Kernkraftwerk THTR-300

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Kernkraftwerk THTR-300
Trockenkühlturm des THTR-300 (1991 abgerissen)
Lage
Koordinaten	51° 40′ 45,5″ N, 7° 58′ 17,6″ O 51.6792972222227.9715583333333Koordinaten: 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:	September 1989
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
Die Datenquelle der jeweiligen Einträge findet sich in der Dokumentation.

Das Kernkraftwerk THTR-300 (Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor) war ein heliumgekühlter Hochtemperaturreaktor mit einer elektrischen Leistung von 300 Megawatt. Trotz seiner Bezeichnung als Thorium-Reaktor handelte es sich im Wesentlichen um einen auf normaler Uranspaltung basierenden Reaktor: Zwar bestand sein Kernbrennstoff zu 90 % aus Thorium, aber dieses war zu weniger als 30 % an seiner Energieerzeugung beteiligt.

Lage und Nutzung

Er lag im Stadtbezirk Hamm-Uentrop (Stadtteil Schmehausen) der Stadt Hamm in Nordrhein-Westfalen auf dem Gelände des Kraftwerks Westfalen. Nachdem am Versuchsreaktor AVR (Jülich) das Funktionsprinzip des Hochtemperaturreaktors in Kugelhaufen-Bauweise erprobt worden war, wurde der THTR-300 als Prototyp für die kommerzielle Nutzung von Hochtemperaturreaktoren (HTR) gebaut. Er wurde 1983 testweise in Betrieb genommen, 1987 an den Betreiber übergeben und im September 1989 aus technischen, sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Überlegungen nach nur 423 Tagen Vollastbetrieb endgültig stillgelegt. Im gleichen Jahr wurde sein 'geistiger' Vater Rudolf Schulten emeritiert.

Kernphysikalische Grundlagen des THTR

Energiegewinnung

Die Energiegewinnung erfolgt wie in anderen Kernreaktoren durch Kernspaltung, die durch thermische Neutronen herbeigeführt und als Kettenreaktion kontrolliert aufrechterhalten wird. Als Moderator dient Graphit, der hier Bestandteil der Brennelemente (siehe unten) ist. Die Steuerung der Kettenreaktion erfolgt wie bei anderen Reaktortypen durch Steuerstäbe aus neutronenabsorbierendem Material.

Die Besonderheit des Thorium-Hochtemperaturreaktors ist, dass er als Brennstoff nicht nur ²³⁵U, sondern außerdem ²³³U nutzt. Das ²³³U wird aus ²³²Th im laufenden Reaktorbetrieb in den Brennelementen erbrütet und teilweise sofort mitverbrannt; da graphitmoderierte Reaktoren aus neutronenphysikalischen Gründen im Prinzip höhere Abbrände gestatten als konventionelle Leichtwasserreaktoren (aber geringere als schwerwassermoderierte Reaktoren wie CANDU), erhoffte man sich eine insgesamt bessere Ausnutzung von Brennstoff und Brutstoff als in Leichtwasserreaktoren. Da aber die existierenden HTR-Brennelemente aus materialtechnischen Gründen nur begrenzte Abbrände zulassen, kam dieser theoretische Vorteil in der Realität bisher fast nicht zum Tragen. Für einen geschlossenen Brennstoffkreislauf und eine weitgehende Brenn- und Brutstoffnutzung wäre zudem, wie bei anderen Reaktoren, eine Wiederaufarbeitung erforderlich.^[1] Der dem PUREX-Wiederaufarbeitungsprozess für Plutonium analoge THOREX-Prozess für thoriumhaltige Brennelemente wurde zwar entwickelt, aber wegen der bei graphitmoderierten Reaktoren sehr hohen Kosten einer Wiederaufarbeitung nie technisch umgesetzt.

