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Reaktorsysteme der Zukunft

Reaktorsysteme der Zukunft

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Reaktorsysteme der Zukunft: Strom für übermorgen

Derzeit werden vor allem Kernkraftwerke der sogenannten dritten Generation gebaut. Sie umfassen wassergekühlte, leistungsstarke Reaktoren, die gegenüber der zweiten Generation eine nochmals verbesserte Sicherheit und Wirtschaftlichkeit bieten. Dazu zählen der französische EPR, der amerikanische AP1000, der chinesische HPR1000, der südkoreanische APR-1400 und der russische WWER-1200.

Für morgen stehen die kleinen, modularen Reaktoren (Small Modular Reactors, SMRs) in den Startlöchern, von denen schon Prototypen und Demonstrationsanlagen in Bau oder sogar in Betrieb sind. Sie umfassen sowohl weiterentwickelte Leichtwasserreaktoren der Generation III+ (siehe Multimedia-Dossier «Small Modular Reactors – Vielfältige Entwicklungen mit neuer Dynamik») als auch fortgeschrittene Konzepte, darunter auch Reaktoren der vierten Generation.

Reaktoren der vierten Generation gelten als nächste Entwicklungsstufe der Kernenergie und sind für einen breiteren Einsatz etwa ab der Mitte des 21. Jahrhunderts vorgesehen. Sie zielen unter anderem auf geschlossene Brennstoffkreisläufe, erhöhte Sicherheit und eine effizientere Nutzung der Kernbrennstoffe ab.
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Die Grafik zum Herunterladen (Downloadlink) zeigt die Entwicklung von Kernkraftwerken von den frühen Prototypen der ersten Generation bis zu den innovativen Konzepten der vierten Generation. 

Während die Reaktoren der ersten Generation ab den 1950er-Jahren vor allem Prototypen waren, etablierte sich mit der zweiten Generation die kommerzielle Nutzung in Form grosser Leichtwasserreaktoren.

Die heutige Generation III und III+ umfasst weiterentwickelte Reaktortypen mit verbesserten Sicherheitsmerkmalen und (teilweise) standardisierten Auslegungen, die weltweit gebaut werden. Parallel dazu gewinnen kleine, modulare Reaktoren (SMRs) an Bedeutung. 

Die vierte Generation steht für neue Reaktorsysteme, die auf eine effizientere Nutzung der Brennstoffe, geschlossene Brennstoffkreisläufe und weiter erhöhte Sicherheitsstandards abzielen. Erste Demonstrationsanlagen sind bereits in Betrieb oder in Bau, ein breiter Einsatz wird etwa ab der Mitte des 21. Jahrhunderts erwartet.
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Zusammen mit den erneuerbaren Energien werden die Systeme der sogenannten vierten Generation einen Schlüsselbeitrag zur nachhaltigen Sicherung der Energieversorgung der Menschheit bilden. Auf Initiative der USA haben sich im Jahr 2000 neun Länder zum «Generation IV International Forum» (GIF) zusammengeschlossen. Heute sind neben der Europäischen Atomgemeinschaft Euratom 13 Länder am GIF beteiligt, darunter auch die Schweiz. Ziel ist es, neue Reaktoren und Brennstoffkreisläufe zu entwickeln, die den Ressourcenverbrauch drastisch reduzieren, die Menge des radioaktiven Abfalls erheblich vermindern und den Missbrauch für Kernwaffen wesentlich erschweren. Erste kommerzielle Anwendungen werden je nach Reaktortyp ab etwa 2030 erwartet; ein breiterer Einsatz ist etwa ab der Mitte des 21. Jahrhunderts vorgesehen.

Das GIF hat sechs Reaktorsysteme für die Weiterentwicklung ausgewählt. Es sind dies die
  • gasgekühlten Schnellen Reaktoren (Gas-cooled Fast Reactors, GFR),
  • natriumgekühlten Schnellen Reaktoren (Sodium-cooled Fast Reactors, SFR),
  • bleigekühlten Schnellen Reaktoren (Lead-cooled Fast Reactors, LFR),
  • Salzschmelze-Reaktoren (Molten Salt Reactors, MSR), 
  • überkritischen wassergekühlten Reaktoren (Super-Critical Water-cooled Reactors, SCWR) sowie die
  • Ultrahochtemperatur-Reaktoren (Very-High Temperature Reactor, VHTR).
Drei davon sind sogenannte Schnelle Reaktoren (Fast Reactors). Das heisst, dass sich die Neutronen, die im Reaktor die Kettenreaktion aufrechterhalten, ungebremst bewegen. Diese Reaktortypen benötigen keinen Moderator. Vom Molten Salt Reactor und dem Supercritical Water-cooled Reactor gibt es sowohl Konzepte mit schnellen Neutronen als auch solche mit thermischen, sprich durch einen Moderator abgebremsten Neutronen. Als Moderator dient je nach Reaktorkonzept normales (leichtes) Wasser, schweres Wasser oder Grafit.
Informationen zum «Generation IV International Forum» finden sich auf: www.gen-4.org
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Schema des Gas-cooled Fast Reactor (GFR)
Schema des Gas-cooled Fast Reactor (GFR)
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Der mit Gas (Helium) gekühlte Schnelle Hochtemperatur-Reaktor (GFR) mit geschlossenem Brennstoffkreislauf ist eine Weiterentwicklung aus den heutigen britischen Magnox- und AGR-Reaktoren. Der GFR verbindet die Eigenschaften von Schnellen Reaktoren (Minimierung von Abfällen durch mehrfache Wiederaufbereitung des Brennstoffs und Spaltung langlebiger Aktinide) mit denen von Hochtemperatur-Reaktoren (hoher Wirkungsgrad des thermischen Kreislaufs und industrielle Nutzung der erzeugten Wärme, z. B. für die Wasserstofferzeugung).
Schema des Gas-cooled Fast Reactor (GFR)
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Schema des Lead-cooled Fast Reactor (LFR)
Schema des Lead-cooled Fast Reactor (LFR)
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Der bleigekühlte Schnelle Reaktor (LFR) mit geschlossenem Brennstoffkreislauf ist eine Weiterentwicklung von bestehenden kleinen Reaktoren für Schiffsantriebe. Das LFR-Konzept zeichnet sich durch eine hohe passive Sicherheit aus. Blei als Kühlmittel macht es möglich, den Reaktor bei niedrigem Druck zu betreiben. Es hat einen sehr hohen Siedepunkt, was das Verdampfen des Kühlmittels im LFR praktisch unmöglich macht. Zudem ist Blei wenig reaktionsfreudig, was zum Beispiel Wasserstoffexplosionen verhindert, und hält Spaltprodukte gut zurück.

