HTR-Forschung in der BRD

sogar noch im 3. Jahrtausend

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Wissenschaftliche Nuklear-Elite verdient gut an HTR-Förderung!

Viel Geld für HTR-Forschungsinstitutionen in Dresden, Rossendorf, Zittau, Görlitz, Hamburg, Stuttgart, Garching, Karlsruhe, Bochum, Aachen, Jülich ...

"Psst, kein Sterbenswörtchen über das hochnotpeinliche Ende des geplanten Hochtemperaturreaktors in Südafrika. Kein Wort über die hierfür sinnlos verprassten 1,5 Milliarden Euro in dem armen Land!"

Dies ist offensichtlich das Motto des Sprachrohrs der Atomwirtschaft, der Zeitschrift "atw", die sich über die neueste Pleite des Pebble Bed Modular Reactors (PBMR) beharrlich ausschweigt.

Und stellvertretend für die gesamte Branche werden schon mal die zukünftigen zu bezahlenden EU-Projekte zur Förderung der Generation IV-Reaktoren in ihrer Juli-Ausgabe 2010 auf 8 Seiten präsentiert. Teil zwei folgt in der nächsten Ausgabe ....

Denn im Herbst wird das neue Energiekonzept der Bundesregierung beschlossen. Und hierfür hat die Atomindustrie neben den obligatorischen Laufzeitverlängerungen noch ein paar sehr spezielle Wünsche an ihre Regierung. Die bisherigen Forschungsvorhaben sollen weiterlaufen und Neues auf den Weg gebracht werden.

Freimütig stellt das Atomblättchen atw die beeindruckenden Forschungs- und Entwicklungsarbeiten für die HTR-Technologie der letzten zwei Jahre vor. Hier ein Überblick über die Einzelheiten, nach Städten geordnet.

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Dresden-Rossendorf

Für das sogenannte "Kompetenzzentrum Ost für Kerntechnik", zu dem auch das Forschungszentrum Dresden-Rossendorf und die Hochschule Zittau/Görlitz gehören, beschreibt die atw im April 2010 den zukünftigen Schwerpunkt :

- "Ausgehend von Simulationsmethoden für die Sicherheitsanalyse heutiger Leichtwasserreaktoren verschiebt sich der Schwerpunkt zunehmend auf die Methodenentwicklung für Reaktoren der 4. Generation und Beschleuniger getriebener Systeme" (2010, S. 260).

- Hier in Dresden-Rossendorf wird das Reaktordynamikprogramm DYN3D nicht nur für Leichtwasserreaktoren weiterentwickelt: "So wird der Anwendungsbereich schrittweise auf Reaktoren der Generation IV ausgeweitet" (2010, S. 260).

- Forschung für Material- und Komponentensicherheit von Kernreaktoren: "Chromstähle gelten wegen vorteilhafter Eigenschaftskombinationen als potenzielle Konstruktionswerkstoffe für Kernreaktoren der IV. Generation" (2010, S. 261).

- "Im Rahmen von Gen IV gibt es momentan eine starke Renaissance der Untersuchungen zu natriumgekühlten schnellen Reaktoren, an denen sich das FZD im Rahmen der europäischen Projekte ADRIANA und CP-ESFR beteiligt" (2010, S. 261). Eine neue Experimentalplattform für Flüssigmetallstömungen (DRESDYN) wurde geschaffen.

- Da die Endlagerung der radioaktiven Kugelbrennelemente von HTRs auch noch für die nächsten Jahrhunderte irgendwie geregelt werden muss, wird an der Reduzierung des Abfallvolumens und der radioaktiven Strahlung geforscht. Die "Transmutation" beinhaltet also die Umwandlung langlebiger Radionuklide in kurzlebige oder stabile Nuklide: "Zur Entwicklung von GenIV-Systemen und dedizierten beschleunigergestützen Transmutationsanlagen (ADS) werden präzise Wirkungsquerschnitte von Reaktionen mit schnellen Neutronen benötigt" (2010, S. 261).

"Im Hinblick auf die Verbesserung der Sicherheitseigenschaften von gasgekühlten Kernreaktoren, hier speziell Hochtemperaturreaktoren, auf die Entwicklung von innovativen Materialien für die Hochtemperatur-Energietechnik" werden von der Technischen Universität Dresden folgende Forschungsarbeiten durchgeführt:

- Staubfreisetzung aus dem HTR.

