Gastbeitrag von Dr. Götz Ruprecht, Institut für Festkörper-Kernphysik

Auf seiner Homepage http://kernkraftwerkderzukunft.npage.de/ veröffentlichte Holger Narrog eine Kritik am DFR, die die Anti-Atom-Piraten dankbar aufgriffen und in ihr Blog übernahmen.

Das Institut für Festkörper-Kernphysik nimmt zu dieser Kritik am Dual-Fluid-Reaktor hier Stellung.

Der folgende Text zitiert kursiv und eingerückt jeweils die Passagen aus der Kritik; im Anschluss folgt unsere Entgegnung.

Vor der inhaltlichen Kritik sei eine formale Bemerkung erlaubt. Holger Narrog schreibt:

„Das seitens der Physiker Dr. Huke, Dr. Götz Ruprecht, Dipl.-Phys. Daniel Weißbach, K. Czerski …”

Entweder sollte Narrog alle akademischen Grade aller Beteiligten angegeben, oder aber – wie in akademischen Veröffentlichungen üblich – gar keine. Herr Prof. Dr. K. Czerski wurde ohne Titel angegeben und Herr Prof. Dr. Ahmed Hussein völlig ignoriert. Ob es Zufall ist, dass ausgerechnet die Professorentitel nicht erwähnt wurden, sei dahingestellt, interessant ist jedoch, dass die falsche Betitelung von den Anti-Atom-Piraten ohne Prüfung übernommen wurde.

Nun zum Inhaltlichen:

” … propagierte Konzept des DFR (ref. 2), (ref. 6) geht extrem sparsam mit technischen Zahlen und Daten zum Reaktor um.”

Es liegt ein vollständiges, von der IAEO begutachtetes Paper vor. Es liegt eine vollständig offengelegte deutschsprachige Patentschrift mit vielen Details vor. Es liegt ein 28-seitiger ausführlicher Informationstext vor. Eine Webseite beschreibt kapitelweise die Funktion. Mehrere Artikel sind zum DFR erscheinen. Ein Video wurde produziert, in dem exakt das Prinzip erklärt wird und auf Facebook können Fragen gestellt werden. Kaum ein anderes neuartiges Reaktorkonzept wird so genau und vielfältig erklärt. Was genau wird hier unter „extrem sparsam” verstanden, und welche Zahlen und Daten werden vermisst?

„Das Konzept variiert stark zwischen den einzelnen Veröffentlichungen der Gruppe”

Im Video, in der IAEO-Publikation, auf Tagungsbeiträgen sowie auf den Webseiten wird immer das gleiche Kraftwerkskonzept beschrieben, abgesehen davon, dass nicht das Kraftwerk, sondern der Reaktorkern Gegenstand des Konzepts und des Patentantrags ist. Nur in letzterem wird noch auf weitere Ausführungen eines Kraftwerks hingewiesen, die aber die Funktionsweise des Reaktorkerns ebenfalls nicht berühren. Offensichtlich wurde nicht verstanden, dass das Prinzip im Reaktorkern steckt.

„Das mag daran liegen, dass die Gruppe offensichtlich lernt und der Realisierbarkeit mehr Aufmerksamkeit schenkt”

Polemik

„dass das Konzept oberflächlich ausgearbeitet wurde.”

Polemik

„das ähnliche Konzept des MCFBR”

Falsch. Wer hier eine Ähnlichkeit zum DFR sieht, hat das Dual-Fluid-Prinzip nicht verstanden. Die zweite Flüssigkeit ist kein „Brutmantel” und die Brennflüssigkeit ist beim DFR zu- und abführbar – ein elementares Merkmal des DFR.

1a. „Beim DFR wird der Brennstoff in Rohren durch ein Bleikühlmittelbad geführt”

Auch hier scheint ein falsches Verständnis vorzuliegen. Der Reaktorkern wird vom Blei durchgespült und befindet sich nicht in einem „Bad”.

„Blei hat bei diesen Temperaturen eine Dichte von 10,4g/cm³, die Salze ca. 2,5 – 3 g/cm³”

Falsch. Wie mehrfach ausgeführt, handelt es sich um fast reines Aktinidensalz. Die Dichte beträgt 4,1 g/cm³.

„Der Brennstoff steigt bei einem Rohrbruch nach oben und kann sich in Toträumen konzentrieren. Es besteht ggf. im Extremfall das Risiko einer kritischen Masse an einer unerwünschten Stelle im Kühlkreislauf. Gem. der Graphischen Darstellungen könnte der Wärmetauscher ein kritischer Totraum sein. Ein Sicherheitskonzept müsste klären ob man einen solchen Unfall durch das Vermeiden von Toträumen, mit kurzfristig wirksamen Neutronenabsorbern wirkungsvoll vermeiden kann.”