Bild oben: Brest-OD-300, ein LFR, der im russischen Sewersk als Teil des Pilot Demonstration Energy Complex PDEC in Bau steht.
Schema des Lead-cooled Fast Reactor (LFR)
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Schema des Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
Schema des Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
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Der natriumgekühlte Schnelle Reaktor mit geschlossenem Brennstoffkreislauf beruht auf der Weiterentwicklung von seit Jahrzehnten erprobten Reaktorsystemen. Die Kühlung mit flüssigem Natrium ermöglicht eine hohe Leistungsdichte bei einem tiefen Anteil Kühlmittel am Volumen und den Betrieb bei niedrigem Druck. Während die sauerstofffreie Umgebung Korrosion verhindert, reagiert Natrium chemisch mit Luft und Wasser und erfordert ein geschlossenes Kühlmittelsystem.

Bild oben (Rendering): Die beiden SFR des Typs CFR-600 am chinesischen Kernkraftwerksstandort Xaipu. Die erste Einheit erreichte ihre Kritikalität 2023 und wird auf die Netzanbindung vorbereitet. Die zweite Einheit ist in Bau.
Schema des Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
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Schema des Molten Salt Reactor (MSR)
Schema des Molten Salt Reactor (MSR)
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Beim Salzschmelze-Reaktor (MSR) bestehen Brennstoff und Kühlmittel aus einer Schmelze aus Uranfluorid. Mit dem Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) stand in den USA am Oak Ridge National Laboratory ein Versuchsreaktor zwischen 1965 und 1969 in Betrieb. Er dient als technologische Grundlage für heutige MSR-Konzepte. MSR bieten ein beträchtliches Potenzial für die Minimierung radioaktiver Abfälle. Kernschmelzen sind bei diesem Konzept ausgeschlossen und der Betrieb bei niedrigem Druck ist ebenfalls möglich. Schnelle MSR können auch mit Thorium betrieben werden.

Bild oben: Das Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) am Oak Ridge National Laboratory.
Schema des Molten Salt Reactor (MSR)
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Schema des Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR)
Schema des Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR)
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Der Leichtwasserreaktor mit überkritischem Dampf (SCWR) ist eine Weiterentwicklung der heutigen Siedewasserreaktoren. Diese Hochtemperatur- und Hochdruck-Reaktoren arbeiten oberhalb des thermodynamisch kritischen Punkts von Wasser (374°C, 22.1 MPa). Sie haben einen höheren Wirkungsgrad als aktuelle Reaktoren. Sowohl die Grösse des benötigten Containments wie auch der Dampfturbinen können beim SCWR gegenüber «herkömmlichen» Reaktoren erheblich verkleinert werden.
Schema des Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR)
Schema des Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR)
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Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
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Der Ultrahochtemperatur-Reaktor (VHTR) ist eine Weiterentwicklung der bisherigen Hochtemperatur-Reaktoren wie beispielsweise des modularen Kugelhaufenreaktors. Der VHTR ist ein nächster Schritt in der evolutionären Entwicklung von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren. Es handelt sich um einen grafitmoderierten, heliumgekühlten Reaktor mit thermischem Neutronenspektrum. Dieser ist für die Erzeugung von Strom und Wasserstoff bestimmt, wobei letzterer mit Hilfe von thermochemischen, elektrochemischen oder hybriden Verfahren aus Wasser gewonnen wird. Seine hohe Austrittstemperatur macht den VHTR auch für die Chemie-, Öl- und Eisenindustrie interessant.

Bild oben: Der chinesische Kugelhaufen-Hochtemperatur-Demonstrationsreaktor (HTR-PM) am Standort Shidaowan in der Provinz Shandong besteht aus zwei Reaktormodulen und speist seit Dezember 2021 Strom ins Netz ein. Er wird als gasgekühlter Hochtemperatur-Reaktor (HTGR) klassifiziert und gilt als technologischer Vorläufer zukünftiger Ultrahochtemperatur-Reaktoren (VHTR), da er zentrale Merkmale dieser Reaktoren aufweist, jedoch hinsichtlich Betriebstemperatur und Anwendungsprofil unterhalb der für VHTR angestrebten Parameter bleibt.
Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
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Beispiele aus der Praxis

Innenansicht das natriumgekühlten Schnellen Brutreaktors BN-800 (Belojarsk-4)
Innenansicht das natriumgekühlten Schnellen Brutreaktors BN-800 (Belojarsk-4)
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Neben Japan, Russland, China und Indien wollen zum Beispiel auch die USA zukünftig Reaktoren der vierten Generation einsetzen. Fast alle laufenden Projekte mit Reaktoren der Generation IV sind aber Demonstrationsanlagen, welche die Wirtschaftlichkeit noch nicht nachgewiesen haben. Erste Reaktoren laufen bereits oder stehen in Bau.


Betriebserfahrung mit natriumgekühlten Schnellen Reaktoren
Russland betreibt seit Jahrzehnten natriumgekühlte Schnelle Reaktoren der BN-Baureihe und verfügt damit über die weltweit umfangreichste Betriebserfahrung in diesem Technologiebereich. Am Standort Belojarsk nahe Jekaterinburg (Oblast Swerdlowsk) steht mit dem BN-600 (Belojarsk-3) seit 1980 ein solcher Reaktor mit einer elektrischen Leistung von rund 560 MW in Betrieb. Mit BN-800 (Belojarsk-4) folgte Ende 2016 eine deutlich leistungsstärkere Einheit mit rund 820 MW elektrischer Nettoleistung.

