Nach der großen Welle der Anti-Atom-Bewegungen in den 80-er Jahren scheint die Sensibilität bezüglich dieses Themas heutzutage neben Hartz IV, Arbeitslosigkeit und durch die Medien immer näher gebrachte Kriege abgestumpft zu sein. Zum 20. Jahrestag der Tschernobyl-Katastrophe lebt das Interesse am Thema gerade durch die jüngeren Generationen, welche an Tschernobyl keine eigenen Erinnerungen haben, erneut auf.
"Heute herrsche größere Furcht vor Treibhausgasen als vor Atomunfällen" - dies stellte der Chef der UNO-Atombehörde IAEA, Mohammed el Baradei, fest. Der Film "Die Wolke" - bei dem ungeschickterweise aus dramaturgischen Gründen die Katastrophe von Tschernobyl und nicht aus realistischer Sicht der Vorfall von Harrisburg nach Deutschland transponiert wurde - sollen speziell den jungen Generationen die Gefahren der Kernenergie vor Augen führen.
Fraglich ist allerdings der Nutzen, mittels Filmtragödien Angst zu schüren. Sinnvoller wäre eine sachliche Aufklärung der tatsächlichen Gesamtsituation.

Nach Angaben des Nuklearforums der Schweiz sind weltweit 445 AKW in Betrieb und weitere 29 befinden sich im Bau. Bis zum Jahr 2020 - so schätzt die IAEA - werden weitere 127 AKW mit jeweils 1000 Megawatt Leistung errichtet worden sein. Allein die USA wollen bis 2050 etwa 50 Kernreaktoren neuester Technologie errichten und Länder mit großen Bevölkerungszahlen und wachsendem Energiebedarf, wie China und Indien, werden sehr wahrscheinlich diesem Kurs folgen. Ein globaler Ausstieg aus der Kernenergie ist demnach ebenso realistisch wie eine globale Abmusterung aller Armeen.

Eine Abschaltung der 17 sich momentan in Deutschland in Betrieb befindlichen AKW, welche ca. 1/3 der benötigten Stromlast liefern, wäre nicht ohne Weiteres mittels fossiler und regenerativer Energiequellen zu ersetzen. Die Energieversorger müssten also den fehlenden Bedarf im Ausland einkaufen - was mit ziemlicher Sicherheit "billiger" Atomstrom sein wird und vermutlich zu neuen AKW im nahen Ausland führen wird. Ob bei solch einem Szenario eine atomare Katastrophe jenseits der Deutschen Grenze weniger schlimm wäre, ist wohl eher eine philosophische Frage.
Allein in Frankreich befinden sich 58 Druckwasserreaktoren mit einem Anteil von 78 % an der gesamten Stromproduktion des Landes am Netz.

Durch die Abschaltung der eigenen AKW kann Deutschland sich also kaum vor den Folgen einer atomaren Katastrophe schützen - im Gegenteil: Würden sich Deutschlands AKW vorbildlich und störungsfrei behaupten, gäbe Deutschland die Sicherheitsfrage nicht aus der Hand. Tschernobyl liegt noch relativ weit zu Deutschland entfernt - trotzdem waren und sind auch hier die Folgen der damaligen Katastrophe zu spüren.

Wirklich schützen können wir uns auf Dauer also nur durch Entwicklung von Technologien und Know-how. Realistisch gibt es kurzfristig keine globale Alternative zur vorhandenen Kernkraft. Die sichere Handhabung der Kernfusion steckt noch in den Kinderschuhen, fossile Brennstoffe gehen zur Neige und regenerative Energien können den Bedarf - zumindest nicht ohne schwerste Folgen für die Umwelt - unmöglich decken.
Bleibt also scheinbar nur, bis zur Marktreife alternativer Energiegewinnungen die Kernenergie "sicherer" zu machen. Aber ist das technisch überhaupt möglich?
Die deutsche Kernkraft galt bislang als die "sicherste" weltweit. Das gelang zum einen durch die Entwicklungen der Hersteller Siemens und ehemals AEG / KWU - allerdings grundsätzlich unter den wachsamen Augen der Umweltschutzorganisationen welche dafür sorgten, dass sich "gefährliche Experimente" in Deutschland nicht etablieren konnten.

Die drei Hauptprobleme der Kernenergie:

1) Die Sicherheit der Reaktoren und ihr Betrieb
2) Die Wiederaufbereitung
3) Der Abfall

Die Sicherheit der Reaktoren und ihr Betrieb

Spätestens seit dem 11. September 2001 gesellt sich zum normalen Betrieb ein weiterer Faktor zur AKW-Sicherheitsproblematik:

Bislang wurden nur Risiken benannt, die bei absolut friedlichen Umständen auftreten. Potenziell sind Kernkraftanlagen aber Angriffsziele im Konfliktfall. Besondere Gefahr könnte dabei vom internationalen Terrorismus ausgehen. Staaten mit Atomkraftanlagen sind in besonderer Weise verwundbar. Vergangene Attentate haben bewiesen, dass Terroristen vor erheblichem zivilen Schaden nicht zurückschrecken. Kernanlagen, Wiederaufbereitungsanlagen und Endlagerstätten sind potenzielle Ziele von Terroristen. Aber auch Staaten zeigen sich möglicherweise bereit, im knallharten Kriegsfall genau solche Anlagen gezielt zu beschießen und Reaktoren als "schmutzige Bomben" zu missbrauchen.