Unberechtigt. Eine kritische Anordnung zu erreichen ist äußerst schwierig und würde schlimmstenfalls zu einer flachen, kurzen Leistungsexkursion führen, keinem „Tschernobyl”. Außerdem kann dies durch geeignete Geometrie einfach und effektiv verhindert werden, wie dies in der „Kritik” ja anschließend selbst erwähnt wird. Überwachung des Neutronenflusses und des PPU-Durchsatzes würden einen Austritt außerdem sofort anzeigen. Regel- und Abschaltstäbe, wie in vorherigen Versionen der „Kritik” erwähnt, haben im DFR hingegen nichts zu suchen.

„Eine andere Option wäre den Kühlkreislauf unter einen wesentlich höheren Druck zu setzen um ein Austreten des Brennstoffs bei einem Rohrbruch zu verhindern.”

Der hohe Dichteunterschied bedingt bereits durch das Gewicht höhere Drücke im Bleibereich. Zusätzlich ist durch die Fluiddynamik im Bleibereich des Kerns ein höherer Druck konzeptionell bedingt bereits gegeben: Da das Blei mit 5- bis 10-facher Geschwindigkeit (knapp unter 2 m/s) verglichen mit dem Salz (wenige 10 cm/s) fließt, entsteht beim Blei ein höherer dynamischer Druck.

1b. „Bruch eines Kühlmittelrohres außerhalb des Reaktors. Das Risiko ist beim MCFBR von M. Taube eine kritische Masse. Beim DFR Konzept besteht das Risiko darin, dass sich unterhalb der Bruchstelle eines Brennstoffrohres je nach Auslegung eine kritische Masse bilden kann. Teil eines Sicherheitskonzepts ist es die unterhalb der Brennstoffrohre liegenden Böden so auszulegen, dass sich keine kritische Masse bilden kann.”

Unberechtigt. Es ist nicht erkennbar, warum dies beim DFR nicht möglich sein sollte, und vor allem, warum es nicht bereits so sein sollte. Wir bitten darum, uns zu zeigen, wie sich eine auf flachen Boden auslaufende Flüssigkeit so anordnen kann, dass sie wie im Reaktorkern wieder kritisch wird, und selbst wenn, warum es beim DFR dafür keine Lösung geben kann. Ansonsten siehe 1a.

1c. „Ein Leck im Bleikühlsystem des Reaktors, bzw. ein Bruch des Reaktorbehälters und entsprechend ein Entleeren des Kühlmittels aus dem Reaktorbehälter hätte beim DFR zur Konsequenz, dass weniger Neutronen absorbiert werden, die Kritikalität ansteigt. Der negative Temperaturkoeffizient im Brennstoff wird wahrscheinlich durch die verminderte Neutronenabsorption des Kühlmittels überkompensiert. Gleichzeitig wird geht das Blei im Reflektor verloren wodurch die Kritikalität sinkt. Ob die Gefahr einer Leistungsexkursion (Tschernobyl) besteht, wahrscheinlich nicht, müsste kernphysikalisch untersucht werden. Irgendwelche Schutzvorrichtungen sind in den Darstellungen der Gruppe nicht erkennbar, s. Erläuterungen.”

Richtig. (Vormals falsch.) Die Aussage, ein Abfließen des Bleis würde die Reaktivität erhöhen, ist vom „Kritiker” nun in der überarbeiteten Version korrigiert worden, denn die Blei-Volumina sind miteinander gekoppelt. Dies war übrigens sowohl der Patentschrift wie auch dem IAEO-Paper zu entnehmen. Die Gestaltung des Bleireflektors kann so gewählt werden, dass die Neutronenbilanz bei Erwärmung oder Kühlmittelverlust stets schlechter ausfällt. Eine Leistungsexkursion ist somit nicht nur unwahrscheinlich, sondern ausgeschlossen, und es bedarf keiner besonderer Sicherheitsvorkehrungen.

