Energiewirtschaft - aktuell

Dr. Egbert Brossmann                                                                                                                                                           Berlin, 30.01.2025

Brest 300 – erster bleigekühlter schneller Brutreaktor

Im Jahre 2021 begann nach langwieriger Projektentwicklung in Sewersk im Tomsker Gebiet Sibiriens der Bau des ersten bleigekühlten Schnellen Brüters Brest mit 300 MW elektrischer Leistung /1/. Der gesamte Komplex mit Brennstoffherstellung und Wiederaufbereitung soll 2029/30 fertig sein /2/. Übersetzt heißt Brest „Schneller Reaktor mit natürlicher Sicherheit und Blei als Wärmeträger“. Er hat einen geschlossenen Brennstoffkreislauf mit Zuführung abgebrannter Brennstäbe und Entfernung langlebiger Spaltprodukte mit maximal 300 Jahren Zerfallszeit (Transmutation) /3/.

Daraus folgen seine wichtigsten Vorteile:

1. Nur zwei Kreisläufe, Blei- und Wasserkreislauf, wodurch konkurrenzfähige Investitionskosten erwartet werden.

2. Kein Separieren von waffenfähigem Plutonium und Uran-235

3. Volle energetische Ausnutzung des Urans /4/

Schlüsselfunktion der Schnellen Brüter für die emissionsfreie Kernenergetik

Uran 235, womit die heute üblichen Kernspaltungsreaktoren betrieben werden, hat nur einen Anteil von 0,7 % am Natururan, den Löwenanteil mit 99,3 % stellt Uran 238, welches in den Schnellen Brütern genutzt wird. Es gibt derzeit nur zwei kommerzielle Schnelle Brüter, und zwar Belojarsk BN 600 (600 MW, seit 1980) und Belojarsk BN 800 (800 MW, 2015) mit sehr hoher Verfügbarkeit in Russland. Die beiden kommerziellen Schnellen Brüter haben Natrium als Kühlmittel, was technisch hohe Ansprüche stellt. Hier sollte an den französischen Superphenix erinnert werden, der mit einer installierten Leistung von 1180 MW nur 250 MW schaffte und 1996 stillgelegt wurde /5/.

Die Nutzbarmachung von Uran 238 bedeutet durch das Erbrüten neuen Spaltstoffs eine Steigerung der Ausnutzung des Natururans bis zum Faktor 100 gegenüber einer alleinigen Nutzung des U-235, ohne Berücksichtigung der Wiederaufbereitung/6/.

Dieser Sachverhalt spiegelt sich auch in den Reichweiten der Kernenergie nieder. Heute gibt es laut Red Book der OECD (2019) weltweit rund 8 Mio. t Gesamtreserven Uran. Das reicht für die derzeit 415 /7/ laufenden Blöcke über 600 Jahre /8/. Werden aber die Schnellen Brüter mit der Nutzung von Uran 238 einbezogen, und zwar mit 10 % der Vorkommen im Meerwasser sowie 1 % zusätzlich aus den Vorkommen in der kontinentalen Kruste, wächst diese Zahl auf 260 Mio. Jahre bei Verfünffachung der heutigen Kernenergieerzeugung entsprechend dem Vorschlag des Weltklimarates /8/. Hierbei ist zu beachten, dass im Meerwasser etwa 4000 Millionen t Uran gelöst sind, die sich bei einem Entzug entsprechend dem chemischen Gleichgewicht wieder aus dem Gestein des Meeresbodens lösen würden /9/. Es könnte wohl heute schon zum vier- bis fünffachen Preis aus dem Meerwasser extrahiert werden /10/.

Thorium, was in den populären, dreikreisigen Salz-Dual-Fluid-Reaktoren genutzt werden soll, wo im zweiten Kreislauf auch Blei vorgesehen ist, löst sich nicht im Wasser /11/, hat aber an Land eine 3,5fach höhere Konzentration als Uran /12/. Zumindest Deutschland hatte mit dem Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor THTR-300 in Hamm-Uentrop keine guten Erfahrungen.