Ist in Deutschland ein Großteil der Reaktoren imstande, wenigstens den Absturz eines Militärjets - und mit etwas Glück auch eines Passagierflugzeuges - zu überstehen, sieht es global gesehen sehr viel schlechter aus. Gerade die russischen Reaktoren zeichnen sich größtenteils durch das Fehlen eines stabilen Containments aus, welches nicht nur im Falle eines GAU die Umwelt schützen, sondern auch im Falle eines - womöglich gezielten - Flugzeugabsturzes den Reaktor vor seiner Zerstörung bewahren soll. Viele AKW - auch in Deutschland - liegen in der Nähe von Einflugbereichen großer Flughäfen.
Die Voraussetzung zum Reaktorbetrieb muss demnach weltweit an die Vorschrift zur Errichtung einer entsprechend konzipierten Schutzhülle gekoppelt werden!

Widrigkeiten zum "sicheren" Reaktorbetrieb:

Menschliches Versagen: Es kann nicht davon ausgegangen werden, dass bei der Planung und beim Bau durch den Menschen keine Fehler unterlaufen. Menschliches Versagen war es, dass den Tschernobyl-GAU ermöglichte oder das Dach einer Gangway des Pariser Flughafen "Charles de Gaulle" einstürzen ließ. Fehler können beim Betrieb, der Wartung und während etwaiger Tests geschehen - und nicht zuletzt bei einem Störfall schwere Folgen nach sich ziehen.

Störfälle selbst sind schwer zu simulieren. Einerseits ist die Betriebsmannschaft selbst bedroht, andererseits drohen erhebliche Folgen für die Bevölkerung, wenn die Unfallabfolge nicht gebändigt werden kann. Die Schnelligkeit bei der Abfolge eines Unfalls setzt jede Betriebsmannschaft großem Stress aus, unter dem die richtigen Entscheidungen getroffen werden müssen. Zudem besteht die Möglichkeit, dass Behörden nicht angemessen reagieren oder den Unfall nicht richtig einschätzen.
Um die Anlagensicherheit von Biblis Block A zu verbessern, sollten die Sumpfsiebe ertüchtigt werden. Diese Siebe befinden sich an der Ansaugkammer des Not- und Nachkühlsystems und sollen verhindern, dass Fremdkörper in den Kühlkreislauf gelangen können. Dies könnte zum Beispiel passieren, wenn bei einem Kühlmittelverlust-Störfall Isoliermaterialien in den Kühlkreislauf geraten. Die ausführende Firma bewirbt dabei auf ihrer Webseite die umfangreichen Leistungen in den Bereichen Planung, Lieferung und Montage der Sumpfsiebe.

Doch der BUND berichtet von Instandhaltungsmaßnahmen - nicht von Verbesserungen - die im Zusammenhang mit Sumpfsieben erfolgten. Im Jahr 2003 wurde jedoch in einem Gutachten festgestellt, dass der Einbau der dort existierenden Sumpfsiebe nicht den tatsächlichen Anforderungen genügt. Somit handelt es sich um einen ungenehmigten Betrieb des Kernkraftwerkes bezogen auf die zu klein dimensionierten Sumpfsiebe, die viel zu schnell verstopft sein könnten.
Mit der Verstopfung der Sumpfsiebe hätte demzufolge der Notkühlkreislauf empfindlich gestört werden können.
Im Jahr 2000 wurde im Bereich der Verbindung des Not- und Nachkühlsystems ein Riss in einer Schweißnaht entdeckt. Diese Sicherheitsmängel wurde allerdings erst nach 27 Jahren seit dem Bestehen im Biblis Block A entdeckt.

Im Jahre 1994 wurde eine Neufassung des Deutschen Atomgesetzes verabschiedet, von dessen Zeitpunkt an alle zukünftig zu errichtenden Kernreaktoren diesem Atomgesetz genügen müssen. Die wichtigsten Punkte dieses Gesetzes lauten:

Bei einem Störfall dürfen keine nennenswerten Schäden durch radioaktive Substanzen im Umfeld des Reaktors auftreten.
Bei Eintreten schwerster Störfälle - zum Beispiel im Fall einer Kernschmelze - muss der Unfall in vollem Umfang beherrscht werden. Die radioaktive Belastung in der Umgebung muss dabei den gesetzlich vorgeschriebenen Grenzwerten entsprechen, womit eine uneingeschränkte Nutzung sowie das Ausbleiben von Evakuierungen in der Bevölkerung gesichert werden soll.

