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Kernkraftwerk THTR-300

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Kernkraftwerk THTR-300

Trockenkühlturm des THTR-300 (1991 abgerissen)

Lage
DEC
Koordinaten 51° 40′ 45,5″ N, 7° 58′ 17,6″ O7Koordinaten: 51° 40′ 45,5″ N, 7° 58′ 17,6″ O
Land: Deutschland
Daten
Eigentümer: 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

Das Kernkraftwerk THTR-300 (Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor) war ein heliumgekühlter Hochtemperaturreaktor in Hamm-Uentrop (Nordrhein-Westfalen) mit einer elektrischen Leistung von 300 Megawatt. Er wurde 1983 in Betrieb genommen und im September 1989 endgültig stillgelegt. Der THTR-300 diente als Prototyp für Hochtemperaturreaktoren (HTR). Die Errichtung kostete 2,05 Milliarden Euro. Stilllegung und der sichere Einschluss bis mindestens 2027 kosten 425 Millionen Euro.

Inhaltsverzeichnis

Kernphysikalische Grundlagen des THTR

Im Gegensatz zu den herkömmlichen Reaktoren wie z. B. dem Siedewasserreaktor wird bei dem Thorium Hochtemperaturreaktor nicht nur das Nuklid Uran 235 für den nuklearen Spaltungsprozeß verwendet, sondern die gesamte Reaktorkonzeption basiert auf der Umwandlung des Nuklids Thorium 232 in Uran 233, das genauso als Kernbrennstoff verwendbar ist wie Uran 235. Das Uran 233 wird dabei während des laufenden Reaktorbetriebes aus Thorium 232 erbrütet.

Die Voraussetzung für die Erbrütung ist die Umwandlung des Thoriums in Uran 233 nach folgender Formel:

Ein Thoriumatom 232 wird zum Anfang des Umwandlungsprozesses mit einem langsamen, also einem thermischen Neutron beschossen und wandelt sich dabei zum Thoriumisotop 233 um. Dieses hat eine Halbwertszeit von 22,2 Minuten und zerfällt unter einem β--Verfall, d. h. der Umwandlung eines Neutrons in ein Proton und der Emittierung eines hochenergetischen Elektron. Die Folge dieses Zerfalls ist, dass zwar das Atomgewicht des Kerns mit 233 gleichbleibt, aber das Nuklid Thorium 233 aber in ein Protactinium 233 umgewandelt wurde.

Das so neuentstandene Proactiniumatom 233 hat eine HWZ von 27,0 Tagen und zerfällt unter Betastrahlung und Gammastrahlung zu Uran 233. Das Uran 233 ist als Kernbrennstoff bzw. als Grundlage zu einer technisch nutzbaren Kernspaltung zu gebrauchen und verhält sich dabei genauso wie Uran 235.

Atomkerne mit großer Massenanzahl wie z. B. Uran 235 oder Uran 233 sind bereits von Natur aus instabil und können spontan, d. h. ohne äußere Einflüsse zerfallen. Bei Neutronenbeschuß mit einem thermischen Neutron (einem Neutron mit einer Geschwindigkeit von ca. 2.200 km/s) wird der instabile Zustand derart verändert, dass der natürliche Zerfallsvorgang dergestalt beschleunigt wird, das er in eine Kernspaltung übergeht. Dabei entstehen zwei oder mehrere Bruchstücke des Ausgangskerns, von denen jedes ein neues Atom eines neuen Elementes darstellt. Bei der Spaltung des Ausgangskernes, also Uran 233 oder Uran 235, und der Bildung der Bruchstücke wird ein Teil der Bindungsenergie des Ausgangskernes in Bewegungsenergie der Bruchstücke umgewandelt, d. h. die Bruchstücke fliegen von der Stelle der Spaltung weg, stoßen gegen die sie umgebenden Atomkerne und kommen in einem thermischen Geleichgewichtszustand zur Ruhe.

