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Technik der Hochtemperaturreaktoren

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Die Technik der Hochtemperaturreaktoren

Konstruktion-Bau-Inbetriebnahme-Betrieb
des 15 MW
el, AVR Jülich
und des THTR 300el, im KW Westfalen

Vortrag, gehalten am 5. April 2009 bei der 21. Tagung
der KTG Fachgruppe „ Nutzen der Kerntechnik“
im KKW Biblis der RWE AG

Dr.-Ing. Urban Cleve, Dortmund

1. Der Atom Versuchsreaktor (AVR) in Jülich.

Die Idee zum Bau des AVR stammt von Prof. Dr. Rudolf Schulten /1/ aus den Jahren 1956 bis 1958, als er junger Physiker und Ingenieur bei BBC war. Wenn man zurückblickend diese Ideen mit dem heutigen Entwicklungsstand der nun weltweit als zukunftsträchtigsten Entwicklung auf dem Energiesektor angesehenen HTR - Technologie vergleicht, kann man nur mit Erstaunen feststellen, welche unglaublich richtigen und weitsichtigen Überlegungen schon in den ersten Grundkonzepten bestanden.

Kugelförmige Brennelemente wegen ihrer überlegenen Strömungs- und Wärmeübertragungseigenschaften, und der Möglichkeit, sie während des laufenden Reaktorbetriebes umwälzen zu können, und damit ohne Abschaltung des Reaktors die Brennelemente zu beladen, zu entladen, auswechseln und umschichten zu können; Graphit als Hauptwerkstoff, für die Brennelemente und für die Reaktoreinbauten, da dieser Werkstoff als Moderator der Neutronenstrahlung und für besonders hohe Temperaturen geeignet ist.

  • - Helium als Kühlmittel wegen der besonders hohen Wärmeübergangszahlen;
  • - Ein integriertes Primärkreis Reaktorkonzept als Grundlage aller Sicherheitsbetrachtungen mit dem Ziel höchster Sicherheit;
  • - Uran 235 und Thorium 232 als Brennstoff mit dem Ziel, neuen Brennstoff zu erbrüten.
  • - Hohe Temperaturen zur Stromerzeugung mir höchsten thermodynamischen Wirkungsgraden, also bestmöglicher Brennstoffausnutzung;
  • - Die Möglichkeit mittels Kernbrennstoffen mit hohen Temperaturen chemische Prozesse wirtschaftlich zu ermöglichen, wie Vergasung von Kohle, Braunkohle, Torf und sonstigen Biomassen zur Erzeugung u.a. von flüssigen Brennstoffen verschiedener Art;
  • - Inhärente Sicherheit des Reaktors, da ein „GAU“ bei kompletten Ausfall der Kühlung, wie beim AVR 2x erprobt, aus nuklear-physikalischen Gründen nicht stattfinden kann.
  • Es waren geradezu visionäre Gedankengänge, die zum Erfolg dieser Technik führten, auch,

wenn die Politik das heute nicht mehr bzw. noch nicht sehen oder wahrhaben will. Die in Deutschland durchgeführte Entwicklung ist ein großer Erfolg. Alle diese Überlegungen waren und sind richtig. Die verbesserten Techniken zur Umsetzung dieser Ideen kamen zwangsläufig, sie betrafen praktisch alle Anlagekomponenten. Die parallel laufenden Entwicklungen mit dem Peach Bottom Reactor in den USA und dem Dragon Reactor in GB, beide mit stabförmigen Brennelementen, blieben erfolglos. In vielen Ländern der Welt, in China, Südafrika(-SA-), USA, und Japan wird der HTR Technik heute größte Aufmerksamkeit geschenkt und die Entwicklungen gefördert. Nur in Deutschland nicht. Hier in unserer Republik finden bei Politikern ja nur die Gehör, die gegen alles und für nichts stehen. Sie müssen nur Katastrophen prophezeien und Angst in der Bevölkerung verbreiten, dann haben sie Gehör und Erfolg, zum oft gigantischen Nachteil die Bevölkerung der BRD und ihrer sozialen und wirtschaftlichen Sicherheit. Ob es so bleiben wird, weiß ich nicht, aber man gibt als Ingenieur ja die Hoffnung nie auf, man hat gelernt zu kämpfen. Wir waren weltweit Spitze in dieser Technologie, hatten praktisch eine Monopolstellung.

Können oder könnten wir es heute noch wieder werden?

Die Einstellung vieler deutscher Politiker, die statt Wissenschaftlern und Ingenieuren lieber Ideologen folgen, die sich von den Gedanken leiten lassen: „ich kenne und verstehe Ihre Argumente nicht, aber ich missbillige sie“, kann nicht die Grundlage für erfolgreiche Entwicklungen sein, weder technisch, noch wirtschaftlich. Wenn unsere Vorfahren ähnlich gedacht und den „Protestlern“ - den Vorfahren der heutigen Bürgerinitiativen - gegen die erste Eisenbahn von Nürnberg nach Fürth, gefolgt wären, hätten wir heute keinen ICE. Zu oft wird vergessen, dass wir von allen Industriestaaten, und das vor allem bei den Primärenergiereserven, rohstoffärmste Land der Welt sind, mit Ausnahme der Braunkohle, doch auch diese wird fälschlicherweise verteufelt. Nicht Entwicklungen, die auf Dauer ständig subventioniert werden müssen, und zu hohen Kostenbelastungen für Bürger und Industrie führen, wie Wind- und Solarenergie und unwirtschaftliche Anlagen der Kraft-Wärmekopplung, sind die Grundlage unserer wirtschaftlichen und sozialen Zukunft, sondern nur solche, mit denen Geld, im volkswirtschaftlichen Sinne gesehen, verdient werden kann. Angsthasenpolitik ist so gut wie Angsthasenfußball, man gewinnt kein einziges Spiel. Ohne gesicherte preiswerte Energieversorgung kann keine Volkswirtschaft erfolgreich sein.

Doch blicken wir nun einmal zurück zur Entwicklung von AVR und THTR.

Abb.:l /-3-/ zeigt das AKW kurz vor der Fertigstellung. Abb: 2 zeigt einen Schnitt durch das Reaktorgebäude. Sicherheitstechnisch wurde die Anlage noch für radioaktiv hochbelastetes Heliumgas in allen Kreisläufen konzipiert. Bei Fertigstellung des Reaktors waren die „Coated Particles“ bereits entwickelt. Diese Entwicklung war sicher der entscheidendste Fortschritt zur Sicherheit dieser Technik. Sie halten die Spaltprodukte weitgehend schon bei der Kernspaltung, also im Inneren der Brennelemente, zurück. Das Grundkonzept der Reaktoranlage wurde aber beibehalten, der Bau war zu weit fortgeschritten. Die Aktivität des Primärgases, also des Heliums, wurde bei Auslegung des Reaktors mit 107 Curie ermittelt. Mit den neuen gepressten Brennelementen, vor allem aber durch die Entwicklung der „Coated Particles“ wurden nach der Inbetriebnahme des Reaktors nur noch eine Aktivität von ca. 360 Curie im Helium Primärgas gemessen. Die „Coated Particles“ zeigten ein ausgezeichnetes Rückhaltevermögen für die entstehenden Spaltprodukte, insbesondere für Kr-88 und Xe-133.

Die vorgesehenen Einrichtungen zur Strahlenabschirmung gegen Neutronen- und Gammastrahlen sind von innen nach außen: 1-5-1;

  • - Graphit Reflektor und Kohlesteineinbauten;
  • - Thermischer Schild;
  • - Innerer Reaktorbehälter aus Stahl;
  • - Biologischer Schild 1 aus Beton;
  • - Schutzbehälter aus Stahl;
  • - Biologischer Schild 2 aus Beton;
  • - Ummantelung aller He-gas führenden Rohrleitungen einschließlich der Messstellen zur Kontrolle der Aktivität;
  • Auch die Funktions- und Sicherheitsprüfungen aller Bauelemente wurde nicht vereinfacht, eine gute Entscheidung, die sicher mit Grundlage für den weitgehend störungsfreien Betrieb dieser „Erstausführung“ des Versuchsreaktors über mehr als 20 Jahre war. Ein BBC Vorstandsmitglied hielt mir einmal vor, „Sie bauen alles 2x“, meine Antwort, „das stimmt fast, aber nichts 3x“.

Dies führte zwangsläufig bei der Neuartigkeit aller Bauteile zu ständigen Kostenerhöhungen und Terminverschiebungen. Auf eine Frage meines obersten Dienstherren, wann dies denn endlich aufhöre, habe ich sinngemäß gesagt, “ehrlich kann ich diese Frage nicht beantworten, aber was sollen wir machen, Kosten und Termine einhalten, oder uns bemühen, einen Reaktor zu bauen, der läuft, beides geht nicht“. Als der BBC Vorstandsvorsitzende dann später einmal zusammen mit seiner Frau mit mir den Reaktor besichtigte, drehte er sich zu seiner Frau um und sagte, „das alles hat BBC aus eigenen Kraft geschaffen“, dazu bemerkte ich dann schnell, “Gnädige Frau, und das alles schneller und billiger als unsere Mitbewerber in den USA und GB“, seine Bemerkung, „ja ,das stimmt“. Danach ließ der Druck nach.