Das THTR-Reaktorkonzept gestattete also die teilweise Ausnutzung des auf der Erde im Vergleich zum Uran wesentlich reichlicher vorhandenen Thoriums zur Energiegewinnung. Thoriumhaltige Brennstoffe sind jedoch nicht auf Kugelhaufenreaktoren beschränkt, sondern können in allen anderen Reaktoren ebenfalls eingesetzt werden.^[1] Ein wesentlicher Nachteil der Thoriumverwendung liegt darin, dass frische Brennelemente leicht abtrennbares waffenfähiges Material enthalten müssen, im Falle des THTR-300 auf 93 Prozent angereichertes ²³⁵U. Das steigende Bewusstsein für Proliferationsgefahren erzwang für die später entwickelten Kugelhaufenreaktorkonzepte die Abkehr vom Thorium und die Verwendung von niedrig angereichertem Uranbrennstoff vorzusehen. Insbesondere beendete US-Präsident Carter schon 1977 die Lieferung von hochangereichertem Uran für Hochtemperaturreaktoren.

Brutprozess

Die Umwandlung des Thoriums in ²³³U lässt sich als folgende Formel schreiben:

$ \mathrm {^{232}_{\ 90}Th\ +\ _{0}^{1}n\ \longrightarrow \ _{\ 90}^{233}Th\ {\xrightarrow[{22,2\ min}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 91}^{233}Pa\ {\xrightarrow[{26,97\ d}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 92}^{233}U} $

In Worten: ein ²³²Th-Atomkern fängt ein thermisches Neutron ein und wird dadurch zu ²³³Th. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von 22,2 Minuten durch Betazerfall in ²³³Pa; dieser Kern geht mit knapp 27 Tagen Halbwertszeit durch einen weiteren Betazerfall in ²³³U über. Das Neutron in der obigen Formel entstammt dem normalen Spaltungsprozess des im Brennstoff enthaltenen ²³⁵U, oder zu einem geringeren Anteil der Spaltung des erbrüteten ²³³U. Das entspricht dem Erbrüten und der Verbrennung des Plutoniums bei Verwendung von ²³⁸U als Brutmaterial im Standardbrennstoff von Leichtwasserreaktoren.

Der THTR erbrütete zwar ²³²U, war aber kein Brutreaktor, da er weniger Spaltstoff erbrütete als er verbrauchte. Die ursprüngliche Absicht, Kugelhaufenreaktoren als thermische Thoriumbrüter zu entwickeln,^[2] scheiterte an den zu hohen Neutronenverlusten in HTR, bedingt u.a. durch seine niedrige Leistungsdichte. Nur maximal etwa 4 % des THTR-Thoriuminventars konnte zur Energieerzeugung genutzt werden, was zu einem Beitrag an der Leistung des Reaktors von knapp 30 % führte. Der überwiegende Teil des Thoriums der Brennelemente war zur Endlagerung vorgesehen. Der THTR arbeitete mit einem Brutverhältnis von nur < 0,5, was seine Charakterisierung als Nahebrüter oder Hochkonverter kaum rechtfertigt. Derzeit wird Thorium international wieder stärker als Brutstoff diskutiert. Allerdings sind Kugelhaufenreaktoren dabei kaum noch involviert, da eine effiziente Thoriumnutzung sowohl einen Brutreaktor als auch eine Wiederaufarbeitung erfordert; beides ist bei Kugelhaufenreaktoren praktisch nicht zu gewährleisten. Aktuell wird daher insbesondere der Flüssigsalzreaktor zur Thoriumnutzung genannt.

