Wenn die Gemüter und Reaktordruckgefäße überkochen, ist es gut zu wissen, was man ins Feld führen (oder ignorieren) sollte, damit die eigene Anhängerschaft eine „kritische Masse” erreicht.

Welcher physikalische Prozess läuft in einem Kernkraftwerk ab?
In einem Kilogramm Uran steckt zwei Millionen mal mehr Energie als in einem Kilogramm Kohle. Die Energie wird in Kernkraftwerken, genau wie in Kohlekraftwerken, als Wärme freigesetzt. Der gewaltige Unterschied der Energiedichte rührt daher, dass die chemische Energie der Kohle genutzt wird, aber die nukleare (gr. nucleus=Kern) Energie des Urans. Diese Energie wird bei der Kernspaltung (auch Kernfission, nach lat. fissio=Spaltung) frei: wird der Kern eines Uranatoms von einem langsamen Neutron getroffen, absorbiert er das Neutron und zerfällt kurz darauf unter starker Energieabgabe in zwei Teile (Spaltprodukte) und zwei neue Neutronen. Diese zwei Neutronen können wiederum jeweils ein Uranatom spalten, sodass in der nächsten Generation schon vier Neutronen entstehen. Das ist die berüchtigte Kettenreaktion, die in Atombomben ohne äußeres Zutun in Sekundenbruchteilen die gesamte Energie des Urans freisetzt – falls die kritische Masse, d.h. die für eine ungebremste Kettenreaktion erforderliche Mindestmenge an Uran, vorhanden ist (bei Uran-235 sind es 49 kg).
Die für die Kettenreaktion verantwortlichen Neutronen sind (wie der Name verrät) elektrisch neutrale Elementarteilchen. Daher kommt auch der Physikerwitz: «A neutron walks into a bar, orders a beer and asks “How much?” and the bartender says, “For you, no charge [Ladung/Kosten]“». Wie auch das Proton zählt es zu den Hadronen (altgr. hadros=dick), wiegt rund 1800 mal so viel wie ein Elektron und ist als Stahlung für Menschen hochgefährlich (aber leicht abzuschirmen).

Dieser Spaltvorgang wird in Kernkraftwerken auf zwei Arten reguliert:

• Absorberstäbe können in den Reaktorkern eingefahren werden und absorbieren, je nach Einfahrtiefe, einen gewünschten Anteil aller Neutronen. Sie bestehen aus besonderen Metallen wie Cadmium oder Hafnium.
• Moderatoren sind Materialien (z.B. Wasser oder Graphit), die Neutronen abbremsen und den Reaktorkern füllen. Damit eine Kernspaltung überhaupt stattfinden kann, müssen die Neutronen langsam (thermisch) sein. Wenn kein abbremsender Moderator vorhanden ist, erlischt die Kettenreaktion, weil die Neutronen zu schnell sind. Die langsamen Neutronen heißen thermisch (gr. thermos=warm), weil sie im thermischen Gleichgewicht mit ihrer Umgebung stehen und dabei auf 2200 m/s abgebremst sind.

Was sind die Brennelemente?
Das spaltfähige Material (Uran oder Plutonium) befindet sich in Form kleiner Pellets (engl. Kügelchen) in Brennstäben aus dem Metall Zirkon. Diese Brennstäbe werden wiederum zu einem Brennelement gebündelt. Die ummantelnde Zirkonlegierung schmilzt bei 1850°C. Eine vergleichsweise hohe Temperatur, die aber bei Ausfall der Kühlsysteme durchaus erreicht werden kann. Wenn die Brennstäbe aufgrund der hohen Temperatur schmelzen, ist die gefürchtete Kernschmelze eingetreten. Dass so etwas fatale Folgen hat, kann auf zwei Arten verhindert werden:

