Das Projekt "Saferty of actinides in the nuclear fuel cycle, 1992-1994" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To carry out safety studies with nuclear fuels under long-term and off-normal conditions, to evaluate and reduce risks associated with storing and handling actinides, to carry out basic solid state studies on actinides and collect data and bibliographic references on properties and applications of transuranium elements. General Information: Progress to end 1991. The Institute continued efforts to contribute to the safety of nuclear fission by concentrating its research activities on investigations of the behaviour of nuclear fuel after prolonged irradiation and under variable reactor operating conditions. Mechanism for the release of fission products from irradiated fuel were further elucidated, and the formation of particular structural features which may limit the fuel lifetime were better understood. First results of the post-irradiation examination of nitride fuels irradiated in the Fench PHENIX reactor were obtained, demonstrating the technological potential and the limitations of this fuel type. The measurement of the physical fuel properties of nuclear fuels at extremely high temperatures was continued, and first results of the thermal expansion of uranium dioxide for above its melting temperature were obtained. A facility was installed in order to study possibilities of (nuclear) aerosol agglomeration under dynamic conditions in a high-power acoustic field at ultrasonic and audible frequencies. Mixed oxide fuel rods containing minor actinides (MA), which had been irradiated in a fast reactor (PHENIX) in order to study possibilities of MA transmutation, were analysed. Np-based specimens, mostly in the form of single crystals, were prepared for basic experimental solid state physics studies at the Institute and in various overseas and European laboratories. Progress was made in understanding the electronic structure of transuranium elements and their compounds by further development of theories and experimental efforts in high-pressure research and photoelectron spectroscopy. Equipment for Moessbauer spectroscopy and for other physical property measurements at cryogenic temperatures was installed in the new transuranium research user facility. Work to adapt instruments and methods developed at the Institute in the frame of the above programme (fast multi-colour pyrometry and enhancement of industrial filter efficiency) to industrial application was continued, together with partners from industry. Four patent proposals (on acoustically enhanced off-gas scrubbing, on laser-enhanced extraction, on production methods for Ac-225 and Bi-213, and on the preparation of amorphous substances) were filed in 1991. 42 articles in scientific-technical journals were published (or submitted for publication) and 82 lectures were given in conferences on various subjects dealing with the safety of actinides in the nuclear fuel cycle in 1991. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Studies of fission product migration ...
Das Projekt "Fuel behaviour under accident contitions, 1988-1991" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To contribute to the understanding of severe accident mechanisms by providing support to code development work (European Accident Code), by specifying and characterising fission products liable to be released from fuel in a particular accident scenario (source term), and by developing and applying specialized instrumentation for in-pile experimentation in the context of studies on post accident heat removal (PAHR). General Information: Progress to end 1990. Two specimens which had been ramp-tested in the SILENE reactor underwent post-irradiation examination at the Institute. In a joint investigation with Ispra, the interaction of molten UO2 with zircaloy was studied . - The Institute has participated in the development of the European Accident Code (EAC) for fast reactors, and the TRANSURANUS code has been incorporated into EAC. Development work for ultrasonic in-pile thermometers for PHEBUS got under way. Equipment for quantitative release measurements of fission products from high burn-up fuel was set up. - Cooperation with EAC lead to 2 joint publications with Ispra. Detailed description of work foreseen in 1991 (expected results). The work programme for PHEBUS PF has not yet been firmly established, but it is expected that the Institute will participate in the Project by furnishing ultrasonic thermometers for in-pile fuel temperature measurements and by performing fuel rod post irradiation analysis. - Cooperation with EAC will continue. The TRANSURANUS code will be further developed to include the treatment of partially destroyed pins. The fuel pin codes developed at the Institute will undergo verification with the results of CABRI power burst experiments. Knudsen cell equipment combined with mass spectrometers will be used for extensive source term studies. Short description of evolution of work in 1992. Participation in PHEBUS PF and post-irradiation examination of BR3 will continue. Fuel samples from LAMBDA and CABRI experiments will be analysed. Further cooperation with EAC depends on the respective programme planning (Ispra).
