Neue Reaktorgenerationen und internationale Sicherheit

Die Herausforderung des Klimawandels hat zu Bemühungen geführt, die CO2-Emissionen zu reduzieren und die Länder zu einer Dekarbonisierung ihrer Wirtschaft zu bewegen. Die Verringerung des Verbrauchs fossiler Brennstoffe in den Bereichen Verkehr und Heizung kann durch den Umstieg auf strombasierte Alternativen erreicht werden, z. B. Elektrofahrzeuge oder Wärmepumpen für die Heizung von Wohnhäusern. Gleichzeitig hat das Wachstum der Rechenzentrumsdienste, einschließlich der Entwicklungen im Bereich der KI, die Stromnachfrage erhöht. Um diese steigende Nachfrage zu befriedigen, ist das Interesse an der Kernenergie aufgrund ihres geringen CO2-Ausstoßes und ihrer Fähigkeit, in Ergänzung zu den erneuerbaren Energien Grundlast bereitzustellen, wieder gestiegen. Große konventionelle Kernkraftwerke mit Reaktoren, die mehrere Gigawatt an elektrischer Leistung erzeugen, haben sich jedoch als wirtschaftlich schwierig erwiesen, da die Baukosten im Vorfeld hoch sind und die komplexe Konstruktion manchmal Jahrzehnte dauern kann. Die Nuklearindustrie plant, diese Hürden durch neue Umsetzungsstrategien zu überwinden. Zwei Schlüsselkonzepte in diesem Zusammenhang sind „modulare Kleinreaktoren“ (Small Modular Reactors, SMRs), die bis zu 300 Megawatt Strom liefern, sowie „Alternative Reaktorkonzepte“ (Novel Advanced Reactors, NARs), die sich durch die Verwendung neuartiger Brennstoffe oder Kühlmittel weiter von bestehenden Kraftwerken unterscheiden.¹

Technischer Hintergrund von Kleinreaktoren und alternativen Reaktorkonzepten

Um wirtschaftliche Hürden wie hohe Baukosten und lange Bauzeiten zu überwinden, planen die Herstellerfirmen von modularen Kleinreaktoren, Reaktormodule in Modulbauweise fabrikmäßig zu produzieren und an den vorgesehenen Kraftwerksstandort zu liefern, anstatt wie bisher große Kernkraftwerke auf langfristigen Baustellen zu errichten. Es wird erwartet, dass die Kosten für die Module aufgrund ihrer Fabrikfertigung niedriger sind, da Werkzeugmaschinen und Produktionspersonal für Reaktormodule wiederverwendet werden. Durch Verwendung von standardisierten und vereinfachten Reaktordesigns soll auch die behördliche Zulassung durch eine vereinheitlichte Zertifizierung beschleunigt werden. Diese Kleinreaktormodule sind für den Transport zu einem Standort vorgesehen, an dem mehrere Module zu einer Reaktorgruppe kombiniert werden. Diese Gruppen können entweder aus vielen (6–12) Reaktormodulen bestehen, um eine Leistung zu erzeugen, die mit der eines großen konventionellen Kernkraftwerks vergleichbar ist, oder aus einer kleinen Anzahl (4–6) von Modulen für ein eher dezentrales Netz. Diese Skalierbarkeit ermöglicht auch eine mögliche Zusammenlegung mit Industriestandorten oder Rechenzentren. Konstruktionsmäßig handelt es sich bei den meisten SMRs um verkleinerte Versionen bestehender kommerzieller Reaktorkonstruktionen einschließlich von Druckwasserreaktoren (DWRs), wie sie in konventionellen Kernkraftwerken am häufigsten verwendet werden, wobei der Schwerpunkt der Konstruktion oft auf passiver Sicherheit und einer engeren Integration von Komponenten – wie dem Dampferzeuger – in das Reaktormodul selbst liegt.