- "Im Rahmen des internationalen Projektes F-Bridge verfolgt die TU Dresden das Ziel, ein laserbasiertes Verfahren zum hochtemperaturbeständigen Verschließen vollkeramischer Brennelementhüllen für fortschrittliche Hochtemperaturreaktoren (VHTR) zu entwickeln. (...) Gemeinsam mit verschiedenen Industriepartnern wurde in 2009 das Fügen oxidkeramischer Bauteile durch laserinduziertes Löten weiterentwickelt ..." (2010, S. 263).

- Herstellung ultradichter Diffusionsbarrieren durch neuartige Lasertechnologie: "Ein essentieller Bestandteil des Sicherheitskonzeptes von Hochtemperatur-Kernreaktoren ist der gasdichte Einschluss der Kernbrennstoffpartikel in eine mehrschichtige keramische Umhüllung ..." (2010, S. 264).

- Entwicklung eines Hochtemperatur-Wärmeübertragers.

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Studentenattraktion:
Atomenergie "im Experiment erlebbar machen": Ausbildungs-Kernreaktor AKR-2 !!!

"Der Ausbildungkernreaktor ist integraler Bestandteil der Professur für Wasserstoff- und Kernenergietechnik an der TU Dresden und trägt wesentlich zum Kompetenzerhalt -- sowohl in Kooperation mit anderen Hochschulen und Universitäten als auch mit der Industrie -- in Deutschland bei. (...) Der AKR-2 ist an der TU Dresden nicht nur eine echte Studentenattraktion, sondern nicht zuletzt" (2010, S. 264) ein Widerspruch zu den Ausstiegsbeschlüssen, aber wen interessiert das überhaupt noch??

An der TU Dresden ist Antonio Hurtado seit 2007 Leiter der Professur Wasserstoff- und Kernenegietechnik. Er hat an der RWTH Aachen zum HTR promoviert (2009, S. 204). Ausführliche Informationen dazu im THTR-Rundbrief Nr. 117.

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Zittau-Görlitz

Im Rahmen des RAPHAEL-Projektes werden hier experimentielle Untersuchungen an dem Magnetlagerversuchsstand FLP 500 durchgeführt.. Sie dienen der Unterstützung von rotierenden HTR-Komponenten. "Unter dem Projekttitel RAPHAEL erfolgten innerhalb des 6. EURATOM Rahmenprogramms der Europäischen Kommission zahlreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeiten" (2010, S. 265).

Dabei wird an dem "Very High Temperature Reactor Projekt" (VHTR) mit dem Ziel gearbeitet, mit nuklear erzeugter Energie Strom, Wasserstoff und nutzbare Wärme zu erzeugen. An dem Projekt RAPHAEL arbeiten neben AREVA (Erlangen) ebenfalls Vertreter des Instituts für Kernenergietechnik der Uni Stuttgart (W. Scheuermann) und des Forschungszentrum Jülich (W. von Lensa) mit. Nähere Infos dazu in den THTR-Rundbriefen 107 und 117.

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Hamburg

"Der TÜV Nord hat in den letzten Jahren im Bereich der Kerntechnik die Anzahl der Mitarbeiter gezielt ausgebaut. (...) Der TÜV Nord ist auch z. B. an Projekten in Finnland Schweden, Argentinien oder Südafrika betreiligt. Auslandsaufträge erhöhen die Selbsständigkeit der Sachverständigen, fördern die fachliche Weiterentwicklung und bieten langfristige Perspektiven. Mitarbeiter des TÜV Nord nehmen zunehmend an internationalen Konferenzen teil und beteiligen sich aktiv an der internationalen Weiterentwicklung des Regelwerkes" (2010, S. 485). -- Was den PBMR in Südafrika betrifft, kann wohl kaum von "langfristigen Perspektiven" (Orginalton atw noch im Juli 2010 !) die Rede sein.

Der aktuell letzte "Rahmenvertrag ED 120" zwischen ESKOM und TÜV Nord, für den PBMR tätig zu werden, wurde übrigens im Dezember 2008 abgeschlossen. Bereits 3 Wochen später kam das Aus und die in Südafrika produzierten Kugelbrennelemente wurden per Schiff in die USA gebracht, um dort mit ihnen zu experimentieren.

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Stuttgart

"Forschungsgebiete des Instituts für Kernenergietechnik und Energiesysteme (IKE) liegen auf dem Gebiet der Störfallsimulation und der Modellvalidierung im Rahmen der nationalen Reaktorsicherheitsforschung bestehender Reaktoren sowie in der Analyse von Entwurfskonzepten zukünftiger Kernkraftwerke, insbesondere des Hochtemperaturreaktors (HTR) . (...) Die Arbeiten zur Entwicklung und Validierung von gekoppelten Methoden zwischen Neutronik und Thermohydraulik von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren (HTR) werden fortgeführt. (...)