Brennelemente und Reaktorkern

Im THTR-300 waren die Brennelemente, in denen sich das Spalt- und Brutmaterial befindet, Kugeln mit sechs Zentimetern Durchmesser und einer Masse von rund 200 g. Diese 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 (coated particles, siehe Pac-Kügelchen) in eine Graphitmatrix eingebettet. Als coated particles wurden im THTR-300 noch zweifach beschichtete Partikel ohne Siliciumcarbid eingesetzt (BISO-coated particles). Diese galten zwar im Vergleich mit den dreifach beschichteten TRISO-Partikeln mit Siliciumcarbid schon ab ca. 1980 als veraltet; aus genehmigungstechnischen Gründen war aber ein Einsatz von TRISO-Partikeln im THTR-300 nicht mehr zu erreichen. Jedes Brennelement enthielt ca. 1 g ²³⁵U und ca. 10 g ²³²Th in Form von Mischoxiden aus beiden Schwermetallen. Die Wahl eines Mischoxidbrennelementes erwies sich als Auslegungsfehler, da bei seiner Wiederaufarbeitung im Unterschied zu den ursprünglichen Erwartungen kein brauchbarer Brennstoff zurückgewonnen werden kann: Aus ²³⁵U entsteht nämlich in einer Nebenreaktion zur Spaltung ²³⁶U, welches sich im Mischoxid nicht mehr vom erbrüteten Brennstoff ²³³U trennen lässt. Wegen des vergleichsweise hohen Einfangquerschnitts von ²³⁶U für thermische Neutronen hätte das aus einer Wiederaufarbeitung von THTR-300 Brennelementen gewonnene Uran damit nicht zur Rückführung in den THTR-300 getaugt.^[3] Versuche, an Stelle eines Mischoxids getrennte Uran- und Thoriumpartikel zu verwenden, um reines ²³³U bei der Wiederaufarbeitung erhalten zu können, kamen nicht über das Experimentierstadium hinaus (feed/breed Konzept) und die fertiggestellte HTR-Wiederaufarbeitungsanlage JUPITER in Jülich konnte daher nie in Betrieb genommen werden. Vor dem Einsatz im THTR-300 wurden ca. 30.000 Brennelemente des THTR-Typs vom Forschungszentrum Jülich im AVR-Reaktor getestet.

Die brennstofffreie Schale ist zusammen mit der Graphitmatrix für die mechanische Festigkeit des Brennelements verantwortlich. Graphit sublimiert erst bei ca. 3.500 °C, d. h. bis nahe dieser hohen Temperatur wird ein Schmelzen der Brennelemente vermieden. Jedoch wird schon oberhalb von 1600°C in erheblichem Umfang Radioaktivität aus den Brennelementen freigesetzt.^[4] Dennoch stellt der Erhalt der mechanischen Stabilität gemeinsam mit der vergleichsweise geringen Leistungsdichte einen begrenzten sicherheitsrelevanten Vorteil gegenüber den in Leichtwasserreaktoren üblicherweise verwendeten Brennstäben dar, die anfälliger für Überhitzungen sind. Allerdings waren die Kugelbrennelemente des THTR-300 brennbar (Entzündungstemperatur ca. 650°C) und ein Unfall mit Luftzutritt in den Reaktor hätte einen Graphitbrand mit hoher Radioaktivitätsfreisetzung zur Folge gehabt.^[5][6] Leckagen des Dampferzeugers mit Wasser/Dampfzutritt in den Kern hätten zu chemischen Reaktionen mit Graphit unter Bildung brennbarer Gase (Wasserstoff und Kohlenmonoxid) geführt.

Der Reaktor THTR-300 enthielt keinerlei Halterungen oder Führungen für die Brennelemente, sondern diese bildeten unter ihrem eigenen Gewicht eine Kugelschüttung (Kugelhaufenreaktor). Dadurch hatte dieser Reaktor den Vorteil, dass sich im Kern nur Materialien befanden, die auch einer Temperatur weit oberhalb der Betriebstemperatur standhalten. Allerdings ergaben sich sehr ungleichmäßige mechanische Belastungen der Kugeln durch das Hineindrücken von Absorberstäben beim Herunterfahren des Reaktors, die zu Kugelbrüchen und ungleichmäßigem Abbrand führten.

Nach der Entnahme aus dem Kern wurde der Abbrand, d.h. der Verbrauch an Kernbrennstoff, eines Brennelementes bestimmt. Da die Abbrandmessung im AVR Jülich nicht befriedigend funktioniert hatte, wurde im THTR-300 ein kleiner Hilfsreaktor mit 3,9 kg hochangereichertem Uran (U/Al-Legierung) verwendet, dessen Leistung sich nach Einschleusen einer Brennelementkugel entsprechend dem Spaltstoffgehalt der Kugel vergrösserte. Je nach Abbrand sollten die Kugeln entweder entnommen, oder an den Kernrand oder in den Bereich der Kernachse zurückgeführt werden.

