Kernkraftwerk THTR-300

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Kernkraftwerk THTR-300

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Kernkraftwerk THTR-300
Trockenk√ľhlturm des THTR-300 (1991 abgerissen)
Trockenk√ľhlturm des THTR-300 (1991 abgerissen)
Lage
Kernkraftwerk THTR-300 (Nordrhein-Westfalen)
Kernkraftwerk THTR-300
Koordinaten 51¬į 40‚Ä≤ 45,5‚Ä≥ N, 7¬į 58‚Ä≤ 17,6‚Ä≥ O51.6792972222227.9715583333333Koordinaten: 51¬į 40‚Ä≤ 45,5‚Ä≥ N, 7¬į 58‚Ä≤ 17,6‚Ä≥ O
Land: Deutschland
Daten
Eigent√ľmer: HKG
Betreiber: HKG
Projektbeginn: 1971
Kommerzieller Betrieb: 1. Juni 1987
Stilllegung: 20. April 1988

Stillgelegte Reaktoren (Brutto):

1  (308 MW)
Eingespeiste Energie im Jahre 1988: 1.083 GWh
Eingespeiste Energie seit Inbetriebnahme: 2.756 GWh
Website: Offizielle Seite
Stand: 6. Okt. 2006
Die Datenquelle der jeweiligen Einträge findet sich in der Dokumentation.

Das Kernkraftwerk THTR-300 (Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor) war ein heliumgek√ľhlter Hochtemperaturreaktor mit einer elektrischen Leistung von 300 Megawatt. Er lag im Stadtbezirk Hamm-Uentrop (Stadtteil Schmehausen) der Stadt Hamm in Nordrhein-Westfalen auf dem Gel√§nde des Kraftwerks Westfalen. Nachdem am Versuchsreaktor AVR (J√ľlich) das Funktionsprinzip des Hochtemperaturreaktors in Kugelhaufen-Bauweise erprobt worden war, wurde der THTR-300 als Prototyp f√ľr die kommerzielle Nutzung von Hochtemperaturreaktoren (HTR) gebaut. Er wurde 1983 in Betrieb genommen und im September 1989 endg√ľltig stillgelegt. Im gleichen Jahr wurde sein 'geistiger' Vater Rudolf Schulten, Professor f√ľr Reaktortechnik an der RWTH Aachen, emeritiert.

Inhaltsverzeichnis

Kernphysikalische Grundlagen des THTR

Energiegewinnung

Die Energiegewinnung erfolgt wie in anderen Kernreaktoren durch Kernspaltung, die durch thermische Neutronen herbeigef√ľhrt und als Kettenreaktion kontrolliert aufrechterhalten wird. Als Moderator dient Graphit, der hier Bestandteil der Brennelemente (siehe unten) ist. Die Steuerung der Kettenreaktion erfolgt wie bei anderen Reaktortypen durch Steuerst√§be aus neutronenabsorbierendem Material.

Die Besonderheit des Thorium-Hochtemperaturreaktors ist, dass er als Brennstoff nicht nur Uran-235, sondern au√üerdem Uran-233 nutzt. Das Uran-233 wird aus Thorium-232 im laufenden Reaktorbetrieb in den Brennelementen erbr√ľtet und teilweise sofort mitverbrannt; da graphitmoderierte Reaktoren h√∂here Abbr√§nde gestatten als konventionelle Leichtwasserreaktoren (aber geringere als schwerwassermoderierte Reaktoren wie CANDU), ist die Ausnutzung von Brennstoff und Brutstoff insgesamt besser als in Leichtwasserreaktoren. F√ľr einen geschlossenen Brennstoffkreislauf und eine weitgehende Brenn- und Brutstoffnutzung w√§re dennoch, wie bei anderen Reaktoren, eine Wiederaufarbeitung erforderlich.[1] Der dem PUREX-Wiederaufarbeitungsprozess f√ľr Plutonium analoge THOREX-Prozess f√ľr thoriumhaltige Brennelemente wurde zwar entwickelt, aber wegen der bei graphitmoderierten Reaktoren sehr hohen Kosten einer Wiederaufarbeitung nie technisch umgesetzt.