Interessant ist auch die kompakte Energiedichte von Uran /13/. In einem Kilo Natururan, ein Würfel mit 4 cm Kantenlänge, ist die Wärmeenergie von 2000 t Heizöl gespeichert, womit ein großes Containerschiff (300 t/Tag) 7 Tage fahren könnte.

Blei statt Natrium

In den 50iger Jahren entschied man sich für Natrium, weil damit die Plutoniumproduktion für Waffen am besten zu bewerkstelligen war. Seine energetischen Eigenschaften im Dauerbetrieb fallen dagegen unter den Metallen nicht so überragend aus, insbesondere die Anreicherung mit hochradioaktiven Stoffen, z. B. mit dem starken Gammastrahler Natrium-24. Natrium hat eine Dichte wie das bestens bekannte Wasser, ist jedoch ein problematisches Metall, reagiert mit Luft und Wasser und muss deshalb auch luftdicht gelagert werden. Die chemischen Probleme verteuerten insbesondere die Schnellen Brüter mit Natrium - drei Kreisläufe. Auch die Brutraten von neuem Brennstoff der Belojarsk-Reaktoren liegen aus Sicherheitsgründen (Dampfblasen) nur bei 1,0 bis 1,05 bei möglichen 1,5 /4/.

Russland hat von den 50iger (25.12.1958 erster derartige Reaktor in Obninsk) bis Anfang der 90iger Jahre viele Erfahrungen mit Schwermetall-Wismut-Blei Reaktoren in U-Booten gesammelt (80 Reaktorjahre). Das Wismut-Blei-Metall (55,5 % Wismut, 44,5 % Blei) hat eine Schmelztemperatur von 124 °C, Blei dagegen 327°C und Natrium 96°C /4/. Es begann mit dem 1962 in Betrieb genommenen U-Boot K-27, welches auf seiner ersten großen Fahrt 1964 insgesamt 12278 Seemeilen (23000 km) zurücklegte, davon 99 % unter Wasser, was damals einen Weltrekord darstellte /14/. Danach folgten die Lira-Jagd-U-Boote (Alfa) aus Titan, 81 m lang, Überwasserverdrängung 2300 t und mit einer Unterwasser-Höchstgeschwindigkeit von 78 km/h (42 kn) als Dauerleistung. Mit der kompakten und leichten Antriebseinheit konnten sie Torpedos ausweichen und sich in 42 s um 180 Grad drehen, waren aber bei voller Leistung laut, was durch Tauchtiefen bis 450 m ausgeglichen wurde. Alle sechs 705 (K)-U-Boote wurden 1990 aus Kostengründen und Ersatzteil-Problemen in die 2. Reserve versetzt, nachdem die 80iger Jahre ohne jegliche Zwischenfälle gemeistert wurden /15/. Die Kosten für das 7 – 8 mal teurere Wismut-Blei Gemisch als Natrium /4/ dürfte weniger den Ausschlag zu Blei gegeben haben, da es ja im gesamten Betriebszeitraum gereinigt, aber nicht ausgewechselt wird. Dagegen ist Blei als bestes Schutzmedium für radioaktive Strahlung schon eher interessant, genauso wie dessen Neutronen-Eigenschaften für die Sicherheit. Wismut bildet im Betrieb den starken Alphastrahler Polonium-210, was bei der Brennstoffbeladung zu beachten war.

Hinsichtlich des Ziels „natürliche Sicherheit“ bietet sich ebenfalls das nahezu drucklose Blei an. Mit einem Siedepunkt von 1700 °C wird bei der Arbeitstemperatur 535 °C im Brest 300 kein Druck aufgebaut. Auch wird Blei kaum aktiviert, so dass nur ein einfacher Kreislauf nötig ist /16/. Leckagen sind unproblematisch /4/, da Blei weder mit Luft noch Wasser heftig reagiert. Zudem ist Blei ein sehr schlechter Moderator, der die Neutronen kaum abbremst. Dadurch kann der Abstand der Brennstoffstäbe vergrößert werden, der dadurch verringerte Strömungswiderstand erlaubt eine Naturkonvektion im Störfall. Eine Notkühlung wie in Fukushima ist gar nicht nötig. Der Reaktor ist sicherheitstechnisch dadurch extrem gutmütig /16/.

