). Das HHT-Projekt wurde 1983 aufgegeben, da eine funktionsfähige Heliumtturbine für höhere Temperaturen nicht entwickelt werden konnte: Die Jülicher Testanlage HHV wurde nach nur 14 Tagen Hochtemperaturbetrieb stillgelegt. Außerdem blieb das Problem der Kontamination der Gasturbine ungelöst, wodurch die erforderliche Turbinenwartung faktisch nicht möglich war. Die Prozesswärmeentwicklung krankte einerseits an für nukleare Anforderungen nicht ausreichend temperaturbeständigen metallischen Materialien: Eine hinreichende Langzeit-Beständigkeit war nur bis 900 °C garantiert, während eine effiziente Kohlevergasung 1000 °C erfordert hätte. Als weiteres Problem erwies sich starke Tritiumdiffusion aus dem Primärkreislauf bei hohen Temperaturen.

Nach der 1989 erfolgten Stilllegung des THTR-300 in Hamm nach nur 14 Monaten von Problemen begleitetem Volllastbetrieb wurde die staatliche Förderung für Kugelhaufenreaktoren in Deutschland stark eingeschränkt. Auch reaktorbauende Industrie und Elektrizitätsversorger zeigten nach 1990 kein Interesse mehr an Kugelhaufenreaktoren. Daher suchte die deutsche Kugelhaufencommunity die Unterstützung der umstrittenen internationalen LaRouche-Bewegung, die sich für visionäre technische Konzepte einsetzt: So schrieb Rudolf Schulten 1990 einen Artikel für ein LaRouche-Magazin. Die LaRouche-Bewegung wirbt seitdem bis heute intensiv für Kugelhaufenreaktoren. Derzeit (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.

Deutsche Forschungszentren und Unternehmen sind oder waren an Projekten in der Volksrepublik China, sowie den mittlerweile eingestellten Projekten in Südafrika und Indonesien beteiligt, wo die Technik unter dem internationalen Namen PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) bekannt ist und ab ca. 2000 eine Wiedergeburt erlebte. Die Entwicklung geht in Richtung kleinerer, dezentral untergebrachter und angeblich inhärent sicherer Reaktoren. Durch besonders geringe Leistung und 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 beendete jedoch im September 2010 das PBMR-Kugelhaufenreaktorprojekt nach Investitionen von ca. 1,5 Mrd. Euro, da sich weder weitere Investoren noch Kunden finden ließen. Ungelöste technische und sicherheitstechnische Probleme sowie ausufernde Kosten hatten Investoren und Kunden abgeschreckt. Ein weiterer Grund für das Scheitern des PBMR dürfte gewesen sein, dass die 2001 begonnenen Bemühungen um Zertifizierung des PBMR durch die US-Aufsichtsbehörde NRC erfolglos blieben. Die Beendigung dieses schon weit fortgeschrittenen Projekts führte zu einem deutlichen Rückgang der internationalen Bemühungen um die Entwicklung von Kugelhaufenreaktoren.

Entwicklungsarbeiten zu Hochtemperaturreaktoren (in Kugelhaufen- oder anderer Bauweise) werden noch beim MIT, der General Atomics (USA) und bei AREVA in Frankreich durchgeführt.

In den USA wurde seit 2005 an einem fortgeschrittenen Kugelhaufenreaktor (PB-AHTR) gearbeitet, der einige sicherheitstechnische Nachteile des Standardkonzepts beseitigen soll: Der PB-AHTR sollte nicht mit Helium, sondern mit einer Salzschmelze gekühlt werden, was nahezu drucklosen Betrieb ermöglicht. Außerdem sollten die Kugeln in Kanälen geführt werden, was ein geregelteres Fließverhalten gestattet. Zudem lassen sich Kühlkreisläufe mit flüssigem Kühlmittel relativ leicht reinigen, anders als im Falle von Gaskühlung. In den USA wurde Anfang 2012 jedoch entschieden, die Entwicklungsarbeiten für das NGNP-Projekt, welches einen Hochtemperaturreaktor der 4. Generation zur Wasserstofferzeugung zum Ziel hat, auf der Basis des französischen ANTARES-Konzepts mit prismatischen Brennelementen fortzuführen und die Kugelhaufenreaktoroption zurückzustellen. Der für ca. 2027 geplante NGNP-Reaktor soll jedoch, aus den unter Brennstoff, Moderator und Strukturmaterial genannten Gründen, im ersten Schritt auf eine Nutztemperatur von 750°C beschränkt bleiben und damit noch keine Wasserstofferzeugung durch Wasserspaltung ermöglichen.