Auf Grundlage der mit dem BN-600 und BN-800 gewonnenen Erkenntnisse verfolgt Russland eine Weiterentwicklung hin zu serienfähigen Anlagen. Am selben Standort wird mit dem BN-1200M (Belojarsk-5) eine neue Generation natriumgekühlter Schneller Reaktoren vorbereitet. Für dieses Projekt haben im Sommer 2025 Bauplatzvorbereitungen begonnen. Der BN-1200M soll eine elektrische Leistung von rund 1200 MW erreichen und als Referenzanlage für eine mögliche Serienfertigung dienen.

Die BN-Reaktoren sind Teil der russischen Strategie, einen geschlossenen Brennstoffkreislauf aufzubauen. Durch den Einsatz Schneller Reaktoren kann ein grösserer Anteil des im Uran enthaltenen Energiepotenzials genutzt werden. Gleichzeitig ermöglicht die Technologie die Wiederverwertung ausgedienten Kernbrennstoffs und trägt dazu bei, die Menge und Giftigkeit radioaktiver Abfälle zu reduzieren.

Bild oben: Ansicht des Kernkraftwerksstandorts Belojarsk mit dem BN-800 (Belojarsk-4) 


Bleigekühlter Schneller Reaktor Brest-OD-300 in Bau
Der Brest-OD-300 ist ein bleigekühlter Schneller Reaktor (LFR) mit einer elektrischen Leistung von rund 300 MW. Er wird am Nuklearstandort Sewersk in Westsibirien errichtet. Der Baubeginn erfolgte 2021. Der Reaktor ist Teil des sogenannten Pilot Demonstration Energy Complex (PDEC), eines integrierten Anlagenverbunds, der neben dem Reaktor auch eine Fabrik zur Herstellung von Uran-Plutonium-Mischnitrid-Brennstoff (MNUP-Brennstoff) sowie eine Anlage zur Wiederaufarbeitung ausgedienten Brennstoffs umfasst.

Ziel dieses Komplexes ist es, einen möglichst geschlossenen Brennstoffkreislauf direkt am Standort umzusetzen. Der Brest-OD-300 dient dabei als Demonstrationsanlage, um die Kombination von Brennstoffherstellung, Reaktorbetrieb und Wiederaufarbeitung in einem integrierten System zu erproben. Ende 2024 hat die Brennstofffertigungsanlage den Pilotbetrieb aufgenommen.

Ebenfalls 2025 wurde die Metallhülle des zentralen Reaktorschachts installiert, eines der zentralen Bauelemente der Anlage, in dem Reaktorkern, Brennstoff und Steuerungssysteme untergebracht werden. Der russisch-staatliche Kernenergiekonzern Rosatom plant den Brest-OD-300 im Jahr 2028 erstmals in Betrieb zu nehmen; der Pilot Demonstration Energy Complex soll bis 2029 folgen.


Innenansicht das natriumgekühlten Schnellen Brutreaktors BN-800 (Belojarsk-4)
Innenansicht das natriumgekühlten Schnellen Brutreaktors BN-800 (Belojarsk-4)
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Innenansicht des experimentellen Flüssigsalzreaktors TMSR-LF1 in Wuwei
Innenansicht des experimentellen Flüssigsalzreaktors TMSR-LF1 in Wuwei
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Experimenteller Flüssigsalzreaktor TMSR-LF1 in Betrieb
Der TMSR-LF1 (Liquid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor) ist ein experimenteller Flüssigsalzreaktor mit einer thermischen Leistung von rund 2 MW. Die Anlage liegt in der Wüste Gobi und wurde vom Shanghai Institute of Applied Physics (SINAP) der Chinesischen Akademie der Wissenschaften in Wuwei (Provinz Gansu) errichtet. Der Baustart erfolgte 2018, die erste Kritikalität wurde im Oktober 2023 erreicht, und seit 2024 befindet sich der Reaktor im Leistungsbetrieb. Der Reaktor gehört zur Klasse der Flüssigbrennstoff-Flüssigsalzreaktoren. Ein fluoridbasiertes Salz dient gleichzeitig als Kühlmittel und als Trägermedium für den im Salz gelösten Kernbrennstoff. Das flüssige Brennstoffsystem erlaubt ein Nachladen des Brennstoffs während des Betriebs, ohne den Reaktor abschalten zu müssen.

Der TMSR-LF1 ist Teil eines langfristigen chinesischen Entwicklungsprogramms für thoriumbasierte Flüssigsalzreaktoren. Ziel ist die schrittweise Entwicklung eines geschlossenen Thorium-Brennstoffkreislaufs, bei dem Thorium-232 im Reaktor zu spaltbarem Uran-233 umgewandelt wird. Thorium kommt in der Natur häufiger als Uran vor. Im Jahr 2025 wurde erstmals mit dem TMSR-LF1 experimentell gezeigt, dass diese Umwandlung im laufenden Betrieb erfolgt. Damit ist der TMSR-LF1 derzeit laut chinesischen Quellen der einzige in Betrieb befindliche Flüssigsalzreaktor weltweit, in dem dieser Prozess praktisch demonstriert wurde.

Ein zentrales Merkmal des Reaktorkonzepts ist der Betrieb bei hohen Temperaturen und nahezu atmosphärischem Druck. Der Reaktor verfügt über passive Sicherheitssysteme. Dazu gehört eine sogenannte Schmelzsicherung: Bei Überhitzung schmilzt ein gefrorener Salzpfropfen, sodass das Brennstoffsalz in einen Auffangbehälter abläuft und dort erstarrt, wodurch die Kettenreaktion zum Erliegen kommt.

Der TMSR-LF1 dient als experimenteller Reaktor zur Gewinnung von Betriebs- und Materialdaten. Aufbauend darauf sind ein 30-MW-Forschungsreaktor sowie ein Demonstrationsreaktor im Bereich von rund 100 MW vorgesehen.