Das THTR-Reaktorkonzept gestattete also die teilweise Ausnutzung des auf der Erde im Vergleich zum Uran wesentlich reichlicher vorhandenen Thoriums zur Energiegewinnung. Thoriumhaltige Brennstoffe sind jedoch nicht auf Kugelhaufenreaktoren beschr√§nkt, sondern k√∂nnen in allen anderen Reaktoren ebenfalls eingesetzt werden.[1] Ein wesentlicher Nachteil der Thoriumverwendung liegt darin, dass frische Brennelemente leicht abtrennbares waffenf√§higes Material enthalten m√ľssen, im Falle des THTR-300 auf 90 Prozent angereichertes Uran-235. Das steigende Bewusstsein f√ľr Proliferationsgefahren erzwang f√ľr die sp√§ter entwickelten Kugelhaufenreaktorkonzepte die Abkehr vom Thorium und die Verwendung von niedrig angereichertem Uranbrennstoff.

Brutprozess

Die Umwandlung des Thoriums in Uran 233 lässt sich als folgende Formel schreiben:

\mathrm{^{232}_{\ 90}Th \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow\ ^{233}_{\ 90}Th \ \xrightarrow [22,2 \ min]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 91}Pa \ \xrightarrow [26,97 \ d]{\beta^-} \ ^{233}_{\ 92}U}

In Worten: ein Thorium-232-Atomkern f√§ngt ein thermisches Neutron ein und wird dadurch zu Thorium-233. Dieses zerf√§llt mit einer Halbwertszeit von 22,2 Minuten durch Betazerfall in Protactinium-233; dieser Kern geht mit knapp 27 Tagen Halbwertszeit durch einen weiteren Betazerfall in Uran-233 √ľber. Das Neutron in der obigen Formel entstammt dem normalen Spaltungsprozess des im Brennstoff enthaltenen Uran-235, oder zu einem geringeren Anteil der Spaltung des erbr√ľteten Uran-233.

Brennelemente und Reaktorkern

Im THTR-300 waren die Brennelemente, in denen sich das Spalt- und Brutmaterial befindet, Kugeln mit sechs Zentimetern Durchmesser und einer Masse von rund 200 g. Diese haben eine √§u√üere brennstofffreie Schale aus Graphit mit einer Dicke von 5 mm. Im Inneren ist der o. g. Brennstoff in Form von beschichteten Teilchen (coated particles, siehe Pac-K√ľgelchen) in eine Graphitmatrix eingebettet. Als coated particles wurden im THTR-300 noch zweifach beschichtete Partikel ohne Siliciumcarbid eingesetzt (BISO-coated particles). Diese galten zwar im Vergleich mit den dreifach beschichteten TRISO-Partikeln mit Siliciumcarbid schon ab ca. 1980 als veraltet; aus genehmigungstechnischen Gr√ľnden war aber ein Einsatz von TRISO-Partikeln im THTR-300 nicht mehr zu erreichen. Jedes Brennelement enthielt ca. 1 g Uran-235 und ca. 10 g Thorium-232 in Form von Mischoxiden aus beiden Schwermetallen. Die Wahl eines Mischoxidbrennelementes erwies sich als Auslegungsfehler, da bei seiner Wiederaufarbeitung im Unterschied zu den urspr√ľnglichen Erwartungen kein brauchbarer Brennstoff zur√ľckgewonnen werden kann: Aus U-235 entsteht n√§mlich in einer Nebenreaktion zur Spaltung U-236, welches sich im Mischoxid nicht mehr vom erbr√ľteten Brennstoff U-233 trennen l√§sst. Wegen des vergleichsweise hohen Einfangquerschnitts von U-236 f√ľr thermische Neutronen h√§tte das aus einer Wiederaufarbeitung von THTR-300 Brennelementen gewonnene Uran damit nicht zur R√ľckf√ľhrung in den THTR-300 getaugt. Versuche, an Stelle eines Mischoxids getrennte Uran- und Thoriumpartikel zu verwenden, um reines U-233 bei der Wiederaufarbeitung erhalten zu k√∂nnen, kamen nicht √ľber das Experimentierstadium hinaus (feed/breed Konzept).

Die brennstofffreie Schale ist zusammen mit der Graphitmatrix f√ľr die mechanische Festigkeit des Brennelements verantwortlich. Graphit sublimiert erst bei ca. 3.500 ¬įC, d. h. bis nahe dieser hohen Temperatur wird eine thermische St√∂rung der Struktur der Brennelements vermieden. Dies stellt gemeinsam mit der vergleichsweise geringen Leistungsdichte einen sicherheitsrelevanten Vorteil gegen√ľber den in Leichtwasserreaktoren √ľblicherweise verwendeten Brennst√§ben dar, die sehr anf√§llig f√ľr √úberhitzungen sind. Allerdings waren die Kugelbrennelemente des THTR-300 brennbar (Entz√ľndungstemperatur ca. 650¬įC) und ein Unfall mit Luftzutritt in den Reaktor h√§tte einen Graphitbrand mit hoher Radioaktivit√§tsfreisetzung zur Folge gehabt.[2][3] Leckagen des Dampferzeugers mit Wasser/Dampfzutritt in den Kern h√§tten zu chemischen Reaktionen mit Graphit unter Bildung brennbarer Gase (Wasserstoff und Kohlenmonoxid) gef√ľhrt.

