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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 auch schon die ersten Prototypen und Demonstrationsanlagen in Bau oder sogar in Betrieb sind. Siehe Multimedia-Dossier «Small Modular Reactors – Vielfältige Entwicklungen mit neuer Dynamik».

Bereits arbeiten Wissenschaftler an den Reaktoren für die zweite Hälfte des 21. Jahrhunderts, den sogenannten Reaktoren der vierten Generation.
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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, für die Zeit nach 2040 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. 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. 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 mit Blei gekühlte 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.
Schema des Lead-cooled Fast Reactor (LFR)
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 mit Natrium gekühlte 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.
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. Ein experimenteller MSR stand in den 1960er-Jahren in den USA in Betrieb. 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.
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.
Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
Schema des Very High Temperature Reactor (VHTR)
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Bei fast allen diesen Projekten handelt es sich um Demonstrationsanlagen, welche die Wirtschaftlichkeit noch nicht nachgewiesen haben. Unabhängig vom GIF hat Russland Ende 2016 einen natriumgekühlten Schnellen Reaktor vom Typ BN-800 in Betrieb genommen. Mit 789 MW elektrischer Nettoleistung ist Belojarsk-4 die leistungsstärkste Einheit ihrer Art. Am Standort nahe der Stadt Jekaterinburg steht seit 1981 Belojarsk-3 vom Typ BN-600 in Betrieb. Russland plant für diesen Standort in der Oblast Swerdlowsk mit Belojarsk-5 eine noch stärkere Einheit der BN-Baureihe mit natriumgekühlten Schnellen Reaktoren. Die elektrische Leistung soll 1200 MW erreichen.

Auch China, Indien und Japan wollen in Zukunft Schnelle Reaktoren der vierten Generation einsetzen.
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Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
Horst-Michael Prasser © Nuklearforum Schweiz
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Bereits in Betrieb ist in China das erste Kraftwerk der vierten Generation mit Kugelhaufenreaktoren. 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.

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.

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 nur die USA bei Kugelhaufenreaktoren aktiv. Dort 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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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, bis 2040 Schnelle Brüter der vierten Generation im Einsatz zu haben.

Das grösste und ambitionierteste EU-Projekt, der natriumgekühlte Schnelle Reaktor namens «Astrid» (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), musste jedoch im Jahr 2019 eingestellt werden, da die damaligen tiefen Preise für Natururan dem vollständigen Recycling des Brennstoffs entgegenstanden.

Noch laufende Projekte umfassen die Entwicklung eines bleigekühlten Schnellen Reaktors («Alfred») und eines gasgekühlten Schnellen Hochtemperatur-Reaktors («Allegro»). Zudem wird im belgischen Mol ein multidisziplinärer Forschungsreaktor («Myrrha») für innovative Lösungen etwa zur Behandlung radioaktiver Abfälle oder zur Entwicklung fortgeschrittener Reaktorsysteme gebaut. Beim «Myrrha» kommt ein externer Beschleuniger zum Einsatz (ADS, Accelerator Driven System). Diese Technologie nutzt auch das Genfer Startup Transmutex.
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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).

Mehr dazu: 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

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Neben den Arbeiten an leistungsstarken Reaktorsystemen der vierten Generation, wächst das Interesse an der Weiterentwicklung von kleinen, modularen Reaktoren (SMRs).

Die fortgeschrittenen kleinen, modularen Reaktoren der vierten Generation verwenden im Gegensatz zu denjenigen 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 sollen Vorteile hinsichtlich Brennstoffkreislauf (weniger Abfälle) bieten. Einige erfordern noch Forschung, neue Materialien oder neue Arten von Brennstoffen. Ihre Markteinführung könnte in den 2040er-Jahren erfolgen.
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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.

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. Mit dem Bau der Anlage soll 2027 begonnen werden und sie wird voraussichtlich gegen Ende der 2020er-Jahre betriebsbereit sein. Auch in Grossbritannien möchte X-Energy seine SMR-Auslegung vorlizenzieren lassen. Zudem arbeitet das Unternehmen mit der kanadischen 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.

Video 1 und Video 2 zum Xe-100 von X-Energy

Den Brennstoff für seine Reaktoren und weitere fortgeschrittene Reaktoren will X-energy ab 2025 in seiner Triso-X Fuel Fabrication Facility (TF3) herstellen, die in Oak Ridge, Tennessee (USA), in Bau ist.

Mehr dazu: 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 ein stillzulegendes Kohlekraftwerk ersetzt werden. Der SMR benötigt High-Assay Low-Enriched Uranium (Haleu) als Brennstoff. Haleu ist bis zu 20% mit spaltbaren Uran-235 angereichert. Ende 2022 machte TerraPower auf einen Mangel an Haleu infolge des Ukrainekriegs aufmerksam und gab eine Projektverzögerung von zwei Jahren bekannt. Die Inbetriebnahme sollte ursprünglich bis 2030 erfolgen, wird sich aber dadurch verzögern. TerraPower plant den Antrag auf Baugenehmigung für die Demonstrationsanlage im Jahr 2023 und den Antrag auf Betriebsgenehmigung im Jahr 2026 einzureichen.

Mehr dazu: natriumpower.com

(Video: TerraPower)
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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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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 Kimaschutz beizutragen.
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