Am meisten zu schaffen machte uns der Einsatz des Heliumgases. Nirgendwo gab es Erfahrungen mit Bauelementen unter diesen Bedingungen. Helium ist ein sehr dünnes und trockenes Gas, das völlig andere Reibungseigenschaften hat, als Luft. So blieben die Abschaltstäbe, 1-1-I die in der Versuchsanlage hunderte von Malen erprobt worden waren und nie Schwierigkeiten machten, nach lösen der Kupplung immer anstandslos herunterfielen, nach Einbau in den Reaktor unter Heliumbedingungen einfach „im Freien hängen“. Tagelang haben wir geprobt, bis wir eine Lösung hatten, die Gleitlagerung wurde durch eine Rollenlagerung ersetzt. Die vier Abschaltstäbe haben während der gesamten Betriebszeit ohne Störungen gearbeitet. /-31 -/

Große Probleme hatten wir mit dem Zwangsdurchlauf-Dampferzeuger. 1-6-1 Der erste wurde komplett vom TÜV verworfen, da bei der US-Prüfung sogenannte „Pittings“ „erschallt“-wurden, vermeintliche Unebenheiten im Inneren der Rohre. Für die 2. Ausführung wurden dann verschärfte laufende Prüfungen mit z.T. neu entwickelten Prüfverfahren, - so auch dem Wirbelstromverfahren -, vom Rohrwerk, über die Clean-Fertigung bis zur Abnahmeprüfung festgelegt. Ergebnis: die „Pittings“ wurden wieder gefunden. Dann wurde mit dem TÜV vereinbart, dass wir vor Einbau in den Reaktor in einer gasdichten Hülle um den fertigen Dampferzeuger Abb.3 herum eine Druck- und Dichtigkeitsprüfung mit Helium durchführen. Auch die Ingenieure des TÜV mussten noch lernen. Ergebnis: der Dampferzeuger war dicht, auch nach dem Einbau hat er die Druckprobe problemlos überstanden.

Der Dampferzeuger war dann über 20 Jahre in Betrieb. Es gab eine gravierende Störung durch eine Leckage, wahrscheinlich in einer Schweißnaht./-31-/ Dadurch trat Wasser in den Primär-Helium-Gaskreislauf ein. Der erhöhte Wassergehalt wurde durch die Detektoren erkannt. Nach Abschalten des Reaktors wurde der Dampferzeuger weiter mit Speisewasser gespeist, um den Reaktor abzukühlen. Ursache war vermutlich eine undichte Schweißnaht im Endüberhitzer des Dampferzeugers. Die Störung trat während der über einige Jahre dauernden Versuchsbetriebsphase mit einer Kühlgastemperatur von 950 °C auf, also 100 °C über der Auslegungstemperatur. Dies bedeutet aber nicht, dass die höhere Kühlgastemperatur die Ursache für diesen Riss war. Der Schaden konnte behoben werden, da der Dampferzeuger mit einem 4-Kreissystem konstruiert war, die es ermöglichten, den undichten Teil außer Betrieb zu nehmen. Nach dieser Maßnahme war der Dampferzeuger weiter störungsfrei in Betrieb. Die Reaktorleistung musste nicht zurückgefahren werden, da ausreichende Reserve konstruktiv von vorne herein vorgesehen war. Diese nicht gravierende Störung zeigt aber nochmals die Gutmütigkeit des ganzen Systems. Es gab keinen radioaktiv- kritischen Zustand. Der Reaktor konnte nach Behebung des Schadens problemlos weiter betrieben und der Versuchsbetrieb fortgesetzt werden.

Eine sehr schwierige Lage entstand bei der Druck - und Funktionsprüfung aller Gasleitungen mit Helium. /-11-/ Jede einzelne Armatur war lange im Prüfstand auf Funktion getestet worden, letztmals vor dem Einschweißen. Dennoch, alle Sitzdichtungen aus Viton lösten sich, da das dünngasige He unter die Dichtungen „krabbelte“ und diese bei Betätigung aus der Fassung herausdrückte, und alle ca. 250 Gasventile waren undicht. Der Lieferant war stumm und ratlos, konnte und wollte nicht mehr weiter machen. Wir standen schwer unter Druck, eine „Katastrophe“ bahnte sich auf höchster Ebene an. Wir mussten Mitarbeiter in die USA und nach GB entsenden, um dort nach geeigneten Armaturen zu suchen, ergebnislos. Inzwischen hatten wir selbst neue Armaturen in einer Nacht- und Nebelaktion, und das in den Weihnachtstagen 1965, konstruiert, in Rekordzeit wurden sie in der Lehrwerkstatt von Krupp gefertigt. Auch der neue Prüfstand im Labor war fertig, diesmal mit der Möglichkeit, die neuen Armaturen unter He-Bedingungen und unter Druck prüfen zu können. Alle neuen Testarmaturen waren auf Anhieb dicht. Zwischenzeitlich war aber auf höchster Ebene eine Konferenz einberufen worden, die sich mit der Frage beschäftigte, ob der ganze „Test AVR“ abgebrochen werden sollte. Vor allem BBC drängte zu diesem Entscheid. Nur dem persönlichen, entschlossenen Einsatz von Herrn Cautius / -2- / war es zu verdanken, dass die Arbeiten weitergehen konnten. Er hat die Verleihung des Dr.-Ing.e.h. wahrlich verdient. Der Ausbau aller alten Ventile und das Einschweißen der neuen Armaturen unter Clean-Bedingungen in kürzester Zeit war eine tolle Leistung der VRB (seinerzeit Vereinigte Rohrleitungsbau GmbH). Danach war alles dicht, bis zur Stilllegung.

Auch alle anderen neu konstruierten Anlageteile, Beschickungsanlage /-7; 9; -/ Abb: 4 mit Brennelementzuführung; Kugelabzugsvorrichtungen mit Abb:5 Verweniger, Vereinzelner, Bruchabscheider, die Abbrandmesseinrichtung, die ölgelagerten Kühlgasgebläse mit den Ölversorgungsanlagen, alle wurden eingehend getestet, sowohl in den Prüfständen der Firmen, im Labor von BBC/Krupp /-15-/ - Abb.5 - und letztlich nach Einbau in den Reaktor. Ergebnis: umfassende Tests kosten viel Geld und auch Zeit, ergeben aber dann eine optimale Betriebssicherheit. Die Beschickungsanlage ermöglicht die Umwälzung und Neubeladung des Cores mit Brennelementen während des laufenden Betriebes, also ohne Reaktorstillstand. Über 20 Betriebsjahre lief sie ohne gravierende, nicht behebbare Störungen mit sehr geringer Bruchrate. /-31-/;

Eines der kritischsten Bauelemente waren die Kohlestein- und Graphiteinbauten des Cores. Abb.:6; zeigt einen Blick in das fertig gestellte Core. Alle Steine wurden einfach aufeinander gestellt, ohne jede Verbindungssubstanz. Auch hier bestanden keinerlei Vorbilder. Herr Dr. Marnet hat mich kurz vor der Inbetriebnahme in 1967 einmal gefragt, was denn passiere, wenn das Deckengewölbe einstürze. Meine Antwort war, wenn das in den ersten 2 Jahren passiert, dann ist das HTR Experiment gescheitert, wenn er 5 Jahre hält, so haben wir ausreichend Erfahrungen, um zu überlegen, ob wir weitermachen können oder nicht, hält er länger, so beginnen wir, mit dem erzeugten Strom die weiteren Entwicklungskosten bezahlen zu können. Ähnlich hatte ich auch die Frage eines Prüfers des Bundesrechnungshofes beantwortet, als er mich fragte, ob der Bau des Sekundärteils nicht eine Fehlinvestition sei. Nach 25 Jahren, also nach der Abschaltung des Reaktors, fragte Dr. Marnet mich, ob ich mich noch an das Gespräch erinnern könne. Er sagte mir, dass alle Kohlestein- und Graphiteinbauten wie neu aussehen, /-31 -/ nicht ein Block hätte sich auch nur um einen Millimeter verschoben. Für eine weltweite Erstkonstruktion ein großartiger Erfolg.

Die 1. Kritikalität des Reaktors wurde am 28.8.1966 erreicht. Danach erfolgten die Durchführungen alle nuklear-physikalische Messungen zur Überprüfung der Berechnungen. Die Experimente ergaben eine gute Übereinstimmung mit den Auslegungsberechnungen. Aber auch alle übrigen Anlageteile wurden weiter erprobt. Vor allem wurden alle erdenklichen Störfallszenarien untersucht, alle verliefen ohne Beanstandungen. Im November 1967 wurde dann die uneingeschränkte Genehmigung zum Betrieb des Reaktors erteilt. Am 18.12.1967 wurde erstmals die Turbogruppe ans Netz geschaltet, mit einer Leistung von 6 MW.