1d.„Dieses Konzept geht davon aus, dass die Spaltprodukte in einer internen Wiederaufbereitungsanlage abgetrennt werden. Die Spaltprodukte haben Anfangs eine extrem hohe Wärmeabgabe, gem. eigener Untersuchung am 2. Tag nach der Spaltung 1 kW/g!! Sofern man diese Spaltprodukte nicht extrem verdünnt und damit gewaltige Tanks einrichtet müssen diese zuverlässig und redundant gekühlt werden. Das Risiko besteht in einem Ausfall dieser Kühlung durch ein Naturereignis (Beispiel Fukushima), oder einer technischen Störung (Beispiel Harrisburg). Das Risikopotential der separat gelagerten Spaltprodukte ist das Hauptrisiko eines MSR und je nach konstruktiver Gestaltung der Lagerung und der Kühlung der Spaltprodukte zumindest vergleichbar mit dem Restrisiko eines Leichtwasserreaktors.”

Falsch. Hier wird eine bestimmte Logistik der internen Aufarbeitung unterstellt, die wir nie behauptet haben. Es gibt überhaupt keinen Grund und ist auch nicht opportun, die hochradioaktiven Spaltprodukte sofort abzutrennen. Vielmehr wird gelegentlich (z.B. jede Woche) eine Portion des Reaktorsalzes entnommen und zwischengelagert, wofür es wegen des geringen Anteils an Spaltprodukten (10%) zahlreiche Kühlmöglichkeiten gibt, z.B. durch weitere Schleifen durch das Blei, wie es für die etwas längerlebigen Spaltprodukte (Tank im Bleirohr unter dem Reaktorkern) bereits in sämtlichen Skizzen angedeutet ist.

Dass hierin das Hauptrisiko bestünde, ist eine freie Erfindung. Allein die Schmelzsicherungen zeigen, wie einfach dies mit Flüssigsalzen zu handhaben ist. Mit im Kern fixierten Brennstäben in wassermoderierten Reaktoren ist dies überhaupt nicht vergleichbar. „Restrisiko” ist übrigens kein fachmännischer Begriff.

2. Betrachtung des Betriebsrisikos. „Bei allen Kernreaktoren die mit einem Kühlmittel mit einer Schmelztemperatur > 20°C betrieben werden ergibt sich ein Risiko dass das Kühlmittel im Betrieb einfriert. Eine Hauptherausforderung bei den mit einer Wismut-Blei gekühlten Reaktoren der russischen U-Boote der Alfa Klasse war das Einfrieren des Kühlmittels mit anschließender Zerstörung des Wärmetauschers. Wenn die Spaltprodukte bei diesem Konzept im Betrieb entfernt werden, dann besteht ein erhebliches Risiko, dass der Brennstoff, Schmelztemperatur 500 – 600 °C?? und das Kühlmittel Blei, Schmelzpunkt 327°C, bei einer Betriebsstörung einfriert und ein massiver Schaden, ggf. Totalschaden, einritt. Irgendwelche Schutzvorkehrungen sind in den Ausführungen der Gruppe nicht erkennbar.”

Falsch. Schon wieder ein Verständnisproblem. Ein Einfrieren des Bleis war bei den Alfa-U-Booten deshalb ein Problem, da sich hier feste Brennelemente und vor allem Regelstäbe im Reaktorkern befanden, die es im DFR nicht gibt. Dies ist im Übrigen auch der Grund, dass der DFR kein Blei-Wismut-Eutektikum benötigt. Solange genug Salz (Schmelztemperatur um 800 °C) im Kern ist, kann dieser übrigens nicht abkühlen, da die Konfiguration dort kritisch ist. Ist zuwenig davon im Kern, kann problemlos festes oder flüssiges Brennstoffsalz aus der PPU zugegeben werden. Eine Erstarrung würde hier nicht zu Materialproblemen führen.

Die Schmelztemperatur des Bleis ist weit geringer als die Betriebstemperatur, durch die hohe Menge dauert die Abkühlung entsprechend lang an. Ein Totalschaden ist, wie oben erläutert, dennoch nicht zu erwarten, zumal das Salz in der PPU (und damit das Blei dann über den dann kritischen Kern) geheizt werden kann.

3. Betrachtung des Fertigungsverfahrens. „Gem. Dr. Huke (6) besteht eine Vorstellung darin, Rohre und Einzelteile aus Refrakturmetalllegierungen zu sintern (Laser Sintern?). Die Einzelteile sollen dann mittels des Elektronenstrahl- oder Laserschweissen verbunden werden.

Gesinterte Teile sind korrosionsempfindlicher als gegossene Teile, s. folgendes Kapitel.