Die Novelle bezieht sich dabei nicht allein auf Störfälle, die im Inneren des Reaktors ausgelöst werden. Reaktoren sollen fortan vor Naturkatastrophen und äußerer Einwirkung (zum Beispiel bei Aufprall von bemannten oder unbemannten Flugkörpern) wirkungsvoll geschützt sein.
Im Wesentlichen schreibt das Gesetz vor, wie Brennstoffe erzeugt werden, der Betrieb des Reaktors geregelt wird und die Endlagerung der Abfallprodukte aus dem Reaktorbetrieb zu handhaben ist.

Um einen katastrophenfreien Reaktor zu realisieren, gibt es derzeit zwei Lösungsvorschläge zum prinzipiellen Aufbau:

1. Eine Weiterentwicklung der weltweit geführten Leichtwasserreaktoren (Generation III)

Zu diesem Zweck wurde eine Arbeitsgemeinschaft gebildet, in der Siemens und Framatome gemeinsam an der Konzeption der Generation III, dem "europäischen Druckwasserreaktors" (EPR), beteiligt sind. Ein Teil des Konzeptes sieht das Erreichen einer Reaktorleistung von 1600 Megawatt vor.
"Die Sicherheitssysteme wurden vereinfacht, mehrfach redundant und diversitär ausgelegt und noch weiter automatisiert."

Zu den wesentlichen Merkmalen der Konzeption gehören:

- Mehrere redundante Kühlkreisläufe
Die Notkühlung des Reaktors wird im Falle einer Störung durch vier voneinander unabhängige Teilsysteme oder Stränge sichergestellt. Jeder dieser Stränge kann die zugeordnete Schutzfunktion komplett und autark ausführen.
Die einzelnen Stränge sind zudem auch räumlich voneinander getrennt, d.h., sie sind in verschiedenen, einzeln geschützten Teilen der Anlage untergebracht. Somit wird ein gleichzeitiges Versagen aller Stränge aufgrund von Einwirkungen von innen oder außen (wie Brand oder Flugzeugabsturz) ausgeschlossen.

- Die Errichtung eines sicheren Auffangbeckens, welches einer Kernschmelze standhält
In einem solchen Fall würde die Schmelze innerhalb des Containments auf einer speziellen Ausbreitungsfläche aufgefangen und dort zuverlässig gekühlt.
Selbst unter solchen extremen Bedingungen würden die Auswirkungen des Störfalls auf das Reaktorgebäude beschränkt bleiben.

- Eine Doppelschalbauweise des Reaktorgebäudes, um einen weitestgehend dichten biologischen Schild zu sichern.
Ein äußert robustes Containment umschließt beim EPR den Reaktor.
- Es steht auf einer einzigen sechs Meter dicken Fundamentplatte aus Stahlbeton.
- Der obere Teil ist doppelschalig ausgeführt und besteht aus einer inneren Hülle aus vorgespanntem Beton und einer äußeren Stahlbetonhülle (die sich über das Reaktorgebäude, das Brennelementgebäude, die Kraftwerkswarte und zwei der vier Sicherheitsgebäude erstreckt). Da jede Schale eine Dicke von 1,3 Meter aufweist, ergeben sich insgesamt 2,6 Meter Betonschichtdicke.

(Quelle)

- Erhöhter Aufwand der Elektroinstallationen
Die zur Steuerung und Versorgung eingesetzten Kabelstränge werden konsequent voneinander getrennt verlegt, so dass Beispielsweise der Ausfall einer gemeinsamen Masseleitung verhindert wird.

- Vermeidung der Bildung von Wasserstoff durch technische MaßnahmenDas Problem der Wasserstoffbildung:
Wasser beginnt mit seiner Aufspaltung in seine Bestandteile ab ca. 1700 °C - dieser Fall ergibt sich bei einer Kernschmelze in einem Siedewasserreaktor. In mit Wasser gekühlten Reaktoren kann es bei Temperaturen um 900 °C zu einer chemischen Reaktion von Kühlwasser - zum Beispiel mit den zirkoniumhaltigen Moderatorstäben - kommen.
Dabei oxidiert das Zirkonium - es nimmt dem Wasser den Sauerstoff.
Zurück bleibt Wasserstoff, der explodieren könnte, sofern zum Beispiel bei einem Leck Luftsauerstoff eine Reaktion ermöglicht. Graphit wäre ebenfalls in der Lage, Wasserstoff zu speichern und damit zur tickenden Zeitbombe in einem graphitmoderierten Reaktor werden.

