Reaktorkonzepte der 4. Generation T. Schulenberg Institut für Kern- und Energietechnik Forschungszentrum Karlsruhe

1. Reaktorkonzepte der 4. Generation T. Schulenberg Institut für Kern- und Energietechnik Forschungszentrum Karlsruhe

2. Die 1. bis 3. Generation von Kernreaktoren • 1. Generation: Prototypen von einigen 100MWe Leistung • 2. Generation: Große Konvoi-Anlagen, Druck- und Siedewasserreaktoren über 1000MWe • 3. Generation: DWR und SWR mit verbesserter Sicherheitstechnik • Beispiele: EPR, SWR 1000, AP 1000, ABWR Stand 2007: Sichere, zuverlässige und kostengünstige Kernkraftwerke brauchen wir nicht mehr zu entwickeln. Sie sind schon kommerziell verfügbar.

3. Beispiel: der europäische Druckwasserreaktor EPR • beruht auf über 40 Jahre Erfahrung mit mehr als 270 DWR weltweit, • berücksichtigt mehr als 20 Jahre Reaktorsicherheitsforschung weltweit. • Kein anderer Reaktortyp ist je derart intensiv auf seine Sicherheit untersucht worden! • Elektrische Leistung ca. 1600 MW • Wirkungsgrad ca. 36% • Investitionskosten ca. 2000 €/kW • Stromgestehungskosten ca. 3-4 c/kWh

4. Beispiel: der Siedewasserreaktor SWR1000 • Basiert auf mehr als 40 Jahre Erfahrung mit 93 SWR weltweit. • Neu: passive Nachwärmeabfuhr bei schweren Störfällen • ermöglicht Kühlung des Reaktors über mehrere Tage ohne menschliches Eingreifen oder elektrische Regelung • Elektrische Leistung ca. 1250 MW • Wirkungsgrad ca. 34% • Investitionskosten ca. 2000 €/kW ? • Stromgestehungskosten ca. 3-4 c/kWh ?

5. E.U. Was kommt nach der 3. Generation? Das Generation IV International Forum entwickelt und beurteilt Konzepte für Kernreaktoren, die in 30 Jahren oder später benötigt werden könnten. Grundsätzliche Kriterien: • sicher und zuverlässig • wirtschaftlich • minimaler Abfall • nachhaltige Brennstoffnutzung • proliferationsresistent neu: China Russia

6. 1: Weiterentwicklung der DWR und SWR Idee: kontinuierliche Verbesserung der Frischdampfzustände analog der Entwicklung fossil gefeuerter Dampfkraftwerke Dampfkraftwerke Steinkohle überkrit. Druck Druckwasserreaktoren

7. Beispiel: DWR mit 380°C Kernaustrittstemperaturund überkritischem Druck Vorteile: • 2% Punkte besserer Wirkungsgrad als EPR • nur noch 25% Leistung der Pumpen im Primärkreis • 20% höhere Turbinenleistung bei gleichem Dampfmassenstrom • keine Siedekrise möglich, da überkritischer Druck (25 MPa) • Konzept ähnlich einem konventionellen DWR Ref: B. Vogt, J. Starflinger, T. Schulenberg, Near term application of supercritical water technologies, Proc. ICONE14, July 17-20, 2006, Miami, USA

8. Beispiel: HPWLR mit 500°C Kernaustrittstemp. High Performance Light Water Reactor, 25MPa Druck Vorteile: • direkter Dampfkreislauf wie beim SWR • im Lastbetrieb keine Pumpe mehr im Primärkreis erforderlich • kein Dampfabscheider im Reaktor erforderlich • 40% höhere Turbinenleistung bei gleichem Dampfmassenstrom • 44% Nettowirkungsgrad Ausarbeitung eines Konzepts und Bewertung derzeit durch ein europäisches Konsortium sowie in Kanada, Japan und Südkorea Ref.: D. Squarer, T. Schulenberg, D. Struwe, Y. Oka, D. Bittermann, N. Aksan. C. Maraczy, R. Kyrki-Rajamäki, A. Souyri, P. Dumaz, High Performance Light Water Reactor, Nuclear Engineering and Design 222, pp 167-180 (2003)