Das Projekt "WTZ Russland - Transientenanalysen für schnelle Reaktoren" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Helmholtz-Zentrum Dresden-Roßendorf e.V., Institut für Ressourcenökologie durchgeführt. 1. Vorhabenziel: Weiterentwicklung des ursprünglich für die Transientenanalyse in Leichtwasserreaktoren (LWR) entwickelten Reaktorphysikcodes DYN3D. Der Code dient zur dreidimensionalen, nodalen Berechnung der stationären und transienten Leistungsverteilung im Reaktorkern unter Berücksichtigung der Koppelung der neutronenphysikalischen und der thermohydraulischen Vorgänge. 2. Arbeitsplanung: Die Weiterentwicklung des Codes umfasst die Modellierung der, durch die Ausdehnung von Strukturen bedingten, Rückwirkungseffekte, die in schnellen Reaktoren - im Gegensatz zu LWR - einen wichtigen Beitrag zum inhärenten Sicherheitsverhalten leisten. Um die Anwendbarkeit des Codes sicherzustellen, muss des Weiteren die Bereitstellung von homogenisierten Wirkungsquerschnitten auf Brennelementbasis speziell für schnelle Reaktorsysteme gewährleistet sein. Hierzu gilt es einen entsprechenden Code auszuwählen, für schnelle Reaktoren zu validieren und die notwendigen Anwendungsprozeduren zu entwickeln. Zur Absicherung der neu entwickelten Teile des Codes werden Validierungsrechnungen für das stationäre und das transiente Verhalten des Reaktorkerns der BFS Anlage (Nullleistungsreaktor mit schnellem Neutronenspektrum am IPPE Oninsk) durchgeführt. Nach der Validierung sind Untersuchungen zur Beurteilung des Einsatzes von fein verteiltem moderierendem Material zur Verstärkung der Rückwirkungseffekte zur Verbesserung der Sicherheit von schnellen Reaktoren als letzter Baustein des Projektes vorgesehen.
Das Projekt "ERINDA" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Helmholtz-Zentrum Dresden-Roßendorf e.V., Institut für Strahlenphysik durchgeführt. Different concepts involving critical (fast) reactors or subcritical accelerator-driven systems are being studied in view of their transmutation capabilities. These design studies imply high demands on the underlying nuclear database. The need for improved nuclear data has been expressed in the Strategic Research Agenda of the SNE-TP ( Sustainable Nuclear Energy Technology Platform). The accurate knowledge of neutron and proton induced nuclear reactions in the fast, intermediate- and high energy domains (En=1keV to 500 MeV) is of crucial importance for predicting the capabilities of reducing the inventory of plutonium, minor actinides, and long-lived fission products. In the past, this energy domain was not investigated with high priority because of minor importance for conventional light-water reactors. An additional challenge is the tightening demand on the accuracy of the data, especially for assessing criticality safety aspects and designing fuels for very high burn-up. The ERINDA project aims for a coordination of European efforts to exploit up-to-date neutron beam technology for novel research on advanced concepts for nuclear fission reactors and the transmutation of radioactive waste. Such waste is already existing in appreciable quantity due to the year-Iong operation of existing nuclear reactors and it will eventually also be generated during the running of new reactor types - albeit they can be optimized to produce much less of it. Research to the aim of finding techniques optimized for a strong reduction of nuclear waste can already be performed at existing nuclear facilities from the consortium proposed in this proposal. The main objective is to provide adequate transnational access to the infrastructures. The consortium will also provide funding for scientific support of experiments by short term visits of scientist to the participating facilities and foster the communication and disseminaton of the results by organising scientific workshops.