Die Zahl der Betriebselemente (Brennelemente, Graphit- und Absorberkugeln) im THTR-300-Kern betrug 675.000 Stück. Rechnerisch wurde im Normalbetrieb eine maximale Kerntemperatur (coated particles) von ca. 1050 °C erreicht.^[7] Im Zentrum lagen die Temperaturen aber vermutlich höher, wie Messungen in Heißgassträhnen auswiesen.

Funktionsprinzip des THTR

Im THTR-300 wird durch den Reaktorkern im sogenannten Primärkreislauf Helium unter einem Druck von ca. 40 bar geleitet. Helium als Edelgas hat gegenüber dem konventionellen Wärmeträger Wasser den Vorteil, dass es auch bei erhöhten Temperaturen nicht mit anderen Materialien chemisch reagiert, also selbst keine Korrosion hervorruft. In Helium können Metalle jedoch keine schützenden Oxidschichten aufbauen, was dazu führt, dass aus dem Graphit freigesetzte Verunreinigungen deutliche Korrosionseffekte an Metallen zur Folge haben.^[8] Helium besteht überwiegend aus He-4, das nicht in radioaktive Stoffe umgewandelt werden kann. Natürliches Helium enthält jedoch geringe Mengen an He-3, welches sehr leicht in radioaktives Tritium überführt wird und damit eine wesentliche Tritiumquelle im THTR-300 darstellte. Die Viskosität von Helium nimmt mit steigender Temperatur zu, was die nachteilige Folge haben kann, dass heisse Bereiche schlechter gekühlt werden.

Das Helium nimmt während des Durchströmens des Reaktors die Wärmeenergie des Kernspaltungsprozesses auf und wird durch Kühlgasgebläse in Heißgaskanälen zu den Wärmetauschern (Dampferzeugern) gepumpt. In diesen gibt es die Wärmeenergie an den sekundären Wasserkreislauf ab. Der Primärkreislauf und der Sekundärkreislauf sind also – wie bei einem Druckwasserreaktor − durch metallische Rohrwandungen voneinander getrennt, so dass keine Verbindung zwischen dem radioaktiven Primärkreislauf und dem fast nichtradioaktiven Sekundärkreislauf besteht. Das so auf 250 °C abgekühlte Helium wird daraufhin oberhalb der Dampferzeuger von den Kühlgasgebläsen angesaugt und erneut dem Reaktorkern zugeführt.

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

Der Tertiärkreislauf hat keinen direkten Kontakt zum Sekundärkreislauf. 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 Oberflächenkondensator.

Bau und Betrieb

Vorplanungen gab es ab 1962. Die Erstellung baureifer Unterlagen zum Kernkraftwerk THTR-300 erfolgte 1966-68 durch ein Konsortium unter maßgeblicher Beteiligung des Forschungszentrum Jülich, damals KFA Jülich. Die Planungsarbeiten erfolgten also schon parallel zur Inbetriebnahme des kleineren Kugelhaufenreaktors AVR in Jülich, was negativ zur Folge hatte, dass Betriebserfahrungen des AVR kaum in das THTR-Konzept einfliessen konnten. Diese Eile bei Planung/Baubeginn des THTR-300 war bedingt durch die Ende der 1960'er Jahre erfolgte Markteinführung von Leichtwasserreaktoren, mit denen man gleichziehen wollte. Bauherr des THTR-300 war die 1968 gegründete HKG Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH Hamm-Uentrop, deren Muttergesellschaften 6 mittelgrosse und kleinere regionale Elektrizitätsversorger waren.^[9] 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 sogenannter Block-Type-HTR) in den USA. Da ein Druckbehälter der erforderlichen Größe aus Stahl nicht gebaut werden konnte, wurde er als integrierter heliumdichter Spannbetonbehälter ausgeführt, und für einen Betriebs-Innendruck von etwa 40 bar ausgelegt. Die thermische Leistung des Reaktors betrug 750 Megawatt. Mit dem Bau der schlüsselfertigen Anlage wurde ein Konsortium aus den Firmen BBC, Krupp Reaktorbau GmbH und Nukem beauftragt.^[10]