Bild oben: Der Liquid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor (TMSR-LF1) liegt in der Wüste Gobi in China.


Natriumgekühlter CFR-600 steht kurz vor Anschluss ans Stromnetz
Der CFR-600 ist ein Demonstrationsreaktor der China National Nuclear Corporation (CNNC) der Generation IV und steht am Kernkraftwerksstandort Xiapu auf Changbiao Island in der Provinz Fujian. Es handelt sich dabei um einen natriumgekühlten Schnellen Brutreaktor mit einer thermischen Leistung von rund 1500 MW und einer elektrischen Leistung von etwa 600 MW. Der Bau des ersten Blocks begann Ende 2017. Nach übereinstimmenden Fachangaben erreichte der Reaktor 2023 die erste Kritikalität und befand sich 2025 in der Inbetriebnahmephase. Seine Netzanbindung wird für 2026 erwartet.

Der CFR-600 dient als Demonstrationsanlage für die Entwicklung kommerzieller Schneller Reaktoren und ist Teil der chinesischen Strategie zum Aufbau eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs. Über technische Details und den genauen Betriebsfortschritt sind öffentlich jedoch nur begrenzt Informationen verfügbar. Ein zweiter, baugleicher Block wird seit 2020 am selben Standort errichtet und befindet sich weiterhin in Bau. Parallel wurde 2025 die Vorplanung für einen kommerziellen Nachfolgereaktor mit etwa 1000 MW elektrischer Leistung (CFR-1000) abgeschlossen.
Innenansicht des experimentellen Flüssigsalzreaktors TMSR-LF1 in Wuwei
Innenansicht des experimentellen Flüssigsalzreaktors TMSR-LF1 in Wuwei
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Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
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Bereits seit Dezember 2021 ist in China das erste Kraftwerk der vierten Generation mit Kugelhaufenreaktoren in Betrieb. Der HTR-PM – der «High Temperature Gas-Cooled Reactor-Pebble Bed Module» – steht in Shidao Bay in der chinesischen Provinz Shandong, rund 600 Kilometer südöstlich von Peking. Entwickelt worden ist er an der Tsinghua-Universität in Peking, wo seit 2003 der Versuchsreaktor HTR-10 erfolgreich betrieben wird. Mit dem Bau des HTR-PM wurde 2012 begonnen.

Diese vor mehr als fünfzig Jahren in Deutschland erprobte Reaktorauslegung verfügt über eine Reihe besonderer Eigenschaften. In herkömmlichen Leichtwasserreaktoren, wie sie derzeit in der Schweiz in Betrieb stehen, ist der Kernbrennstoff in dünne, mehrere Meter lange Rohre eingefüllt, die zu Brennelementen gebündelt werden. Im Kugelhaufenreaktor dagegen hat der Kernbrennstoff die Form von tennisballgrossen Kugeln. Diese Kugeln sind mehrschichtig aufgebaut. Das Kernstück bilden die sogenannten Triso-Elemente (tristructural-isotropic fuel), winzige Kügelchen von rund einem Millimeter Durchmesser. Im Kern befindet sich der Brennstoff Urandioxid (UO₂). Der Brennstoffkern wird zunächst mit mehreren Schichten Grafit (Kohlenstoff) ummantelt. Das Grafit wirkt als Puffer zum Ausgleich von Volumenänderungen als Folge der Bildung neuer Elemente durch die Kernspaltung. Sonst könnten die Kügelchen aufbrechen. Darüber wird eine chemisch sehr widerstandsfähige Schutzschicht aus feuerfestem Siliziumkarbid aufgetragen und nochmals eine Schicht aus besonders dichtem Grafit. Damit ist sichergestellt, dass die radioaktiven Spaltprodukte zuverlässig eingeschlossen bleiben.

Zusammengepresst zu Tennisball
Diese gut geschützten Kügelchen werden in einem weiteren Produktionsschritt mit Grafitpulver gemischt und zu einer etwa tennisballgrossen Kugel gepresst. Schliesslich werden sie nochmals mit einer Grafitschicht ohne Brennstoff überzogen. Das Grafit, in das die Kügelchen eingebettet sind, wirkt – zusammen mit dem Reflektor an der Reaktorwand – als Moderator zum Abbremsen der Neutronen, damit es überhaupt zu Kernspaltungen kommt. So entsteht ein Kernbrennstoff, der auch bei den denkbar höchsten Temperaturen im Reaktor intakt bleibt.

Das grundlegende Verfahren zur Herstellung dieses Brennstoffs ist in Deutschland entwickelt und danach von den Entwicklungsingenieuren in China übernommen worden. Die praktischen Erfahrungen mit diesem Brennstoff in den Versuchsreaktoren in Deutschland und Tests mit chinesischen Kugeln im niederländischen Forschungszentrum Petten haben gezeigt, dass – wenn bei Herstellung und Betrieb die Qualitätsrichtlinien eingehalten werden – dieser Brennstoff einen ausgezeichneten Schutz gegen das Freisetzen radioaktiver Stoffe bietet – auch und gerade bei einem schweren Störfall. Der Nachteil dieser extrem soliden Verpackung ist, dass die Wiederaufarbeitung zum Rezyklieren des Brennstoffs entsprechend aufwendiger ist bzw. bei gleicher Menge radioaktiver Stoffe ein vergleichsweise grosses Abfallvolumen entsteht.

Passive Sicherheit des HTR-PM wurde demonstriert
Im Jahr 2023 haben Forschende der Tsinghua-Universität zwei Tests am HTR-PM durchgeführt, um die inhärente Sicherheit des Reaktors zu überprüfen. Dabei wurde aus dem laufenden Betrieb heraus bewusst die Stromversorgung der aktiven Kühlsysteme abgeschaltet. Dadurch schaltete sich der Reaktor automatisch aus, die Leistung ging rasch zurück und die entstehende Wärme wurde ohne Eingreifen allein durch natürliche Prozesse abgeführt. Die Temperaturen blieben dabei unterhalb kritischer Werte. Das ist wichtig, weil damit erstmals an einer kommerziellen Anlage gezeigt wurde, dass sich der Reaktor auch bei Ausfall der Kühlung selbst stabil und sicher verhält. Mehr dazu in unserer News.