Der Reaktor THTR-300 enthielt keinerlei Halterungen oder F√ľhrungen f√ľr die Brennelemente, sondern diese bildeten unter ihrem eigenen Gewicht eine Kugelsch√ľttung (Kugelhaufenreaktor). Dadurch hatte dieser Reaktor den Vorteil, dass sich im Kern nur Materialien befanden, die auch einer Temperatur weit oberhalb der Betriebstemperatur standhalten. Allerdings ergaben sich sehr ungleichm√§√üige mechanische Belastungen der Kugeln durch das Hineindr√ľcken von Absorberst√§ben beim Herunterfahren des Reaktors, die zu Kugelbr√ľchen f√ľhrten.

Die Zahl der Brennelemente im THTR-300 betrug 675.000 St√ľck. Rechnerisch wurde im Normalbetrieb eine maximale Kerntemperatur (coated particles) von ca. 1050 ¬įC erreicht.[4] Im Zentrum lagen die Temperaturen aber vermutlich h√∂her, wie Messungen in Hei√ügasstr√§hnen auswiesen.

Funktionsprinzip des THTR

Im THTR-300 wird durch den Reaktorkern im sogenannten Prim√§rkreislauf Helium unter einem Druck von ca. 50 bar geleitet. Helium als Edelgas hat gegen√ľber dem konventionellen W√§rmetr√§ger Wasser den Vorteil, dass es auch bei erh√∂hten Temperaturen nicht mit anderen Materialien chemisch reagiert, also selbst keine Korrosion hervorruft. In Helium k√∂nnen Metalle jedoch keine sch√ľtzenden Oxidschichten aufbauen, was dazu f√ľhrt, dass aus dem Graphit freigesetzte Verunreinigungen deutliche Korrosionseffekte an Metallen zur Folge haben.[5] Helium besteht √ľberwiegend aus He-4, das nicht in radioaktive Stoffe umgewandelt werden kann. Nat√ľrliches Helium enth√§lt jedoch geringe Mengen an He-3, welches sehr leicht in radioaktives Tritium √ľberf√ľhrt wird und damit eine wesentliche Tritiumquelle im THTR-300 darstellte.

Das Helium nimmt w√§hrend des Durchstr√∂mens des Reaktors die W√§rmeenergie des Kernspaltungsprozesses auf und wird durch K√ľhlgasgebl√§se in Hei√ügaskan√§len zu den W√§rmetauschern (Dampferzeugern) gepumpt. In diesen gibt es die W√§rmeenergie an den sekund√§ren Wasserkreislauf ab. Der Prim√§rkreislauf und der Sekund√§rkreislauf sind also ‚Äď wie bei einem Druckwasserreaktor ‚ąí durch metallische Rohrwandungen voneinander getrennt, so dass keine Verbindung zwischen dem radioaktiven Prim√§rkreislauf und dem fast nichtradioaktiven Sekund√§rkreislauf besteht. Das so auf 250 ¬įC abgek√ľhlte Helium wird daraufhin oberhalb der Dampferzeuger von den K√ľhlgasgebl√§sen angesaugt und erneut dem Reaktorkern zugef√ľhrt.

Der in den Dampferzeugern produzierte Dampf str√∂mt durch die Frischdampfleitungen zum Hochdruckteil der Dampfturbine, wird anschlie√üend in den Dampferzeugern erneut erhitzt, durchstr√∂mt dann den Mittel- und Niederdruckteil der Dampfturbine, wird schlie√ülich im Kondensator durch den eigentlichen K√ľhlkreislauf (Terti√§rkreislauf) abgek√ľhlt und als Kondensat, also Wasser, niedergeschlagen. Dieses Kondensat wird von den Hauptk√ľhlmittelpumpen (Wasserpumpen) durch die Vorw√§rmer zum Entgaser mit Speisewasserbeh√§lter gef√∂rdert und wieder den Dampferzeugern zugef√ľhrt.