Ein Ereignis, das für uns seinerzeit völlig normal war, und dessen Bedeutung erst später, nach dem Unfall in Tschernobyl, erkannt wurde, war die Erprobung des Reaktorverhaltens bei vollständigem Ausfall der Kühlung, heute allgemein als GAU bezeichnet, zum Nachweis des negativen Temperaturkoeffizienten. Der Reaktor wurde auf volle Temperatur von 850 ° C gefahren, die Abschaltstäbe wurden blockiert, die Kühlgasgebläse abgeschaltet. Der Ausfall der Reaktorkühlung war ja die Ursache für die Katastrophe von Tschernobyl. Mit dem AVR passierte nichts. Das Kugelbett wurde langsam über Tage durch Wärmeabfuhr nach außen kühler. Der erste „GAU“, der beim AVR nicht eintreten kann, war damit erfolgreich erprobt, keiner hat davon etwas gemerkt. Dieser Versuch wurde nach 10 Betriebsjahren 1977/- 31-/ wiederholt, mit dem gleichen ausgezeichneten Ergebnis. In China hat in 2005 mit dem dort gebauten Versuchs - Pebble Bed Reactor HTR-10 das gleiche Experiment stattgefunden, mit gleichem Ergebnis. Dort, so wird berichtet, hätte das Bedienungspersonal ziemlich viel Angst gehabt, das Experiment durchzuführen. Bei uns hatte niemand davon Notiz genommen.

Das thermodynamische Sicherheitsverhalten von HT-Reaktoren wird in /-28-;-31-;-33-/ eingehend beschrieben. Die drei durchgeführten Versuche über das Verhalten des AVR und des HTR-10 in China bei vollständigem Ausfall der Kühlsysteme bestätigen die theoretischen Modellberechnungen.

Niemand hat von diesen extremen Versuchen etwas gemerkt. Keine Radioaktivität wurde freigesetzt. Auch das Bedienungspersonal wurde nicht auch nur im Geringsten radioaktiv belastet.

Weitere für den späteren Betrieb ganz wichtige Bauelemente waren die Werkzeuge und Vorrichtungen zum eventuellen Austausch von Komponenten. Vor allem das automatische Verschweißen der Deckel für die Bruchbehälter der gebrochenen Brennelemente und deren Austausch während des laufenden Reaktorbetriebes wurde intensiv und erfolgreich erprobt. Ebenso für alle Teile der Beschickungsanlage. Diese Technik ist von ganz wesentlicher Bedeutung für einen späteren möglichst störungsfreien Betrieb. Alles hat später im Betrieb funktioniert.

Wichtig zur Beurteilung des Erfolgs dieses Versuchsreaktors ist es, dass der Reaktor längere Zeit zur Demonstration weiterer Einsatzmöglichkeiten der HTR Technik mit einer Gastemperatur von 950 °C störungsfrei betrieben wurde, also 100 °C über der Auslegungstemperatur. Gra-phit- und Kohlesteineinbauten machten problemlos mit. In dieser Zeit wurde eine Schweißnaht im Dampferzeuger undicht. Es entstand ein Schaden, dieser wurde aber mit Sicherheit nicht durch die höhere Betriebstemperatur verursacht.

Am 31.12.1988 wurde der AVR stillgelegt. Er ist bis heute die weltweit einzige HTR -Anlage mit Langzeiterfahrungen für alle eingesetzten, oft neuartigen Werkstoffe und neu konstruierten technischen Anlagen, Maschinen und allen anderen Komponenten. Wie erfolgreich dieser Versuchsbetrieb war, geht aus folgenden Zahlen hervor. Die Zeitausnutzung, das Verhältnis der Generatorbetriebsstunden zur gesamten Kalenderzeit von 1969 bis 1988 betrug 67,2%. Die beste Zeitausnutzung war in 1979 mit 91,9%. Für ein völlig neues Reaktorkonzept sind das weltweit herausragende Ergebnisse. /-31-/. Die mittlere Dosisbelastung für alle strahlenexponierten Personen ist von 6,17 mSv im Jahre 1968 auf 0,39 mSv im Jahr 1988 zurückgegangen. Alle Erfahrungen, insbesondere die zum Strahlenschutz und Sicherheit, die mit dem Versuchsbetrieb des AVR gewonnen werden konnten, sind umfassend und ausführlich in dem Abschlussbericht festgehalten. /-31-/.

2. Die Brennelemente und Reaktorphysik. /-1-;-4-;-32-;/

Nach den Ideen von Prof. Dr. Schulten / -1-/ sollten für die Brennelemente nur keramische Stoffe wie bspw. Oxide oder Karbide und sonst nur Graphit verwendet werden. Als erstes Konzept wurde ein Brennelement gewählt, das in einer Graphitkugel mit Verschlussstopfen -Abb.:7 - ein Pellet mit einem Gemisch von Uranoxid und Graphitpulver enthielt. Damit wurde eine Kontamination der Kreisläufe mit allen Spaltprodukten in Kauf genommen. Die weitere Entwicklung führte dann zu so genannten „Coated Particles“, also umschichteten weitgehend gasdichten Brennstoffteilchen und letztlich zu gepressten Brennelementen mit darin eingeschlossenen „coated particles“. Diese Konstruktion, mit der auch variable Brennstoffmischungen erprobt werden können, ist bis heute die beste Lösung - Abb.:8 -. Mit den ersten Brennelementen konnte mit 2 Kugeln eine thermische Leistung von 1 kw erzeugt werden. Mit den neuen Brennelementen wurde eine Leistung von 1.6 kw/Kugel erreicht bei einer Leistungsdichte von 2,4 MW/m . Die Elemente wurden insbesondere von der KFA Jülich jahrelang in Forschungsreaktoren, u.a. in Mol/Belgien getestet, bevor sie in den Reaktor eingebracht wurde. Im THTR wurde bereits eine Leistungsdichte von 6 MW/m3 erreicht.

Die neutronenphysikalischen Berechnungen eines Kugelbettes sind wegen der Strömung des Kühlgases um die Kugeln sehr kompliziert. Umfangreiche Versuche zur Ermittlung der Wärmeübergangszahlen rund um die Kugeln und im Kugelbett wurden durchgeführt. Diese Probleme erschweren auch die Berechnung der Temperaturverteilung im Kugelbett. Alle diese Fragen sind ausführlich in /-13-/ beschrieben, ich möchte, da eine Beschreibung zu sehr ins Detail gehen würde, diese hier nicht erläutern. Ich habe auch noch nie ein Core berechnet. Nur die thermodynamische Auslegung von Kraftwerken hatte ich bis dahin gelernt. Fakt ist nur, dass die Brennelemententwicklung, die besonders im AVR als idealem Testreaktor von Anfang an eingeplant war, weitergegangen ist. Alle hierbei gewonnenen Erfahrungen sind detailliert in /-31-/ beschrieben. Auch die Auslegung und Dimensionierung der Cores ist mit den Reaktorentwicklungen in China und SA weitergegangen. Das neueste Element aus einer Veröffentlichung über den chinesischen HTR-10 zeigt Abb.: 9.

Zusammen gefasst lässt sich sagen, dass die Entwicklung der Brennelemente mit Verwendung von Uran 235 und dem „Brutstoff“ Thorium 232 in „Coated Particles“ die Weiterentwicklung zum thermischen Brüter ermöglicht hat. Beim AVR wurde der Thoriumgehalt der Brennele-mente von 5 gr. Auf 10 gr. Angehoben. Dies zu erproben sollte nach Abschaltung des AVR eine wesentliche Aufgabe des THTR-300 sein. Die Leistungsdichte bei der Auslegung des THTR- 300 betrug bereits 6 MWth/m3 Kugelschüttung gegenüber 2,4 MWth/m3 beim AVR. Auch sollten hier Brennelemente verschiedener Konfigurationen erprobt werden. Heute werden diese Brennelemente in China weiterentwickelt. Wir erkennen, welchen Rückschlag diese Entwicklung durch die rein politisch bedingte Stilllegung des THTR-300 erfahren hat. Auch der AVR hätte noch Jahre weiter als Testreaktor betrieben werden können.