Ein erhebliches technisches Problem bei kleineren Reaktoren ist jedoch die schlechtere Brennstoffnutzung. Große Kernkraftwerke sind darauf ausgelegt, den Wirkungsgrad und die Brennstoffnutzung zu maximieren. Die physikalische Grundlage beruht hier auf dem Verhältnis zwischen dem Volumen und der Oberfläche eines Reaktors. Um eine nukleare Kettenreaktion aufrechtzuerhalten, müssen die bei der Kernspaltung freigesetzten Neutronen im Reaktorkern verbleiben, um die Kettenreaktion fortzusetzen, indem sie weitere Spaltungen auslösen. Die Verkleinerung eines Reaktors verringert das Verhältnis von Volumen zu Oberfläche, wodurch mehr Neutronen an die Oberfläche gelangen und aus dem Reaktor „entweichen“ können. Um dies zu kompensieren, beabsichtigen viele SMR-Konzepte, den Grad der Brennstoffanreicherung zu erhöhen, d. h. die Menge der leicht spaltbaren Uranisotope (²³⁵U) im Brennstoff vom üblichen schwach angereicherten Uran (LEU, Low-Enriched Uranium) mit 3–5% ²³⁵U auf Uran im oberen Bereich der schwachen Anreicherung (HALEU, High-Assay Low-Enriched Uranium) mit bis zu 20% ²³⁵U zu steigern.²

Bei NARs wird versucht, die Brennstoffeffizienz mit neuen Arten von Brennstoffen oder Kühlmitteln zu verbessern, die die Neutronenökonomie von Kleinreaktoren optimieren, wie z. B. mit Mischoxid (MOX) oder Urannitrid (UN)-Brennstoffen. Viele dieser neuen Brennstofftypen zielen auch auf eine höhere Anreicherung durch die Verwendung von HALEU ab, worauf sich dieses Kapitel konzentrieren wird. Es werden auch neue Formfaktoren für Brennstoff entwickelt, wie z. B. in eine Graphitmatrix eingebettete keramische Brennstoffpartikel, entweder in Form von tennisballgroßen Kugeln oder „prismatischen“ Brennstoffblöcken. Der Vorteil dieser neuen Brennstoffformen ist die Kompatibilität mit alternativen Kühlmitteln wie beispielsweise Salzschmelzen oder Inertgasen. In den meisten Großkraftwerken wird Leichtwasser als Kühlmittel verwendet, aber da dieses ein sehr guter Neutronenabsorber ist, verlieren DWR-ähnliche Reaktortypen Neutronen an das Wasser. Gase haben jedoch eine geringe Dichte, während die schwereren Elemente, aus denen Salzschmelzen bestehen, weniger Neutronen absorbieren. Diese Kühlmittel haben auch den Vorteil, dass sie höhere Betriebstemperaturen ermöglichen. Normalerweise begrenzt der kritische Punkt von Wasser die Kühlmitteltemperatur. Die alternativen Kühlmittel sind jedoch entweder bereits gasförmig oder haben einen viel höheren kritischen Punkt als Wasser, was Betrieb bei hohen Temperaturen ermöglicht (>400 °C). Höhere Temperaturen erhöhen den thermodynamischen Wirkungsgrad eines Kraftwerks, erzeugen mehr Strom pro erzeugter Wärmeeinheit und sind vorteilhaft für die effiziente Nutzung der Abwärme, z. B. für Fernwärme, Meerwasserentsalzung oder industrielle Prozesse.

Schließlich wird bei einigen NAR-Konzepten erwogen, den Brennstoff während des gesamten Betriebs im Reaktorbehälter zu versiegeln, da die höhere Brennstoffeffizienz aufgrund der höheren Anreicherung und der Optimierung der Neutronenausbeute in Verbindung mit einer geringeren elektrischen Leistung einen langfristigen Betrieb (10+ Jahre) ohne Brennelementwechsel ermöglichen kann. NARs haben ihre technischen Wurzeln in der früheren Reaktorforschung, wobei sie gemeinhin als „Kernkraftwerke der Generation IV“ zusammengefasst werden; da jedoch keines dieser Generation-IVKonzepte kommerziell eingesetzt wurde, sind für NARs noch erhebliche Forschungsund Entwicklungsanstrengungen erforderlich.³