Das Projekt "Weiterentwicklung moderner Verfahren im Bereich Abbrandberechnung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Ziel ist der Kompetenzerhalt und -ausbau im Bereich der Reaktivitäts- und Nuklidinventarbestimmung sowie der zugehörigen Unsicherheitsanalysen. Es sollen die vorhandenen Methoden für den Bereich der Leichtwasserreaktoren stetig weiterentwickelt und zusätzlich an neue Reaktortypen angepasst werden. Das neu entwickelte Abbrandberechnungssystem MOTIVE und das zugehörige Programm VENTINA zur Inventarberechnung werden einer umfangreichen Verifizierung unterzogen. Die Programme werden gemäß des Stands von Wissenschaft und Technik weiterentwickelt und in ihrem Funktionsumfang erweitert. Die Methoden zur abbrandspezifischen Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse werden erweitert und auf Fragestellungen im Bereich HTR und schnell Reaktoren angewandt. Zur Verifikation von MOTIVE/VENTINA werden experimentelle Nachbestrahlungsanalysedaten aus der SFCOMPO Datenbank nachgerechnet und ein Rechenbenchmark unter Beteiligung verschiedener Forschungsinstitutionen durchgeführt. In MOTIVE werden Predictor-Corrector-Methoden und eine Verbesserung der numerischen Stabilität bei voll dreidimensionalen Problemen implementiert. Zur Diversifizierung der Abbrandmethoden wird ein weiteres Programm zur Neutronenflussberechnung angekoppelt. Für VENTINA werden die Anzahl der verfügbaren Reaktionskanäle und die nuklearen Datenbasis erweitert. Im Programm XSUSA werden die für die Version 6.2 des SCALE-Pakets angekündigten Kovarianzdaten in den Spaltausbeuten integriert und einer umfassenden Analyse unterzogen. Weiterhin wird im Rahmen des Projektes am IAEA HTR-CRP teilgenommen. Die zu schaffende Plattform UAM-FR (Uncertainty Analysis in Modelling for Fast Reactors) wird im vorliegenden Vorhaben um Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen in Abbrandrechnungen ergänzt. Schließlich erfolgt mit Hilfe von VENTINA eine Evaluierung der TENDL-Bibliothek bezüglich des Potentials im Bereich Abbrandberechnung.
Das Projekt "Weiterentwicklung moderner Verfahren zu Neutronentransport und Unsicherheitsanalysen für Kernberechnungen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Das Ziel ist es, nukleare Berechnungsmethoden, die in der Abteilung Kernverhalten der GRS eingesetzt werden, zu verbessern und zu erweitern, um die Aussagegenauigkeit der Simulationsrechnungen zu erhöhen. Dies soll erreicht werden durch die weitere Optimierung und Validierung deterministischer Berechnungsmethoden mit hoher Orts- und Energieauflösung, die Entwicklung eines gekoppelten Berechnungssystems unter Verwendung der Monte-Carlo-Methode für den Neutronentransport zur Beschreibung zeitabhängiger Reaktorkernzustände, die Prozessierung und Validierung nuklearer Daten, insbesondere hinsichtlich der Kovarianzdaten, die Weiterentwicklung, Validierung und Anwendung Sampling-basierter Methoden zur Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse, die Erstellung einer Plattform zur Durchführung systematischer Unsicherheitsanalysen für schnelle Reaktorsysteme, sowie die Beschreibung von Zuständen schwerer Kernzerstörung mit der Monte-Carlo-Methode. Außerdem sollen die im Vorhaben RS1503 begonnenen Arbeiten zum europäischen NURESAFE-Projekt fortgesetzt werden. Es sind vier Arbeitspakete vorgesehen: (1) die Weiterentwicklung und Validierung deterministische Rechenmethoden, darunter auch die Beteiligung am NURESAFE-Projekt, (2) auf der Monte-Carlo-Methode basierende Arbeiten, (3) die Überprüfung und Weiterentwicklung nuklearer Daten und der entsprechenden Unsicherheitsdaten, (4) die Weiterentwicklung und Anwendung von Methoden zur Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse bezüglich nuklearer Daten.
Das Projekt "INNOSYS-2 - Entwicklung moderner High-fidelity Multiscale-Multiphysik-Rechenmethoden zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Ziel des Vorhabens ist die Weiterentwicklung moderner Multiscale-Multiphysik-Rechenmethoden zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte. Die Schwerpunkte des Vorhabens liegen erstens in der Entwicklung fortgeschrittener reaktorphysikalischer und thermohydraulischer Rechenverfahren zur hochaufgelösten (Pin-by-pin-)Sicherheitsbewertung schneller flüssigmetallgekühlter Generation-IV-Systeme einschließlich SMR und zweitens in der Beteiligung an internationalen Projekten wie dem laufenden Coordinated Research Program (CRP) der IAEA zu den Start-Up-Tests des CEFR (China Experimental Fast Reactor) sowie der Mitwirkung am Fast Reactor Knowledge Preservation (FRKP) Portal der IAEA.