Die Reaktionsgleichung:
Zr + 2 H2O => ZrO2 + 2 H2

Mit katalytischen Verfahren wird der mit dem Kühlwasser abgeführte Wasserstoff bei Raumtemperatur oxidiert und damit eine Anhäufung auch kleiner Mengen von Wasserstoff unterbunden.

Das erste Kraftwerk mit Kernreaktor der dritten Generation wird derzeit in Olkiluoto / Finnland gebaut. Kritiker weisen allerdings darauf hin, dass der im Bau befindliche Reaktor mit einer Leistung von 1600 Megawatt viel zu stark geraten sei. Aus Gründen der Wirtschaftlichkeit wurde das ursprüngliche Konzept verändert, welches lediglich einen Reaktor mit 600 Megawatt Leistung vorsah.

Nur für eine Übergangslösung hält der Abteilungsleiter für Reaktortheorie am Forschungszentrum Jülich, Winfried Scherer, den EPR: "Es ist ein großer Fortschritt im Vergleich zu konventionellen Leichtwasser-Reaktoren, aber der EPR ist noch nicht inhärent sicher."
Inhärent sicher wäre ein Reaktor, der bauartbedingt keine Kernschmelze erlaubt. Naturgesetze sollen einen Unfall unmöglich machen. Inhärente Sicherheit wäre ein wichtiger Punkt für die Zukunft der Kernkraft.

2. Der durch Helium gekühlte Hochtemperaturreaktor mit kugelförmigen Brennelementen

Dieses Reaktorkonzept wurde in den Jahren 1960 bis 1980 durch die KFA Jülich entwickelt, wobei der erste Prototyp 1986 in Betrieb genommen wurde. Der in Hamm-Uentrop errichtete Prototyp erreichte eine Leistung von 2 MW. Nur drei Jahre später - im Jahre 1989 - wurde der Betrieb ohne erkennbare technische Mängel eingestellt. Dieser Reaktortyp gilt als Hoffnungsträger einer völlig neuen Generation von Reaktoren, bei denen eine Freisetzung von radioaktiven Stoffen prinzipiell ausgeschlossen ist. Entsprechend wird an der Weiterentwicklung dieses Reaktortyps in China, Russland, Japan und den Vereinigten Staaten von Amerika gearbeitet.

Die Brennelemente bestehen aus kleinen Graphitkugeln mit einem Durchmesser von 6 cm. Die äußerste Schicht der Graphitkugeln besteht aus Siliziumkarbid, das sich durch die Einwirkung von radioaktiver Strahlung nicht zersetzt. Das Material weist zudem einen hohen Härtegrad auf und wird durch seine hervorragenden elektrischen Eigenschaften auch bei der Entwicklung von Computerchips in der Zukunft eine bedeutende Rolle spielen. Im Inneren der Graphitkugeln sind etwa 20.000 kugelförmige Brennstoffteilchen untergebracht, die selbst nur einen Millimeter Durchmesser aufweisen.
Jedes dieser winzigen Brennstoffteilchen ist dabei mit drei Schichten ausgestattet. Die äußerste Schicht besteht aus Pyrokohlenstoff (PyC), gefolgt von der bereits bekannten Schutzschicht aus Siliziumkarbid (SiC) und einer inneren Hülle, die noch einmal aus Pyrokohlenstoff besteht. Pyrokohlenstoff ist im Grunde Kohlenstoff, dessen Atome eine ganz bestimmte Struktur inne haben - genau wie wir durch unterschiedliche strukturelle Anordnungen Nanoröhrchen oder Diamanten herstellen können. Im Falle des Pyrokohlenstoffs wird eine thermische Stabilität bis zu 2100°C erreicht; zusätzlich wird die Freisetzung von Spaltprodukten aus der Kernreaktion verhindert. Mit dieser Schutzschicht wird außerdem neben der mechanischen Stabilität durch das Siliziumkarbid eine chemische Resistenz erreicht.

Durch die obere Öffnung des Reaktorkerns werden die kugelförmigen Brennelemente zugeführt, die abgebrannten Elemente können im Anschluss durch eine unten liegende Öffnung am Reaktorkern entfernt werden. Durch dieses Prinzip der Zuführung von Brennelementen wird ein kontinuierlicher Betrieb ermöglicht - Atomenergie am Fließband sozusagen.
Der Reaktorkern ist innen mit einer Schicht aus Graphit ausgekleidet, womit eine reflektierende Wirkung auf Neutronen ausgeübt wird. Dieses einfache Prinzip verhindert eine große Verluststrahlung nach außen und sorgt durch die Reflexion der Neutronen für eine höhere Ausbeute bei der Verbrennung in der Brennkammer.
Durch diese Effizienz wird zudem letzten Endes weniger Brennstoff für die Energieerzeugung benötigt und entsprechend weniger Brennstoffabfall produziert. Zur Steuerung der Reaktionen werden Absorberstäbe als Moderator eingesetzt. Diese werden jedoch nicht - wie bei anderen Reaktortypen üblich - direkt in den Reaktorkern versenkt, da hierbei die Brennstoffkugeln durch die Stäbe verdrängt werden müssten beziehungsweise die Steuerstäbe blockiert werden könnten. Statt dessen werden die Absorberstäbe im Mantel des Reaktorkerns vor den aus Graphit bestehenden Reflektor gesenkt. Mit dieser Maßnahme wird gleichfalls die Abschaltung des Reaktors vorgenommen.