3. Das THTR – 300 MW Demonstrationskraftwerk im KW Westfalen der VEW in Hamm-Uentrop Schmehausen.

Das Grundkonzept dieses Demonstrationsreaktors mit den sogenannten baureifen Unterlagen wurde noch während der Inbetriebnahme des AVR erstellt, konnte also noch keine Erfahrungen aus dem Betrieb des AVR enthalten. Einen Schnitt durch die Gesamtanlage zeigt Abb. 10; /- 21-/

Gegenüber der AVR Technik wurde folgende wesentlich Änderungen durchgeführt:

Der Reaktor erhielt statt des Stahlbehälters einen neu zu konstruierenden und zu erprobenden Spannbetondruckbehälter. Eine sicherheitstechnisch großartige Neukonstruktion. Bei einem Durchmesser von 16 m und einer Höhe von 18 m war ein Stahlbehälter nicht mehr machbar. Wir wollten aber auf keinen Fall das integrierte Reaktorkonzept mit Core und Dampferzeuger in einem Behälter aus Sicherheitsgründen verlassen. Mit einer Wandstärke von mehr als 5 m Beton ist er gleichzeitig eine ideale biologische Abschirmung. Eine bis heute eindeutig richtige Entscheidung

Auf einen Schutzbehälter konnte wegen der geringen Aktivität im Helium Kühlgas verzichtet werden. Eine gasdichtes aber druckloses Containment reicht aus, um eine sichere Einschluss aller gasführenden Teile innerhalb des Reaktorgebäudes zu gewährleisten, die Luft innerhalb des Containments auf Radioaktivität zu prüfen, zu reinigen, zu filtern und radioaktiv freie Luft kontrolliert in die Umgebung abzuleiten.

Die Führung des Helium Kühlgases wurde umgestellt, das Kugelbett wurde nicht mehr von unten nach oben, wie beim AVR, sondern von oben nach unten durchströmt. Grund hierfür war, dass bei höheren Gasgeschwindigkeiten die Brennelementkugeln bei Anströmung von unten im oberen Bereich beginnen, sich abzuheben, also im Kühlgas zu „tanzen“. Eine nicht vermeidbare und richtige Änderung. Weiter wurde hierdurch eine gleichmäßige Anströmung des Kugelbettes erreicht. Dadurch wird die Bildung von möglichen „heißen Strähnen“ im Kugelbett und strömungstechnisch bedingte Bildung einer zu hohen Erwärmung der Brennelemente in einzelnen Bereichen praktisch ausgeschlossen. Die Temperaturverteilung und deren Berechnung im Kugelbett wird gegenüber dem AVR wesentlich verbessert bzw. vereinfacht./13/.

Bei der Abzugsvorrichtung, die auch den unteren Abschluss des Kugelabzugrohres bildet, wurde ein neu konstruierter und unter normalen Bedingungen erprobter Vereinzeler eingesetzt.

Die Dampferzeuger wurden neben dem Core in den Spannbetondruckbehälter eingebaut. Neben konstruktiven Vorteilen bietet diese Anordnung die Möglichkeit, im Falle einer Undichtigkeit den undichten Strang zu ermitteln, ohne dass das Core, wie beim AVR geschehen, „unter Wasser gesetzt“ wird. Die zur Ermittlung einer Leckage im Falle einer Undichtigkeit erforderliche Druckprüfung kann also einfacher und problemloser durchgeführt werden. Der Störfall mit der undichten Schweißnaht am AVR-Dampferzeuger hat gezeigt, dass die Feuchtigkeitsanzeige im Heliumkühlgas so schnell ansprach, dass das Kugelbett des AVR nicht während des Betriebes, also in heißem Zustand, mit flüssigem Wasser in Berührung kam. Lediglich der Feuchtigkeitsgehalt des Helium mit gasförmigem Wasser wurde erhöht. Erst bei der Druckprüfung zur Ermittlung des undichten Dampferzeugerstranges wurde das Kugelbett „unter Wasser“ gesetzt. Auch nach Behebung des Schadens wurde der Reaktor mit den gleichen BE, also mit der Füllung, die zuvor unter Wasser gestanden hat, problemlos weiterbetrieben.

Die Gaskreisläufe wurden entsprechend der geringeren zu erwartenden Aktivität durch Ein-satz der neuen Brennelemente mit „coated particles“ ausgelegt. Auf eine Ummantelung der gasführenden Rohre konnte verzichtet werden, eine erheblich Vereinfachung und Verbilligung.

Die Reaktorphysik hat dann das ganze Konzept mit neueren Programmen nochmals nachgerechnet und kam zu der uns alle überraschenden Erkenntnis, dass ohne Einfahren von Abschaltstäben in das Kugelbett ein „Kaltfahren“ des Reaktors nicht möglich sei, der negative Temperaturkoeffizient reichte, im Gegensatz zum AVR Reaktor, nicht aus, um das Kugelbett auf eine niedrige Temperatur herunterzufahren. Der Reaktivitätsüberschuss beim Abfahren war wegen des größeren Durchmessers des Kugelbettes und dem zu großen Abstand der Brennelemente in der Mitte des Cores zu den Absorberstäben höher als beim AVR. Damit war ein Vorteil des Kugelbettreaktors nicht mehr in vollem Umfang gegeben.

 In einer Sitzung in 1967 mit den technischen Vorständen von Brown, Boveri Baden, BBC Mannheim, Krupp, Prof. Dr. Schulten und der Führung von BBC/Krupp wurden die Konsequenzen beraten. Problem war, dass das Verhalten der Abschaltstäbe im heißen Core nicht zuvor in einer Versuchsanlage erprobt werden konnte. Niemand konnte die Frage beantworten, ob diese sich unter Strahlung und den hohen Temperaturen, sowie durch die Biegebeanspruchung, bedingt durch die Fließvorgänge im Kugelhaufen - Abb.:11 - / -17-/, verbiegen, abbrechen oder festfahren würden. Weiter war nicht erprobbar, ob die sich im Kugelbett bewegenden Stäbe zu einer erhöhten Bruchrate der Brennelemente führen könnten. Eine sehr kritische Situation, die die Frage aufwarf, ob der Reaktor überhaupt gebaut werden sollte, und ob dieser Bau noch verantwortbar sei. Diese Fragen wurden sehr eingehend und sehr ernsthaft besprochen. Eine alternative Konstruktion, mit Führung der Abschaltstäbe in den Graphiteinbauten innerhalb des Cores, ähnlich wie beim AVR, wurde verworfen, da keine Erfahrungen über das Verhalten mit Graphiteinbauten vorlagen. Das Risiko wurde hier als noch größer angesehen. Die Diskussion führte letztlich zum Ergebnis, dass nur mit dem Bau und mit dem Betrieb des THTR - 300 diese Fragen zu beantworten seien. Für das Personal und die Umgebung bestanden keinerlei sicherheitstechnische Bedenken. Nur der Reaktorbetrieb könnte erschwert werden. Daher wurde entschieden, diese Reaktorentwicklung weiterzuführen. Im Extremfall sollte der Reaktor durch Einbringung von Bor vergiftet werden.

Die Konstruktion des Spannbetondruckbehälters war neu. Die Kühlung der inneren Betonwand erfolgt durch eine Isolierung und einen wassergekühlten gasdichten Liner. Ein Spannbetonbehälter wurde als Versuchsmodell mit allen wesentlichen Teilen maßstabsgetreu 1:20 gebaut und druckgetestet. Als Versuchsmedium wurde Wasser verwendet. Der Betriebsdruck des Helium Kühlgases beim THTR liegt bei 40 bar. /-16-/ Die Versuchsinstrumentierung bestand aus Dynamometern zur Kontrolle von Spannkraftverlusten der Kabel, Rissanzeigern am Beton und Thermoelementen zur Temperaturkontrolle bei den Warmversuchen. Die äußeren Verformungen wurden mit Dehnungsmessstreifen und speziell für die Versuche entwickelten Geräten zur Verschiebungsmessung gemessen. Im ersten Belastungszyklus von max. 50 bar bei kaltem Behälter verhielt sich der Behälter völlig elastisch. Der zweite Versuchszyklus wurde mit warmem Behälter durchgeführt. Die Drucksteigerung erfolgte in Schritten von 10 zu 10 bar bis zum Auftreten der ersten Risse. Die ersten Haarrisse traten bei einem Druck von etwa 90 bar in der Zylinderwand auf. Bei der weiteren Drucksteigerung traten die ersten senkrechten Risse in der Zylinderwand bei etwa 116 bar auf. Beim abschließenden Berstversuch wurde der Druck kontinuierlich gesteigert. Große Risse entstanden bei 180 bar und die ersten senkrechten Kabel rissen bei 190 bar. Erstaunlich und überraschend war, dass der Behälter nach dem Bruch und Druckentlastung bis zum Betriebsdruck wieder annähernd gasdicht war. /-16-/ Dies bedeutet, dass in einem angenommenen Störfall nur ein Teil der Primärgasmenge hätte entweichen können. Ein großartiges Versuchsergebnis. Damit war die Entscheidung für einen Spannbetondruckbehälter beim THTR endgültig gefallen. Ich persönlich sehe in dieser Konstruktion neben den Erfolgen der Brennelemententwicklung den entscheidenden sicherheitstechnischen Fortschritt und Erfolg. Ich kann mir nicht vorstellen, dass wir in Deutschland auf diese Technik bei größeren Einheiten verzichten würden, und von der integrierten Bauweise dieser Reaktorlinie, wie in China und SA z.Zt. geplant, abgehen würden.