2003 gab die chinesische Regierung bekannt, bis zum Jahr 2020 dreißig Kernreaktoren des Kugelhaufentyps errichten zu wollen. Die Vorbereitungen zum Bau eines Prototyp-Kraftwerks (HTR-PM) mit einer thermischen Leistung von 250 MW begannen 2008. Als Folge der Nuklearkatastrophe von Fukushima wurde die schon erteilte erste Teilerrichtungsgenehmigung für den HTR-PM jedoch zurückgezogen und weitere Sicherheitsanalysen wurden angefordert. Im Dezember 2012 wurde der Bau gestattet. Experimente am kleinen Kugelhaufenreaktor HTR-10 nahe Peking, der seit 2003 in Betrieb ist, sind Gegenstand einiger Veröffentlichungen. Seit 2005 ist der HTR-10 nur noch selten in Betrieb, was von Kugelhaufenbefürwortern auf die Priorisierung des HTR-PM zurückgeführt wird, von Kritikern aber mit technischen Problemen beim Kugelumwälzen in Verbindung gebracht wird.

Im April 2011, also kurz nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima, gab der Nuklearwissenschaftler Antonio Hurtado von 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. Das sächsische Umweltministerium erklärte im Oktober 2011, es lägen ihm keine Informationen zu solchen polnischen Plänen vor. Nach polnischen Angaben beziehen sich diese vagen Überlegungen auch erst auf einen Zeitraum ab 2045. Die Ankündigung von Hurtado dürfte daher als Bestandteil der Werbekampagne Umsteigen statt Aussteigen der deutschen Kugelhaufencommunity nach Fukushima zu werten sein.

Militärische Anwendung

Es sind einige militärische Kugelhaufenreaktorprojekte bekannt geworden:

Von 1983 bis 1992 gab es im Rahmen des projektierten US-Raketenabwehrsystems SDI unter dem Namen Timberwind Arbeiten zur Entwicklung eines nuklearen Raketenantriebs mit Kugelhaufenreaktor. Mit dem Ende von SDI wurde Timberwind ebenfalls eingestellt.

Kugelhaufenreaktoren gelten als besonders geeignet zur Erzeugung von Tritium für nukleare Wasserstoffbomben. Siemens und die US-Firma General Atomics erarbeiteten bis 1989 ein Angebot eines Tritium-Produktionsreaktors für das US-Verteidigungsministerium auf der Basis des HTR-Modul200 Kugelhaufenreaktorkonzepts. Nach Presseberichten wurde das Projekt unter anderem deshalb nicht akzeptiert, weil Siemens zeitgleich einen zivilen HTR-Modul200 in der Sowjetunion anbot.

Die südafrikanische Apartheid-Regierung plante 1991 die Aufrüstung von U-Booten mit einem Kugelhaufenreaktor-Antrieb zu Atom-U-Booten zum Zwecke der sicheren Aufbewahrung der vorhandenen 6 Atombomben. Die Wahl war trotz der niedrigen Leistungsdichte auf Kugelhaufenreaktoren gefallen, weil andere Nukleartechnik wegen des internationalen Embargos nicht verfügbar war. Dieses militärische Projekt wurde nach Demontage der 6 südafrikanischen Atombomben 1993 in das vorgenannte, mittlerweile aufgegebene, zivile PBMR-Projekt übergeleitet, auch um den an der Atomwaffenherstellung beteiligten Personen eine berufliche Perspektive zu geben.

Siehe auch

• Generation IV International Forum

Literatur

• Ulrich Kirchner, Der Hochtemperaturreaktor. Campus Forschung Bd. 667 (1991)
• Luigi Massimo, Physics of High-Temperature Reactors. Oxford usw.: Pergamon, 1976
• Kurt Kugeler und Rudolf Schulten, Hochtemperaturreaktortechnik. Berlin usw: Springer, 1989*

Weblinks

 Wiktionary: Hochtemperaturreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

• Funktionsweise eines grafitmoderierten gasgekühlten Reaktors
• Informationen zum HTR-10 Reaktor, Tsinghua University/China*
• David Fig zum südafrikanischen Kugelhaufen-HTR-Projekt: The rise and demise of South Africa’s Pebble Bed Modular Reactor (2010) (PDF; 802 kB)
• Kugelhaufenreaktoren. Desaster oder Zukunftsoption ? (PDF; 4,5 MB) Verständlich geschriebene, sehr kritische Stellungnahme des BUND
• Spiegel Online Politik, Rückbau des Reaktors Jülich: heißer Meiler (24. Juli 2009)
• A safety re-evaluation of the AVR pebble bed reactor operation and its conseqences for future HTR concepts (PDF; 12,2 MB), Rainer Moormann, Forschungszentrum Jülich, ISSN 0944-2952. (englisch) Ausführliche Darstellung des Versuchsbetriebs des AVR und kritische Bewertung in Hinblick auf zukünftige Kugelhaufenreaktorkonzepte.