Die Zerfallsenergie wird dabei an den Kühlkreislauf abgegeben, der durch Helium durchströmt wird. Um das Helium flüssig zu halten, wird es einem Druck von 60 Bar ausgesetzt. Das mit bis zu 250°C einströmende Helium verlässt dabei den Reaktorkern mit einer Temperatur von 700°C. Solange die Temperatur im Reaktorkern 900°C nicht überschreitet, wird das Helium keine Radioaktivität aufnehmen. Das bedeutet im Grundsatz, dass die energieerzeugenden Turbinen direkt durch das Kühlmittel angetrieben werden könnten, ohne dass diese selbst radioaktiv belastet würden. Zur Sicherheit wird das Kühlmittel jedoch durch einen Wärmetauscher gepumpt, in dem die thermische Energie an einen getrennten Wasserkreislauf übertragen wird. Die Turbine wird also vorsichtshalber durch das dabei verdampfende Wasser angetrieben, denn grundsätzlich könnte bei einer Störung im Reaktorbetrieb die Kerntemperatur von 900°C überschritten werden und bei einer direkten Speisung mit Helium die Turbinen verstrahlen.

Die hohen Temperaturen, die mit dem erhitzten Helium erreicht werden, sorgen für einen Wirkungsgrad von 43% bei der Umwandlung in elektrische Energie. Um nicht das Risiko eines Zwischenfalls zu provozieren, ist die Leistung des Versuchsreaktors auf 2,5 MW beschränkt. Das Helium hat allerdings nicht nur das Vermögen, Radioaktivität nicht aufzunehmen, sondern es dient gleichfalls als Moderator bei einem Totalausfall im Hochtemperaturreaktor.
Verglichen mit normalem Wasser - auch bezeichnet als leichtes Wasser - erzielt man mit Helium ein besseres Bremsverhältnis der Neutronen.
Durch den negativen Temperaturkoeffizienten schaltet sich der Reaktor bei einem Stillstand des Kühlkreislaufs automatisch ab. Die dabei entstehende Nachzerfallswärme im Reaktorkern übersteigt dabei nicht die kritische Grenze 1600°C. Im Bereich des Graphitreflektors wird die Temperatur von 800°C nur knapp überschritten - die Außentemperatur des Reaktordruckbehälters liegt im Fall der Notabschaltung unterhalb von 400°C.

Um die Wärme abzuführen ist der Reaktordruckbehälter mit einem radialen Kühlkörper versehen, über dessen Rippen die Wärme an die Umgebung abgegeben wird. Im Endeffekt bedeutet das, dass im Fall eines GAU ein Austreten von radioaktiver Strahlung ausgeschlossen ist.Doch dieser Reaktortyp birgt Nachteile:
Das zur Energieerzeugung benötigte Uran verlangt einen hohen Anreicherungsgrad durch Uran-238. Das bei der Kernreaktion entstehende Plutonium-239 kann zu 99% in anderen Reaktoren als Kernbrennstoff eingesetzt werden. Die Gefahr der Proliferation - also des Missbrauchs zur Herstellung von waffenfähigem Plutonium - wird als gering eingeschätzt. Quellen berichten von Beispielen, nach denen zur Herstellung von 10 Kilo waffenfähigen Plutoniums 10 Millionen Brennelemente aufgearbeitet werden müssten. Außerhalb registrierter Anlagen wird dieses Unterfangen als unmöglich eingeschätzt.

Waffenfähiges Plutonium definiert sich durch seinen Reinheitsgrad. Je größer die Verunreinigung durch höherwertige Plutoniumsisotope, je unkontrollierbarer sind die Reaktionen innerhalb des Plutoniumgemisches. So gesehen ist Plutonium prinzipiell waffenfähig, es ist lediglich aufgrund seiner Reinheit eher zur Waffenherstellung, als Brennstoff oder Spaltmaterial für Kernreaktoren entsprechend klassifiziert. Mit einer hohen Isotopenreinheit von Plutonium liegt die kritische Masse bei 4-5 kg, bei verunreinigtem Plutonium kann die kritische Masse bis zu 20 kg heran wachsen.

Um die Mengenangaben ins Verhältnis zu setzen:
Plutonium hat eine Dichte von 20 g pro Kubikzentimeter; 10 kg Plutonium nehmen also ein Volumen von circa einem halben Liter ein - diese Menge wird üblicherweise in einer Atombombe eingesetzt.