Fünf Tage vor dem vorgesehenen ersten Spatenstich im Juni 1971 verliess Krupp das Baukonsortium und stellte seine Aktivitäten für Kugelhaufenreaktoren ein, da es in der Firmenleitung u.a. aufgrund von mittlerweile vorliegenden Betriebsergebnissen des AVR (Jülich) ernste Zweifel am Kugelhaufenreaktorkonzept gab. Das führte zu ersten Verzögerungen von 6 Monaten. BBC erwog nach dem Krupp-Ausstieg auch den Umstieg vom Kugelhaufenkonzept zum anspruchsloseren prismatischen Brennelement der US-HTR, was aber auf Widerstand aus Jülich stiess. Aus den projektierten und vertraglich festgeschriebenen fünf Jahren Bauzeit wurden aufgrund technischer Probleme und strengerer Auflagen schließlich fünfzehn Jahre, die Baukosten stiegen von geplanten 690 Millionen auf mehr als vier Milliarden Mark.^[11] Von den Baukosten haben die Bundesregierung 63 % und das Land NRW 11 % getragen.^[12] Ebenfalls aus Steuermitteln stammte der Finanzierungsbeitrag durch die Investitionszulage, der knapp 10 % der Baukosten abdeckte. Eingeweiht wurde das Kraftwerk vom damaligen Bundesforschungsminister Heinz Riesenhuber und am 13. September 1983 zum ersten Mal mit einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in Betrieb genommen. Bereits während der Inbetriebnahmephase traten so viele Probleme auf, dass die Stadtwerke Bremen ihren 5 %-Anteil am THTR-300 zum symbolischen Preis von 1 DM an den HKG-Hauptgesellschafter Vereinigte Elektrizitätswerke Westfalen (VEW) abgaben, um dem Haftungsrisiko zu entgehen.^[13] Es gab später weitere Versuche von Minderheitsgesellschaftern, ihre Anteile an VEW zu übertragen; diese wurden von VEW jedoch zurückgewiesen.^[13] Die Teilgenehmigung der atomrechtlichen Genehmigungsbehörde zum regulären Betrieb wurde erst am 9. April 1985 erteilt. Am 16. November 1985 wurde der erste Strom ins Netz eingespeist. Wegen der erheblichen Störungen schon in der Inbetriebnahmephase verweigerte die HKG bis zum 1. Juni 1987 die Übernahme der Anlage.

Von 1985 bis zur Stilllegung 1989 verzeichnete der THTR-300 nur 16.410 Betriebsstunden mit einer abgegebenen elektrischen Energie von 2.891.000 MWh. Das entspricht 423 Volllasttagen. Die für einen ökonomischen Betrieb erforderliche Arbeitsverfügbarkeit von mindestens 70 % wurde in keinem Betriebsjahr erreicht (1988: 41 %^[14]).

1982 plante eine Firmengruppe aus Brown, Boveri & Cie. 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. Die Elektrizitätswirtschaft lehnte einen Bauauftrag wegen der im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren wesentlich höheren Anlagekosten im gleichen Jahr ab.^[13] Neben dem THTR-300 sollte das Kernkraftwerk Hamm gebaut werden. Der Plan wurde jedoch verworfen. In unmittelbarer Nachbarschaft des THTR-300 liegt das Kraftwerk Westfalen zur Kohleverstromung.