Der Terti√§rkreislauf hat keinen direkten Kontakt zum Sekund√§rkreislauf. Die K√ľhlwasserpumpen f√∂rdern das K√ľhlwasser zum Trockenk√ľhlturm, wo es in geschlossenen K√ľhlelementen durch die vorbeistreichende Luft abgek√ľhlt wird. Das so abgek√ľhlte Wasser str√∂mt danach zur√ľck zum Oberfl√§chenkondensator.

Bau und Betrieb

Kraftwerk Westfalen mit THTR unten rechts

Das Kernkraftwerk THTR-300 wurde von der HKG Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH Hamm-Uentrop von 1970 bis 1983 aufgrund immer strengerer neuer Auflagen und Genehmigungsverfahren erst sp√§t fertiggestellt. Mit dem Bau der schl√ľsselfertigen Anlage wurde am 29. Oktober 1971 ein Konsortium aus den Firmen BBC, Krupp Reaktorbau GmbH und Nukem beauftragt.[6] Aus den projektierten f√ľnf Jahren Bauzeit wurden schlie√ülich fast f√ľnfzehn Jahre, die Baukosten stiegen von geplanten 690 Millionen auf mehr als vier Milliarden Mark.[7] Eingeweiht wurde das Kraftwerk vom damaligen Bundesforschungsminister Heinz Riesenhuber und am 13. September 1983 zum ersten Mal mit einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in Betrieb genommen. Die Teilgenehmigung der atomrechtlichen Genehmigungsbeh√∂rde wurde aber erst am 9. April 1985 erteilt. Am 16. November 1985 wurde der erste Strom ins Netz eingespeist.

Der THTR-300 war als kommerzielles Kernkraftwerk zur Erzeugung elektrischer Energie ausgelegt und vergleichbar mit dem Reaktor im Kernkraftwerk Fort St. Vrain (kein Kugelhaufenreaktor, sondern ein sogenannter Block-Type-HTR) in den USA. Er wurde von einem Unternehmenskonsortium aus den Firmen Brown, Boveri & Cie. (BBC), deren Tochter Hochtemperatur Reaktorbau GmbH (HRB) und der Nukem GmbH als integrierter heliumdichter Druckbeh√§lter aus Spannbeton ausgef√ľhrt und konnte einem Innendruck von etwa 40 bar standhalten. Die thermische Leistung des Reaktors betrug 750 Megawatt.

Probleme und Stilllegung

Der THTR-300 galt aufgrund des Funktionsprinzips, bei dem keine Kernschmelze auftreten kann, als wesentlich unfallsicherer als andere Reaktortypen. Bereits 1984 wurde jedoch vom Institut f√ľr nukleare Sicherheitsforschung des Forschungszentrum J√ľlich gezeigt, dass ein K√ľhlmittelverlust im THTR-300 zu sehr hohen Temperaturen f√ľhrt (2300¬įC), was auch ohne Kernschmelze eine massive Radioaktivit√§tsfreisetzung zur Folge hat.[8] Als nachteilig erwies sich dabei auch der Spannbetonbeh√§lter, da Beton sich beim Erhitzen unter Wasserdampffreisetzung zersetzt und der entstehende Wasserdampf mit dem hei√üen Graphit chemisch reagiert. Auch gab es Probleme bei der Betriebssicherheit. Unter anderem traten durch die Absorberst√§be, die von oben in den Kugelhaufen hineingedr√ľckt wurden, wesentlich h√§ufiger als vorausberechnet Bruchsch√§den an den Brennelementen auf. Insgesamt wurden 18.000 besch√§digte Brennelemente gefunden, das waren tausendmal mehr als erwartet. Die hohe Bruchrate war vermutlich eine Folge der in Helium ung√ľnstigen Reibungseigenschaften,[9][10] die f√ľr den THTR-300 nicht hinreichend untersucht worden waren. Durch Ammoniakeinspeisung konnte zwar die Reibung der Absorberst√§be vermindert werden, aber auf Kosten einer unzul√§ssig hohen Korrosionsrate an metallischen Komponenten. Der entstandene Kugelbruch drohte durch Verstopfung von K√ľhlgasbohrungen im Bodenreflektor die Reaktork√ľhlung zu verschlechtern; f√ľr eventuelle zuk√ľnftige Anlagen wurde daher eine weniger zu Verstopfungen neigende Auslegung vorgeschlagen.[11] Die Isolation des Betons war stellenweise unzureichend, so dass er zu hei√ü wurde; eine Reparatur war nicht m√∂glich, und der schadhafte Bereich musste regelm√§√üig inspiziert werden, wozu der Reaktor abgeschaltet werden musste.[12] Wegen der vorgenannten Reibungsprobleme und wegen des Kugelbruchs flossen die Kugeln nicht so wie erwartet, sondern im Zentrum um einen Faktor 5 bis 10 schneller als am Rand. Das f√ľhrte dazu, dass der Reaktor im Zentrum zu hei√ü wurde. √úberhei√üe Gasstr√§hnen haben vermutlich 36 Haltebolzen der Hei√ügasleitung besch√§digt, so dass sie brachen (1988) [13]. Eine Kugelentnahme war nur bei verringerter Leistung m√∂glich und konnte daher nur sonntags vorgenommen werden. Au√üerdem war die Herstellung und die Wiederaufbereitung der Kugelbrennelemente nicht garantiert. Daher wurden die mittlerweile aufgegebenen[14] Hochtemperaturreaktoren in S√ľdafrika ohne Wiederaufarbeitung geplant. Dieser Nachteil soll durch einen wesentlichen h√∂heren Abbrand, d. h. eine bessere Ausnutzung des vorhandenen Kernbrennstoffs im Vergleich zu den √ľblichen Abbr√§nden in wassermoderierten Reaktoren, kompensiert werden.