Doch die Brennstoffkügelchen beinhalten eine weitere Raffinesse: Durch die Beimengung von Thorium-232 erbrütet sich der Reaktor zusätzlichen Brennstoff, womit die Brennstoffkügelchen nicht mehr so abhängig von der begrenzten Menge des eingesetzten Uran-235 sind - ganz im Gegensatz zu konventionellen Reaktortypen.


Die Wiederaufbereitung

Allein in deutschen Kernkraftwerken fallen jährlich mehrere hundert Tonnen ausgedienter Brennelemente an. Ursprünglich sah die Nutzung der Kernenergie unter Wiederaufbereitung der Kernbrennstoffe den so genannten Brennstoffkreislauf vor. Nach mehr als 50 Jahren Nutzung von Kernenergie ist dies aber selbst mit heutiger Technik nicht mehr als eine Utopie.

In einer Wiederaufbereitungsanlage werden Brennelemente mechanisch zerkleinert und in Salpetersäure aufgelöst. Mittels chemischen Prozessen wird Plutonium vom übrigen Atommüll ausgefällt. Diese Prozesse müssen allerdings aufgrund extrem hoher Strahlungsbelastung teilweise vollautomatisch hinter meterdicken Betonwänden ablaufen.
Auch wird die ursprüngliche Menge des Atommülls durch Wiederaufbereitung noch erheblich vergrößert und zudem seine Handhabbarkeit erschwert.
Der größte Teil der Reststoffe fällt nach der Aufbereitung als radioaktive Flüssigkeit an. Dieses Gemisch ist stark ätzend und reichlichst radioaktiv, so dass im ersten Schritt eine Trocknung dieser "Suppe" erfolgt. Daduch kann sie nicht mehr ätzen, sofern sie nicht mit Wasser in Berührung kommt - es fehlt ja die Möglichkeit der Bildung einer Wasserstoffionenkonzentration, die mit dem pH-Wert gemessen wird.
Nun wird dieses feststoffliche, höchstradioaktive Gemisch in einem Spezialofen, der auf 1180 °C erhitzt ist, überführt. So können diverse Stoffe durch ausglühen der Masse - wie in einem Muffelofen - von ehemals gebundenem Sauerstoff oder Kohlendioxid zum Beispiel befreit werden, was die Gesamtmasse leicht reduziert.
Nun werden Glaskügelchen zugefügt, die sich bei der Schmelze mit dem radioaktiven Abfall zusammen tun. In Glaswürfeln gebannt, landen diese radioaktiven Reststoffe für die nächsten 30 Jahre in Stahlbehältern, bevor sie der Endlagerung überstellt werden.
Von Recycling oder einem Kreislauf zu sprechen entbehrt also jeglicher Realität.

Zudem geben Wiederaufbereitungsanlagen im störungsfreien Normalbetrieb erhebliche Mengen radioaktiver Substanzen an die Umwelt ab. Allein in La Hague (Frankreich) werden pro Tag 1,5 Millionen Liter radioaktiven Abwassers in den Ärmelkanal geleitet und gelangen von dort aus in die Nordsee. In Sellafield (Großbritannien) waren es vor der Stillegung der zweiten Wiederaufbereitungsanlage des Komplexes sogar täglich 9 Millionen Liter. Nach Angaben des Betreibers wurden jährlich 27,8 Millionen Curie von der gesamten Anlage an die Umwelt abgegeben. Bei der Tschernobyl Katastrophe wurden nach Angaben der IAEO einmalig 50 Millionen Curie aus dem 30 Kilometer großen Katastrophengebiet herausgetragen.

Allein acht zivile Wiederaufbereitungsanlagen sind derzeit weltweit in Betrieb:

Frankreich, La Hague: UP2-800, UP3
Großbritannien, Sellafield: B205, THORP (zur Zeit stillgelegt)
Russland, Chelyabinsk: RT1
Japan, Tokai Mura: Tokai
Indien, Tarapur: PREFRE
Indien, Kalpakkam: KARP

Quelle: WISE-Paris

Weiterhin gibt es in vielen Ländern noch ausschließlich militärisch betriebene Anlagen. In den USA wird die Wiederaufbereitung z.B. ausschließlich militärisch betrieben und auch Russland betreibt militärische Wiederaufbereitung. Die jährlich durch Wiederaufbereitungsanlagen abgegebene radioaktive Belastung ist enorm.

Rückblickend kann man davon ausgehen, das das Märchen vom Brennstoffkreislauf aufrecht erhalten wurde um, den Bedarf der Militärs an waffentauglichem Plutonium zu decken. Eine "saubere" Wiederaufbereitung ist auch derzeit technisch überhaupt nicht realisierbar.