Nun ist leider die Inbetriebnahme und der Betrieb des THTR nicht ganz so problemlos erfolgt, wie beim AVR. /-17-;-19-;-20-;/. Schwierigkeiten traten beim Brennelementabzug durch eine im Verhältnis zum AVR wesentlich höhere Bruchrate der Brennelemente auf. Dies lag u.a. daran, dass die Genehmigungsbehörden einen wahrscheinlich viel zu lange dauernden Testbetrieb zum Einfahren und Bewegen der Abschaltstäbe im Core forderten. Dadurch ist eine hohe Bruchrate schon vor der eigentlichen Inbetriebnahme des Reaktors entstanden. Man kann sicher darüber unterschiedlicher Meinung sein, ob diese Tests überhaupt Sinn gemacht haben. Das Risiko durch das Fahren der Stäbe im Core mit der Gefahr, Brennelemente zu beschädigen, war bekannt. Die Abschaltstäbe sind nur beim Abfahren des Reaktors und beim Stillstand im Core eingefahren. Bei laufendem Betrieb bewegen sie sich also nicht im Kugelbett, können dann also auch keine Kugeln beschädigen. Es hätte also Sinn gemacht, diese Versuche vor der Inbetriebnahme auf ein Minimum zu beschränken. Dennoch haben diese Versuche gezeigt, das das Jahre zuvor befürchtete Problem, dass durch das Bewegen der Stäbe innerhalb des Kugelbettes eine höhere Bruchrate zu erwarten war, eingetreten ist. Aber es war konstruktiv aus damaliger Sicht nichts zu ändern, das habe ich erläutert und begründet. Wahrscheinlich aber bedingten alle schon früher erkannten Risikofaktoren die höhere Bruchrate. Abb. 12 zeigt einen Blick in das Core mit den Abschaltstäben. Ob die Stäbe einer Dauerbelastung standgehalten hätten, konnte nicht mehr erkannt werden, dazu waren die Betriebszeiten ohne durchgehenden Dauerbetrieb und bei ausgefahrenen Stäben zu kurz. Dennoch lassen sich aus dem THTR Betrieb wichtige Schlüsse für Verbesserungen bei zukünftigen Reaktoren zusammen mit den ausgezeichneten Betriebserfahrungen des AVR ziehen.

Die anfänglich bestehenden Probleme mit dem Vereinzelner, der die Aufgabe hat, die Kugeln aus dem Abzugsschacht einzeln abzuziehen, konnten nach anfänglichen Schwierigkeiten weitgehend behoben werden. Nach Beheben der Anfangsschwierigkeiten und dem Ausschleusen des größten Teils der Brennelemente, die bei der Inbetriebnahme beschädigt worden waren, lag die Bruchrate der Brennelemente bei 0,6% der abgezogenen Elemente. Die Bruchrate beim AVR war erheblich geringer, sie lag bei etwa 0,01%. /-31-/

Ausdrücklich möchte ich erwähnen, dass keine der beim Betrieb THTR aufgetretenen anfänglichen Schwierigkeiten auch nur im Geringsten eine sicherheitstechnisch relevante Bedeutung hatte. Alle anderen Komponenten arbeiteten über 16.000 Betriebsstunden genau so problemlos, wie beim AVR in über 20 Jahren und in mehr als 100.000 Betriebsstunden. In keinem einzigen Fall ist eine unzulässig hohe „Strahlenbelastung“ des Personals oder der Umgebung eingetreten. /-21-/. Selbst eine kurzfristige „Freisetzung“, - ein Vorgang, der nur theoretisch überhaupt denkbar ist -, des im Kühlkreislauf eingesetzten Helium hätte nicht zu einer Evakuierung im Umkreis des THTR geführt, da die Radioaktivität weit unter den zulässigen Grenzen lag. Umso bedauerlicher ist es, wenn deutsche „wissenschaftliche Forschungsinstitute“ eine bewusste Fehlinformation zum tragischen Reaktorunfall in der Ukraine aus dortiger Quelle, aufnehmen und behaupten, die Strahlenbelastung sei nicht durch Tschernobyl, sondern durch eine Störung im THTR-300 verursacht worden. Ein geradezu beschämendes Verhalten des Freiburger ÖKO - Instituts, das nur als boshafte Irreführung der Bevölkerung betrachtet werden kann, und beweist, was der Bürger von „Warnungen“ solcher Institute halten können. Nur findet das kaum in der Presse Erwähnung. Dies sollten einmal auch die „Kernkraftgegner“ zur Kenntnis nehmen, sie haben immer noch nicht erkannt, wie sehr sie der Volkswirtschaft durch sachlich und fachlich unbegründetes Verbreiten von „Angstpsychosen“, schaden.

Zusammenfassend /-22,-/ kann trotz des relativ kurzen Betriebes des THTR festgestellt werden, dass alle wichtigen Erkenntnisse und Ergebnisse, die zu Konstruktion und Betrieb neuer, zukünftiger kommerzieller HTR-Kraftwerke erforderlich sind, mit diesem Prototyp erzielt werden konnten.

Bei der Stilllegung war die Gesamtanlage technisch intakt und hätte jederzeit innerhalb von 3 Tagen wieder angefahren werden können.

Wesentliche Ergebnisse sind:

  • HTR - Kraftwerke können im elektrischen Verbundnetz nach Vorgabe der Lastverteilung eingesetzt werden. Das Regelverhalten, auch zur Frequenzhaltung, ist einwandfrei;
  • Die gesamte Anlage ist sicherheitstechnisch problemlos zu betreiben;
  • Die Gesamt-Personendosis ist mit 10 mSv bei Normalbetrieb und 40 mSv bei Stillstand, Reparaturen und Revisionen selbst am offenen Primärteil sehr gering;
  • Ausbauarbeiten und Reparaturen am Primärteil sind durchführbar;
  • Durch Kugelbruch entsteht keine höhere Aktivität des Primärgases Helium;
  • Sicherheitstechnisch begründete Betriebseinschränkungen oder sicherheitstechnisch relevanten Schäden hat es nie, auch beim AVR nicht, gegeben.
  • Der thermodynamische Gesamtwirkungsgrad von konventionellen Kraftwerken mit Zwischenüberhitzung des Wasser - Dampf - Kreislaufes wurde erreicht. Damit ist die Ausnutzung des nuklearen Brennstoffes annähernd doppelt so hoch, wie bei Wasserreaktoren.
  • Der THTR-300 hat also trotz der kurzen Betriebszeit seine eigentliche Aufgabe zusammen mit den Erfahrungen aus dem 20-jährigen störungsfreien Betrieb des AVR im Wesentlichen erfüllt:
  • Alle Erkenntnisse wurden gewonnen, um den Bau größerer kommerzieller Anlagen zu ermöglichen;
  • Die Gesamtanlage und alle neuen Kraftwerkskomponenten konnten im grosstechnischen Einsatz erprobt werden;
  • Der Nachweis wurde erbracht, dass die HTR - Technik im Kraftwerksbetrieb zur Stromerzeugung auch im Netzbetrieb unter regelungstechnischen Bedingungen uneingeschränkt einsetzbar ist.
  • Die Sicherheitstechnik ist soweit entwickelt, dass keine Gefahr für das Bedienungspersonal und die Bevölkerung gegeben ist, und sogar im schlimmsten, überhaupt denkbaren Störfall keine Evakuierung der Bevölkerung im Umkreis erforderlich ist./-33-/

4. Konzept einer HTR Baureihe mit großen Leistungen über 300 MWel|.

Aus den vorbeschriebenen Erfahrungen und Überlegungen lassen sich konkrete Schlüsse zur Konstruktion von HTR Reaktorbaulinien, die bis zu den größten Leistungen entwickelbar sind, ziehen. / -19-/

Diese sind nach meiner Beurteilung folgende Überlegungen:

  • An dem Sicherheitskonzept des THTR - 300 sollte nichts geändert werden. Die integ-rierte Bauweise mit einem Spannbetondruckbehälter muss erhalten werden, auch wenn die Entwicklungsprojekte in den USA, Japan, China und SA andere Konstruktionen zeigen. Weder beim AVR noch beim THTR ist auch nur eine einzige unzulässige Strahlenbelastung eines Mitarbeiters oder der Umgebung aufgetreten. Wer etwas anderes behauptet, kennt das Anlagensystem nicht oder er ist boshaft unbelehrbar. Sicherheit ist das höchste Gebot, auch bei der an sich schon überzeugenden Sicherheitsbetrachtung, die durch die erstellten Sicherheitsberichte bestätigt wurde.
  • Zwei erfolgreich erprobte „GAU“ in unseren Anlagen sollten ausreichender Beweis auch für die größten Skeptiker und Kritiker sein.
  • Der AVR - Betrieb hat erwiesen, dass die Graphiteinbauten zuverlässig einsetzbar sind und keine Probleme bereiten. Sie haben sich im AVR-Betrieb als langjährig stabile Bauelemente erwiesen. Daher kann die schon in 1967 angedachte Bauweise des Cores mit mehreren Brennelement - Abzugsvorrichtungen und Führung der Abschalt- und Regelstäben nur in Graphiteinbauten ausgeführt werden. Diese Konstruktion führt auch zu einer Vergleichmässigung des Kugelflusses im Core./17/-Abb: 11, und damit zu einer genaueren Berechnungsmöglichkeit des Abbrands der einzelnen Kugeln. Beim AVR und in der Versuchsanlage wurde festgestellt, dass die BE in der Randzone langsamer fließen, als angenommen. Auch dieses Problem wird durch mehrere Abzugseinrichtungen erheblich gemindert.
  • Das Helium – Kühlgas wird wie beim THTR-300 von oben nach unten, also gleichmäßig zum Kugelfluß, durch das Kugelbett geleitet. Damit wird das zuvor erwähnte Abheben-Tanzen- der Kugeln am oberen Ende des Kugelbettes verhindert. Ebenso wird die Berechnung und Einhaltung einer gleichmäßigen Temperaturverteilung im Kugel-bett erheblich vereinfacht. Auch die neu entwickelten, sogenannten „once through and out“ Brennelemente könnten die Kugelbetten gezielter und besser berechenbar durchfließen.
  • Durchmesser und Höhe der Cores sind nuklearphysikalisch und unter wirtschaftlichen Gesichtspunkten zu optimieren.
  • Die Brennelement- Abzugs und -Umwälzanlage eines zukünftigen HTR sollten unter Berücksichtigung der Erfahrungen mit AVR und THTR weiter untersucht und auch ge-eignete weitere Varianten erprobt werden. Mit neuen Ideen, basierend auf den vorlie-genden Erfahrungen, sollten neue Konstruktionen weiter getestet werden. Hier liegt m.E. noch ein gutes und erfolgversprechendes Entwicklungspotential. Die höhere Zahl von Abzugsvorrichtungen bei einer größeren Zahl von Abzugsrohren aus den Reaktorbetten lässt dies sinnvoll erscheinen. Zur Planung der Umwälzanlage gehört eine sehr gut konstruierte und erprobte Einrichtung mit Werkzeugen zum Ausbau bei erforderlichen Reparaturen unter Betriebsbedingungen, also auch bei laufendem Reaktor. Auch hier liegen positive Erfahrungen mit den im AVR und vor allem mit den am THTR erprobten Apparaturen vor, die bewiesen habe, dass solche sehr schwierigen „Operationen“ möglich sind, und nicht zu einer unzulässig hohen Strahlungsbelastung des Betriebspersonals führen.
  • Bei einer Vergrößerung der HTR- Kraftwerksleistung, etwa beim Übergang vom THTR - 300 auf Leistungen von 500 MWel und größer, werden nachstehend die wichtigsten Komponenten hinsichtlich konstruktiver Fragen zur Leistungserhöhung betrachtet:
  • Die Brennelemente sind entwickelt und unverändert einsetzbar; nur die Zahl wird erhöht. Die neuen Erfahrungen mit Brennelementen, ggfs. auch aus China und SA, stehen hierzu mit zur Verfügung. Wenn möglich sollte auch die Leistungsdichte im Core erhöht werden, dies führt zu einer kompakteren Bauweise und ist kostengünstiger. Der alles entscheidende Vorteil aber liegt in der Möglichkeit zur Erbrütung neuen Kernbrennstoffes in der Größenordnung von etwa 60% beim THTR- 300, bis zum Ziel von etwa 95 % bei weiterer Entwicklung der Reaktortechnik und der Brennelemententwicklung.
  • Mit Einsatz dieser Technik reichen die vorhandenen und bekannten Uranvorkommen so     auf Hunderte von Jahren aus.
  • Der Spannbetondruckbehälter muss neu dimensioniert und berechnet werden. Danach ist zu entscheiden, ob erneute Berstversuche durchgeführt werden müssen; Bedenken, dass diese nicht gelingen könnten, sind gering.
  • Das Core besteht weiter aus Graphiteinbauten. Die Größe eines/der Cores muss neu berechnet werden, vor allem wenn die Abschalt- und Regelstäbe in die das/die Cores umgebenden Graphiteinbauten geführt werden. Für die nuklear-physikalischen Berechnungen sind neue Programme zu erstellen.
  • Die Heißgastemperatur kann auf 900° - 950 °C erhöht werden. Eine Erhöhung des Betriebsdruckes sollte untersucht werden. Beides ist aber nur möglich, wenn die heißgasführenden Kanäle mit geeigneten Materialien gebaut werden können. Hier liegt noch ein Entwicklungspotential, das zu einer Minderung der Baukosten beitragen kann /-20-/.
  • Die Konstruktion der Abschaltstäbe, die im THTR auch in den Graphiteinbauten eingesetzt waren, ist problemlos übertragbar, ist also praktisch risikolos; nur die Zahl der Stäbe wird sich erhöhen, bei praktisch unveränderter Konstruktion.
  • Die größeren Kühlgasgebläse müssen von den Herstellern unter Berücksichtigung der Erfahrungen, die beim Betrieb des THTR-300 gewonnen wurden, mit größerer Leistung gebaut werden. Da die Gebläse im THTR weitgehend einwandfrei liefen, sollte hier kein größeres Problem entstehen. Die vorhandenen Erfahrungen der Gebläselieferanten sollten ausreichen, um Gebläse mit größerer Leistung zu bauen.
  • Die Gasreinigungsanlagen können problemlos extrapoliert und somit für größere Leist-ungen ausgelegt und konstruiert werden.
  • Die Dampferzeuger sind mit den vorliegenden Erfahrungen und Berechnungsunterlagen ohne Schwierigkeiten für größere Leistungen berechenbar. Die Fertigung und die Prüfungen erfordern keine nennenswert neuen Erkenntnisse oder Erfahrungen. Die „gewickelte“ Konstruktion der Rohrleitungen des THTR ist einfacher und sicherer zu prüfen, als die „Evolventen“ Konstruktion des AVR.
  • Der komplette Stromerzeugungsteil ist konventionell, hier braucht nichts mehr entwickelt zu werden.
  • Die Fragen einer sicheren „Stilllegung“ eines solchen Reaktors nach Beendigung des Betriebes müssen schon bei der Konstruktion berücksichtigt werden. Z.Zt. wird das Konzept des „sicheren Einschlusses“ nach Abzug aller Brennelemente beim THTR erprobt. Es scheint sich sehr gut zu bewähren, bei relativ geringen Kosten. Es könnte eine Dauerlösung, vor allem wegen des „strahlensicheren“ Spannbetonbehälters mit hervorragender biologischer Abschirmung des gesamten „eingeschlossenen“ Systems, sein.
  • Für den Fall der terroristischen oder kriegerischen Bedrohung können die kugelförmi-gen Brennelemente in rund 5 Minuten unter Schwerkraft aus dem Core in einen unterirdischen Bunker entladen werden. Dieser Fall wurde in einem 1/6 Modell erprobt. /-32-;-33-,-34-/. Eine größere Zahl von Kugelabzügen ermöglicht einen schnelleren Abzug der Brennelemente in diesem Fall.
  • Dieses „Notfalllager für Brennelemente“ kann auch so geplant werden, dass es als End-lager für abgebrannte und nicht mehr aufzubereitende Brennelemente und für die gebrochenen und aus dem Kreislauf ausgeschiedenen Kugeln Verwendung findet. So kann die ganze Frage der Endlagerung wegen des verhältnismäßig geringen strahlenden Abfallvolumens schon bei einer Neukonstruktion wirtschaftlich und mit vergleichsweise geringen Kosten gelöst werden.
  • Die Transporte von radioaktivem strahlendem Material sind dann beschränkt auf die Brennelemente -Transporte zur Wiederaufbereitungsanlage und zurück zum KKW.
  • Die Gesamtanlage wäre bei dieser Bauweise nicht nur gegen eventuelle Flugzeugabstürze sondern auch gegen gezielte terroristische Angriffe mit gezieltem Raketenbeschuss immun.
  • Der Spannbetonbehälter ist sicher das beste „Endlager“, noch sicherer zu bauen ist technisch kaum möglich. Vor allem kann eine mögliche Gefährdung des Grundwassers hier völlig ausgeschlossen werden.

Der Sekundärteil des THTR-300, also der gesamte Bereich der Stromerzeugung, ist vollkommen unbelastet und ist daher bereits „entsorgt“, zum Teil sogar verkauft worden. Die Dampfturbogruppe ist in einem anderen Kraftwerk konventioneller Bauart heute noch in Betrieb. Ein weiterer Vorteil dieses HTR-Konzeptes.

Beim AVR hat an diese Frage niemand gedacht. Vielleicht hätten dann die enormen Kosten eines „Rückbaus“ verringert werden können, doch es war ja ein Versuchsreaktor, vielleicht jetzt mit dem Vorteil, auch die mit einem Rückbau zu gewinnenden Erfahrungen in Zukunft verwerten zu können Vor allem muss bei einem Neubau eine denkbare Belastung des Bodens und damit auch des Grundwassers durch „strahlendes“ Material ausgeschlossen sein.