• Unter dem Reaktor ist ein Core-Catcher (Kernfänger) aus Stahlbeton angebracht. Bei neueren Kernkraftwerken, die über einen solchen Core-Catcher verfügen, fällt (bei Versagen aller anderen Absicherungen) die Kernschmelze in das Behältnis. Dadurch wird verhindert, dass Strahlung an die Umgebung abgegeben wird. Das Kernkraftwerk in Fukushima verfügt nicht über einen Core-Catcher. Seit dem Unfall von Tschernobyl (1986) verfügen alle Reaktoren zumindest über einen Sicherheitsbehälter (Containment) der das eigentliche Reaktordruckgefäß umschließt. Der Sicherheitsbehälter alleine genügt als Schutzmaßnahme jedoch nicht, wie durch die Entwicklungen in Japan bestätigt wird (in Fukushima wurde der Behälter z.T. zerstört).
• Das Kernkraftwerk erlaubt keine Kernschmelze, da es keine Brennstäbe hat. Das ist bei Hochtemperaturreaktoren (HTRs) der Fall. Sie sind die sichersten aller Reaktoren. Von ihnen wird hier noch die Rede sein.

Warum muss Uran angereichert werden?
Theoretisch können fast alle schweren Atomkerne durch Beschuss mit Neutronen gespalten werden. Effektiv ist dies jedoch nur bei Uran-233, Uran-235 und Plutonium-239 möglich. Andere Atome kommen nicht in Frage, da sich mit ihnen eine Kettenreaktion nicht aufrechterhalten lässt. Die nachgestellte Ziffer (Massenzahl) gibt die Summe aus Protonen und Neutronen in einem Kern an. Atomsorten die sich nur durch die Anzahl ihrer Neutronen unterscheiden heißen Isotope.
Uran-233 und Uran-235 sind zwei Isotope des Urans (92 Protonen). Die natürlichen Vorkommen von Uran enthalten zu 0,7% Uran-235 (leicht spaltbar) und zu 99,3% Uran-238 (schwer spaltbar). In den Brennstäben ist aber ein Anteil von 3-5% Uran-235 erforderlich. Deshalb wird in Anreicherungsanlagen durch Gaszentrifugen der Anteil von Uran-235 erhöht, bevor das Uran genutzt werden kann. Die derzeit bekannten Uranvorkommen reichen noch für etwa 50 bis 100 Jahre. Allerdings kann durch sogenanntes Erbrüten aus dem in rauen Mengen vorhandenen (nutzlosen) Uran-238 (spaltfähiges) Plutonium-239 erzeugt werden. Abgesehen davon hatte bisher, in Ermangelung eines triftigen Grunds, niemand ein Interesse daran nach neuen Uranvorkommen zu suchen.

Welche Arten von Kernkraftwerken gibt es?
Schon die bloße Offenbarung, dass es mehr als eine Art gibt durch Kernenergie Strom zu erzeugen überrascht so machen. Viel wichtiger als das ist jedoch, dass sich die Kernkraftwerke im Hinblick auf Sicherheit drastisch unterscheiden. Die vier wichtigsten Typen, geordnet nach aufsteigender Sicherheit, sollten mithilfe meiner bunten Bilder leicht zu verstehen sein:

