Benutzer:Segelboot/Schmierblatt2

Das Generation IV international Forum (GiF) ist ein Forschungsverbund der sich der Erforschung zukünftiger Kernkraftwerke verschrieben hat. Diese Kraftwerke der sogenannten IV. Generation sollen ab dem Jahr 2030 einsatzfähig sein.

Geschichte

Generation IV international Forum wurde im Mai 2001 unter der Federführung des United States Department of Energy von folgenden zehn Nationen gegründet.

• Argentinien
• Brasilien
• China
• Europäische Atomgemeinschaft
• Großbritannien
• Frankreich
• Japan
• Kanada
• Russland
• Schweiz
• Südafrika
• Südkorea
• USA

Die Schweiz trat dem Forum 2002 bei, die Europäische Atomgemeinschaft stieß im Jahr 2003 als elftes Mitglied zum GiF. 2006 wurden auch China und Russland Mitglied.

Entwicklungsziele

Nachhaltigkeit

• möglichst effektive Nutzung der zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffe
• minimierung und weitestgehende Selbstverwertung von radioaktiven Abfällen
• möglichst nur Abfälle mit geringer Halbwertszeit

Wirtschaftlichkeit

• geringere Lebenszykluskosten gegenüber anderen Energieformen
• mit anderen Energieformen vergleichbares finanzielles Risiko

Sicherheit

• hohe Sicherheitsstandards
• sehr geringe Wahrscheinlichkeit von schweren Reaktorschäden
• Eliminierung des Bedarfs an externer Notfallversorgung
• Kraftwerke der IV. Generation sollen eine möglichst unattraktive Quelle für Diebstahl oder sonstige Abzweigung von spaltbaren Material darstellen (Proliferation)
• möglichst sicher gegenüber terroristischen Anschlägen

Reaktortypen

Im Dezember 2002 wurde die sogenannte Technology Roadmap veröffentlicht, die sechs Reaktortypen beschreibt, die als geeignet angesehen werden, die Entwicklungsziele zu erreichen beziehungsweise diesen zu entsprechen. Des Weiteren wird in der Roadmap jeder Reaktortyp hinsichtlich seiner Eigenschaften bewertet, sowie Forschungsschwerpunkte genannt, die bewältigt werden müssen, um die Einsatzreife des jeweiligen Typs zu erreichen.

Im Folgenden eine Übersicht über die sechs Reaktortypen mit kurzer Beschreibung, für Details sind die jeweiligen Fachartikel. Es folgt bei jedem Typ eine kurze Auflistung seiner Vor- und Nachteile im Vergleich zu den Anderen, für die Vor- und Nachteile der Kernenergie allgemein siehe den Artikel.

Im Einzelnen handelt es sich um:

Höchsttemperaturreaktor

Schema eines Höchsttemperaturreaktors zur Wasserstoffproduktion

(Very-High-Temperature Reactor, VHTR)

Der Hochtemperaturreaktor ist ein Konzept bei dem der Kern in Form eines Prismen- oder Kugelhaufens vorliegt. Die Kugeln bestehen aus Graphit und besitzen im Inneren kleine Körner aus Uran- oder Thoriumkeramik die 5% der Kugelmasse ausmachen. Das Graphit wirkt als Moderator und schützt den Brennstoff vor der Umgebung im Reaktor. Der Haufen wird mit gasförmigem Helium durchspühlt um die Wärme abzuführen. Das Gas besitzt eine Kernaustrittstemperatur von über 1000°C und wird anschließend direkt in einer Turbine entspannt. Die geringe Leistungsdichte von 6 MW/m³ macht den Höchsttemperaturreaktor inhärent sicher, d.h. es kann keine Kernschmelze stattfinden. Mit zunehmender Temperatur des Reaktors erhöht sich die thermische Geschwindigkeit der Brennstoffatome, was die Wahrscheinlichkeit des Neutroneneinfangs durch ²³⁸Uran erhöht und dadurch die Reaktionsrate reduziert. Bauartbedingt gibt es also eine maximale Reaktortemperatur, wenn diese unterhalb des Schmelzpunktes des Reaktormaterials liegt, kann keine Kernschmelze stattfinden. Es muss nur sichergestellt sein dass der Reaktor die entstehende Wärme passiv nach außen abstrahlen kann. Die hohe Kernaustrittstemperatur kann als Prozesswärme im Schwefelsäure-Iod-Verfahren verwendet werden um Wasserstoff herzustellen oder zur Kohleveredelung (XtL-Kraftstoff).