Flexibel, modular, erweiterbar
Der HTR-PM ist ein modulares System, das je nach Bedarf zu Gruppen von 200 Megawatt (zwei Reaktoreinheiten) bis 600 Megawatt zusammengesetzt werden kann – der Standardanlage HTR-PM600 mit sechs Reaktoren und einer einzigen Turbogeneratorgruppe. Zwei solche Anlagen ergeben zusammen eine Leistung vergleichbar mit Leibstadt, dem grössten Kernkraftwerk der Schweiz. Neben China sind derzeit die USA und zukünftig auch wieder Südafrika bei Kugelhaufenreaktoren aktiv. In den USA unterstützt das Energieministerium zum Beispiel die Entwicklung des Xe-100 der Firma X-energy mit einer elektrischen Leistung von 35 Megawatt.
Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
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Der indische Premierminister Narendra Modi hat sich vor Ort über den Beginn der ersten Beladung des PFBR mit Brennstoff informieren lassen.
Der indische Premierminister Narendra Modi hat sich vor Ort über den Beginn der ersten Beladung des PFBR mit Brennstoff informieren lassen.
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Natriumgekühlter Schneller Reaktor steht kurz vor erster Kritikalität
Der Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR) ist ein natriumgekühlter Schneller Reaktor (SFR) mit einer elektrischen Leistung von 500 MW. Dieser Demonstrationsreaktor wird seit 2004 am Kernkraftwerksstandort Kalpakkam im indischen Bundesstaat Tamil Nadu errichtet. Somit ist er Teil der Entwicklung Schneller Reaktoren im Sinne der Generation-IV-Systeme, stellt jedoch keinen klassischen Neubau eines Generation-IV-Reaktors dar.

Indien verfolgt ein dreistufiges Kernenergieprogramm mit dem langfristigen Ziel, einen geschlossenen Brennstoffkreislauf auf Thoriumbasis aufzubauen. Zur bereits realisierten ersten Stufe gehören einheimische 700-MW-Druckschwerwasserreaktoren des Typs IPHWR-700, die mit Natururan betrieben werden, sowie Leichtwasserreaktoren. In der zweiten Stufe wird der ausgediente Uranbrennstoff aus der ersten Stufe wiederaufgearbeitet, um daraus Uran-Plutonium-Mischoxidbrennstoff (MOX) für den Betrieb von Schnellen Brutreaktoren wie dem PFBR herzustellen. Der Reaktorkern des PFBR ist von einem Brutmantel aus Uran-238 umgeben, in dem weiteres spaltbares Material – insbesondere Plutonium-239 – erzeugt wird. In der dritten Stufe sollen fortgeschrittene Schwerwasserreaktoren (advanced heavy-water reactor, AHWR) Thorium-Plutonium-Brennstoffe verbrennen und dabei durch Umwandlung von Thorium-232 das spaltbare Uran-233 erzeugen.

Mit der Brennstoffbeladung beim PFBR im März 2024 leitete Indien den Übergang in diese zweite Programmstufe ein. Der Reaktor befindet sich derzeit in der Phase der Inbetriebnahme, wobei die erste Kritikalität für September 2026 erwartet wird, gefolgt vom Übergang in den Leistungsbetrieb.

Impressionen zum Bau mit Informationen zum Reaktor gibt es im etwas älteren Spansen-Artikel vom August 2020.
Der indische Premierminister Narendra Modi hat sich vor Ort über den Beginn der ersten Beladung des PFBR mit Brennstoff informieren lassen.
Der indische Premierminister Narendra Modi hat sich vor Ort über den Beginn der ersten Beladung des PFBR mit Brennstoff informieren lassen.
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Weitere Aktivitäten rund um Gen IV

Einige Jahre nach der Gründung des GIF lancierte die EU 2007 eine eigene Technologieplattform für nachhaltige Kernenergie (Sustainable Nuclear Energy Technology Platform, SNETP) zur fokussierten Förderung von Forschung und Entwicklung. Ziel ist es, die Entwicklung fortgeschrittener Reaktoren der Generation IV, darunter auch schnelle Reaktoren, im Einklang mit internationalen Roadmaps zu unterstützen, damit diese um 2040 herum eingesetzt werden können.

Das seinerzeit grösste und ambitionierteste EU-Projekt, der natriumgekühlte Schnelle Reaktor namens «Astrid» (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), musste im Jahr 2019 eingestellt werden. Hauptgrund war der damalige tiefe Preis für Natururan, der dem vollständigen Recycling des Brennstoffs entgegenstand.

Noch laufende Projekte umfassen die Entwicklung eines bleigekühlten Schnellen Reaktors («Alfred») und eines gasgekühlten Schnellen Hochtemperaturreaktors («Allegro»). Alfred befindet sich aktuell weiterhin in der Planungs- und Vorbereitungsphase. Seit 2025 werden im Rahmen des EU-Programms «4ALFRED» experimentelle Anlagen zur Untersuchung von Thermohydraulik, Materialverhalten und Brennstoffwechselwirkungen aufgebaut. 2026 wurden entsprechende Aufträge für die Errichtung dieser Forschungsinfrastruktur vergeben. Eine endgültige Investitionsentscheidung für den Bau von Alfred liegt bislang nicht vor. Ein Entscheid über die weitere Entwicklung von Allegro wird hingegen voraussichtlich 2026 erwartet.

Darüber hinaus wird im belgischen Mol der multidisziplinäre Forschungsreaktor («Myrrha») entwickelt, der in drei Phasen realisiert wird. 2024 begann mit dem Bau des Teilchenbeschleunigers «Minerva» die erste Bauphase des Projekts. In der dritten Phase ist der Bau des eigentlichen unterkritischen Forschungsreaktors vorgesehen, der für innovative Anwendungen wie die Behandlung radioaktiver Abfälle (sog. Transmutation) und die Entwicklung fortgeschrittener Reaktorsysteme eingesetzt werden soll. Beim «Myrrha» kommt ein externer Teilchenbeschleuniger zum Einsatz (ADS, Accelerator Driven System), wodurch das System unterkritisch betrieben wird, und die Kettenreaktion stoppt, sobald der Teilchenstrahl unterbrochen wird. Diese Technologie nutzt auch das Genfer Startup Transmutex.


