Reaktorsysteme der Zukunft: Strom für übermorgen
Reaktorsysteme der Zukunft Strom für übermorgen
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.
Die vierte Generation
Die vierte Generation
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).
Informationen zum «Generation IV International Forum» finden sich auf: www.gen-4.org
Gas-cooled Fast Reactor (GFR):
Gas-cooled Fast Reactor (GFR):
Lead-cooled Fast Reactor (LFR):
Lead-cooled Fast Reactor (LFR):
Bild oben: Brest-OD-300, ein LFR, der im russischen Sewersk als Teil des Pilot Demonstration Energy Complex PDEC in Bau steht.
Sodium-cooled Fast Reactor (SFR):
Sodium-cooled Fast Reactor (SFR):
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.
Molten Salt Reactor (MSR):
Molten Salt Reactor (MSR):
Bild oben: Das Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) am Oak Ridge National Laboratory.
Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR):
Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR):
Very High Temperature Reactor (VHTR):
Very High Temperature Reactor (VHTR):
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.
Beispiele aus der Praxis
Beispiele aus der Praxis aus Russland
Beispiele aus der Praxis aus Russland
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.
Beispiele aus der Praxis aus China
Beispiele aus der Praxis aus China
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.
China: Kugeln statt Rohre
China: Kugeln statt Rohre
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.
Beispiel aus der Praxis aus Indien
Beispiel aus der Praxis aus Indien
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.
Weitere Aktivitäten rund um Gen IV
Forschungsprogramm der EU
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
«Atommüllfresser» made in Switzerland
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
TMX-START
TMX-START
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.
Kleine, modulare Reaktoren (SMRs) der Generation IV
Kleine, modulare Reaktoren (SMRs) der vierten Generation
Kleine, modulare Reaktoren (SMRs) der vierten Generation
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.
Xe-100 der Generation IV von X-energyGasgekühlter Hochtemperaturreaktor mit Brennstoff aus der eigenen Fabrik
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
Natrium-SMR der Generation IV von TerraPowerDemonstrationsanlage bereits in Bau
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)
Hermes von Kairos PowerErster Demonstrationsreaktor in Bau
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
Kombinationen verschiedener Konzepte
Kombination verschiedener Konzepte
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
Fazit
Fazit
Wie die heute in Betrieb stehenden Kernkraftwerke haben sie das Potenzial, zur Dekarbonisierung der Wirtschaft und zum Klimaschutz beizutragen.
Weitere Informationen
Generation IV International Forum (GIF)
Das GIF will die bi- und multilaterale Zusammenarbeit bei der Entwicklung neuer nuklearer Energiesysteme erleichtern.
Sustainable Nuclear Energy Technology Platform (SNETP)
Die Technologieplattform für nachhaltige Kernenergie (SNETP) ist eine Forschungs-, Entwicklungs- und Innovationsplattform, die den sicheren, zuverlässigen und effizienten Betrieb der zivilen Nuklearsysteme unterstützt und fördert, indem sie die Zusammenarbeit zwischen ihren Mitgliedern erleichtert.
Nuklearforum Schweiz
Das Nuklearforum Schweiz setzt sich für die friedliche Nutzung und weitere Entwicklung der Kernenergie in der Schweiz ein. Wir berichten über die neuesten Innovationen und Entwicklungen der Kernenergie weltweit.