Vorteile:

• hoher Wirkungsgrad (50%)
• keine Kernschmelze möglich
• Uran und Thorium als Brennstoff möglich
• Helium wird nicht radioaktiv
• druckloser Kreislauf

Nachteile:

• Graphit als Moderator
• hohe thermische Lasten

Interessenten:

• China mit HTR-10, im Januar 2003 kritisch, Kopie des AVR (Jülich)
• Südafrika mit Kernkraftwerk Koeberg
• USA Konzepte mit Prismen
• Russland Konzepte mit Prismen
• Deutschland bis zum Atomausstieg mit THTR-300

Überkritischer Leichtwasserreaktor

Schema eines überkritischen Leichtwasserreaktors

(Super-Critical Water-Cooled Reactor, SCWR)

Der Überkritischer Leichtwasserreaktor ist ein thermischer Reaktor der überkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Der Aufbau entspricht einem Siedewasserreaktor mit einem einfachen Kreislauf, das Arbeitsmedium Wasser befindet sich aber stehts über dem kritischen Punkt, es finden also im Primärkreislauf keine Phasenübergänge statt. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren. Das Wasser wird in einem einfachen Kreislauf in die Turbine gespeist um Energie zu gewinnen. Das superkritische Wasser wirkt als Moderator, jedoch werden die Neutronen nur teilweise moderiert um die Leistungsdichte zur erhöhen und um die Transmutation von Actinoiden zu ermöglichen, was den Atommüll reduziert. Der Vorteil liegt im einfachen preisgünstigen Aufbau der Anlage und in hohen Wirkungsgraden (bis 45%). Wegen den hohen Druckes im Kreislauf ist das Containment dicker.

Vorteile:

• hoher Wirkungsgrad (45%)
• einfacher Aufbau
• weniger Abfall
• stärkeres Containment

Nachteile:

• Turbine wird wie im Siedewasserreaktor kontaminiert
• extremer Druck im Kreislauf (250 bar)
• Wasser kondensiert bei Kühlmittelverluststörfall, die Leistung steigt kurz an ("Höcker")
• Voidkoeffizient je nach Konstruktion und Beladung leicht positiv oder stark negativ

Interessenten:

• Alle Länder des Gen-4 Forums

Flüssigsalzreaktor

Schema eines Flüssigsalzreaktors

(Molten Salt Reactor, MSR)

In einem Flüssigsalzreaktor wird flüssiges Salz als Kühlmittel und Brennstoffträger verwendet. Versuche fanden bereits in den sechziger Jahren statt um nuklear angetriebene Bomber damit auszustatten. Der Flüssigsalzreaktor besitzt 3 Kreisläufe. Im Ersten dient ein Salz als Kühlmittel, zum Beispiel 2LiF–BeF₂. In das Salz wird der Brennstoff gemischt, der ebenfalls als Salz vorliegt. In Frage kommen hier ²³⁵UF₄ und ²³²ThF₄ als 1 bis 2-prozentige Beimischung. Es gibt auch Überlegungen waffenfähiges Plutonium als Brennstoff ²³⁹PuF₃ zu verwenden das bei der Verschrottung von Kernwaffen anfällt. Das durch die Hitze flüssige Salz wird durch einen "Reaktorkern" aus Graphit gepumpt. Da Graphit als Moderator wirkt kommt es hier zu Kernspaltungen, das Salz erhitzt sich. Nach verlassen der Reaktionszone fließt das Kühlmittel zum ersten Wärmetauscher. Die Wärme wird dort an einen zweiten Flüssigsalzkreislauf angegeben, der ohne Brennstoffe zirkuliert und Kontaminationen bei Wärmetauscherlecks vorbeugen soll. Die Wärme wird schließlich an den dritten Kreislauf angegeben der eine Turbosatz antreibt. Unter dem Graphitkern befindet sich ein wassergekühltes Ventil. Wenn die Kühlung ausfallen sollte, abgeschaltet wird oder die Temperatur im Brennstoffkreislauf zu hoch wird schmilzt es durch und die Schwerkraft lässt das Salz in Tanks fließen. Die Tanks sind gekühlt um die Nachzerfallswärme aufzunehmen (zB Wasserbecken) und so angeordnet das keine kritische Masse der Schmelze zustande kommt.