Ein St√∂rfall mit Freisetzung von Radioaktivit√§t am 4. Mai 1986[15][16] f√ľhrte zun√§chst zu einer Phase des Stillstands der Anlage. Bei dem St√∂rfall wurde aus der Anlage √ľber den Abluftkamin innerhalb eines kurzen Zeitraums eine gr√∂√üere Menge von radioaktiven Aerosolen emittiert.[17] Dies fiel am folgenden Tag auf. Im gleichen Zeitraum stieg wegen der Katastrophe von Tschernobyl die Radioaktivit√§t in der Umgebung an.[18] Daher wurde der Anstieg der Radioaktivit√§t im Umkreis des Kernkraftwerks nicht in Zusammenhang mit dem St√∂rfall gestellt. Die Auswertung des Aerosolfilters ergab, dass in der Woche vom 28. April bis 4. Mai 1986 zirka zwei Drittel der Aerosol-Aktivit√§t emittiert wurde, die gem√§√ü den Festlegungen des Genehmigungsbescheids innerhalb von 180 aufeinanderfolgenden Kalendertagen abgegeben werden durfte.[17] Die Betreiber hatten jedoch zun√§chst behauptet, es habe sich um eine normale Abgabe von Radioaktivit√§t im Rahmen des Genehmigungsbescheids gehandelt. Am 3. Juni 1986 erkl√§rten die Betreiber schlie√ülich, Ursache der Freisetzung von Radioaktivit√§t sei eine Fehlsteuerung in der Beschickungsanlage des Reaktors gewesen.[19]

Nach einer weiteren Stillstandsphase wegen schadhafter Haltebolzen in der Hei√ügasleitung geriet die HKG im August 1989 an den Rand der Insolvenz[20] und musste, da die Muttergesellschaften der HKG keine weiteren Zahlungen leisten wollten, durch die Bundesregierung mit 92 Mio. DM gest√ľtzt werden.[21] Die THTR-Brennelementefabrik in Hanau musste 1988 aus Sicherheitsgr√ľnden stillgelegt werden. Mit den vorhandenen Reserven stand daher nur noch Brennstoff f√ľr zwei Jahre Betrieb zur Verf√ľgung. Wegen des erheblichen, auch √∂konomischen Risikos des THTR-Betriebes hielt der Betreiber jedoch auch f√ľr einen nur zweij√§hrigen Weiterbetrieb zus√§tzliche R√ľcklagen von 650 Mio. DM f√ľr erforderlich.[20] Verhandlungen zwischen Bundesregierung, dem Land Nordrhein-Westfalen und der Elektrizit√§tswirtschaft zu diesen R√ľcklagen scheiterten, da weder das Land Nordrhein-Westfalen noch die Elektrizit√§tswirtschaft wesentliche Beitr√§ge dazu leisten wollten. Aufgrund von sicherheitsrelevanten und wirtschaftlichen √úberlegungen sowie wegen des geschwundenen Interesses der Energiewirtschaft an Kugelhaufenreaktoren[20][13] wurde dann am 1. September 1989 die Stilllegung des THTR-300 beschlossen.