Damit ist die Weiterentwicklung aller relevanten Komponenten technisch ohne größere Prob-leme lösbar. Die Erfahrungen, die beim Bau und Betrieb des THTR, aber auch bei dessen Montage und bei den Prüfungen erhalten wurden, sind voll verwertbar und auf zukünftige Großanlagen übertragbar.

Für Reaktoren bis zu einer thermischen Leistung von etwa 200 MWth, / 300 MWth kann ein modifizierter AVR, im Prinzip in konstruktionsähnlicher Bauweise, aber unter Berücksichtigung der auch für den THTR erwähnten Änderungen, eingesetzt werden.

Die in Deutschland entwickelte HTR-Technik ist die z.Zt. noch einzige in der Welt erprobte Technik, die den Nachweis erbracht hat daß HAT-Reaktoren betriebssicher und mit hoher Verfügbarkeit arbeiten.

Weiter kann ein HT - Reaktor zum Betrieb mit Gasturbinen eingesetzt werden. Auch hier würde ich das Zweikreissystem aus Sicherheitsgründen bevorzugen. Im Primärkreis wird unverändert Helium verwendet, im Sekundärkreis je nach Wirtschaftlichkeit CO2 oder auch Helium.

Beantworten wir nun die Eingangs gestellte Frage, ob in Deutschland heute noch der Bau von HTR Reaktoren möglich ist.

Sie kann uneingeschränkt mit ja beantwortet werden.

Die geplanten Baureihen in den anderen Länder, auch in China, können und sollten uns aus sicherheitstechnischen Überlegungen kein Vorbild für eine weiter Entwicklung diese Reaktortechnik in sein.

Jeder erfahrene Kraftwerksbauer wird aus vorstehenden Überlegungen erkennen, dass mit größeren Leistungen eine erhebliche Kostendegression zu erwarten ist. Eine Abschätzung der Kosten eines HTR-500 ist erst nach detaillierter Konstruktion mit Erstellung baureifer Unterlagen möglich, dies mit Berücksichtigung und Auswertung der Erfahrungen, die beim Bau und Betrieb des THTR - 300 erworben wurden,. Ein Team von etwa 40 - 50 Reaktorphysikern, Ingenieuren und Konstrukteuren sollte in der Lage sein, neue Genehmigungsantrags- bzw. baureife Unterlagen, in 1 bis 1 1/2 Jahren zu erstellen. Das technische know-how hierzu ist vollständig vorhanden. Allerdings müssen die neuen Mitarbeiter, nach mehr als 20 Jahren Stillstand der Prototypen, durch Studium der vorhandenen Unterlagen gründlich eingearbeitet werden. Weiter sind die reinen Kosten der Brennelemente, also der reinen „Brennstoffkosten“, mit den verschiedenen Brennelementkonfigurationen zu ermitteln. Nach heutigem Kenntnisstand könnten sie unter 1 cent/kwh liegen. Mit den Planungen müssen alle Betriebs- und Störfallanalysen, ein Sicherheitsbericht nach § 7 a AtG erstellt werden, mit dem Ziel der Vorbereitung eines Genehmigungsverfahrens und der vollständigen Errichtungsgenehmigung erarbeitet werden.

Fazit, in etwa 2 Jahren ist der Rückstand, den wir gegenüber China und SA z.Zt. haben, aufhol- und in einen entscheidenden Vorsprung verwandelbar. Wir Ingenieure können es, die Politik muss uns nur arbeiten lassen. Die „Kernkraftkritiker“ sollten zu einer sachlichen, objektiven Beurteilung und Zusammenarbeit mit den Entwicklungsingenieuren ermuntert werden.

Eine weitere Studie sollte sich mit dem Einsatz der Hochtemperatur Technik in chemischen Prozessen, /-20-; -23-; -30-;-32-/ unter dem Begriff „Nukleare Prozesswärme“, /-19-; -30-;-32-/ so zur der Vergasung, von Biomassen, wozu auch alle Kohlen gehören, mit dem Ziel der Er-zeugung flüssiger Kraftstoffe für Kraftfahrzeuge, befassen Weiter kann die Wirtschaftlichkeit zur Erzeugung von Wasserstoff durch verbesserte Hochtemperatur-Elektrolyseverfahren untersucht werden./35/. Zusätzliche ergänzende Studien sollen die Möglichkeit zur wirtschaftlichen Bereitstellung billiger Wärme zur Aufbereitung und Förderung von Ölsanden und Ölschiefer und damit zur Gewinnung von Erdöl untersuchen. /-18-;-21-:-23-;-30-;-32-/ Der Einsatz der HTR-Reaktorbaulinie zielt mit auf das große Ziel, aus Kernbrennstoffen flüssige Brennstoffe zu erzeugen, die dann auch im Haushalt und in Kraftfahrzeugen eingesetzt werden können. /-23-/ Keine einzige, heute auch nur in der Idee vorhandene Technologie, verspricht eine solch große, vor allem wirtschaftliche Erfolgschance. Weiter können Kernkraftwerke in Stadtnähe mit Auskoppelung von Heizwärme, also Kombi-Kraftwerke, gebaut werden.

Eine wichtige Energiequelle ist die HTR-Technologie auch zur Erzeugung von Wasser und Trinkwasser und zur Meerwasseraufbereitung in Entwicklungsländern, da hier die Kombination von Stromerzeugung mit hohem thermodynamischen Wirkungsgrad und Wassererzeugung durch Abwärmeverwertung besondere Vorteile bietet.. Niedrigtemperatur-Wasserreaktoren sind hier deutlich wirtschaftlich unterlegen.

In einer weiteren Studie kann ein mit Helium oder CO2 im Sekundärkreis betriebener HTR mit Gasturbinen zur Stromerzeugung untersucht werden.

Weiter ist die Extrapolierbarkeit aller Komponenten, vor allem des Cores und des Spannbetonbehälters bis zu größtmöglichen Leistungen zu untersuchen.

Doch all dies ist nichts Neues, das hatte Prof. Dr. Schulten schon vor mehr als 50 Jahren erkannt. Die Politik, auf Druck ideologisierter „Bürgerinitiativen“, hat diese Entwicklung in Deutschland verhindert. Auf eine sachliche, fundierte Diskussion mit diesen Gruppen und Gruppierungen sollten wir uns freuen, oder besser gespannt sein, wenn eine solche überhaupt möglich und erreichbar ist. Alle Bemühungen, hierüber einmal mit Politikern und/oder der Presse zu sprechen, sind erfolglos geblieben.

Auch das Endlagerungsproblem von abgebrannten Brennelementen wird erheblich vereinfacht, da die keramischen Barrieren der „Coated Particles“ und der Brennelemente selbst schon die beste Vorsorge für den Einschluss der Spaltprodukte sind. Weiter ist das „endzulagerndes“ Volumen erheblich geringer, als bei allen anderen, z.Zt. weltweit in Bau und Betrieb befindli-chen Reaktorkonzepten. Ein erstes Entsorgungskonzept wird in -/20-/ Abb.: 13 beschrieben. Durchgeführte Experimente werden in /-33-/ erläutert. Über alle diese Fragen könnte mit den Kernkraftgegnern trefflich diskutiert werden, wenn sie zu einer sachlich fundierten Diskussion bereit sind. Nur mit jemandem der glaubt, weltweit in Zukunft ohne Energie aus Kernkraft auskommen zu können, was mit den einfachsten % Rechnungen ohne Computer - das kann man auch im Kopf rechnen - widerlegbar ist, der wird auch schwer zu überzeugen sein. Alle großen Industriestaaten in der Welt beherrschen diese einfache %-Rechnung, selbst dann, wenn sie über die größten Erdöl- und Erdgasvorkommen verfügen, werden dort neue Kernkraftwerke projektiert und gebaut. Mal sehen, ob sich diese Erkenntnis auch in Deutschland politisch durchsetzen lässt. Man denke an die „Nürnberg-Fürther Eisenbahn“ und deren Weiterentwicklung zum ICE.

Herr Hermann Josef Werhahn hat den HTR in der „Welt“ schon als „Grünen Reaktor“ bezeichnet. /-23-/ Mal sehen, was die „Grünen“ hierzu sagen, denn alle bisherigen Argumente, die von ihnen gegen die Nutzung der Kernkraft angeführt werden, sind mit dieser Reaktorbaulinie widerlegbar, oder sogar in ihrem Sinne gelöst. Aber der menschliche Geist ist stets in der Lage, gegen alles und jedes zu sein, bei fehlendem fundamentalen Wissen, vor allem aber bei ideologisierter Uneinsichtigkeit.