Der Stoß gegen andere Atome wird Abbremsung genannt und stellt die Umwandlung der Bewegungsenergie in Erwärmung der Umgebung dar. Neben diesen Bruchstücken, sie sind die Spaltprodukte der Kernspaltung, wird Gammastrahlung ausgesendet und es entstehen gleichzeitig ein bis zwei schnelle Neutronen mit einer Geschwindigkeit von ca. 10.000 km/s. Sie werden ebenfalls im Umfeld abgebremst, fliegen aber auf Grund ihrer relativ kleinen Größe viel weiter.

Um den Bremsweg dieser Neutronen nicht zu lang werden zu lassen und die freigesetzten Neutronen möglichst optimal einer weiteren Kernspaltung zuzuführen, werden sie durch einen sog. Moderator abgebremst. Dieser Moderator hat die Hauptaufgabe die schnellen Neutronen auf eine Geschwindigkeit von ca. 2.200 km/s herabzubremsen. Diese thermischen Neutronen eignen sich besonders gut für die Spaltung des im Thorium-Hochtemperaturreaktor vorhandenen Uran 235, Uran 232 und zur Umwandlung des Thoriums 232.

Wegen des Neutronenüberschusses bei der Kernspaltung steigt sowohl die Rate der Spaltungen an, als auch die Wärmeenergie des Reaktors. Um die Reaktion regeln zu können, muss die Kernspaltung gesteuert werden, um eine Überhitzung und eine mögliche Kernschmelze des Reaktors zu vermeiden. Diese Kontrolle erfolgt mittels der Steuerstäbe im Reaktorkern, welche die Aufgabe haben Neutronen zu absorbieren und somit die Kernspaltung kontrollierbar machen.

Im Thorium-Hochtemperaturreaktor selbst bestehen die Brennelemente, in denen sich das spaltbare Material im Reaktorkern befindet, aus Kugeln mit sechs Zentimetern Durchmesser. Diese kugelförmigen Brennelemente bestehen aus 192 g Kohlenstoff, 0,8928 g Uran 235, 0,0672 g Uran 233 und 10,2 g Thorium 232. Die Brennelemente haben eine äußere Brennstofffreie Schale aus Graphit mit einer Dicke von 5 mm. Im Inneren ist der o. g. Brennstoff in Form von beschichteten Teilchen in eine Graphitmatrix eingebettet. Die partikelfreie Schale ist hier zusammen mit der Graphitmatrix für die mechanische Festigkeit des Brennelementes verantwortlich. Zudem sublimiert (verdampft) der Graphit erst bei ca. 3.500 °C, d. h. bis zu dieser Temperatur bleibt die Kernstruktur intakt und damit absorptionsfähig. Daher zählt es zum Vorteil des Thorium-Hochtemperaturreaktors, dass sich im Reaktorkern selbst nur Konstruktionsmaterialien befinden die auch eine Temperatur weit über der Betriebstemperatur ertragen.

Die beschichteten Teilchen im Inneren des Brennelementes bestehen aus Uo2 und ThO2 Teilchen, die von drei Pyrocarbonschichten umhüllt sind. Diese Schichten halten zusammen mit der Graphitmatrix die radioaktive Strahlung des Brennstoffes soweit zurück, dass nur eine relativ ungefährliche radioaktive Strahlung austritt. Das Carbonium innerhalb des Brennelementes dient hierbei als Moderator während das Uran 233 und 235 der Spaltung dient. Das Thorium 232 wird ebenfalls direkt in das Brennelement eingebracht, da es so direkt während der laufenden Kernspaltung(en) in Uran 233 umgewandelt werden und so auch direkt der Spaltung zugeführt werden kann.

Die Zahl der Brennelemente im Thorium-Hochtemperaturreaktor beträgt 675.000 Stück. Die durch Kernspaltung freiwerdende Wärmeenergie sorgt für eine Kerntemperatur von ca. 700 °C.