Der komplexe Innenaufbau des Reaktors dürfte ein Elektronenstrahl- oder Laserschweissen in einer Vakuumkammer räumlich sehr herausfordernd, bis nicht durchführbar, werden lassen. Refrakturmateriallegierungen sind häufig nicht, oder nur schwer schweißbar. Möglicherweise müssten die Rohrverbindungen gelötet werden. Beim Löten werden Temperaturen über der Rekristallisationstemperatur erreicht. Es droht die Versprödung der Lötstellen. Die Fertigung eines mit zig-km dünnwandiger Rohre gefüllten Reaktorkerns stellt daneben ein großes Fertigungsrisiko dar. Dies stellt ein erhebliches Risiko für dieses Konzept dar.”

Falsch. Die permanent falsche Schreibweise „Refrakturmetalle” deutet darauf hin, dass diese Materialien für den Kritiker wohl völlig neu sind. Das gleiche gilt für „Laser Sintern?”. Auch war von reinen Refraktärmetallen kaum die Rede, sondern von den nochmals erheblich widerstandsfähigeren Legierungen aus diesen. Es werden hier Zeitstandsfestigkeiten von bis zu 150 MPa in 100 000 h und Zugfestigkeiten von 500 bis 600 MPa bei 1300 °C (!) erreicht. Die Rekristallisationstemperatur liegt bei 1700 °C, deutlich über jener von reinem Molybdän und über der Betriebstemperatur.

Es ist richtig, dass glatte (gegossene) Oberflächen deutlich korrosionsbeständiger sind als rauhe (gesinterte), aber das haben wir auch nie bestritten. Dass Refraktärmetalllegierungen „nicht, oder nur schwer schweißbar” sind, ist Stand der 50er Jahre; heutige Sintertechniken sind mit dem nicht vergleichbar. Zudem können die Oberflächen (laser-)geglättet werden.

Die unterstellten Fertigungsschwierigkeiten (Elektronenschweißen des Kerns, …) sind so nicht haltbar, da der Kern in einer Fabrik auch aus leichter handhabbaren Einzelteilen zusammengesetzt werden kann. Von Löten war nie die Rede, und ein Fachmann würde dies auch nicht diskutieren.

4. Betrachtung des Korrosionsrisikos. „Beim DFR wird seitens der Autoren eine Bleiaustrittstemperatur von 1000°C angenommen. In Kernreaktoren findet man die höchste Neutronendichte und Wärmeerzeugung in der Mitte des Reaktors. Am Rande ist die Leistung und Temperatur geringer. Deshalb dürften die Bleitemperaturen nahe des Austritts zwischen beispielsweise 920°C Außen und 1080°C innen liegen. Um wie geschrieben einen kompakten Aufbau zu ermöglichen muss der Wärmeübergang über ein hohes ΔT von 100 – 300°C erreicht werden. In der Konzeptskizze werden Brennstoff und Kühlmittel im Gleichstrom geführt. Das bedeutet die Übergangstemperaturen können im Maximum ca. 1200 – über 1300°C erreichen.

Wärmetauscherrohre haben, um effizient zu sein, beim DWR einen Durchmesser von 16mm und eine Dicke von 1,2mm. Beim MCFBR Konzept 12mm Durchmesser und 3mm Wandstärke. Bei der Kernspaltung wird PuCL3 z.B. zu 135Xe und 105Ru gespalten. In diesem Beispiel werden 3/2 Cl2 freigesetzt. Andere Spaltprodukte absorbieren Chlor. Weiteres Chlor wird bei der Radiolyse freigesetzt. Die Salzmischung enthält im Bereich der größten Neutronendichte einen Anteil freien Chlors.

Die Bleitemperatur liegt bei diesem Reaktorkonzept bei max. 1080°C. Bei diesen Temperaturen kann möglicherweise (Die Untersuchung entstammt den 50er Jahren. Die Weiterentwicklung des Sinterverfahrens kann dies geändert haben) nur im Lichtbogenofen erzeugtes Molybdän und einige Keramiken einer Bleikorrosion/ Blei-Wismut Korrosion (Ref. 4), standhalten. Gem. der Autoren sollen beim DFR gesinterte Refrakturmetalle zum Einsatz kommen. Gesintertes Molybdän hat abhängig von der Sintertemperatur und Zeit mit heutigen Fertigungsverfahren eine Dichte von z.B. 97% der theoretischen Dichte (8). Die Oberfläche ist wesentlich grösser als die im Lichtbogenofen erzeugten Materials. Ein solches Material ist bei diesen Temperaturen wahrscheinlich kaum dauerhaft resistent gegenüber der Bleikorrosion.