Auswirkungen von HALEU als Kernbrennstoff

Der Hauptunterschied zwischen LEU und waffenfähigem hochangereichertem Uran (HEU) ist der ²³⁵U-Gehalt im Uran, denn nur ²³⁵U ist spaltbar, d. h. in der Lage, die sich schnell vervielfachende Kettenreaktion in einer Kernwaffe aufrecht zu erhalten. Natürliches Uran besteht größtenteils aus ²³⁸U und zu weniger als 1% aus ²³⁵U. In Anreicherungsanlagen werden die Uranisotope getrennt, um angereichertes Uran mit einem höheren Anteil an ²³⁵U zu erzeugen. Die der Produktion von LEU, HALEU oder HEU zugrundeliegenden Trenntechniken sind gleich, aber der für das Erreichen hoher Anreicherung erforderliche Trennungsaufwand ist nicht linear: Die Herstellung von HEU aus HALEU mit 20% ²³⁵U erfordert nur ca. 40% des Trennungsaufwands, der für die Herstellung von HEU aus LEU mit 5% ²³⁵U als Ausgangsmaterial erforderlich ist,⁴ dargestellt in Abbildung 1. Dies erhöht das allgemeine Proliferationsrisiko, da HALEU attraktiver für die Abzweigung zur Waffennutzung ist und weniger Zeit und Ressourcen für die Umwandlung in eine militärische Nutzung benötigt („Breakout Time“). Darüber hinaus deuten frühere Forschungen darauf hin, dass HALEU mit 20% ²³⁵U potenziell zum Bau einer Waffe verwendet werden kann, allerdings wäre solch eine Bombe deutlich größer als die derzeitigen Sprengköpfe.⁵

Eine weitere Überlegung ist die Verfügbarkeit von HALEU. Derzeit ist Russland der einzige kommerzielle Produzent von HALEU, so dass jeder Reaktor auf HALEU-Basis von russischen Exporten abhängig ist. Derzeit investiert das Vereinigte Königreich stark in HALEU-Produktionsanlagen,⁶ und die USA verfolgen ein Programm zur Verfügbarkeit von HALEU.⁷ Es wird jedoch nicht erwartet, dass HALEU aus diesen neuen Anlagen in den nächsten Jahren kommerziell verfügbar sein wird. Falls es bei diesen Programmen zu Verzögerungen käme, wäre die Lieferkette für modulare Kleinreaktoren von einem einzigen Staat abhängig. Das Risiko der Abhängigkeit ist insofern besonders problematisch, da ein einziger Anbieter potenziell politischen Einfluss ausüben kann, was angesichts der gegnerischen Position Russlands im aktuellen geopolitischen Klima unerwünscht ist. Die Umstellung bestehender Anlagen auf HALEU-Produktion wird nicht als Alternative angesehen, da die Annahme einer maximalen Anreicherung von 5% die Konstruktion und die Sicherheitsverfahren der Anlagen geprägt hat und eine Umstellung daher eine umfassende Neubewertung des Betriebs für höhere Anreicherungen erfordern würde.⁸

Eine letzte Überlegung in Bezug auf HALEU ist, dass der Vorstoß in Richtung höher angereicherter kommerzieller Brennstoffe Probleme für die Nichtverbreitungsbemühungen nach sich ziehen könnte. Zum Beispiel wurden dem Iran im Rahmen des JCPOA¹⁰ Beschränkungen auferlegt, indem die iranische Urananreicherung auf 3,67% limitiert wird. Wenn HALEU zum neuen „kommerziellen Standard“ wird, wird die Festlegung von Anreicherungsgrenzen unterhalb des HALEU-Niveaus in internationalen Abkommen wahrscheinlich weniger praktikabel sein.

Nukleare Sicherung und Kernmaterialüberwachung – Herausforderungen für kleine Einrichtungen

Die Pläne für den Einsatz von modularen Kleinreaktoren sehen viele kleinere Nuklearstandorte vor, die möglicherweise zusammen mit einer Anlage betrieben werden, die Strom (z. B. ein Rechenzentrum) oder Wärme (Chemiefabrik, Entsalzungsanlage) benötigt. Die Umstellung auf kleinere Standorte hat unmittelbare Auswirkungen auf die physische Sicherheit der Standorte zur Verwehrung unbefugten Zugangs zu Kernmaterial und das System der Kernmaterialüberwachung zur Aufdeckung der heimlichen Abzweigung von spaltbarem Material. Vorgehensweisen für beide Probleme beruhen traditionell auf dem derzeitigen Modell von Nuklearanlagen: eine relativ kleine Anzahl von Reaktoren und Brennstofflagern an speziellen Standorten mit mehrschichtigen Sicherungsbarrieren rund um die Anlage.¹¹ Die potenzielle Zunahme der Gesamtzahl der Einrichtungen sowie ein kleinerer Sicherungsbereich bedeuten, dass angemessene Verifikations- und Überprüfungsinspektionen mehr Personal und Aufwand erfordern, um die derzeitigen Reaktions- und Entdeckungszeiten aufrechtzuerhalten.