Vorteile:

• Reaktorkern ist bereits geschmolzen
• Reaktorschnellabschaltung erfolgt konstruktionsbedingt automatisch
• druckloser Primär- und Sekundärkreislauf
• kleine Bauweisen möglich
• Uran, Thorium und möglicherweise auch Plutonium als Brennstoff möglich

Nachteile:

• positiver Voidkoeffizient
• Li-7 muss im Primärkreislauf verwendet werden da sonst Fluorwasserstoff entsteht
• drei Kreisläufe
• ¹³⁵Xe muß aus dem Kreislauf entfernt werden
• Graphit als Moderator

Interessenten:

• Japan als Erdbebengebiet
• Russland wegen Waffenplutonium

Schneller gasgekühlter Reaktor

Schema eines schnellen gasgekühlten Reaktors

(Gas-Cooled Fast Reactor, GFR)

Der schnelle gasgekühlte Reaktor verwendet schnelle Neutronen zur Spaltung des Brennstoffs und einen direkten Heliumkreislauf um einen hohen Wirkungsgrad zu erzielen. Die Leistungsdichte des Kerns ist höher als bei Hochtemperaturreaktoren. Als Brennstoff kommen Uran, Thorium oder Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in keramischer Form vor und ist dadurch sehr temperaturbeständig, ebenfalls sind mit Keramik umhüllte Bennelemente denkbar. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es auch zu Transmutationen von Transuranen, was den Atommüll reduziert. Der Reaktorkern ist aus pin- oder plattenförmigen Brennstoffanordnungen oder prismatischen Blöcken aufgebaut. Die Kernaustrittstemperatur liegt bei etwa >850°C.

Vorteile:

• einfacher Aufbau
• Helium als Kühlmittel wird nicht radioaktiv
• extrem temperaturbeständiger Kern (Schmelzpunkt Thoriumdioxid 3390 °C)

Nachteile:

• hohe thermische Lasten
• hoher Neutronenfluss

Interessenten:

• Großbritannien
• USA
• Japan

Schneller natriumgekühlter Reaktor

Schema des schnellen natriumgekühlten Reaktors

(Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR)

Der schnelle natriumgekühlte Reaktor ist ein Brutreaktor, das heißt er kann mehr Brennstoff produzieren als er selbst verbraucht. Die Effizienz soll durch das Erbrüten von Plutonium aus Natururan gesteigert werden. Der Reaktor verwendet schnelle Neutronen um die Kernspaltung aufrecht zu erhalten. Wenn der Reaktor überhitzt erhöht sich die thermische Geschwindigkeit der Uranatome, was die Wahrscheinlichkeit des Neutroneneinfangs durch ²³⁸Uran erhöht und dadurch die Spaltungsrate reduziert. Der Reaktor ist somit passiv sicher. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es auch zu Transmutationen von Transuranen, was den Atommüll reduziert. Zur Wärmeabfuhr wird flüssiges Natrium verwendet, die Kernaustrittstemperatur beträgt maximal 550°C. Der Reaktorkern sitzt in einem Becken aus flüssigen Natrium. Über einen Wärmetauscher wird die Wärme an einen zweiten Natriumkreislauf abgegeben, dieser dient bei Leckagen als Schutz da Natrium sehr reaktionsfreudig ist. Im dritten Kreislauf wird Wasser verdampft um einen Turbosatz anzutreiben.

Vorteile:

• erbrüten von Brennstoff
• weniger Abfall
• passiv sicher
• druckloser Primär- und Sekundärkreislauf

Nachteile:

• drei Kreisläufe
• Natrium als Kühlmittel
• komplexes, teures System

Schneller bleigekühlter Reaktor

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(Lead-Cooled Fast Reactor, LFR)

Der schnelle bleigekühlte Reaktor verwendet schnelle Neutronen und eine eutektische Blei/Bismuth Legierung zur Wärmeabfuhr. Das System ist wie eine Batterie aufgebaut, da es jahrzehnte ohne neubefüllung betrieben werden kann. es sind keine Pumpen im Primärkreislauf, gekühlt wird durch natürliche Konvektion. Der Brennstoff besteht aus Metall mit angereichertem Uran und Transuranen.

Vorteile:

Nachteile:

Weblinks

• Homepage des GiF
• Erläuterung der Generation IV vom Forschungszentrum Karlsruhe (PDF; 1,12 MB)
• MSR-pu