Benötigt wird ein Strukturmaterial dass auch der Salzkorrosion bei 1300°C Temperatur, hohem Neutronenfluss und einem Anteil freien Chlors dauerhaft standhalten kann. Das Material muss aber auch, wie angesprochen einer Bleikorrosion standhalten. Die maximale Korrosion darf/muss < 0,1mm/a sein. Dazu muss das Material geeignete mechanische Eigenschaften haben um der Temperaturdifferenz und ggf. Schwingungen standzuhalten. Es ist unwahrscheinlich, dass es ein Material gibt, das dieser Herausforderung über Jahrzehnte hinweg standhalten kann.”

Falsch. Schon wieder liegen grundlegende Verständnisprobleme, diesmal des Wärmetransports, vor. Die Wärmeleistung wird nicht vom Salz in den Kernbereich transportiert, sie wird eben genau dort erzeugt. Dadurch wird ein Temperaturgefälle ausschließlich durch die Bleikühlung verursacht. Im Brennstoff selbst gibt es, bedingt nur durch den Wärmeübergang zur Rohrwand, nur ein radiales Temperaturgefälle von der Rohrmitte zur -wand. Da im kühleren unteren Kernbereich die Kernspaltungsrate etwas höher ist als im oberen wärmeren Bereich, werden die Temperaturunterschiede im Kern, bedingt durch die Differenz zwischen kaltem einfließenden und wärmeren abfließenden Blei sogar etwas vermindert.

Die Temperaturen sind im warmen Bereich etwa 1050/1100/1300 °C (Blei/Wand bzw. Salzrand/Salzmitte) und im kalten Bereich etwa 850/900/1100 °C. Das Material muss also dauerhaft 1100 °C, nicht 1300 °C verkraften können.

Freies Chlor hält sich beim DFR in geringen Grenzen, da UCl3 verwendet wird, was aber noch empfänglich für ein weiteres Chloratom ist. Zudem wird, bedingt durch die Stöchiometrie und der Zunahme von Chlorakzeptoren (Spaltprodukte) die Chlorgasbildung gehemmt.

Wir weisen nochmals darauf hin, dass wir nicht beabsichtigen, Sintertechniken der 50er Jahre einzusetzen. Man muss zudem beachten, dass Blei weniger korrosiv ist als Blei/Wismut. Die Kernmaterialien können aufwändig und teuer sein, durch die geringe Masse von einigen 10 Tonnen ist diese Position nicht kostendominant.

Die im vorherigen Punkt zitierten Zeitstandsfestigkeiten sind belegt und Stand der Technik, sie werden in weiten Bereichen der Industrie eingesetzt. Leider haben viele Techniker aus dem Bereich der klassischen Druckwasserreaktoren diese Entwicklungen nicht verfolgt. Dies mag auch durch die in den letzten Jahrzehnten überbordenden Strahlenschutzregeln verursacht sein, die durch abschreckende Genehmigungsverfahren für neue Materialen und Fertigungstechniken jegliche Entwicklung in diesem Sektor zum Stilland gebracht haben.

5. Betrachtung des Sekundären Systems. „Beim DFR wird in (2) zur weiteren Wärmeübertragung ein offener Luftkreislauf benannt, in (6) ein superkritischer Wasserkreislauf mit 1000°C Temperatur! Luft hat eine sehr geringe Dichte, eine sehr geringe Wärmeleitfähigkeit. Dadurch baut ein solches System bestehend aus teurem, hochtemperaturfestem Material sehr viel grösser und teurer als die heutzutage üblichen Dampfkreisläufe. Das Konzept ist ein wenig technikfremd.

In den neueren Unterlagen (6) ist von einem superkritischen Dampfkreislauf mit 1000°C!! die Rede. Bei einer Bleiaustrittstemperatur von 1000°C ergibt sich dann im Wärmetauscher eine Dampftemperatur von ca. 900 – 950°C. Aktuell sind 600 – 630°C (Zwischenüberhitzung) Stand der Technik. Die Forschung arbeitet an 700°C Anlagen. Zur Realisierung der 700°C Dampftechnik sind teure Nickelwerkstoffe, Inconel 740, 100.000h Kriechfestigkeit 100MPa bei 790°C, oder Alloy 617 A130 100.000h Kriechfestigkeit 100MPa bei 720°C, erforderlich.

Man könnte sich für 900 – 950°C keramikbeschichtete Molybdän-, oder Wolframbauteile vorstellen. Allerdings dürften die Entwicklungsrisiken, Mehrkosten und vor allem Fertigungsrisiken den Nutzen von ca. 9 % Wirkungsgradgewinn bei den kalkulierten MSR Brennstoffkosten weit übertreffen. Eine solche Wahl ist Technikignorant.”