9. HPWLR mit 500°C Kernaustrittstemperatur neu: Reaktorkonzept konventioneller Dampfkreislauf

10. HPWLR Brennelemententwürfe Wasser zwischen Brennelementen Wasserkästen Wasserkästen Brennstäbe Ref.: A. Yamaji, T. Tanabe, Y. Oka, J. Yang, Y, Ishiwatari, S. Koshizuka, Evaluation of the nominal peak cladding surface temperature of the Super LWR with subchannel analysis, Proc. GLOBAL 05, Tsukuba, Japan, Oct. 9 - 13, 2005 Ref.: J. Hofmeister, T. Schulenberg, J. Starflinger, Optimization of a fuel assembly for a HPLWR, Paper 5077, Proc. ICAPP 05, Seoul, Korea, May 15-19, 2005

11. 2: Hochtemperatur-Reaktor • Basis: Helium gekühlter Kugelhaufenreaktor • Ziel: Kernaustrittstemperaturen 900 bis 1000°C • Vorteile: • Stromerzeugung mit hohem Wirkungsgrad (45-50%) • Nutzung von nuklearer Prozesswärme z.B. zur Wasserstoffproduktion für den Verkehr, Meerwasserentsalzung, .. etc. • Inhärent sicherer Reaktor bei kleiner thermischer Leistung • Dann kein Notkühlsystem erforderlich. • Herausforderungen: • Werkstoffe für mehr als 850°C Kernaustrittstemperatur • Wirtschaftlichkeit

12. Modularer Kugelhaufenreaktor PBMR • Leistungsdichte 5-10 MWth/m3 • Kugelförmige Brennelemente aus TRISO Partikeln

13. Nachhaltige Kernenergie • Methode: Spaltung von 238U nach Konversion zu Plutonium U-238 + n U-239 Pu-239 • Recycling des Pu (und Am) zur Stromerzeugung und zur Entlastung des Endlagers von langlebigen Radionukliden. • Benötigt wird. • Reaktor mit schnellem Neutronenspektrum • Chemische Trennung von U und Pu aus abgebrannten Brennelementen • Technische Machbarkeit bereits in den 80er Jahren demonstriert • z.B. in Karlsruhe: KNK Natrium gekühlter schneller Reaktor • WAK: Wiederaufarbeitung • ermöglicht Stromerzeugung aus gefördertem, abgereichertem Uran und abgebrannten Brennelementen für mindestens 3000 Jahre!

14. Proliferationsresistenz und physikalischer Selbstschutz • Reines Pu-239 (aus kurzzeitig bestrahltem U-238) kann für Kernwaffen verwendet werden. • Anteile anderer Pu-Isotope, Americium und andere Transurane (nach langer Neutronenbestrahlung) erhöhen die Aktivität des Brennstoffs und machen Pu unbrauchbar für Kernwaffen. Ziel: • Erzeugung von Plutonium, das nicht in Kernwaffen verwendet werden kann.

15. Konzept des Gasgekühlten Schnellen Reaktors • Thermische Leistung bis zu 2400MWth • Leistungsdichte im Kern ca. 100MW/m3 • Kernaustrittstemperatur 850°C • Brennstoff (U,Pu)C+SiC • Nicht mehr inhärent sicher, daher sind unabhängige Nachwärmeabfuhr-Systeme notwendig • Gas- und Dampfkraftwerk zur Stromerzeugung • Passive Nachwärmeabfuhr über einen wassergekühlten Zwischenkreislauf an ein Wasserreservoir • Ausarbeitung im europäischen Projekt GCFR (gas cooled fast reactor) Brennelement

16. Gas- und Dampfkreislauf des GCFR N2-He-Sekundärkreis He-Primärkreis Dampf-Kreislauf Nachwärme-abfuhrsystem Abhitzekessel Wirkungsgrad 45% Ref: JC. Garnier, C. Bassi, M. Blanc, JC. Bosq, N. Chauvin, P. Dumaz, JY. Malo, B. Mathieu, A. Messié, L. Nicolas, A. Ravenet, Contribution to GFR design option selection, Proc. ICAPP 06, Reno, USA, June 4-8, 2006

