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Risiko Kernenergie?

Dieses Thema im Forum "Ask1 Redaktion" wurde erstellt von Ask1 Redaktion, 11. März 2018.

  1. Ask1 Redaktion

    Ask1 Redaktion Geselle

    Beiträge:
    83
    Registriert seit:
    11. März 2018
    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.

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    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

    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.

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    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.


    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.