Probleme und Störfälle

Der THTR-300 galt ursprünglich aufgrund des Funktionsprinzips, bei dem keine Kernschmelze auftreten kann, als wesentlich unfallsicherer als andere Reaktortypen. Allerdings wurde bereits 1984 vom Institut für nukleare Sicherheitsforschung des Forschungszentrums Jülich gezeigt, dass ein Kühlmittelverlust im THTR-300 zu sehr hohen Temperaturen führt (2300°C), was auch ohne Kernschmelze eine massive Radioaktivitätsfreisetzung zur Folge hat.^[4] Als nachteilig erwies sich dabei auch der Spannbetonbehälter, da Beton sich beim Erhitzen unter Wasserdampffreisetzung zersetzt und der entstehende Wasserdampf mit dem heißen Graphit chemisch reagiert. Auch gab es Probleme bei der Betriebssicherheit. Unter anderem traten durch die Absorberstäbe, die von oben in den Kugelhaufen hineingedrückt wurden, wesentlich häufiger als vorausberechnet Bruchschäden an den Brennelementen auf. Insgesamt wurden mindestens 18.000 beschädigte Brennelemente gefunden, das waren tausendmal mehr als erwartet. 1988 musste der Reaktor jeweils nach 6 Wochen Betrieb für mindestens eine Woche abgeschaltet und kaltgefahren werden, um defekte Brennelemente aus dem Sammelbehälter zu entfernen. Die hohe Bruchrate war vermutlich eine Folge der in Helium ungünstigen Reibungseigenschaften,^[15][16] die für den THTR-300 nicht hinreichend untersucht worden waren. Durch Ammoniakeinspeisung konnte zwar die Reibung der Absorberstäbe vermindert werden, aber auf Kosten einer unzulässig hohen Korrosionsrate an metallischen Komponenten. Der entstandene Kugelbruch drohte durch Verstopfung von Kühlgasbohrungen im Bodenreflektor die Reaktorkühlung zu verschlechtern; für eventuelle zukünftige Anlagen wurde daher eine weniger zu Verstopfungen neigende Auslegung vorgeschlagen.^[17] Die Isolation des Betons war stellenweise unzureichend, so dass er zu heiß wurde; eine Reparatur war nicht möglich, und der schadhafte Bereich musste regelmäßig inspiziert werden, wozu der Reaktor abgeschaltet werden musste.^[18] Wegen der vorgenannten Reibungsprobleme und möglicherweise wegen des Kugelbruchs flossen die Kugeln nicht so wie erwartet, sondern im Zentrum um einen Faktor 5 bis 10 schneller als am Rand. Das führte dazu, dass der Reaktor im unteren Zentrum um mindestens 150°C zu heiß wurde.^[19] Vermutlich durch überheiße Gassträhnen wurden 36 Haltebolzen der Heißgasleitung beschädigt, so dass sie brachen (1988).^[20] Eine Kugelentnahme war nur bei verringerter Leistung möglich und konnte daher nur sonntags vorgenommen werden. Außerdem war die Herstellung der Kugelbrennelemente nicht garantiert und deren Wiederaufbereitung ökonomisch nicht vertretbar. Daher wurden die mittlerweile aufgegebenen^[21] Hochtemperaturreaktoren in Südafrika ohne Wiederaufarbeitung geplant. Dieser Nachteil sollte durch einen etwas höheren Abbrand, d. h. eine bessere Ausnutzung des vorhandenen Kernbrennstoffs im Vergleich zu den üblichen Abbränden in leichtwassermoderierten Reaktoren, teilweise kompensiert werden.