Funktionsprinzip des THTR

Die Wärmeenergie, welche im Reaktorkern entsteht, muss aus dem Reaktorkern abgeführt werden, da dieser einerseits sonst überhitzt würde und andererseits eine effektive Nutzung der durch die Kernspaltung freiwerdenden Wärmeenergie nicht möglich wäre. Im THTR-300 AKW in Hamm-Uentrop wird zu diesem Zwecke durch den Reaktorkern im sog. Primärkreislauf Helium unter einem Druck von ca. 50 bar geleitet. Helium hat gegenüber dem in konventionellen Atomkraftwerken verwendeten Wasser den Vorteil, das es ein Edelgas ist und daher chemisch nicht mit den anderen Materialien reagiert, und zwar auch nicht bei den relativ hohen Betriebstemperaturen von durchschnittlich 700 °C. Dies ist in Bezug auf eine mögliche Korrosion der Konstruktionsmaterialien im Reaktorkern vorteilhaft. Des Weiteren absorbiert Helium auch keine Neutronen und kann aus diesem Grunde nur sehr schwer radioaktiviert werden.

Das Helium nimmt während des Durchströmens des Reaktors die Wärmeenergie des Kernspaltungsprozesses auf und wird durch Kühlgasgebläse in Heißgaskanälen zu den Wärmeaustauschern gepumpt. In diesen Wärmeaustauschern (auch Dampferzeuger genannt) gibt das Helium die Wärmeenergie an den Sekundärkreislauf aus Wasser ab. Hierbei sind der Primärkreislauf und der Sekundärkreislauf durch metallische Rohrwandungen voneinander getrennt, so dass keine Verbindung zwischen dem leicht radioaktiven Primärkreislauf und dem nicht radioaktiven Sekundärkreislauf besteht. Das vom Dampfkondensatkreislauf auf 250 °C abgekühlte Helium wird daraufhin oberhalb der Dampferzeuger von den Kühlgasgebläsen angesaugt und erneut dem Reaktorkern zugeführt, so dass ein neuer Kreislauf beginnen kann.

Der in den Dampferzeugern von dem Helium erhitzte Dampf im Sekundärkreislauf strömt durch die Frischdampfleitungen zum Hochdruckteil der Dampfturbine und wird anschließend in den Dampferzeugern erneut erhitzt und durchströmt dann den Mittel- und Niederdruckteil der Dampfturbine und wird im Kondensator durch den eigentlichen Kühlkreislauf (Tertiärkreislauf) abgekühlt und als Kondensat, also Wasser, niedergeschlagen. Dieses Kondensat wird daraufhin von den Hauptkondensatpumpen (Wasserpumpen) durch die Vorwärmer zum Entgaser mit Speisewasserbehälter gefördert und wieder den Dampferzeugern zugeführt.

Die Wärmeabfuhr aus dem Kondensator des Sekundärkreislaufes, und damit die Kühlung des Kondensatkreislaufes erfolgt durch den Tertiärkreislauf. Dieser hat wie der Sekundärkreislauf zum Primärkreislauf, zum Sekundärkreislauf keinen direkten Kontakt. Die Kühlwasserpumpen fördern das Kühlwasser zum Trockenkühlturm, wo es in geschlossenen Kühlelementen durch die vorbeistreichende Luft abgekühlt wird. Das so abgekühlte Wasser strömt danach zurück zum Oberfächenkondensator der Dampfturbine.

Bau und Betrieb

Das Kernkraftwerk THTR-300, eine Abkürzung für Thorium-Hochtemperaturreaktor mit 300 Megawatt elektrischer Leistung, wurde von der HKG Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH Hamm-Schmehausen von 1970 bis 1983 aufgrund immer strengerer neuer Auflagen und Genehmigungsverfahren erst spät fertiggestellt.

Eingeweiht wurde er vom damaligen Bundesforschungsminister Heinz Riesenhuber und am 13. September 1983 zum ersten Mal mit einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in Betrieb genommen. Erst am 9. April 1985 aber wurde die Teilgenehmigung der atomrechtlichen Genehmigungsbehörde 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 so genannter Block-Type-HTR) in den USA. Er hatte einen heliumgekühlten Hochtemperaturreaktor mit Kugelhaufenkern aus ca. 670.000 rund sechs Zentimeter großen Kugelbrennelementen aus Uran-235 und Thorium-232 mit Kernwandungen aus Graphit.