Von 1985 bis 1989 verzeichnete der THTR-300 nur 16.410 Betriebsstunden mit einer abgegebenen elektrischen Energie von 2.891.000 MWh. Das entspricht 423 Volllasttagen. Die angestrebte Verf√ľgbarkeit von mindestens 70 % wurde in keinem Betriebsjahr erreicht.

Von Oktober 1993 bis April 1995 wurden die Brennelemente in Brennelementbeh√§ltern in das Transportbeh√§lterlager Ahaus transportiert. Der Reaktor selbst wurde bis 1997 in den sogenannten ‚Äěsicheren Einschluss‚Äú √ľberf√ľhrt[22] und verursacht weiter Kosten in H√∂he von 6,5 Mio. ‚ā¨ j√§hrlich. Obwohl diese Kosten bis 2009 ausschlie√ülich von der √∂ffentlichen Hand getragen wurden, erhielten die Eigent√ľmer von der EU Steuerverg√ľnstigungen f√ľr die Stilllegung; wegen eines laufenden Verl√§ngerungsantrags f√ľr diese Steuerverg√ľnstigungen kam es 2011 zu einer politische Kontroverse.[23] Der Reaktor enth√§lt noch ca. 390 Tonnen radioaktive Anlagenbauteile. Fr√ľhestens 2027, nach Unterschreiten der relevanten Grenzwerte, kann endg√ľltig mit dem Abriss begonnen werden, f√ľr den ca. 20 Jahre veranschlagt werden. Die Kosten f√ľr die Entsorgung ohne Endlagerung wurden 2007 vom Eigent√ľmer mit ca. 350 Mio ‚ā¨ veranschlagt[24], mittlerweile (2011) werden 1 Mrd ‚ā¨ angegeben.[25]

Bereits 1982 plante eine Firmengruppe aus Brown, Boveri & Cie. und Hochtemperatur Reaktorbau GmbH (HRB) mit dem HTR-500 einen Nachfolger des THTR-300 mit einer thermischen Leistung von 1.250 Megawatt und einer elektrischen Leistung von 500 Megawatt.

Neben dem THTR-300 sollte das Kernkraftwerk Hamm gebaut werden. Der Plan wurde jedoch verworfen. In unmittelbarer Nachbarschaft des THTR-300 liegt das Kraftwerk Westfalen.

Auswirkungen der Stilllegung auf die HTR-Entwicklung

Die Probleme und die Stilllegung des THTR-300 f√ľhrten zum weitgehenden Ende der Kugelhaufenreaktorentwicklung in Deutschland. Verhandlungen zur Markteinf√ľhrung des bei Siemens entwickelten HTR-Modul (200 MWth) mit dem Chemiekonzern Hoechst, dem Chemiekombinat Leuna/DDR und der Sowjetunion scheiterten vor dem Hintergrund des THTR-300; ein standortunabh√§ngiges Genehmigungsverfahren f√ľr den HTR-Modul in Niedersachsen wurde vom Antragsteller, dem Energiekonzern Brigitta & Elwerath, 1988 ergebnislos abgebrochen. Die Firma Hochtemperatur-Reaktorbau (HRB) wurde daraufhin aufgel√∂st, ebenso die bei Siemens/Interatom vorhandenen Firmenteile zur HTR-Entwicklung. Es verblieb lediglich eine kleine Firma zur Vermarktung des aufgebauten HTR-know-hows. Die Brennelemententwicklung bei Nukem wurde eingestellt. Die Kernforschungsanlage J√ľlich wurde in Forschungszentrum J√ľlich umbenannt und die HTR-Forschungsbereiche wurden 1989 auf 50 Personen reduziert, mit kontinuierlich sinkender Tendenz. Es gelang den Kugelhaufenbef√ľrwortern ab 1988 jedoch, das know-how nach S√ľdafrika und China zu transferieren. In S√ľdafrika war urspr√ľnglich auch ein kleiner Kugelhaufenreaktor (500 kW) f√ľr milit√§rische Zwecke (Atom-U-Boot) geplant[26][27], was in Zusammenhang mit den Atomwaffen der Apartheidregierung zu sehen ist[28]; nach dem Ende der Apartheid wurde daraus ein vollst√§ndig ziviles Projekt, das aber 2010 endg√ľltig scheiterte. In China wurde ein kleiner Kugelhaufenreaktor (HTR-10) nahe Peking gebaut.