Der Abfall

Nachdem sich die sogenannte "Wiederaufbereitung" als Flop erwiesen hat, stellt sich dringender denn je die Frage: Wohin mit dem Atommüll?

Radioaktiver Abfall wird nach Wärme entwickelndem und nicht Wärme entwickelndem Müll unterschieden und in schwach, mittel und stark belastetes Material kategorisiert. Dabei orientiert man sich nach der Halbwertzeit des strahlenden Elements. Die Halbwertszeit gibt an, wie lange es dauert, bis sich die Masse eines Isotopes um die Hälfte reduziert hat. Sie gibt keineswegs an, ob die Strahlung nach Ablauf dieser Zeit ungefährlich ist.

So sind die Zeiträume bei schwach- oder mittelstark belastetem Material mit einigen hundert Jahren noch begreifbar und technisch zu bewältigen, bei stark belastetem Abfall sprengen die Zeiträume jedoch das Vorstellungsvermögen sowie technische Möglichkeiten. Jod-129 hat z.B. eine Halbwertszeit von unvorstellbaren 15,7 Millionen Jahren.
Zum Vergleich: Vor 15 Millionen Jahren vollzog sich die Spätphase der Alpenauffaltung durch die irdische Tektonik, die Austrocknung des Mittelmeeres, antarktische Vereisung, die Braunkohlenbildung in Europa, ...
Ein atomares Endlager müsste Sicherheit über mehrere Millionen Jahre garantieren ... In Großbritannien überlegt man, wie Informationen über atomare Lagerstätten auch den folgenden Generationen erhalten werden können. In Anbetracht der Vergänglichkeit elektronischer Medien griff man auf ein speziell entwickeltes Papier zurück. Papier hat bewiesen, dass es Jahrtausende überstehen kann und die Informationen weiterhin lesbar sind.

Man benutzte ein permanentes und säurefreies Papier ohne Lignin - welches nicht zerfällt und sich nicht verfärbt - für diese Dokumente. 423 Dokumente mit insgesamt 11.718 Seiten wurden mit einem speziellen Verfahren auf dieses Papier kopiert. Die fertigen Dokumente wurden dann in mit Kupfer imprägnierte Beutel verpackt und in 16 Spezialbehälter eingelagert.
Zwei weitere Kopien der Dokumente wurden bislang angefertigt und an unterschiedlichen Orten eingelagert. So will man die Informationen vor Verlust oder einer Katastrophe schützen.

In Anbetracht dessen sind Vorgehensweisen wie das Verklappen von in Fässern verpackten radioaktiven Mülls auf dem Meer (wie von England und Frankreich zeitweise betrieben) oder die Herstellung und Nutzung panzerbrechender Munition aus abgereichertem Uran in Kriegsgebieten (wie im Irak- und Kosovo-Krieg geschehen) unverantwortlich.
Auch das vergraben in ausgedienten Bergwerken ist angesichts dieser Zeiträume ein nicht zu kalkulierendes Risiko.
Somit bleibt Vermeidung der einzige Weg, das Abfallproblem zu lösen.

Auch die Atomlobby denkt so langsam intensiv über das Abfallproblem nach. Allerdings weniger aus Interesse am Umweltschutz; John Ryskamp vom Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL): "In den nächsten 20 bis 40 Jahren ist das Uran noch billig genug für Einwegbrennstoff, danach müssen wir anfangen zu recyceln"

Tatsächlich schätzen Forscher, dass die bekannten Uranvorkommen nur noch bis 2030 ausreichen. Mit den geschätzten Uranreserven wäre der Brennstoff beim derzeitigen Verbrauch mit einem Wirkungsgrad von ca. 30% noch vor dem Jahre 2070 aufgebraucht - der wachsende Energiebedarf aufstrebender Industrienationen wie China nicht eingerechnet.

Generation IV- Die Lösung?

Das Generation IV International Forum - kurz GIF - ist ein Forschungs- und Entwicklungsprogramm von Argentinien, Brasilien, Kanada, Frankreich, Japan, Südkorea, Südafrika, Schweiz, Großbritannien und den Vereinigten Staaten von Amerika. Im Jahr 2000 einigte man sich auf einen Rahmen zur internationalen Zusammenarbeit in der Kerntechnik, um Kernenergiesysteme einer zukünftigen Generation zu entwickeln. Seit Juli 2003 ist die Euratom (Europäischen Atomgemeinschaft) das 11. Mitglied der Forschungsgemeinschaft und ermöglicht so auch deutschen Forschern an der Entwicklung mit zu arbeiten.

Die Ziele des Programms sind hochgesteckt:
So soll neben einer deutlichen Steigerung des Wirkungsgrades auch die Sicherheit verbessert und eine drastische Reduzierung des Abfalls bis hin zur Reduzierung der Halbwertzeiten stark strahlender Elemente durch Transmutation auf maximal ein paar hundert Jahren erreicht werden.
Geschlossene Brennstoffkreisläufe oder vor Ort betriebene Aufbereitung soll die Gefahren von Atomtransporten reduzieren.