Das IKE ist in die Entwicklung des chinesischen HTR-PM eingebunden" (2010, S. 266). HTR-PM ist ein "High-temperature Gas-cooled Reactor - Pebble-bed Module". Nach Aussagen der Homepage der RWTH Aachen "ist zur Zeit in China ein modular aufgebauter Hochtemperaturreaktor, der HTR-PM, in Planung". Für die Weiterentwicklung wird in der BRD zur Zeit noch ein fleissiger Diplomand gesucht ...

Bei den "neu begonnenen theoretischen und experimentiellen Arbeiten zur thermischen Vermischung" wird in Stuttgart ebenfalls die Staatliche Materialprüfungsanstalt (MPA) eingespannt (2010, S. 266).

Die Wissenschaftler basteln immer noch an der für HTRs so typischen vermurksten Kugelschüttung (und der damit einhergehenden Beschädigung) der Brennelemente herum. Ein Problem, das seit den 50er Jahren niemand richtig in den Griff bekommen hat. Die Kugeln ordnen sich in dem Haufen einfach nicht so, wie der Herr Ingenieur es will! "Sowohl Grundlagen- als auch anwendungsorientierte Arbeiten werden durchgeführt. Dies erfolgt eng verbunden mit der Entwicklung fortgeschrittener Simulationsmodelle und Messtechniken. (...) Als Berechnungsmethoden werden fortgeschrittene, meist mehrdimensionale und zeitabhängige Modelle weiterentwickelt und auf leistungsfähigen Rechnern des Hochleistungsrechenzentrums Stuttgart (HLRS) angewendet" (2009, S. 328). -- Viel Spaß beim Rechnen!

"Die Arbeiten zur Entwicklung und Validierung von gekoppelten Methoden zwischen Neutronik und Thermohydraulik von Hochtemperaturreaktoren (HTR) werden fortgeführt. Ein 3 -- dimensionales gekoppeltes Rechenprogramm für den Kernbehälter befindet sich in der Entwicklung. Die Kernauslegung, Sicherheitsanalyse von HTR sowie Untersuchungen zum nuklearen Brennstoffkreislauf unter Einbeziehung von HTR sind Gegenstand mehrerer Promotionen am IKE" (2009, S. 329):

- "Erweiterung eines thermohydraulichen Codes für HTRs" von Kamal Hossain.
- "Plutonium und Minor Aktinide als Brennstoff in Hochtemperatur-Kugelhaufen-Reaktoren" von Astrid Meier (2009, S. 195).

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Garching

HTR-Entwicklung: "In Zusammenarbeit mit der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) Garching wird ein 3-dimensionales Rechenprogramm für die Kernauslegung und Sicherheitsanalyse entwickelt" (2010, S. 266).

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Karlsruhe

"Für Reaktoren der IV. Generation sind ebenfalls Experimente angelaufen und weitere in der Vorbereitung. (...) Am Karlsruher Institut für Technologie (KIT) wird der Helium-Kreislauf (HELO-KA) errichtet und es ist geplant, diesen ab 2010 zur Anlage HELOKA-VHTR auszubauen. Die Anlage erhält dann eine Hochtemperatur-Teststrecke (...). Der Versuchsstand ist nicht nur für zukünftige gasgekühlte Reaktoren mit schnellen Neutronen interessant, sondern kann auch für die schon weitgehend entwickelten Hochtemperaturreaktoren genutzt werden. (...)

Die Arbeitsgruppe "Task on Advanced Reactor Experimental Facilities (TAREF) hat die Aufgabe, Bedarf (!!) und Prioritäten zur Forschung für fortgeschrittene gasgekühlte und Natriumgekühlte schnelle Reaktoren zu ermitteln" (2010, S. 172)!

"Im Rahmen des QUENCH-Vorhabens wurden Wasserstoffquellterm und Hochtemperatur-Materialverhalten von Reaktorkomponennten in der frühen Phase eines schweren Störfalls, insbesondere beim Wiederfluten, untersucht" (2010, S. 254). Hierbei wird das Fluten eines teilweise zerstörten Kerns analysiert.

"In 2009 wurden verschiedene EU-Programme im 6. Rahmenprogramm wie z. B. EISOFAR, ELSY, Eurotrans etc. zur Untersuchung der Transmutations-Möglichkeiten in innovativen kritischen und unterkritischen Systemen erfolgreich abgeschlossen" (2010, S. 256). Zur Transmutation (Reduzierung des radioaktiven Abfallvolumens) siehe auch unter Dresden-Rossendorf.