Der Schnelle Brüter stellt im Moment keinen Kraftwerkstyp dar, den man bauen sollte: er ist extrem unsicher. Sein Zweck besteht darin, nebenbei neues Brennmaterial zu erbrüten. Aus dem eigentlich nutzlosen Uran-238 wird während des Betriebs Plutonium-239 erbrütet. Das wiederum lässt sich sehr gut als Spaltmaterial nutzen. Leider auch in Bomben.
Damit Uran-238 sich in Plutonium verwandelt, muss es sehr zentral von einem Neutron getroffen werden. Das passiert auch in anderen Kernkraftwerkstypen. Allerdings sind dort die „Brutraten“ (=neue Plutoniumatome pro normale Spaltung) sehr gering, denn jedes Neutron, das ein neues Atom erzeugt, fehlt der Kettenreaktion. Wird allerdings Plutonium mit schnellen, ungebremsten (nicht moderierten) Neutronen gespalten entstehen nicht nur zwei sondern drei neue Neutronen. So kann der Schnelle Brüter mehr neues Spaltmaterial erbrüten, als er verbraucht (Brutrate > 1).
Das klingt zunächst verlockend, da sich auf diese Weise die nutzbaren Uranvorräte in einem Maß vervielfachen, dass Spaltmaterial für aberwitzige Zeitspannen ausreichend zur Verfügung steht. Doch die Probleme sind fatal. Das Plutonium muss nämlich mit schnellen Neutronen gespalten werden. Und weil dabei die Trefferwahrscheinlichkeit sinkt, muss es auch noch stark angereichert (ca. 30%) vorliegen. Dadurch herrscht eine extrem hohe Energiedichte im Reaktor, die bedingt, dass die Absorberstäbe und der Kühlung hocheffektiv und zuverlässig arbeiten müssen. Da die Neutronen überdies nicht gebremst werden dürfen, kann zur Kühlung kein Wasser verwendet werden.
Steigt die Temperatur im Reaktor also an, geht die Kettenreaktion ungestört weiter. Kühlen kann man nur mit flüssigem Natrium, das keine Neutronen absorbiert. Es ist jedoch eine äußerst aggressiver Vertreter sein chemischen Zunft der Alkalimetalle: in Berührung mit Wasser explodiert es und an Luft entzündet es sich.
Das heiße Natrium übeträgt in einem Wärmetauscher seine Wärme an Wasser, das unter hohem Druck steht. In einem Dampferzeuger gibt nun seinerseits das heiße Wasser Wärme an einen zweiten Wasserkreislauf ab. Das dortige Wasser verdampft und treibt eine Dampfturbine an, die durch einen Generator Strom erzeugt.

Noch im Jahr 2009 plante Japan den Bau eines Schnellen Brüters, verhieß es doch für das rohstoffarme Land eine quasi unerschöpfliche Energiequelle. Anders als andere Reaktoren kann ein Schneller Brüter aufgrund der hohen Anreicherung des Plutoniums prinzipiell mit ähnlicher Gewalt explodieren, wie eine detonierende Atombombe.

Der Siedewasserreaktor ist eine Form des Leichtwasserreaktors (genau wie der Druckwasserreaktor). Leichtes, d.h. ganz normales Wasser (H₂O) absorbiert gegenüber schwerem Wasser (D₂O, D: Deuterium, ein Wasserstoffisotop) etwas mehr Neutronen, ist aber natürlich en masse verfügbar. Der Siedewasserreaktor wird mit Uran-Brennelementen ausgestattet. Die bei der Kernspaltung entstehende Energie erhitzt das Wasser, das das Reaktordruckgefäß füllt. Es verdampft noch im Reaktor (bei ca. 350°C). Der heiße Dampf wird abgeführt und treibt Dampfturbinen an, deren mechanische Rotationsbewegung durch einen Generator in elektrischen Strom umgewandelt wird. Das dabei abgekühlte Wasser wird wieder in das Reaktordruckgefäß zurückgeführt.
Die Kühlung durch Wasser hat einen monumentalen Vorteil: fällt die Kühlung aus, verdampft das Wasser und die Kettenreaktion erstirbt. Probleme entstehen erst, wenn die Kühlung zu lange nicht aktiv ist (wie in Fukushima – einem Siedewasserreaktor).

Die Spaltprodukte erzeugen dadurch, dass sie radioaktiv zerfallenWärme (z.B. indem sie ein Elektron wegschießen). Die entspricht ungefähr 7% der Kraftwerksnennleistung. Bei ausbleibender Kühlung schmilzt dann nach einiger Zeit das Zirkon der Brennstäbe und die Kernschmelze droht. Dabei schmilzt auch das Innere des Brennstabs: das Uran. Die Schmelze (Corium genannt) kann Reaktorwände durchdringen.
Um zu verhindern, dass die radioaktiven Substanzen der Schmelze den Reaktor verlassen, ist ein Core-Catcher aus einer Beton-Keramik-Mischung die optimale Lösung. Dort wird die Kernschmelze aufgefangen und kühlt ab. Nach ein paar Jahren kann das Kraftwerk dann demontiert werden. Der Schaden ist dann rein wirtschaftlich, da keine Radioaktivität in die Umgebung gelangt. Kein deutsches Kernkraftwerk besitzt bisher einen Core-Catcher.
Es gibt fünf Siedewasserreaktoren in Deutschland (Brunsbüttel, Philippsburg, Isar, Krümmel, Gundremmingen), alle anderen sind Druckwasserreaktoren.