Er wurde von dem bauausführenden Unternehmenskonsortium, bestehend aus den Firmen Brown, Boveri & Cie (BBC), deren Tochter Hochtemperatur Reaktorbau GmbH (HRB) und der Nukem GmbH als ein integrierter heliumdichter Druckbehälter aus Spannbeton ausgeführt und konnte einem Innendruck von etwa 40 bar standhalten. Die thermische Leistung des Reaktors betrug 750 Megawatt und wurde dazu benutzt, über eine Dampfturbinenanlage eine elektrische Leistung von 308 Megawatt zu produzieren. Die Abwärme aus dem Kraftwerksprozess wurde über einen Trockenkühlturm an die Umwelt abgeführt.

Probleme und Stilllegung

Der THTR-300 galt aufgrund des Funktionsprinzips, bei dem keine Kernschmelze auftreten kann, als wesentlich sicherer als andere Reaktortypen. Doch es gab technische Probleme, z. B. war der Kugelbruch aufgrund der von oben in den Kugelhaufen eingeführten Adsorberstäbe wesentlich höher als vorausberechnet und die Herstellung sowie Wiederaufbereitung der Thorium-Kugelbrennelemente war nicht garantiert. (Daher werden die geplanten zukünftigen Hochtemperaturreaktoren in Südafrika ohne Wiederaufarbeitung geplant. Dieser Nachteil soll durch einen wesentlichen höheren Abbrand, d. h. eine bessere Ausnutzung des vorhandenen Kernbrennstoffs im Vergleich zu den üblichen Abbränden in wassermoderierten Reaktoren, kompensiert werden.)

Neben den genannten Problemen führten ein Störfall mit Austritt von Radioaktivität am 4. Mai 1986[1] sowie sicherheitsrelevante und wirtschaftliche Überlegungen dazu, dass am 1. September 1989 die Stilllegung des THTR-300 beschlossen wurde. Am 10. September 1991 wurde der 180 Meter hohe Trockenkühlturm, der damals höchste Kühlturm der Welt, gesprengt und vom 22. Oktober 1993 bis April 1995 wurden die Brennelemente in Castor-Behältern in das Zwischenlager Ahaus transportiert. Überlegungen, den Kühlturm als technisches Denkmal zu erhalten, scheiterten aus Kostengründen.

Der Reaktor selbst wurde bis 1997 in den so genannten „sicheren Einschluss“ überführt und verursacht weiter Kosten in Höhe von 6,5 Mio € jährlich. Er enthält noch ca. 390 Tonnen radioaktive Anlagenbauteile. Frühestens 2027, nach Unterschreiten der relevanten Grenzwerte, kann er endgültig abgerissen werden.

Von 1985 bis 1989 verzeichnete der THTR-300 nur 16.410 Betriebsstunden mit einer abgegebenen elektrischen Energie von 2.891.000 MWh, dies entspricht einer Volllastbetriebsdauer von 423 Tagen (16.410 Stunden = 393,84 Tage).

Bereits 1982 plante eine Firmengruppe aus Brown Boveri & Cie (BBC) 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.

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

Daten des Reaktorblocks

Reaktorblock[2] Reaktortyp Netto-
leistung
Brutto-
leistung
Baubeginn Netzsyn-
chronisation
Kommerz-
ieller Betrieb
Abschal-
tung
THTR-300 Thorium-Hochtemperaturreaktor 296 MW 308 MW 01.05.1971 16.11.1985 01.06.1987 20.04.1988

Einzelnachweise

  1. Der Spiegel, 24/1986 vom 09.06.1986, Seite 28
  2. Power Reactor Information System der IAEA: „Germany, Federal Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)

Siehe auch