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Bochum

"Schwerpunkte der Arbeitsgruppe Reaktorsimulation und --sicherheit an der Ruhr-Universität Bochum bilden interdisziplinär ausgerichtete Forschungsvorhaben zu Analyse von Technik, Simulation und Sicherheit kerntechnischer Anlagen. Diese werden u. a. durch die Europäische Kommission, den Bund sowie Forschungszentren und die Industrie gefördert und sind Gegenstand internationaler Kooperationen. (...)

Dabei stehen Analysen zur Störfallbeherrschung, zu den Auswirkungen von Maßnahmen des anlangeninternen Notfallschutzes und zur Quantifizierung des Radionuklid-Quellterms aus der Anlage in die Umgebung ebenso im Mittelpunkt des Interesses wie die Bewertung von neuen Anlagenkonzepten (Gen III und Gen IV)" (2009, S. 329).

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Jülich-Aachen

Über den Hauptakteur der HTR-Entwicklung haben wir schon viel berichtet. Hier noch ein paar wichtige Angaben:

"Sicherheitsuntersuchungen in Bezug auf Containmentintegrität heutiger Reaktoren sowie reaktortheoretische Arbeiten zur Auslegung und Sicherheit von gasgekühlten Reaktoren der IV. Generation werden am Institut für Energieforschung -- Sicherheitsforschung und Reaktortechnik -- IEF-6 am Forschungszentrum Jülich durchgeführt. Dabei stehen 4 Themen im Fordergrund. (...) Für gasgekühlte Gen IV-Reaktoren wird der Druckentlastungsstörfall mit Lufteinbruch betrachtet" (2010, S. 257). Schwerpunkte sind:

Transmutation und Endlagerung von bestrahlten THTR- und AVR-Brennelementen: Man sollte nicht denken, dass die AKW-Betreiber sich vor der Inbetriebnahme von Atomkraftwerken Gedanken darüber gemacht haben, was mit dem radioaktiven Abfall passieren soll!!

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Dekontamination von 1.000 Tonnen bestrahltem Grafit.

"In Deutschland müssen ca. 1.000 Mg (das sind 1 Million Kilogramm bzw. 1.000 Tonnen!) bestrahlter Grafit als radioaktiver Abfall entsorgt werden. Diese stammen im Wesentlichen aus den 2 Hochtemperaturen AVR und THTR. Untersuchungen des C-14-Inventars des AVR haben gezeigt, dass die Entsorgung der keramischen AVR-Komponenten alleine etwa 3/4 des genehmigten C-14-Inventars des Endlagers Konrad in Anspruch nehmen würde" (2009, S. 324) !

"Im Hinblick auf die langen Zeiträume der Endlagerung nuklearer Abfälle in tiefen geologischen Formationen kann der Kontakt zwischen Abfall und entsprechenden Formationsgewässern nicht ausgeschlossen werden." Jetzt erst wurde im IEF-6 "das Verhalten von bestrahlten Forschungsreaktorbrennelementen in diesen Wässern in Gegenwart von Eisen (Material der Brennelementbehälter in einer Heißzellenanlage untersucht" (2010, S. 258)!

Puma-Projekt: "Für eine effektive Reduzierung des bei der nuklearen Energieerzeugung entstehenden Plutoniums jenseits von MOX-Brennelementen wird auch eine Verbrennung in Hochtemperaturreaktoren (HTR) diskutiert" (2010, S. 259).

Vereinheitlichung der nuklearen Datenbasis in dem Komputerprogramm VSOP bei der Kernauslegung.

Der NACOK-Versuchsstand ist immer noch in Betrieb: "Es dient der Simulation von Ablauf und Folgen eines Lufteinbruchs in den Heliumkühlkreislauf eines Hochtemperaturreaktors (HTR). Im jüngsten Experiment wurden Graphitblöcke mit Hilfe des Kamineffekts oxidiert" (2010, S. 259).

"In Zusammenarbeit mit dem Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und --technik (LRST) der RWTH Aachen wurde ein neuer Versuchsbehälter (REKO-4) errichtet, in dem zukünftig die Rolle der Naturkonvektion genauer untersucht werden soll. Dieses Vorhaben stellt das erste von derzeit 4 geplanten Aktivitäten dar, die zukünftig in enger Zusammenarbeit mit dem LRST durchgeführt werden sollen. Planungsaktivitäten laufen derzeit für gemeinsam genutzte Experimente zu den Themen Wandkondensation, Aerosolverhalten sowie Thermohydraulik und Grafitoxidation in VHTR" (2009, S. 322).