Eine weitere Komplikation, die sich aus der Zunahme von Nuklearstandorten ergibt, ist die Sicherheit und Sicherung bei bewaffneten Konflikten. Während der russischen Invasion in der Ukraine hat die Besetzung des Kernkraftwerks Saporischschja international große Besorgnis ausgelöst.¹² Mit einer größeren Anzahl von Nuklearstandorten steigt auch die Wahrscheinlichkeit, dass Nuklearstandorte ebenfalls in bewaffnete Konflikte verwickelt werden, was zu einem höheren Risiko versehentlicher oder vorsätzlicher Radioaktivitätsfreisetzung führt.

Die gemeinsame Unterbringung mit anderen Einrichtungen sowie der Einsatz an abgelegenen Orten – wie z. B. in Bergbaugemeinden – erhöht die logistischen Anforderungen an eine Kernmaterialüberwachungsbehörde zusätzlich. Dies ist besonders kritisch, da die Internationale Atomenergie-Organisation (IAEO), die das System der Kerrnmaterialüberwachung aufrechterhält, strengen Haushaltsbeschränkungen unterliegt. Eine Strategie zur Entschärfung dieses Problems ist verstärkter Einsatz von Fernüberwachungssystemen für die Kernmaterialüberwachung. Da dies jedoch Datenfernübertragung an die Zentrale der Aufsichtsbehörde erfordert, ist ein möglicher Nebeneffekt eine größere Angriffsfläche für Cyberattacken. Wenn Reaktoren ohne Entsiegelung international zwischen dem Herstellungs- und dem Betriebszustand transportiert werden sollen, dann werden mobile Reaktorkonzepte oder Konstruktionen mit im Reaktorbehälter versiegeltem Brennstoff voraussichtlich neue Inspektionsprotokolle erfordern, was die Frage nach der Verantwortung und Haftung für Materialbuchhaltung oder Diskrepanzen zwischen Inspektionen aufwirft.

Schließlich bedeutet die geringere Größe der vorgeschlagenen SMRs/NARs eine höhere Dichte an Reaktorkomponenten, was Materialproben oder quantitative Messungen erschwert. In ähnlicher Weise bedeuten die für NARs vorgeschlagenen neuen Materialien (Brennstoffkugeln, Flüssigbrennstoff, Salzschmelze als Kühlmittel) auch, dass die derzeitigen Verifikationstechniken möglicherweise nicht auf diese zukünftigen Designs anwendbar sind.¹³

Bessere Sicherungsvorkehrungen und Kernmaterialüberwachung – ab der Konzeption

Die Herausforderungen für die Sicherungsvorkehrungen und die Kernmaterialüberwachung, die sich aus diesen neuen Entwicklungen ergeben, können auf mehreren Ebenen angegangen werden: Erstens sollten zusätzliche Überlegungen zu SMRs und NARs angestellt werden, die ihre Ziele ohne HALEU oder andere Brennstofftypen mit zusätzlichen Proliferationsbedenken erreichen können und keine – oder nur eine moderate – Erhöhung der Anreicherung erfordern. Zweitens müssen Forschung und Entwicklung betrieben werden, um neue Verifikationstechniken für neue Reaktortypen zu entwickeln oder bestehende Techniken anzupassen, damit keine Kapazitätslücken entstehen. Dazu gehört die Entwicklung von Techniken zur schnelleren, zuverlässigeren und präziseren Verifikation des Reaktorbetriebs und der Brennstoffzusammensetzung, um den durch die erhöhte Anzahl von Anlagen bedingten logistischen Zusatzaufwand zu verringern. Drittens besteht, da sich die meisten dieser neuen Reaktorkonzepte noch in der Forschungs- und Entwicklungsphase befinden, die Chance, neue Technologien und regulatorische Anforderungen in den Designprozess zu integrieren. Dies erfordert jedoch eine rechtzeitige Einbindung der Reaktorkonstrukteure und die Unterstützung bestehender Initiativen, z. B. „Safeguards-by-design“ (Kernmaterialüberwachung ab der Konzeption).¹⁴ Idealerweise müssen diese Aspekte von allen Beteiligten während des gesamten Prozesses (Investitionen, Forschung und Entwicklung, Standortauswahl, Standortlizenzen) berücksichtigt werden, wobei im Idealfall die künftigen Nutzer*innen und Betreiber*innen (und nicht nur die Reaktorentwickler*innen) frühzeitig in den Prozess einbezogen werden sollten.