Unbedeutend. Nirgendwo wird ein indirekter Wärmetausch zu Luft erwähnt, im Gegenteil, die Patentschrift erwähnt explizit die Möglichkeit eines Direktwärmetauschers Blei-Gas, sowie weitere, aber noch für Großanwendungen zu entwickelnde Techniken wie MHD und AMTEC. Das Attribut „technikfremd” wurde also auf ein von uns nicht beschriebenes System angewendet. Relevant ist dies für die geplante Umsetzung aber ohnehin nicht, denn unser Referenzkraftwerk arbeitet mit superkritischem Wasser.

Welche Temperaturen bei superkritischem Wasser im Sekundärkreislauf tatsächlich sinnvoll sind, hängt von wirtschaftlichen Gesichtspunkten ab. Es muss ein Optimum zwischen Wirkungsgrad und (Entwicklungs-, Material-, Fertigungs-) -aufwand gefunden werden. Entscheidend ist am Ende nicht der Wirkungsgrad der Turbinen, sondern der energetische Erntefaktor (EROI). Prinzipiell lassen sich im Sekundärkreis auch geringere Temperaturen realisieren, was aber gerade angesichts der Vorgaben des nuklearen Bereiches wenig opportun scheint. Der Wärmetauscher Blei/Wasser muss ohnehin wegen des 1000 °C heißen Bleis aus Refraktärmetallen bestehen.

Optionen zum Erreichen der Oxidationsbeständigkeit werden in der „Kritik” sogar direkt genannt. Die Kosten je verbauter Materialmenge sind deutlich höher als bei bekannten Wärmetauschern, jedoch muss beachtet werden, dass diese Wärmetauscher sehr kompakt sind (kaum größer als der Kern plus Redundanz). Dies reduziert den relativen Kostenunterschied zwischen der Nutzung von Refraktärmetallen und „konventionellen” Metallen deutlich. Somit ist es sehr wahrscheinlich, dass die moderaten Mehrkosten durch 9% Wirkungsgradverbesserung gerechtfertigt sind. Dies alles ist übrigens unseren zahlreichen Texten, die sogar von Laien verstanden wurden, zu entnehmen. Ist bleibt rätselhaft, was an dieser rein wirtschaftlichen Überlegung „technikignorant” sein soll.

6. Betrachtung einer internen Wiederaufbereitungsanlage. „1g frisch gespaltenen Plutoniums gibt am ersten Tag durchschnittlich 50 kW Wärme ab. Am 2. Tag immer noch 1 kW. Das ist in einem Pyroprocessingverfahren, das sich technisch in der Forschungsphase befindet, kaum zu handhaben. Kommerzielle, externe Wiederaufbereitungsanlagen arbeiten mit Brennstoff der nach der Bestrahlung mind. 5 – 6 Jahre zwischengelagert wurde. Es ist wahrscheinlich, dass die Autoren der Studie damit die Grenzen des Möglichen verlassen haben.

Die Autoren stellen sich die Lagerung der abgetrennten Spaltprodukte im Reaktor in Form von eisernen Behältern ähnlich einer Stapelung von Legosteinen vor (6). Angesichts der extremen, technisch schwer beherrschbaren Zerfallswärme in den ersten Tagen nach der Spaltung, ist eine konzentrierte Lagerung schwer vorstellbar. Auch danach würde eine solche Lagerung zum Schmelzen, verdampfen der Spaltprodukte führen. Eine sehr leistungsfähige Kühlung wäre zwingend notwendig.

Eine Nichtrealisierbarkeit einer internen Wiederaufbereitung hätte eine höhere Spaltproduktbeladung und damit höhere Neutronenabsorbtion zur Konsequenz. Zur Kompensation böte sich ein großer Brutmantel, auch Fertile Blanket genannt, Bereich zur Kompensation an. Dadurch würde der Reaktor komplexer und teurer.”

Falsch. Die Trennung von Stoffen ist Hauptaufgabe der industriellen Chemie, und die Verfahren sind praktisch ausgereift, Radioaktivität spielt hier eine untergeordnete Rolle, wie wir das bereits hier erwähnt haben. Pyrochemische Verfahren werden hier offensichtlich für etwas gehalten, das für die Radiochemie neu zu entwickeln ist – ein (falscher) Analogieschluss aus dem PUREX-Verfahren.