17. 4: Bleigekühlter Reaktor • Grundlage: russischer BREST Reaktor, PbBi gekühlt • Ziel: ca. 20 Jahre Betrieb mit einer einzigen Kernbrennstoff-Beladung. • Reaktor wird nur beim Hersteller geöffnet. • passive Nachwärmeabfuhr durch Naturkonvektion • Keine Steuerstabbewegung zur Leistungsregelung • überkritischer Wasserdampf-Kreislauf oder CO2 Kreislauf • hoher Wirkungsgrad ca. 44-46% Ref.: B.A. Gabaraev, A.I. Filin, Development of a BREST-OD-300 NPP with an on-site fuel cycle for the Beloyarsk NPP, ICONE11-36410, Tokyo, Japan, April 20-23, 2003 Ref.: J.J. Sienicki, A.V. Moisseytsev, D.C. Wade, M.T. Farmer, C.P. Tzanos, J.A. Stillman, J.W. Holland, P.V. Petkov, I.U. Therios, R.F. Kulak and Q. Wu, “The STAR-LM Lead-Cooled Closed Fuel Cycle Fast Reactor Coupled to a Supercritical Carbon Dioxide Brayton Cycle Advanced Power Converter”, Global 2003, New Orleans

18. Herausforderungen des Bleigekühlten Reaktors • Korrosionsbeständige Werkstoffe für hohe Temperaturen • Zuverlässige Sauerstoffregelung • Wirtschaftliche Kraftwerkskonzepte • Ausarbeitung von Konzepten und Bereitstellung von Technologien durch das europäische ELSY- Projekt sowie in USA, Japan, Südkorea und Russland Ref.: L. Cinotti, C. Fazio, J. Knebel, S. Monti, H. Ait-Abdelrahim, Lead fast reactor, FISA 2006, Luxembourg, March 13-16, 2006

19. 5: Natrium gekühlter schneller Reaktor Vorteile im Vergleich zum bleigekühlten Reaktor: • Keine Korrosion auch über sehr lange Einsatzzeiten • Langjährige Erfahrung und favorisiertes Konzept in USA, Frankreich und Japan Herausforderungen: • Ausschluss von Risiken durch Na-Brand oder Reaktion mit Wasser • Wirtschaftliche Kraftwerkskonzepte Ref.: M. Ichimiya, J. Roglans, G. L. Fiorini, D. Hahn, T. Abram, Overview of an R&D plan for the development of a Generation IV sodium cooled fast reactor system, Proc. of ICAPP ’05, Seoul, KOREA, May 15-19, 2005

20. Visionen und offene Fragen des Salzschmelzenreaktors Visionen: • Flüssiger Brennstoff benötigt keine Brennelemententwicklung. • Kann praktisch sämtliche Transurane verwerten. • Abtrennung der Spaltprodukte im Kraftwerk. • Keine Wiederaufarbeitung Offene Fragen: • Korrosion durch die Salzschmelze schon bei geringen Wasserkonzentrationen • Risiko des Einfrierens des Salzes • Tritium-Rückhaltung • Salzreinigung und Spaltproduktabtrennung • Auslegung eines Reaktors, …etc. Ref.: C.F. Forsberg, Molten salt reactor technology gaps, Proc. ICAPP 06, Reno, USA, June 4-8, 2006

21. Fazit Marktbedarf der kommenden 30 Jahre: Kernkraftwerke mit hoher Sicherheit, hoher Verfügbarkeit, geringem Kostenrisiko wird durch Reaktoren der 3. Generation gedeckt: bewährte Druck- und Siedewasserreaktoren mit optimierter Sicherheitstechnik. Reaktorkonzepte der 4. Generation haben als Ziel: • Weitere Verbesserung der Wirtschaftlichkeit der 3. Generation • Brennstoffe und Prozesswärme aus Kernenergie • Nachhaltige Nutzung des Urans und Wiederverwertung des Abfalls