Brest 300

Brest 300 ist kein Kernkraftwerk im klassischen Sinne, sondern ein Chemie-Kernkraft-Komplex, und besteht aus drei Elementen: Brennelemente-Werk, Kernreaktor und Wiederaufbereitungsanlage. Damit wird das Ziel eines geschlossenen Kreislaufs erreicht. Es treffen abgebrannte Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren ein, und es werden nur Spaltprodukte, die in weniger als 300 Jahren zerfallen, abgeführt.

Diese umfangreiche Zielstellung, neben der natürlichen Sicherheit, macht diese relativ große und teure Versuchsanlage erforderlich. Sie hat ja auch offiziell die Bezeichnung Brest-OD-300, wo OD Versuchs-Demonstrations-Anlage bedeutet.

Technisch neu entwickelt ist der Uran-Plutonium-Nitrid Brennstoff in einer Edelstahlhülle. Der Reaktorkern besteht aus 169 Brennelementen mit einer Höhe von lediglich 1,1 m. Auf Grund der Brennstoffeigenschaften und der Konstruktion ist die Neutronenökonomie so gut, dass keine separate Brutzone erforderlich ist /16/. Es soll ein Brutfaktor von 1,0 erreicht werden, was bei der Reaktorgröße ein sehr guter Wert wäre /4/. Bei Grundlast über ein Jahr werden 270 kg Uran verbraucht. Das ist gleichzeitig die Menge hochaktiver Spaltprodukte, die jährlich anfällt. Der Kern wird mit einer Lademaschine versorgt, die die Brennelemente entnimmt, umsetzt und durch frische ersetzt. Jährlich sind 4 t frische Brennelemente nötig. Das bedeutet, ein Brennstoffzyklus dauert ungefähr 5 Jahre bei 20,6 t Brennstoff /4/. Die kurzen Transportwege für die hochaktiven Spaltprodukte sind ein grundsätzlicher Vorteil der Anlage.

Technisch zu lösende Probleme

1. Verhalten von dem neu entwickelten Nitrid-Brennstoff.

2. Blei ist chemisch weit weniger aktiv als Natrium, beginnt aber ab 400 °C (535 °C Reaktortemperatur) mit Stahl zu korrodieren. Dafür ist eine strenge Kontrolle des Sauerstoffgehaltes in Höhe von einem bis vier Millionstel Masseprozent erforderlich, um eine Schutzschicht zu bilden. Neue Stahllegierungen sollen eingesetzt werden/17/.

3. Der Reaktor hat 8 Dampferzeuger zu je 72 t, die direkt im heißen, flüssigen Blei stehen /4/.

4. Die Aufwärmphase des Bleis auf 450°C soll wohl ein halbes Jahr dauern, was es mit technischen Lösungen zu verkürzen gilt /3/.

Baugeschehen

Im Jahre 2024 wurden der Kühlturm fertiggestellt, die Wände des Reaktorsicherheitsbehälters errichtet und der Reaktorschacht sowie die Ummantelung des Reaktorbehälters installiert. Die Installation des Turbinenkondensators an seinem vorgesehenen Platz erfolgte ebenfalls. Mit der Montage der Turbine und des Generators wird 2025 begonnen /18/. Die erste Netzschaltung soll im erstem Halbjahr 2027 erfolgen /19/.

Die Brennstoffherstellung zu Versuchszwecken startete in Nowosibirsk im August 2024. Wegen der erforderlichen Abklingzeit für die Wiederaufbereitung folgt die Wiederaufbereitungsanlage etwas später. Das Gesamtprojekt Brest 300 ist mit umgerechnet ca. 2,5 Mrd. € veranschlagt /20/.