Europäische Industrieallianz für kleine, modulare Reaktoren (SMRs)
Mit der im Februar 2024 gestarteten Europäischen Industrieallianz für SMRs hat die Europäischen Kommission ihre Aktivitäten zusätzlich auf die beschleunigte Entwicklung und Umsetzung neuer Reaktorkonzepte ausgerichtet. Ziel ist es, geeignete Projekte bis Anfang der 2030er-Jahre zur Demonstration zu führen und die Voraussetzungen für eine breitere industrielle Umsetzung zu schaffen.

Die Allianz unterstützt derzeit neun ausgewählte Projekte, darunter sowohl konventionelle SMR-Konzepte der Generation III+ als auch fortgeschrittene Reaktoren der Generation IV. Zu letzteren zählen zwei Projekte mit bleigekühlten Schnellen Reaktoren (EU-SMR-LFR und European LFR AS). Ein Projekt ist ein Thorium-basierter Flüssigsalzreaktor (Thorizon One). Die Projektträger arbeiten in eigenen Arbeitsgruppen gemeinsam mit Industrie- und Forschungspartnern an der technischen Auslegung, der Lizenzierung und der industriellen Umsetzung. 

Mehr zur Industrieallianz: European Industrial Alliance on SMRs 
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Die Transmutex SA mit Sitz in Genf entwickelt einen unterkritischen flüssigmetallgekühlten Thoriumreaktor mit Teilchenbeschleuniger mit der Bezeichnung TMX-START (Subcritical Transmutation Accelerated Reactor using Thorium).


Deutschland: Studie beurteilt Transmutex-Konzept als grundsätzlich umsetzbar
Anfang Februar 2025 berichteten Medien in der Schweiz und Deutschland, über die Resutate einer von der deutschen Bundesagentur für Sprunginnovationen (Sprind) in Auftrag gegebenen Umsetzungsstudie. Darin ging es um die technische, wirtschaftliche und regulatorische Machbarkeit einer beschleunigergetriebenen Neutronenquelle am Standort eines ehemaligen Kernkraftwerks zwecks Produktion von Krebsmedikamenten, Fernwärme und geothermischer Energie sowie zur Entsorgung hochradioaktiver Abfälle. Dabei wurde das Konzept von Transmutex (siehe nachfolgende Seite) auf Deutschland übertragen und von unabhängigen Fachstellen geprüft.

Die Studie kommt zum Schluss, dass das Konzept technisch grundsätzlich realisierbar ist und sich weitgehend in den bestehenden Rechtsrahmen einfügen lässt. Zudem könnte das Volumen langlebiger hochradioaktiver Abfälle deutlich reduziert und deren notwendige Einschlussdauer auf unter tausend Jahre verkürzt werden. Zur Entsorgung dieser Abfälle und den schwach- und mittelaktiven Abfällen wird aber weiterhin ein geologisches Tiefenlager notwendig sein.

Mehr zum Unternehmen: www.transmutex.com
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Die Bezeichnung «Subcritical Transmutation Accelerated Reactor using Thorium (TMX-START)» verrät schon einiges über die Funktionsweise des Transmutex-Reaktors. Als Brennstoff wird das weltweit reichlicher vorhandene Thorium anstelle von Uran eingesetzt. Damit Thorium im unterkritischen Zustand gespalten werden kann, braucht es Neutronen aus einem Teilchenbeschleuniger. Einen leistungsfähigen Teilchenbeschleuniger will Transmutex zusammen mit dem Paul Scherrer Institut (PSI) bauen.

Unterkritisch bedeutet, dass der TMX-START nicht selbständig in der Lage ist, eine Kettenreaktion aufrechtzuerhalten. Es braucht die Neutronen aus dem Teilchenbeschleuniger, damit in einem Brutprozess aus dem Thorium-232 das Uran-233 entsteht, welches dann unter Freisetzung von Energie gespalten wird. Somit stoppt bei einem Unterbruch der Stromzufuhr automatisch der Neutronenfluss, was wiederum die Abschaltung des Reaktors selbst innert Millisekunden zur Folge hat. Dieser automatische Unterbruch der Kernspaltung bei einem Ausfall der internen oder externen Energieversorgung bedeutet ein hohes Mass an passiver Sicherheit. Durch die Flüssigmetallkühlung kann zudem die Nachzerfallswärme wirkungsvoll abgeführt werden und Wasserstoffexplosionen sind nicht möglich.  

Im Vergleich zu einem Kernreaktor, der mit Uran betrieben wird, haben die Abfälle aus dem Thoriumreaktor eine viel kürzere Lebensdauer von Hunderten von Jahren anstelle von Hundertausenden von Jahren. Auch die Menge ist viel kleiner: «Wir sprechen hier von einigen Kilogramm statt von Tonnen», erklärt Federico Carminati, Chief Technolgy Officer und Mitbegründer von Transmutex. Der Thoriumkreislauf hätte auch den Vorteil, dass er die Verbreitung von Atomwaffen verhindert. Der Thoriumreaktor kann auch mit radioaktiven Abfällen aus bestehenden Kernkraftwerken betrieben werden. In einem Prozess, der Transmutation heisst, werden dabei die gefährlichsten und langlebigsten Abfallbestandteile unter Neutronenbeschuss in kurzlebigere Abfälle umgewandelt. «Dies könnte das Problem der Anhäufung und Lagerung hochradioaktiver Abfälle lösen», so Federico Carminati.
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Fabio Fracas von Transmutex erzählt in unserem Podcast NucTalk, was ihn und seine Kollegen motiviert, welche Technologie sie entwickeln und warum sich Entrepreneurship und Weltverbessern nicht ausschliessen. Alle NucTalk-Folgen gibt es hier.