Der zweite Typ von Leichtwasserreaktor ist der Druckwasserreaktor. Er erhöht die Sicherheit dadurch, dass kein Wasser aus dem Reaktor unmittelbar mit der Umgebung in Kontakt kommt. Dazu gibt es einen inneren Wasserkreislauf, der unter hohem Druck durch das Reaktordruckgefäß verläuft und einen äußeren Wasserkreislauf mit geringerem Druck. Ein Dampferzeuger entkoppelt die beiden Kreisläufe und überträgt die Wärme. Der Dampf des Sekundärkreislaufs betreibt dann wiederum Dampfturbinen mit Generator.
Der Druckwasserreaktor kann für etwas größere Leistungen ausgelegt werden als der Siedewasserreaktor, hat aber auch den Nachteil, dass der hohe Druck des inneren Wasserkreislaufs erhöhte Anforderungen an die mechanische Festigkeit der Leitungen stellt.

Ein besonders wichtiger und neuer Typ von Druckwasserreaktor ist der EPR (European Pressurized Water Reactor). Er ist ausgestattet mit einer Vielzahl von Sicherheitstechnologien, u.a.

• Einem Core-Catcher. Der kann im Notfall mit vorgespeichertem Wasser geflutet werden.
• Doppelwandiges Containment (äußere Hülle) von 2,6 m Dicke.
• Vierfach redundant ausgelegte, unabhängige Notfallkühlsysteme, die räumlich streng getrennt sind.

Deutschland besitzt und plant keinen EPR. Beim Neubau ist er in Europa mittlerweile der bevorzugte Reaktortyp.

Die Leistung der beiden Leichtwasserreaktoren beträgt ca. 1,5 Gigawatt (zum Vergleich: typisches Kohlekraftwerk – 1 Gigawatt). Im Jahr 2010 verbrauchte Deutschland laut statistischem Bundesamt ca. 70 Gigawattjahre an elektrischer Energie, d.h. die Energie, die ca. 47 durchgängig laufende Kernkraftwerke im Jahr erzeugen würden.

Das verkannte Genie, nein, das unbekannte Genie unter den Kernkraftwerken ist der Kugelhaufenreaktor, wegen seiner Funktionsweise auch Hochtemperaturreaktor (HTR) genannt. Das geniale an ihm ist, dass er sicher ist – selbst bei Ausfall sämtlicher Notfall- und Absicherungssysteme kann es nicht zur Katastrophe kommen. Wie kann das funktionieren?
Der Reaktor macht sich eine Eigenschaft des Urans zu Nutze: steigt die Temperatur des Urans auf über 1000°C, so fängt das Uran an Neutronen zu absorbieren und entzieht sie dabei der Kettenreaktion. Die Kettenreaktion erstirbt also von ganz alleine. Unter einer Bedingung – der Reaktor muss die hohen Temperaturen verkraften.
Das Spaltmaterial wird, daher der Name, in etwa tennisballgroßen Kugeln aus Graphit, also reinem Kohlenstoff (dem Moderator), verpackt. Statt als ein Klumpen ist es in den Kugeln jedoch in Form kleiner „coated Particles“ (engl. ummantelte Partikel) verteilt, die jeweils erneut mit Graphit und außerdem einer hochfesten Siliziumcarbidschicht ummantelt sind. Die verhindert den Austritt von Spaltprodukten und ist stark wärmebeständig.