Wie bereits in 1.d erwähnt, findet die Aufbereitung in verdünnter Form und nicht zwingend direkt nach der Entnahme statt. Eine Bearbeitung bei etwa 1 bis 10 W/g ist im Hinblick auf das nötige Heizen bis zur Siedetemperatur der Salze zwecks Destillation, sogar förderlich. Beim PUREX-Prozess ist weniger die Wärmeleistung, sondern die Strahlungsleistung gerade entnommener Brennelemente hinderlich (starke Radiolyse in den Lösungen). Dies ist aber in den Salzen von MSRs kein Problem.

Unverstanden. Bei der „Stapelung von Legosteinen” ist es unbegreiflich, wie man dem 9-seitigen Text des IAEO-Papers eine derartig abwegige Interpretation entnehmen kann; wer sich selbst für einen Fachmann hält, sollte doch seine eigenen Aussagen wenigstens einer minimalen Plausibilitätsprüfung unterziehen. In der Kritik werden tatsächlich die unterkritischen Ablasstanks (die in der Tat von Eisenblöcken umgeben sind) mit dem Zwischenlager für Spaltprodukte verwechselt. Auf die „Schlussfolgerungen” braucht hier deshalb auch nicht weiter eingegangen zu werden.

7. Ganz grobe Kostenschätzung eines derartigen Kraftwerks. (Kostentabelle nicht zitiert)

„Wenn man das Reaktorkonzept auf die Füße stellt. Abschaltstäbe integriert, die Reaktortemperatur um mind. 200-300°C senkt, den offenen Luftkreislauf durch einen Wasser- Dampfkreislauf ersetzt, auf die interne Wiederaufbereitung verzichtet, das Reaktorgebäude auf der Oberfläche errichtet, vielleicht einen Brutmantel integriert, erhält man ein 500 MW Kernkraftwerk für grob geschätzt mind. ca. 4 Mrd. $.”

Falsch. Wenn man hingegen keine Abschaltstäbe integriert, die Reaktortemperatur bei 1000 °C belässt und die Aufarbeitung intern betreibt, erhält man ein 500-MW-Kraftwerk für 1 Mrd. $.

Die auf ein völlig anderes Reaktorsystem zutreffende Kostenrechnung zeigt genau auf, warum wir den DFR entwickelt haben. Gerade dadurch, dass die erwähnten Komponenten überflüssig werden und der Brennstoffkreislauf praktisch wegfällt, ergeben sich die Kostenvorteile. Modifiziert man das Kraftwerk derartig, dass stets nur im DWR-Bereich heute übliche Techniken (z.B. alleinstehende Wiederaufarbeitungsanlage nach dem PUREX-Prinzip, Wärmetauscher-Dimensionen von Druckwasserreaktoren) zur Anwendung kommen, ist es nicht überraschend, dass sich die vierfachen Kosten ergeben. Selbst dies würde aber noch die meisten GenIV-Reaktortypen deutlich unterbieten, und natürlich weiterhin die erwähnten Vorteile bieten (kein geologisches Endlager etc.)

Weiterhin wird unterschlagen, dass auch Fertigungs-, Genehmigungs- und Planungskosten durch die kompakte Bauweise (auch seines Reaktorkonzepts) deutlich reduziert werden (Serieneffekte).

8. Transmutation radioaktiver Spaltprodukte im DFR. „Ein DFR spaltet im Dauerbetrieb wie andere Kernreaktoren gleicher thermischer Leistung ca. 400 Kg Aktiniden/Jahr „up to 400 kg of transuranium elements may be fissioned”(9). um den gewünschten Strom zu erzeugen zu Spaltprodukten. Die Spaltprodukte zerfallen entsprechend der Zerfallsketten mit der Zeit zu nicht-radioaktiven Isotopen. Analog anderer Schneller Reaktoren kann ein DFR Tranurane für den Start als Brennstoff nutzen die aus Leichtwasserkernkraftwerken stammen und im Fall eines offenen Systems als problematischer Abfall anfallen. Bei einem Brutfaktor >= 1 wird dieser dann anschliessend seinen Brennstoff selber erbrüten.

Gem. der Autoren kann der Brutüberschuss zur Transmutation von Spaltprodukten genutzt werden. „0.4 neutrons may be used for the transmutation of external fission products”. Eine Begründung wie dies praktisch realisiert werden könnte bleiben die Autoren schuldig. Man möge bedenken, dass im beschriebenen Reaktor bei einer Wiederaufbereitung Gemische aus Spaltproduktchloriden anfallen. Eine sehr genaue und damit teure Trennung einzelner Spaltproduktchloride wäre notwendig.