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Kleine, modulare Reaktoren (SMRs) der Generation IV

Terrestrial Energy gehört zu den zehn für das Nuclear Reactor Pilot Program ausgewählten Unternehmen (mit insgesamt elf Reaktorprojekten). Im Bild der Integral Molten Salt Reactor (IMSR) des Unternehmens.
Terrestrial Energy gehört zu den zehn für das Nuclear Reactor Pilot Program ausgewählten Unternehmen (mit insgesamt elf Reaktorprojekten). Im Bild der Integral Molten Salt Reactor (IMSR) des Unternehmens.
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Neben den Arbeiten an leistungsstarken Reaktorsystemen der vierten Generation, wächst auch das Interesse an der Weiterentwicklung von kleinen, modularen Reaktoren (SMRs).

Die fortgeschrittenen kleinen, modularen Reaktoren der vierten Generation verwenden im Gegensatz zu jenen der dritten Generation (siehe Multimedia-Faktenblatt «Small Modular Reactors – Vielfältige Entwicklungen mit neuer Dynamik») neuartige Kühlsysteme und/oder Brennstoffe. Die innovativen Reaktorkonzepte sind teilweise schon seit Jahren bekannt. Die fortgeschrittenen SMRs können Strom, Wärme und Wasserstoff liefern und bieten Vorteile im Brennstoffkreislauf, insbesondere durch eine effizientere Nutzung des Brennstoffs und potenziell geringere langlebige Abfallanteile. Einige Konzepte erfordern noch Forschung, neue Materialien oder neue Arten von Brennstoffen. Ihre Markteinführung wird je nach Reaktorkonzept ab den 2030er-Jahren erwartet; ein breiterer Einsatz könnte in den 2040er-Jahren erfolgen.

USA treiben die Demonstration fortgeschrittener Reaktoren voran
In den USA will das Department of Energy (DOE) unter eigener Aufsicht die Einführung fortgeschrittener Demonstrationsreaktoren beschleunigen, um eine Executive Order von Präsident Donald Trump umzusetzen. Dazu hat die Behörde im Juni 2025 das Nuclear Reactor Pilot Program lanciert und anschliessend elf Reaktorprojekte ausgewählt – SMRs und Mikroreaktoren, aber auch Reaktoren der Generation IV. Mindestens drei Reaktoren des Pilotprogramms sollen bis zum 4. Juli 2026 erste Kritikalität ausserhalb der nationalen Labore erreichen.

Damit diese und weitere Reaktoren mit Brennstoff versorgt werden können, hat das DOE 2025 ebenfalls ein Fuel Line Pilot Program ins Leben gerufen. Damit will es die Schaffung einer unabhängigen, inländischen Brennstoffversorgung vorantreiben, zum Beispiel für Triso- und Flüssigsalzbrennstoffe. Gegenwärtig sind fünf Unternehmen Teil des Pilotprogramms.
Terrestrial Energy gehört zu den zehn für das Nuclear Reactor Pilot Program ausgewählten Unternehmen (mit insgesamt elf Reaktorprojekten). Im Bild der Integral Molten Salt Reactor (IMSR) des Unternehmens.
Terrestrial Energy gehört zu den zehn für das Nuclear Reactor Pilot Program ausgewählten Unternehmen (mit insgesamt elf Reaktorprojekten). Im Bild der Integral Molten Salt Reactor (IMSR) des Unternehmens.
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Das amerikanische Unternehmen X-energy entwickelt den gasgekühlten Hochtemperaturreaktor Xe-100, der Hochtemperaturdampf und Strom liefert. Jeder Reaktor ist für den Betrieb als einzelne elektrische Einheit mit 80 MW ausgelegt und wurde als Anlage mit vier Einheiten und einer elektrischen Leistung von 320 MW optimiert. Die thermische Leistung einer Einheit beträgt 200 MW.

Der Xe-100 nutzt störfalltoleranten Triso-Brennstoff (tristructural-isotropic fuel) mit dem Markennamen Triso-X. Den Brennstoff für seine Reaktoren und weitere fortgeschrittene Reaktoren will X-energy in seiner Triso-X Fuel Fabrication Facility (TX-1) herstellen, die seit November 2025 in Oak Ridge, Tennessee (USA), in Bau ist.

Im Mai 2023 hat X-energy bekanntgegeben, dass vier Xe-100 als Demonstrationsanlage für das Chemieunternehmen Dow errichtet werden sollen. Dazu wurde der Dow-Produktionsstandort UCC Seadrift Operations an der amerikanischen Golfküste in Texas ausgewählt. Der Antrag auf Baugenehmigung wurde bei der Aufsichtsbehörde NRC am 31. März 2025 eingereicht. Geplant ist es, mit dem Bau der vier SMRs noch dieses Jahrzehnt zu beginnen und sie am Anfang des nächsten Jahrzehnts in Betrieb zu nehmen.

X-energy arbeitet ebenfalls mit dem kanadischen Energieversorgungsunternehmen Ontario Power Generation (OPG) zusammen. Durch die effiziente Kombination von Hochtemperaturdampf- und Stromerzeugung kann der Xe-100 gemäss OPG die Schwerindustrie, einschliesslich Ölsandbetriebe, Bergbauanwendungen und andere industrielle Prozesse, direkt unterstützen.

Gemeinsam mit dem Reaktorentwickler X-energy und dem öffentlichen Energieversorger Energy Northwest plant der Cloudanbieter Amazon im amerikanischen Bundesstaat Washington den Bau von bis zu zwölf fortgeschrittenen kleinen, modularen Reaktoren (SMRs). Diese sollen in drei Phasen gebaut werden, wobei der Betrieb der ersten vier Xe-100-Einheiten in den 2030er-Jahren vorgesehen ist. Die künftige Anlage «Cascade Advanced Energy Facility» (Cascade) soll energieintensive Datenzentren des Unternehmens mit CO₂-armem Strom versorgen. Weitere Informationen dazu in unseren News.