Die Kugeln werden in dem mit Spannbeton umhüllten Reaktor aufgehäuft und ganz normal mit Neutronen beschossen. Gekühlt wird dabei allerdings nicht mit Wasser sondern mit Helium. Das liegt daran, das Wasser zusätzlich die Neutronen abbremsen würde. Außerdem müsste es bei den Betriebstemperaturen von 700°C unter enormen Druck stehen. Zudem kann es bei extremen Bedingungen zu Wasserstoffexplosionen führen (wie in Fukushima). Helium ist ein Edelgas, das chemisch kaum reagiert (man nennt das inert=träge) und ungiftig ist.

Wenn nun in einem solchen Reaktor alle Kühlsysteme ausfallen, dann muss der Reaktor das verkraften können. Deshalb ist er so ausgelegt, dass allein die passive Abführung der Wärme genügt. Wärme kann physikalisch stets nur auf drei Arten übertragen werden, durch:

1. Konvektion, also durch Stofftransport. Das passiert im HTR bei der regulären Helium-Kühlung.
2. Radiation, also durch Strahlung. Warme Körper strahlen in temepraturabhängiger Weise, Menschen beispielsweise im Infrarotbereich. Der HTR führt durch seine Wände die aufgenommene Wärmestrahlung nach außen ab – unabhängig davon, ob die Helium-Kühlung intakt ist.
3. Konduktion, also durch direkten Kontakt. Die Größe des HTR-Reaktors ist so gewählt, dass möglichst viele Kugeln die kühlende Wand berühren. Deshalb können HTRs pro Reaktor lediglich Leistungen im Bereich von ca. 250 Megawatt erreichen.

Alle Materialien des Reaktors sind deshalb so gewählt, dass sie Temperaturen bis 2100°C verkraften (deshalb Hochtemperaturraktor). Das ist sehr großzügig bemessen, denn die maximale Temperatur eines sich selbst überlassenen, ungekühlten HTRs erreicht maximal 1600°C (nach ca. einem Tag).

Fazit ( Achtung! Ab hier wird es subjektiv & politisch ): Es gibt einen sicheren Reaktor – den Kugelhaufenreaktor. Und es gibt Möglichkeiten inhärent unsichere Reaktoren ausreichend sicher zu machen (u.a. durch Core-Catcher). Keine der beiden Möglichkeiten wird in Deutschland genutzt: weder wird die Erforschung der Kugelhaufenreaktoren vorangetrieben, noch werden fortschrittliche Reaktoren wie der European Pressurized Water Reactor gebaut. Und warum? Der Kugelhaufenreaktor scheint wegen seiner etwas geringeren Leistung ökonomisch weniger attraktiv als seine großen Brüder, die Siede- und der Druckwasserreaktoren. Außerdem ist er zu unbekannt und darf, wie alle anderen Kernkraftwerke auch, in Deutschland schlicht nicht gebaut werden.
Wir erleben die politische Instrumentalisierung einer aus Unwissenheit geborenen, kategorischen Angst. Und das macht mir etwas Angst.

Als nächste Ausführungen ist eine weniger weitschweifige Behandlung der Themen Strahlenschäden (Millisivert, Strahlendosis, etc.) und Arten des radioaktiven Zerfalls (α,β,γ-Strahlung) geplant.

Quellen:
[1] U. Kilian, Wie funktioniert das? Die Technik, Mannheim: Meyers, 2011.
[2] M. Borlein, Kerntechnik, Würzburg: Vogel Industrie Medien, 2009.
[3] G. Ganteför, Klima - der Weltuntergang findet nicht statt, Weinheim: Wiley-VCH-Verl., 2010.
[4] A. Ziegler, Lehrbuch der Reaktortechnik, Berlin: Springer, 1984.
[5] D. Halliday, Physik, Weinheim: Wiley, 2007.
[6] D. Smidt, Reaktortechnik, Karlsruhe: Braun, 1976.
[7] “Datei:Kernspaltung.svg – Wikipedia”, http://de.wikipedia.org/w/index.php?title=Datei:Kernspaltung.svg