Nach einem umfangreichen Auswahlverfahren wählte die GIF unter Beteiligung der Nuclear Energy Agency der OECD, der Europäischen Kommission und der IAEA im Juli 2002 sechs mögliche Reaktorsysteme aus, welche geeignet sind die Vorgaben zu erreichen:

System	Kürzel	Neutronen- spektrum	Kühlmedium	Temperatur	Druck	Brennstoff	Brennstoff- zyklus	Grösse (MWe)	Anwendung
Gas-cooled fast reactor Gasgekühlte schnelle Reaktorsysteme	GFR	schnell	Helium	850°C	hoch	U-238 & MOX	geschl., vor Ort	288	Strom & Wasserstoff
Lead-cooled fast reactor (Liquid metal cooled) Bleigekühlte schnelle Reaktorsysteme	LFR	schnell	Pb-Bi	550-800°C	tief	U-238 & MOX	geschl., regional	50-150 300-400 1200	Strom & Wasserstoff
Molten salt reactor Salzschmelze Reaktorsysteme	MSR	epithermisch	Fluoridsalze	700-800°C	tief	UF6 in Salz	geschl., vor Ort	1000	Strom & Wasserstoff
Sodium-cooled fast reactor Natriumgekühlte Reaktorsysteme	SFR	schnell	Sodium	550°C	tief	U-238 & MOX	geschl.	300-1500	Strom
Supercritical water- cooled reactor Wassergekühlte Reaktorsysteme mit überkritischen Dampfzuständen	SCWR	thermisch / schnell	Wasser	510-550°C	sehr hoch	UO2	offen (th) geschl. (s)	1500	Strom
Very high temperature gas reactors Gasgekühlte Höchsttemperatur- Reaktorsysteme	VHTR	thermisch	Helium	1000°C	hoch	UO2	offen	250	Wasserstoff & Strom

Die Prototypen aller 6 Typen zu entwickeln und zu bauen unterläge allerdings enormen Kosten. Euratom beschränkt sich - um seine Forschungsgelder effektiv zu nutzen - auf drei Modelle:

1.) Die Hoch- und Höchsttemperaturreaktoren (HTR, VHTR). Ziel ist eine Bewertung und Entwicklung der Technologien, welche für die Auslegung und Genehmigung für Hochtemperaturreaktoren mit modularem, direktem Kreislauf (HTR) und für Höchsttemperaturreaktoren (VHTR) benötigt werden.

2.) Gasgekühlte, schnelle Reaktoren (GFR). Ziel ist eine Bewertung der potentiellen Auslegungskonzepte zur Realisierung, sowie Ermittlung und Entwicklung der erforderlichen Schlüsseltechnologien.

3.) Wassergekühlte Reaktoren mit überkritischen Dampfzuständen (SCWR). Ziel ist eine gründliche Bewertung des Systems im Hinblick auf die Feststellung seines künftigen Potenzials.

Das GIF rechnet (je nach System), dass Prototypen zwischen 2020 und 2030 verfügbar wären und mit dem Beginn der Kommerzialisierung zwischen 2030 und 2040 begonnen werden kann. In Anbetracht der schwindenden Uranvorkommen quasi "auf den letzten Drücker". Zudem überlegt Frankreich, seinen Atompark in Anbetracht der kommenden Generation IV nicht mit den doch effektiveren - und vor allem sichereren - Generation-III-Reaktoren zu erneuern.
Man wird erst 2015 entscheiden, ob nicht besser die Laufzeit der sich im Betrieb befindlichen Reaktoren bis zur Marktreife der Generation IV verlängert wird.

Das die Kernenergie derzeit ein derartiges Entwicklungsdefizit vorweist, geht aber nicht nur auf das Konto der Atomlobby, welche beharrlich auf das Märchen des Brennstoffkreislaufes der Generation-II-Reaktoren beharrte, sondern auch auf das der Atomgegner, welche ungeachtet der technischen Realisierbarkeit das Märchen der regenerativen Energieversorgung propagierte.
So könnten heute schon Reaktoren mit inhärenter Sicherheit - Vermeidung einer Kernschmelze durch Naturgesetze - wie der in Deutschland entwickelte HTR, anstelle der technisch teilweise bedenklichen Typ-II-Reaktoren ihren Dienst verrichten. Doch diese Technologie lag fast 20 Jahre im Dornröschenschlaf.

Aber auch mit Reaktoren der Generation IV ist die Kernenergie keine Zukunftslösung - eher eine Übergangslösung zum Ende der Gas-, Kohle- & Öl-Ära.
Auf (nicht allzu) lange Sicht muss eine von Bodenschätzen unabhängige Energieversorgung entwickelt werden.


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