Bedenken „gegen alles“ zu formulieren, ist eine einfache Sache, das kann jedes Kind. Probleme zu lösen, ist da schon schwieriger, das erfordert Können, Bildung und vor allem Ausbildung und eigene Ideen. Prof. Dr. Schulten hat uns das schon vor 50 Jahren vorgelebt, mal sehen, ob wir sein Erbe verwerten können. Wenn nicht wir in Deutschland, dann werden es andere Staaten tun, auch ohne uns. Das „gegen alles sein“ führt zwangsläufig zum sozialen Abstieg der BRD. Mal sehen, wann auch bei unseren Politikern diese banale Erkenntnis reift und vor allem umgesetzt wird.

Preiswerte Energie ist die Grundlage jeden wirtschaftlichen Fortschritts. Dass Strom aus Kernkraft billiger ist, zeigt uns Frankreich. Hier liegen die Strompreise wegen des hohen Anteils an Atomstrom bei etwa 50% der vergleichbaren Preise in Deutschland. Verantwortungsvolle Politiker, vor allem aber die „Kernkraftwerksgegner und Bedenkenträger“ sollten hierüber einmal nachdenken und erkennen, wie sehr sie durch unsachliche Argumente und Verbreitung von unbegründeter Angst der Wirtschaft und der Bevölkerung schaden und volkswirtschaftlich hochrentable Arbeitsplätze vernichten.

Dank:

Ich bedanke mich sehr herzlich bei

  • Herrn Prof. Dr.-Ing. Dr.-Ing. e.h. Klaus Knizia, früherer Vorsitzender des Vorstands der VEW AG;
  • Herrn Hermann Josef Werhahn, ehemals Mitglied des Beirats der AVR;
  • Herrn Prof. Dr.-Ing. Kurt Kugeler, emeritierter Professor und Leiter des Lehrstuhls für    Reaktorsicherheit und - technik der RWTH Aachen;
  • Herrn Dr. Günther Dietrich, Technischer Geschäftsführer der Hochtemperatur-
  • Kernkraftwerk GmbH Hamm, und Herrn Reisch, Leiter der Technik;
  • Herrn Prok. und Betriebsleiter Dipl.-Ing. Arno Esser und Herrn Nikolaus Wendelin; Betriebsleitung der AVR Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH Jülich;
  • für ihre Unterstützung durch Gespräche vor Ort in Neuss, Schmehausen und Jülich, den Gedanken- und Erfahrungsaustausch, die Zurverfügungstellung zahlreicher wertvoller Unterlagen und Veröffentlichungen, die im Literaturverzeichnis aufgeführt sind. Nur durch ihre Hilfe war ich in der Lage, diesen Vortrag ausarbeiten zu können.

Verzeichnis der Abbildungen

  • Abb. 1 : Gesamtansicht des AVR-Versuchskernkraftwerkes in Jülich; /3/
  • Abb. 2 : Schnitt durch das Reaktorgebäude des AVR; /3/
  • Abb. 3: AVR Dampferzeuger während der Montage; /6/
  • Abb. 4: Schema der Beschickungsanlage; /8/;
  • Abb. 5: Blick in die Versuchsanlagen der BBC/Krupp Reaktorbau GmbH; /15/;
  • Abb. 6: Blick von unten in das Core mit Graphiteinbauten; /3/
  • Abb. 7: Schnitt durch das erste Brennelement; /4/
  • Abb. 8: Querschnitt durch ein Brennelement mit „Coated Particles“ des AVR und     THTR; /21/
  • Abb. 9: Brennelement des HTR - 10 in Peking; /24/
  • Abb. 10: Querschnitt durch den THTR-300 mit Reaktor, Maschinenhaus und Hilfsgebäuden; /21/
  • Abb. 11: Kugelfließmodell des THTR-300; /17/
  • Abb.12: Blick in das Core des THTR-300 mit eingefahrenen Corestäben; /21/;
  • Abb. 13: Entsorgungskonzept eines HTR ;/20/:
  • Literaturverzeichnis
  1. R. Schulten: „Entstehungsgeschichte des AVR-Reaktors“ Atomwirtschaft atw 5/1966;
  2. W. Cautius: „Warum unterstützt die AVR die Hochtemperaturreaktorentwicklung“ (atw) Heft 5.1966.
  3. H. Braun; U. Cleve; H. Knüfer; J. Oberklus: „Die Gesamtanlage“ atw.5/1966
  4. K. Ehlers; C. Marnet: „Die Brennelemente“; atw.5/1966;
  5. W. Bellerman; H.G. Schwiers: „Reaktordruckbehälter und tragende Einbauten“;atw 5/1966
  6. Dering; E. Sergejtschik: „Der Dampferzeuger“ atw.5/1966;
  7. W. Fricke; H. Gnutzmann; H. Handel; W. Muser: „Die Abschaltanlage“ atw 5/1966;
  8. H. Bialuschewski; W. Fricke; G. Honecker; H. Landwehr: „Die Beschickungsanlage“ atw 5/1966;
  9. U. Cleve; H. Handel; U. Scholz: “Onload fuelling of pebble bed high temperature reactors“; Vortrag HTR Symposium London 1968;
  10. U. Scholz; W. Volz; F. W. Wegener: „Die Kühlgasgebläse.“ atw 5/1966;
  11. U.R. Gilli; J. Schöning; L. Werner; W. Weinlein: „Die Heliumreinigungsanlage“ atw.5/1966
  12. U. Hennings; J. Wohler; B. Wolfram: „Sicherheitsfragen und Sicherheitseinrichtungen“; atw. 5/1966;
  13. W. Drechsel; G. Ivens; A. Schatz; „Die Physik des AVR-Reaktors“; atw.5/1966;
  14. K.-H. Bromkamp; U. Cleve; H.-J. Hantke; F. Schweiger: „ Inbetriebnahme und Funktionsprüfungen“; atw.5/1966;
  15. C.B. von der Decken; H.-J. Hantke; W. Rausch: „Experimente mit Anlageteilen“; atw 5/1966;
  16. U. Cleve: „Der AVR-Kugelhaufenreaktor und seine Weiterentwicklung“; Industrie-Elektrik+Elektronik; 3/1969; Vortrag vor dem VDI-Arbeitskreis der Betriebsingenieure.
  17. R. Bäumer: „Ausgewählte Themen aus dem Betrieb des THTR 300“ VGB-KWT 2/1989;
  18. ”Kohleumwandlung und Hochtemperaturreaktor“ VGB-KWT TB 111; 1985;
  19. K. Knizia; M. Simon: „Betriebserfahrungen mit dem THTR 300 und Zukunftsaussichten für Hochtemperaturreaktoren“; atw 8/9 1988;
  20. K. Knizia; D. Schwarz: „Der HTR 500 als nächster Hochtemperaturreaktor“; VGB-KWT 3./1985;
  21. K. Knizia: „Der THTR-300 - Eine vertane Chance?“ atw 27 2002;
  22. U. Cleve: „Vertane Chance im Kernkraftwerksbau“ Leserzuschrift FAZ 22.7.2008;
  23. ”Grüne Atomkraftwerke“ Die Welt 15.11.2008 ; Interview mit H.J. Werhahn;
  24. ”In der Kugel steckt die Kraft“ FASZ 8.10.2006 : Beschreibung der Weiterentwicklung der HTR Technik in Südafrika;
  25. ”Dreimal so heiß“; Wirtschaftswoche, 11.11.2004: Beschreibung der Weiterentwicklung der HTR-10 Technik in China;
  26. E. Bogusch; D. Hittner: „ Programmes and Projects for High-Temperature Reactor Development“; atw. 2/2009;
  27. J. Vollradt:“Dokumentation der Stilllegung des THTR 300“ 1997;
  28. R. Bäumer: „Die Situation des THTR im Oktober 1989“; VGB-KW-Technik; 1/1990.
  29. W. Rehm und W. Jahn: „Thermodynamisches Sicherheitsverhalten des HTR bei Coreaufheizunfällen.“ BWK Bd. 39 (1987) Nr. 10 Oktober 1987.
  30. K.H.Beckurts; G. Dietrich : „Projekt Fernwärme, Versorgung für Millionenstädte“. Bild der Wissenschaft Nr. 1 Jg. 1976; S.64-70.
  31. E.Ziermann; G.Ivens: „Abschlussbericht über den Leistungsbetrieb des AVR-Versuchskernkraftwerkes“; 1997.
  32. K.Kugeler; M.Kugeler; H.Hohn: „Prozessdampferzeugung mit Hilfe modularer Hochtemperaturreaktoren“. Bericht FZ Jülich 2008.
  33. K.Kugeler: „Gibt es einen katastrophenfreien Kernreaktor?“ Physikalische Blätter 37(2001); Nr.11.
  34. K.Kugeler; I.M. Tragsdorf; N.Pöppe: „Aspekte der zukünftigen Nutzung der Kernenergie“.
  35. K.R.Schultz; L.C. Brown; G.E. Besenbruch; C.J. Hamilton: „Large-scale Produktion of Hydrogen by nuclear energie for Hydrogen Economy“; General Atomics Project 49009; February 2003.