Zum Schluß sei hier noch ein besonders pikantes Detail der Forschungsaktivitäten erwähnt:

"Die chemische und mechanische Langzeitstabilität von HTR-BE (Brennelementen) bei der direkten Endlagerung wird im FZJ untersucht. Die bisherigen Untersuchungen bei unserem niederländischen Partner NRG (SiC und im FZJ (PyC) im Rahmen des EU-Projektes RAPHAEL haben gezeigt, dass mindestens für den Zeitraum der ersten 1.000 Jahre ein sicherer Einschluss des wesentlichen Anteils des Kernbrennstoffs durch das Coating (= Beschichtung) erwartet werden kann" (2009, S. 323)!!!

In den Brennelemente-Kugeln befinden hochradioaktive Stoffe und Plutonium. Und wir hören von derjenigen wissenschaftlichen Institution, die mit der Langzeitsicherung dieser selbst in allerkleinsten Mengen hochgefährlichen Zeitbomben befasst ist, so schwammige und vage Zukunftsvermutungen wie:

"die ersten 1.000 Jahre (und danach?) ... wesentlicher (unvollständiger!!) Anteil ... erwartet (!!) werden kann (!!) ..."

Sicher ist nur, das mindestens während der nächsten 1.000 Jahre viele Menschen für das verantwortungslose Treiben von Nuklearforschern und Politikern im doppelten Sinn werden bezahlen müssen. Mit ihrer Gesundheit und mit viel Geld. Stoppen wir die geldgierige Atom-Bande. Für einen heißen Herbst! 

Horst Blume

FZJ-Veröffentlichungen in 2010 zur Kugelhaufenreaktorentwicklung
(ohne Rückbau/Entsorgung)

Allelein, H.-J.; Kasselmann, S.; Xhonneux, A.; Herber, S.-C.

Progress on the development of a fully integrated HTR code package

5th International Conference on High Temperature Reactor Technology, HTR 2010,Prague, Czech Republic, October 18-20, 2010Aufsatz in einem Buch (Proceedingsband)

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Li, J.; Nünighoff, K.; Pohl, C.; Allelein, H.-J.

Investigating Spatial Self-Shielding and Temperature Effects for Homogeneous and Double Heterogeneous Pebble Models with MCNP

Jahrestagung Kerntechnik 2010, Berlin, 4.-6. Mai 2010, auf CD-ROM, Deutsches Atomforum e.V. und Kerntechnische Gesellschaft e.V., Berlin

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Nabielek, H.; Verfondern, K.; Kania, M.J.

HTR Fuel Testing in AVR and in MTRs

Proc. of HTR 2010, Paper 064, Prague, Czech Republic, CD-Proceedings, 12 pages, 2010

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Nünighoff, K.; Druska, C.; Allelein, H.-J.

Code-to-code comparison between TINTE and MGT for transient scenarios

Proceedings of the 5th International Conference on High Temperature Reactor
Technology, HTR 2010, Prague, Czech Republic, October 18-20, 2010

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Pohl, C.

Temperature reactivity coefficient for plutonium fuel in a high temperature reactor

Proceedings PHYSOR 2010, Pittsburgh, Pennsylvania, USA. May, 9. - 14. 2010

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Pohl, C.

Temperature Reactivity Coefficient for Plutonium Fuel in a HighTemperature Reactor

Proceedings der American Nuclear Society,LaGrange Park, IL (2010) bisher nur auf CD-ROM erhältlich

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Pohl, C.; Allelein, H.-J.

Burning minor actinides in a HTR energy spectrum

5th International Conference on High Temperature Reactor Technology, HTR, 2010, Prague, Czech Republic, October 18-20, 2010

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Verfondern, K.; von Lensa, W.

Nuclear Coal Gasification for Hydrogen and Synthetic Fuels Production

Proc. 18th International Conference on Nuclear Engineering ICONE18, Paper 29176

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Von Lensa, W.; Verfondern, K.

Coal Gasification for Hydrogen Production Using Nuclear Energy

Proc. 18th World Hydrogen Energy Conference WHEC2010, Paper C1004, Essen, Germany

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Sowie zusätzlich zwei Vorträge von FZJ und einer von RWTH auf der Freiberg-Konferenz zur Kohlevergasung 2010:

http://www.gasification-freiberg.org/desktopdefault.aspx/tabid-61/ (nicht mehr erreichbar)

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