Video 1 und Video 2 zum Xe-100 von X-energy und zum verwendeten Triso-Brennstoff

Mehr zum Xe-100 und zum Unternehmen: x-energy.com
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Der amerikanische Reaktorhersteller TerraPower entwickelt einen natriumgekühlten schnellen Reaktor. Der Natrium-SMR besitzt eine elektrische Leistung von 345 MW und ist mit einem integrierten Energiespeichersystem auf der Basis von Flüssigsalz gekoppelt, was eine flexible Stromerzeugung ermöglicht. Das System kann die Leistung für mehr als fünfeinhalb Stunden auf 500 MW erhöhen, um Nachfragespitzen zu decken. Die Natrium-Technologie liefert gemäss TerraPower kohlenstoffarme Energie zu wettbewerbsfähigen Kosten und kann nahtlos in ein Stromnetz mit einem hohen Anteil an erneuerbaren Energien integriert werden, das es stabilisiert.

Die Firma, bei der Bill Gates einer der Hauptinvestoren ist, plant eine Demonstrationsanlage seines Natrium-SMR in Kemmerer im amerikanischen Bundesstaat Wyoming. Dort soll teilweise das Kohlekraftwerk Naughton ersetzen, dessen Kohleverstromung Ende 2025 vollständig eingestellt wurde. Der SMR benötigt High-Assay Low-Enriched Uranium (Haleu) als Brennstoff. Haleu ist bis zu 20% mit spaltbaren Uran-235 angereichert.

Mit dem Bau des nicht-nuklearen Teils der Anlage in Kemmerer begann TerraPower bereits im Juni 2024. Anfang März 2026 erteilte dann die Aufsichtsbehörde NRC die nukleare Baugenehmigung nach einem nur 18 Monate dauernden Prüfprozess. Der demnächst beginnende Bau soll 2030 abgeschlossen werden und die Inbetriebnahme ist für 2031 geplant.

Mehr dazu: natriumpower.com

(Video: TerraPower)
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Das amerikanische Unternehmen Kairos Power entwickelt fluoridsalzgekühlte Hochtemperaturreaktoren. Das Endziel ist eine kommerzielle Anlage KP-FHR, die als Doppelblockanlage mit einer elektrischen Leistung von rund 150 MW (2 × 75 MW) ausgelegt ist. Als Brennstoff ist High-assay low-enriched uranium (Haleu) vorgesehen, das in Form von Triso-Partikeln (tristructural-isotropic fuel) vorliegt und inhärent sicher ist. Um technische und regulatorische Risiken auf dem Weg zur Kommerzialisierung zu reduzieren und Erfahrungen in den Bereichen Lizenzierung, Bau und Betrieb zu sammeln, errichtet Kairos Power zunächst Demonstrationsanlagen. Dazu zählen der nicht stromerzeugende Testreaktor Hermes mit einer geringen thermischen Leistung von 35 MW sowie die darauf aufbauende Anlage Hermes-2.

Der erste sicherheitsrelevante Beton für Hermes wurde im Mai 2025 gegossen. Der Reaktor wird auf dem Gelände des East Tennessee Technology Park (ETTP) in Oak Ridge errichtet und soll 2027 seinen Betrieb aufnehmen. Für die ursprüngliche Auslegung der Demonstrationsanlage Hermes-2 erteilte die amerikanische Aufsichtsbehörde Nuclear Regulatory Commission (NRC) im November 2024 die Baugenehmigung.

Im August 2025 gab Kairos Power bekannt, dass man anstelle einer Doppelblockanlage bei Hermes-2 nur einen einzelnen Reaktor nutzen werde und dass deswegen keine neue Baugenehmigung erforderlich sei. Hermes-2 soll ab 2030 den Betrieb aufnehmen und rund um die Uhr bis zu 50 MW an klimafreundlichem Strom ins Netz einspeisen. Der Energieversorger Tennessee Valley Authority (TVA) wird diesen beziehen. Der Stromabnahmevertrag sichert dem TVA-Kunden Google den Zugriff auf Herkunftsnachweise für CO₂-arme Grundlastenergie für seine Rechenzentren in der Region.

Mehr dazu: kairospower.com
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Kombinationen verschiedener Konzepte

Das deutsch-kanadische Unternehmen Dual Fluid bezeichnet seinen gleichnamigen Reaktor als «Kernkraft der fünften Generation». Der patentierte Dual-Fluid-Reaktor ist ein Schneller Reaktor mit flüssigem Brennstoff und separater Kühlschleife mit flüssigem Blei.

Die Technologie kombiniert somit die passiven Sicherheitsmerkmale des mit Blei gekühlten Schnellen Reaktors (LFR) mit denen des Salzschmelze-Reaktors (MSR). Für zusätzlichen Schutz sorgen integrierte Schmelzstopfen in den Leitungen: Wenn die vorgesehene Temperatur doch überschritten wird, lösen sie sich auf. Dann läuft der Brennstoff nach unten in sichere Behälter ab und die Kettenreaktion stoppt sofort. Durch seine geringe Grösse kann der Reaktor ausserdem in einem unterirdischen Betonbunker sicher untergebracht werden. Mehrere Einheiten lassen sich zu einem Grosskraftwerk kombinieren, was den Dual-Fluid-Reaktor wiederum zu einem kleinen, modularen Reaktor (SMR) macht.

Mehr dazu: www.dual-fluid.com
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Vollbild
Weltweit wird derzeit an verschiedenen innovativen Reaktorkonzepten gearbeitet. Die Reaktoren der vierten Generation zeichnen sich durch eine erhöhte Brennstoffeffizienz aus, erzeugen weniger Abfall als herkömmliche Kernkraftwerke und weisen weiter verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. Die meisten von ihnen befinden sich jedoch noch in der Entwicklungs- und Testphase. Bevor eine breite Einführung erfolgen kann, sind zudem die länderspezifischen rechtlichen Rahmenbedingungen zu berücksichtigen.


Wie die heute in Betrieb stehenden Kernkraftwerke haben sie das Potenzial, zur Dekarbonisierung der Wirtschaft und zum Klimaschutz beizutragen.
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