Aufgrund der sehr reservierten Haltung der deutschen Energieversorger und der reaktorbauenden Industrie gegen√ľber Kugelhaufenreaktoren, die wesentlich durch den Misserfolg des THTR-300 verursacht ist, hat es nach dem THTR-300 keinerlei Renaissance dieser Technologie in Deutschland gegeben. Dennoch gibt es in Deutschland f√ľr Kugelhaufenreaktoren noch eine Lobby, zu der u. a. die Werhahn-Gruppe[29], die LaRouche-Bewegung[30] und einzelne konservative Politiker speziell aus Nordrhein-Westfalen[31][32] z√§hlen. Strittig innerhalb der Kugelhaufenlobby ist die Bewertung des THTR-300: W√§hrend eine Gruppe gro√üe technische Schwierigkeiten beim THTR-300 und ihren Einfluss auf die Stilllegung einr√§umt sowie ein prinzipiell anderes Konzept verlangt[12], sehen andere im THTR-300 insgesamt einen Erfolg und sprechen von "rein politisch bedingter Stilllegung"[33].

Trockenk√ľhlturm

Der THTR-300 war mit dem damals gr√∂√üten Trockenk√ľhlturm der Welt ausger√ľstet. Am 10. September 1991 wurde der K√ľhlturm gesprengt. Der Plan, ihn als technisches Denkmal zu erhalten, scheiterte an den Kosten.

Technische Daten[34]
Bauart
Trockenk√ľhlturm
Basisdurchmesser
141 m
Oberkante Seilnetzmantel
147 m
Höhe der Lufteintrittsöffnung
19 m
Höhe des Mastes
181 m
Durchmesser des Mastes
7 m
Wassermenge
31.720 m¬≥/Stunde
Warmwassertemperatur
38,4 ¬įC
Kaltwassertemperatur
26,5 ¬įC

Daten des Reaktorblocks

Reaktorblock[35] Reaktortyp Netto-
leistung
Brutto-
leistung
Baubeginn Netzsyn-
chronisation
Kommer-
zieller Betrieb
Abschal-
tung
THTR-300 Thorium-Hochtemperaturreaktor 296 MW 308 MW 01.05.1971 16.11.1985 01.06.1987 20.04.1988
Technische Daten[36][37] THTR-300
thermische Leistung
759,5 MW
elektrische Leistung
307,5 MW
Wirkungsgrad
40,49 %
Mittlere Leistungsdichte
6 MW/m3
Reaktorkern Höhe/Durchmesser
6 m / 5,6 m
Spaltstoff
U233
Höhe Reaktordruckbehälter
25,5 m
Durchmesser Reaktordruckbehälter
24,8 m
Masse des Spaltstoffs
344 kg
Brutstoff
Th-232
Masse des Brutstoffs
6400 kg
Spaltstoffanteil am Schwermetall-Einsatz
5,4 %
Absorbermaterial
B4C
K√ľhlmittel
He
Eintrittstemperatur
250 ¬įC
Austrittstemperatur
750 ¬įC
Druck
39,2 bar (3,92 MPa)
Arbeitsmittel
H2O
Speisewassertemperatur
180 ¬įC
Frischdampftemperatur
530 ¬įC
Frischdampfdruck
177,5 bar (17,75 MPa)