Literatur 

1. Nuklear forum Schweiz, 16.Juni 2021

2. interfax, 27.12.2023

3. https://ru.wikipedia.org.wiki/Brest

4. habr.com/ru/companies/macloud/artikles/563830 W. Gerasimenko, 23.06.2021

5. IEEE Spectrum, 28.12.2022

6. energieinfo.de/eglossar/brutreaktor

7. atominfo.ru 18.10.2024

8. Tech for Future, Florian Blümm 1.1.2021

9. atomenergie.ch Uran im Meerwasser 14.09.2008

10. H. Nobukawa Japan

11. de/wikipedia.org/wiki/flüssigsalzreaktor # Funktionsweise

12. https://eike-klima-energie.eu/2026/05/28

13. www.energie-lexikon.info

14. ru.wikipedia.org/wiki/K-27

15. ru.wikipedia.org/wiki/Podwodnye_lodki-proekta-705(K)_“Lira“

16. nukeklaus.net/brest-od-300/ Dr. Humpich, 1.Juli 2021

17. cyberleninka.ru/artikle/n/bystrie-energeticheskie-reaktory-ohlazdaemye-zhidkim-svintsom ili-natriem/viewer

18. World nuclear news 04.11.2024

19. atomic-energy.ru/news/2024/03/01/143633

20. https://nsk.rbc.ru/nsk/01/08/2024/

Dr. Egbert Brossmann                                                                                                                                                          Berlin, 26.11.2024

Kernkraftwerk Loviisa (Fin) mit Laufzeitverlängerung bis 2050

( 2 sowjetische WWER-440/213 Reaktoren, wie in Greifswald)

Die finnische Regierung erteilte dem Kernkraftwerk Loviisa am 16.02.2023 eine Laufzeitverlängerung bis 2050 mit einer Betriebsgenehmigung bis 2055/1/.

Das Kernkraftwerk Loviisa besteht aus zwei sowjetischen Blöcken WWER-440 W213, die 1977 und 1980 in Betrieb genommen wurde und stabil 10 % des finnischen Strombedarfs decken. Sie sind mit einem sowjetischen Containment (andere Bauart) ausgerüstet, und die Leittechnik stammt von Siemens.

Die Loviisa-Blöcke sind von den ursprünglichen 440 MW auf gesteigerte 531 MW umgestellt /2/. Die Begrenzung erfolgt durch die beiden Generatoren. Vom Reaktor her könnten höhere Leistungen realisiert werden.

Alle WWER-440-Blöcke, also auch die Greifswalder Blöcke 1 – 4 WWER-440 W230, haben eine deutliche größere passive (natürliche) Sicherheitsreserve. Der Primärkreislauf eines WWER-440-Reaktors enthält bezogen auf die thermische Leistung ca. 160 % der Wassermenge im Vergleich zu einem Konvoi-Reaktor im Sekundärkreislauf sogar die dreifache Menge. Insofern ist der Ausfall aller Kühlpumpen bei einem WWER-440-Reaktor weitaus weniger kritisch, als dies bei einen Reaktor westlicher Bauart der Fall wäre /3/.

Dieser große Wasservorrat konnte die Restwärme bei der Störung (Kabelbrand) am Reaktor 1 im Kernkraftwerk Greifswald am 7.12.1975 der Stufe 3 von 6 über 7 Stunden problemlos abführen /4,5/.

Die grundsätzlichen Vorteile von kleinen Kernkraftwerksblöcken wecken jetzt im Rahmen des Klimaschutzes (emissionsfreier Betrieb) das Interesse daran. Polen plant 79 kleine Kernkraftwerke mit jeweils 300 MW bis 2038 zu errichten /6/.

Literatur

1. Nuklearforum Schweiz 17.02.2023

2. IAEA International Atomic Energy Agency

3. Gesellschaft für Reaktorsicherheit – Sicherheitsbeurteilung des Kernkraftwerkes Greifswald, Block 5 (WWER-440/W-213)

4. Helmut Rabold „Eine Stilllegung ist möglich“ 4.2.1990, Spiegel 6/1990

5. Manfred Meurer „Die Chronik des Kernkraftwerkes Greifswald 1967 – 1990“

6. Aleksandra Fedorska Warschau plant 79 kleine Atomkraftwerke bis 2038

     Handelsblatt 18.9.2023