Wenn man einen Teil der abgetrennten Spaltprodukte wiederum in den Reaktor gibt, erzeugen diese eine erhebliche Nachwärme. Seitens der Autoren wird jedoch an anderer Stelle festgestellt, dass die Nachwärme durch die interne Wiederaufbereitung vermieden wird.

Die 3-, 4-, und 5- wertige Spaltproduktchloride wie TcCl4, Siedepunkt 1 bar 300°C, die sich für eine Transmutation anbieten könnten sind bei den angestrebten Temperaturen vielfach gasförmig, oder instabil und könnten Schwierigkeiten im Reaktorbetrieb hervorrufen”

Falsch. Für einen Fachmann sind verschiedene Optionen einer Transmutation der Spaltprodukte sofort ersichtlich, z.B. eine getrennte Rohrführung um den Reaktorkern. Für das „nukleare Endlagerproblem” ist dies ohnehin bedeutungslos, denn hier geht es lediglich um eine Verkürzung der 300 Jahre Lagerzeit im Zwischenlager. Eine Antwort sind wir hier nicht „schuldig”.

Die wenigen Komponenten, die in den Skizzen zu sehen sind, wurden offensichtlich nicht wahrgenommen. Sogar in dem IAEO-Paper ist der Restzerfallswärmespeicher unterhalb des Reaktorkerns (im geöffneten Bleirohr) erwähnt. Dabei handelt es sich um eine zweite Rohrführung, die aufgrund der geringen Fließgeschwindigkeiten, der geringeren Leistung und der fehlenden Neutronik-Einschränkungen sehr viel einfacher gestaltet werden kann. Dass Nachwärme gänzlich vermieden wird, haben wir nie behauptet.

Die Bildung höherer Spaltproduktchloride ist durch die von der PPU kontrollierte Stöchiometrie unterbunden. Überdies ist die Verarbeitung gasförmiger Spaltproduktverbindungen fester Bestandteil des Verfahrens.

Das falsche Verständnis stammt vermutlich wieder von einem Analogieschluss (s. 6), diesmal zu Natrium, welches sich bezüglich Absorption und Reflektion aber genau umgekehrt wie Blei verhält, d.h. hohe Absorption, geringe Reflektion.

Bewertung des Konzepts. „Ein wesentlicher Vorteil des DFR Konzepts ist, dass der Wärmetauscher zum Zwischenkreislauf im Gegensatz zu anderen MSR Konzepten im Reaktor integriert ist. Die Vorteile liegen darin, dass alle verzögerten Neutronen zur Reaktorsteuerung zur Verfügung stehen. Das Neutronenspektrum ist bei Verwendung von Chlorsalzen und Blei als Kühlmittel sehr hart. Der nukleare Teil des Kraftwerks baut sehr kompakt.

Der Nachteil ist, dass die dünnwandigen Rohre einem sehr hohen Neutronenfluss und hohen Temperaturen in der Reaktormitte ausgesetzt sind. Im Grunde wird die Hauptherausforderung aller MSR Konzepte, das Korrosionsrisiko, bei dieser MSR Variante maximiert.

Bei der Ausarbeitung wurden den Grenzen der Technik und Ökonomie wenig Aufmerksamkeit zuteil. Man verspricht vieles und betritt dabei den Bereich der Fiktion.

Im Grunde ist es das schlechteste MSR Konzept in Hinsicht auf das Hauptrisiko Korrosion. Es gibt bessere Konzepte im Bereich 500 MW. Leichtwasserreaktoren, oder das russische BREST Konzept sind diesem Konzept überlegen.”

Das Konzept wurde trotz zahlreicher veröffentlichter Artikel nicht verstanden. Zudem wurden wichtige Materialeigenschaften falsch eingeschätzt und moderne Fertigungstechniken völlig ignoriert. Der Wärmetransport im Reaktorkern sowie die neutronischen Eigenschaften des Bleis wurden ebenfalls nicht bzw. erst spät (letzte Version) verstanden.

Die Neutronenversprödung ist, belegt durch Materialtests, gerade bei hohen Temperaturen reduziert, da hier ein kompensierender Annihilationseffekt eintritt. Die sehr schnellen Neutronen werden zudem weniger eingefangen als thermische Neutronen – eine unter Fachleuten bekannte Eigenschaft, die ebenfalls in der Kritik ignoriert wurde. Die hochbeständigen Refraktärmetalle und die dazugehörigen, modernen Fertigungsverfahren finden immer mehr Anwendung in der Industrie, während in der „Kritik” stark veraltete Methoden angenommen wurden.