Siehe auch

Weblinks

Einzelnachweise

  1. ‚ÜĎ a b E. Merz, Wiederaufarbeitung thoriumhaltiger Kernbrennstoffe im Lichte proliferationssicherer Brennstoffkreisl√§ufe, Naturwissenschaften 65 (1978) 424-31
  2. ‚ÜĎ R.Moormann, Air ingress and graphite burning in HTRs: A survey of analytical examinations performed with the code REACT/THERMIX, Forschungszentrum J√ľlich, Bericht J√ľl-3062 (1992)
  3. ‚ÜĎ R.Moormann, PHENOMENOLOGY OF GRAPHITE BURNING IN MASSIVE AIR INGRESS ACCIDENTS, Proc. HTR2006, Johannesburg, http://www.nwu.ac.za/htr2006/static-content/downloads/final_download_papers/f/F00000032.pdf, abgerufen 27. April 2011
  4. ‚ÜĎ D.Bedenig, Gasgek√ľhlte Hochtemperaturreaktoren, Thiemig Vlg. (1972)
  5. ‚ÜĎ J.Quadakkers, Corrosion of high temperature alloys in the primary circuit helium of high temperature gas cooled reactors. Materials and corrosion 36 (1985) S. 141-150 und 335-347
  6. ‚ÜĎ Brosch√ľre 300-MW-Kernkraftwerk mit Thorium-Hochtemperatur-Reaktor (THTR-300) der HKG in Hamm-Uentrop des Konsortiums BBC/HRB/Nukem
  7. ‚ÜĎ Der Spiegel, 24/1986 vom 9. Juni 1986, Seite 29, "Umweltfreundlich in Ballungszentren" (Abgerufen am 15. Juni 2011)
  8. ‚ÜĎ J. Fassbender et al., Ermittlung von Strahlendosen in der Umgebung des THTR-300 infolge eines angenommenen Coreaufheizunfalls, Bericht Juel-Spez 275 (1984)
  9. ‚ÜĎ http://www.slac.stanford.edu/cgi-wrap/getdoc/slac-pub-10429.pdf
  10. ‚ÜĎ http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/fulltext/htr2004_h01.pdf
  11. ‚ÜĎ http://www.patent-de.com/19970306/DE19547652C1.html
  12. ‚ÜĎ a b Facts, 21. Oktober 2004, Seiten 61-64, Atomkraft, ja bitte! - Chinesische Kernphysiker haben eine vergessen geglaubte Reaktortechnik wiederbelebt
  13. ‚ÜĎ a b Der Spiegel, 8/1989 vom 20. Februar 1989, Seite 103, "Steht schlecht - Das ehrgeizige Projekt eines Hochtemperaturreaktors ist am Ende - doch Abwracken ist zu teuer."
  14. ‚ÜĎ Nature News, 23. Februar 2010, Pebble-bed nuclear reactor gets pulled (englisch)
  15. ‚ÜĎ Die Zeit, 9. Juni 1986, St√∂rfall - aber bei wem? - Betreiber und Ministerium beschuldigen sich gegenseitig
  16. ‚ÜĎ Der Spiegel, 24/1986 vom 9. Juni 1986, Seite 28, "Funkelnde Augen - Der Hammer Reaktortyp galt als zukunftstr√§chtig - bis zum St√∂rfall Anfang Mai."
  17. ‚ÜĎ a b Begr√ľndung zur atomrechtlichen Anordnung vom 3. Juni 1986 des Ministers f√ľr Wirtschaft, Mittelstand und Technologie, vorgetragen im Landtag des Landes Nordrhein-Westfalen am 4. Juni 1986, Plenarprotokoll 10-24
  18. ‚ÜĎ FAZ.NET, 31. M√§rz 2011, Thorium-Versuchsreaktor: Die Sch√∂nste der Maschinen - Atomdebatte
  19. ‚ÜĎ Erkl√§rung des Ministers f√ľr Wirtschaft, Mittelstand und Technologie im Landtag des Landes Nordrhein-Westfalen am 4. Juni 1986, Plenarprotokoll 10-24
  20. ‚ÜĎ a b c Der Spiegel, 29/1989 vom 17. Juli 1989, Seite 74, Atomruine Hamm: Bezahlt Bonn den Abbruch?
  21. ‚ÜĎ Deutscher Bundestag Drucksache 11/5144 6. September 1989 http://dipbt.bundestag.de/doc/btd/11/051/1105144.pdf
  22. ‚ÜĎ Deutsches Atomforum e. V.: Jahresbericht 2008 - Zeit f√ľr Energieverantwortung. Berlin 2009, ISSN 1868-3630. Seite 32
  23. ‚ÜĎ http://nachrichten.rp-online.de/regional/akw-betreiber-will-keine-steuern-zahlen-1.754779, abgerufen 28. April 2011
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  25. ‚ÜĎ http://www.sueddeutsche.de/wissen/ende-eines-reaktors-jahre-abklingzeit-1.1086821
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  29. ‚ÜĎ Gr√ľne Atomkraftwerke, Hermann Josef Werhahn im Interview 2008 http://www.welt.de/wissenschaft/article2725609/Gruene-Atomkraftwerke.html, abgerufen 24. April 2011
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  34. ‚ÜĎ Die Technik des THTR 300 in Zahlen, Herausgeber: Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH, Hamm, 1989
  35. ‚ÜĎ Power Reactor Information System der IAEO: ‚ÄěGermany, Federal Republic of: Nuclear Power Reactors‚Äú (englisch)
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  37. ‚ÜĎ Brosch√ľre Hochtemperaturreaktoren BBC/HRB Druckschrift Nr. D HRB 1033 87 D, Seite 6

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