Alternative Reaktorkonzepte Der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor von Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. Kalkar ist heute ein Freizeitpark. Quelle: picture alliance/ blickwinkel/ C. Wermter Artikel Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. mehr anzeigen Weltweit wird derzeit an verschiedenen Reaktorkonzepten gearbeitet, die als zukünftige Alternativen zu herkömmlichen Atomkraftwerken gesehen werden. Sie werden oft unter Sammelbegriffen wie „Reaktoren der 4. Generation“, „neuartige Reaktorkonzepte“ oder auch mit der englischen Bezeichnung „advanced reactors“ („fortgeschrittene Reaktoren“) zusammengefasst. Das BASE verwendet den Begriff alternative Reaktorkonzepte. Diese alternativen Reaktoren sollen sich dadurch auszeichnen, dass sie deutlich günstiger Strom bereitstellen können als herkömmliche Atomkraftwerke , gegenüber herkömmlichen Atomkraftwerken sicherer sind, in der Lage sein sollen, neue Kernbrennstoffe zu erbrüten, in der Lage sein sollen, radioaktiven Abfall zu verwerten, weniger Abfallstoffe erzeugen, weniger geeignet zur Erzeugung von Spaltstoffen für Atomwaffen sind. Doch werden die alternativen Reaktorkonzepte den Erwartungen gerecht? Das BASE hat dazu eine wissenschaftliche Studie erstellt, das dieser Fragestellung nachgeht und den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte analysiert und bewertet. Hier finden Sie die Zusammenfassung der Studienergebnisse . Historische Entwicklung Bereits seit den 1940er und 1950er Jahren wurde an einer Vielzahl verschiedener Reaktorkonzepte geforscht, die auf der Verwendung unterschiedlicher Kernbrennstoffe , Kühlmittel, Moderator -Materialien und Neutronenspektren beruhen. Industriell durchsetzen konnten sich vor allem die Leichtwasserreaktoren, zu denen auch die in Deutschland betriebenen Druck- und Siedewasserreaktoren gehören. Etwa 90% der weltweiten Leistung von Atomkraftwerken wird derzeit von Leichtwasserreaktoren erbracht. Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte Da auch Leichtwasserreaktoren Mängel hinsichtlich ihrer Sicherheit, Brennstoffausnutzung, Wirkungsgrad und Wirtschaftlichkeit aufweisen, steigt seit einiger Zeit wieder das Interesse an alternativen Konzepten. Sie werden häufig als neuartige Reaktoren bezeichnet, beruhen zum Teil aber auf Designs, die sich bereits seit vielen Jahrzehnten in der Entwicklung befinden und bislang keine kommerziell konkurrenzfähigen Baulinien hervorbringen konnten. Im vom BASE beauftragten Gutachten wird aus diesem Grund der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Das Generation IV International Forum Seit 2001 werden Bestrebungen zur Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte international im „Generation IV International Forum“ (GIF) koordiniert. Ziel ist es, zeitnah einsatzfähige Kernreaktoren alternativer Technologielinien hervorzubringen, die verbesserte Eigenschaften aufweisen. Es werden sechs verschiedene Technologielinien verfolgt: Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor, VHTR) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Außerhalb des Arbeitsfeldes des GIF befinden sich weitere Konzepte in Entwicklung, so zum Beispiel: Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems, ADS) Alternative Technologielinien 1.) Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR) Während die meisten herkömmlichen Reaktoren (so auch die in Deutschland betriebenen Leichtwasserreaktoren) das verwendete Kühlmedium Wasser auf Temperaturen von etwa 300 °C erhitzen, arbeiten einige Reaktortypen bei deutlich höheren Temperaturen. Das Konzept des Hochtemperaturreaktors sieht vor, Temperaturen von 750 °C bis über 1000 °C zu erreichen. Diese hohen Temperaturen ermöglichen zum einen deutlich höhere Wirkungsgrad e als bei anderen Reaktortypen, also eine verbesserte Ausbeute bei der Umwandlung von Wärme in elektrischen Strom. Zum anderen kann die Wärme alternativ für bestimmte Industrieprozesse wie die Produktion von Wasserstoff genutzt werden. Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Einklappen / Ausklappen Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Einklappen / Ausklappen Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Einklappen / Ausklappen Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb. 2.) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR) Üblicherweise werden in Kernreaktoren Brennstoffe in fester Form als sogenannte Brennstäbe verwendet. In Salzschmelzereaktoren liegt der Brennstoff dagegen als geschmolzenes Salz vor, das durch den Reaktor gepumpt wird. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Teilweise werden Salzschmelzereaktoren auch als Flüssigsalzreaktoren bezeichnet. Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Einklappen / Ausklappen Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Einklappen / Ausklappen Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Einklappen / Ausklappen Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 3.) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR) Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist aufgebaut wie ein Siedewasserreaktor , allerdings sind Druck und Temperatur so hoch, dass das Wasser nicht siedet; es befindet sich im sogenannten superkritischen (oder auch überkritischen) Zustand. Das Wasser zirkuliert in einem einfachen Kühlkreislauf und wird direkt in die Turbine gespeist. Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Einklappen / Ausklappen Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Einklappen / Ausklappen Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Einklappen / Ausklappen Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. 4.) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR) In Gasgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mithilfe schneller Neutronen gespalten. Diese haben eine höhere Bewegungsenergie als thermische Neutronen , die in Leichtwasserreaktoren verwendet werden. Ähnlich wie bei Hochtemperaturreaktoren findet dabei Helium als Kühlmittel Verwendung. Dadurch werden besonders hohe Austrittstemperaturen und ein gegenüber herkömmlichen Leichtwasserreaktoren erhöhter Wirkungsgrad ermöglicht. Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Einklappen / Ausklappen Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Einklappen / Ausklappen Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Einklappen / Ausklappen Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. 5.) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR) In Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mittels schneller Neutronen gespalten. Der Reaktorkern befindet sich dabei in einem Kühlbecken (sogenannte Pool-Bauweise), welches mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Ein sekundärer Natriumkreislauf nimmt die Wärme aus dem primärseitigen Natrium-Pool auf und leitet sie zur Verwendung für die Stromerzeugung aus dem Reaktorbehälter heraus. Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Einklappen / Ausklappen Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Einklappen / Ausklappen Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können, teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Einklappen / Ausklappen Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. 6.) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR) Der Bleigekühlte Schnelle Reaktor beruht auf Kernspaltung mittels schneller Neutronen . Als Kühlmittel werden Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung verwendet. Der Primärkreislauf ist so konstruiert, dass das flüssige Metall aufgrund natürlicher Konvektion zirkuliert. Auf primärseitige Umwälzpumpen kann somit verzichtet werden. Die Stromerzeugung erfolgt über eine im Sekundärkreislauf angetriebene Turbine. Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Einklappen / Ausklappen Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Einklappen / Ausklappen Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Einklappen / Ausklappen Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. 7.) Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems – ADS) Konzepte für beschleunigergetriebene Reaktoren kombinieren einen unterkritischen Reaktorkern, in welchem keine selbsterhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion zustande kommen kann, mit einer externen Neutronenquelle, welche die für die Kernspaltung notwendigen Neutronen zur Verfügung stellt. Die Neutronenquelle ist beschleunigergetrieben, das heißt, sie arbeitet mithilfe eines Teilchenbeschleunigers. Die Leistung des Reaktors soll direkt über die Leistung des externen Teilchenbeschleunigers gesteuert werden können. Wird der Beschleuniger (und damit die Neutronenquelle) abgeschaltet, kommen die Kernspaltungsreaktionen zum Erliegen. Schematische Darstellung eines beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors Quelle: BASE Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Einklappen / Ausklappen Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Einklappen / Ausklappen Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren Einklappen / Ausklappen In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Quelle: BASE Forschung Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. mehr anzeigen 21.03.2024 Weitere Informationen zu Transmutation und alternativen Entsorgungsoptionen Transmutation hochradioaktiver Abfälle Faktencheck: Transmutation Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu Partitionierungs- und Transmutationsanlagen für hochradioaktive Abfälle (P&T) Verfolgung und Aufbereitung des Standes von Wissenschaft und Technik bei alternativen Entsorgungsoptionen für hochradioaktive Abfälle (altEr) Stand: 21.03.2024
Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Quelle: BASE Seit der Mitte des 20. Jahrhunderts werden Reaktorkonzepte erforscht, die sich von Leichtwasserreaktoren teils signifikant unterscheiden. Diese sollen laut den Entwickler:innen Vorteile gegenüber heute weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren aufweisen. Die wissenschaftliche Studie kommt zu dem Schluss, dass bei diesen Konzepten weiterhin zahlreiche sicherheitstechnische und ökonomische Fragestellungen offen sind. Sie werden bis zur Mitte dieses Jahrhunderts nicht in relevantem Umfang zum Einsatz kommen. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie sollen als Lösungsstrategie zur Dekarbonisierung der Stromerzeugung sowie teilweise auch der Wärmeversorgung für den Industrie- und Wohnsektor beitragen. Studie: "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von solchen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. Die Unterschiede finden sich meist bei Kühlmittel, Moderator , Neutronenspektrum sowie Art und Form des Brennstoffs. Die untersuchten Konzepte sind: Natriumgekühlte Schnelle Reaktoren (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlte Schnelle Reaktoren (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Gasgekühlte Schnelle Reaktoren (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Salzschmelzereaktoren (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktoren (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Hochtemperaturreaktoren (Very High Temperature Reactor, VHTR) Beschleunigergetriebene Systeme (ADS) Die ersten sechs Reaktorkonzepte werden teilweise auch als „Generation IV“-Konzepte bezeichnet, da sie von dem sogenannten „Generation IV International Forum“ (GIF) mitentwickelt werden. Bei dem GIF handelt es sich um einen 2001 gegründeten, internationalen Verbund von Staaten und Industrieunternehmen, welche die Entwicklung der entsprechenden Reaktorkonzepte voranzutreiben versuchen. Studie betrachtet Sicherheit der Reaktorkonzepte und Entsorgungsfrage Die untersuchten Konzepte wurden anhand der Kriterien des technologischen Entwicklungsstands, der Sicherheit, Ver- und Entsorgungsfragen, Proliferationsrisiken und der erwarteten Kosten bewertet. Die Studie kommt zum Ergebnis: In manchen Kategorien weisen die untersuchten Reaktorkonzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren auf. Es ist aber nicht zu erwarten, dass eines der Konzepte in allen Bereichen Vorteile aufweisen wird. In einzelnen Bereichen sind auch Nachteile gegenüber heutigen Leichtwasserreaktoren absehbar. Einige Reaktorkonzepte werfen neue sicherheitstechnische Fragestellungen auf. Beispielsweise die Möglichkeit von Kühlmittelbränden bei natriumgekühlten Reaktoren, ein verstärktes Auftreten von Korrosion bei Salzschmelzereaktoren oder eine schwierigere Regelbarkeit des Reaktors aufgrund einer anspruchsvolleren Neutronenphysik bei schnellen Reaktoren, bedingt durch einen geringeren Anteil verzögerter Neutronen . Trotz der Tatsache, dass die Reaktorkonzepte teils seit Jahrzehnten in Entwicklung sind, existiert bis heute kein kommerziell konkurrenzfähiges Reaktorkonzept. Der weitere Zeitbedarf für die Entwicklung der untersuchten Konzepte wird im Bereich von mehreren Jahrzehnten gesehen. Teilweise könnten die untersuchten Konzepte Kostenvorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Es ist nicht davon auszugehen, dass diese Kostenvorteile die bisherigen Kostennachteile heutiger Leichtwasserreaktoren gegenüber anderen Stromerzeugungstechnologien, insbesondere erneuerbaren Energien, ausgleichen oder gar in einen Kostenvorteil umkehren könnten. In Summe geht die Studie davon aus, dass die untersuchten Konzepte bis zur Mitte des 21. Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden. Einfluss alternativer Reaktorkonzepte auf radioaktive Abfallmengen Das Vorhaben untersuchte, in welchem Umfang alternative Reaktorkonzepte radioaktive Abfälle erzeugen oder sogar reduzieren können und wie sich diese Abfälle von jenen aus Leichtwasserreaktoren unterscheiden. Diese Fragen lassen sich jedoch nicht pauschal beantworten. Das liegt zum einen daran, dass sich die Technologien noch in der Entwicklung befinden und zum anderem daran, dass dies maßgeblich davon abhängt, in welches System aus Kernkraftwerken die alternativen Reaktorkonzepte integriert werden. Beispielsweise ob eine Wiederaufbereitung angedacht ist. Eigenschaften der Abfälle Einklappen / Ausklappen Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Einklappen / Ausklappen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. Entwicklungsstand der Reaktorkonzepte in anderen Ländern Die Studie untersuchte auch die Forschungs- und Entwicklungstätigkeiten zu den Reaktorkonzepten im Ausland. Die Auswertung ausgewählter Länder ergab, dass neben dem (fraglichen) Ziel einer günstigen Erzeugung von Strom (und ggf. Wärme) folgende Motive vorhanden sind: Geopolitischer Einfluss (beispielsweise die Möglichkeit durch Exporte Einfluss auf die Atom -Programme anderer Länder zu nehmen), Nutzung von Synergien mit militärischen Atom -Programmen, Aufrechterhaltung von Wissen und industriellen Kapazitäten im Bereich der Kernenergie, die Dekarbonisierung des Energiesystems, die Entwicklung eines sogenannten geschlossenen Brennstoffkreislaufs; also der Möglichkeit durch Wiederaufbereitung einen Teil der Abfälle aus Leichtwasserreaktoren zu nutzen oder neuen Brennstoff für Leichtwasserreaktoren zu erbrüten. Im Rahmen der Studie wurden die Forschungsaktivitäten der USA , Chinas, Russlands (Staaten mit Atomwaffen und Atomkraftwerken ), Südkoreas und Belgiens (Staaten mit Atomkraftwerken aber ohne Atomwaffen) sowie Polen (ein potentielles Einstiegsland in die Atomenergie) auf dem Gebiet von alternativen Reaktorkonzepten vertieft analysiert. USA Einklappen / Ausklappen Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland Einklappen / Ausklappen In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China Einklappen / Ausklappen China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Einklappen / Ausklappen Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Einklappen / Ausklappen Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen Einklappen / Ausklappen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Untersuchung ausgewählter Regelwerke Damit ein Kernkraftwerk gebaut und betrieben werden darf, muss im Vorfeld ein Sicherheitsnachweis erbracht werden. Darin muss der Betreiber darlegen, welche Risiken von der Anlage ausgehen und welche Maßnahmen er zu Reduzierung dieser Risiken ergreift. Das nationale Regelwerk eines Landes legt dabei fest, welche Anforderungen ein Reaktor erbringen muss, um eine Genehmigung zu erhalten. Die Regelwerke legen zum einen grundlegende Anforderungen fest (zielorientierte Regelwerke), zum anderen geben sie auch konkrete technische Ausführungen vor bzw. stellen Anforderungen mit Bezug auf konkrete technologische Lösungen (präskriptive Regelwerke). Die Regelwerke wurden überwiegend auf Basis der Erkenntnisse aus Bau und Betrieb der heutigen, wassergekühlten Reaktorkonzepte entwickelt. Die untersuchten alternativen Reaktorkonzepte unterscheiden sich jedoch in mehreren Aspekten deutlich von wassergekühlten Reaktorkonzepten. Die präskriptiven Regeln sind daher oft nicht direkt auf alternative Reaktorkonzepte übertragbar. Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Einklappen / Ausklappen Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Einklappen / Ausklappen Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 8 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download - Kurzfassung Fachlicher Abschlussbericht - Kurzfassung (PDF, 279 KB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Weitere Informationen zum Thema Alternative Reaktorkonzepte Antwort des BMUV auf Kleine Anfrage im Deutschen Bundestag zur Erstellung der Studie Antwortschreiben auf Kleine Anfrage zur BASE-Studie "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" (PDF, 154 KB, Datei ist nicht barrierefrei) Stand: 21.03.2024