Ein Störfall mit Freisetzung von Radioaktivität am 4. Mai 1986^[22][23][24] führte zunächst zu einer Phase des Stillstands der Anlage. Bei dem Störfall wurde aus der Anlage über den Abluftkamin innerhalb eines kurzen Zeitraums eine größere Menge von radioaktiven Aerosolen, nämlich radioaktiver Staub aus Kugelabrieb und -bruch, emittiert.^[25] Dies fiel am folgenden Tag auf. Im gleichen Zeitraum stieg wegen der Katastrophe von Tschernobyl die Radioaktivität in der Umgebung an.^[26] Daher wurde der Anstieg der Radioaktivität im Umkreis des Kernkraftwerks zunächst nicht in Zusammenhang mit dem Störfall gestellt, zumal der Betreiber in einem Eilbrief an alle NRW-Landtagsabgeordneten jede Unregelmässigkeit abstritt. Allerdings hatte ein anonymer Informant aus der Belegschaft des THTR-300 die Aufsichtsbehörden über eine verheimlichte radioaktive Emission am 4. Mai 1986 informiert.^[23] Erst als ²³³Pa in der Umgebung des THTR-300 detektiert wurde (zuerst durch Dietrich Grönemeyer), welches nur aus dem Thorium der zerbrochenen Kugeln des THTR-300, nicht aber aus Tschernobyl stammen konnte, wurde klar, dass es aus dem THTR-300 signifikante radioaktive Emissionen in die Umgebung gegeben haben musste. Am 30. Mai 1986 teilte das Öko-Institut mit, dass etwa 75 % der Aktivität in unmittelbarer Nähe des THTR auf diesen selbst zurückzuführen seien. Am 3. Juni 1986 wurde der THTR durch eine atomrechtliche Weisung der Düsseldorfer Aufsichtsbehörde bis zur Aufklärung stillgelegt. Am selben Tag erklärten die Betreiber schließlich, Ursache der Freisetzung von Radioaktivität sei eine Fehlsteuerung in der Beschickungsanlage des Reaktors gewesen.^[27] Die Auswertung des Aerosolfilters ergab, dass in der Woche vom 28. April bis 4. Mai 1986 zirka zwei Drittel der Aerosol-Aktivität emittiert wurde, die gemäß den Festlegungen des Genehmigungsbescheids innerhalb von 180 aufeinanderfolgenden Kalendertagen abgegeben werden durfte.^[25] Diese Emissionswerte sind aber nur begrenzt sicher, da die eigentliche Emissionsmessung am Kamin während der Staubemission am 4. Mai 1986 für einige Stunden nicht in Betrieb war. Die Betreiber hatten zunächst behauptet, es habe sich um eine normale Abgabe von Radioaktivität im Rahmen des Genehmigungsbescheids gehandelt. Am 13. Juni 1986 wurde die Stilllegungsverfügung mit Auflagen aufgehoben. Von THTR-Gegnern wird vermutet, dass die HKG den Störfall verheimlicht hatte in der Hoffnung, er könne wegen der Radioaktivität aus Tschernobyl nicht nachgewiesen werden; Motiv für ein Verheimlichen könnte gewesen sein, dass der Störfall auf einige Schwachstellen bei Kugelhaufenreaktoren hinweist, nämlich radioaktiven Staub, Kugelbruch und ein fehlendes Volldruckcontainment. Dieser Störfall, insbesondere die Versuche ihn zu verheimlichen, und die daraus resultierende intensive Berichterstattung in den Medien verschlechterten das bis dahin positive Bild von Kugelhaufenreaktoren in der deutschen Öffentlichkeit erheblich.

Stilllegung und sicherer Einschluss

Während der Stillstandsphase ab September 1988 wegen gebrochener Haltebolzen in der Heißgasleitung übermittelte die HKG Ende November 1988 ein "vorsorgliches Stilllegungsbegehren" an Bundes- und NRW-Landesregierung, um auf ihre prekäre finanzielle Lage aufmerksam zu machen: Anders als prognostiziert hatte sich der Betrieb des THTR-300 als hochdefizitär herausgestellt und die finanziellen Reserven der HKG waren weitgehend aufgebraucht. Ohne dauerhafte Lösung dieser finanziellen Probleme sah die Aufsichtsbehörde die Voraussetzungen für einen THTR-Weiterbetrieb nicht mehr als gegeben an und der Reaktor blieb abgeschaltet. Im Sommer 1989 geriet die HKG dann an den Rand der Insolvenz^[28] und musste, da die Muttergesellschaften der HKG keine weiteren Zahlungen leisten wollten, durch die Bundesregierung mit 92 Mio. DM gestützt werden.^[29] Zudem war die THTR-Brennelementefabrik in Hanau 1988 aus Sicherheitsgründen stillgelegt worden. Mit den vorhandenen Reserven stand daher nur noch Brennstoff für zwei Jahre Betrieb zur Verfügung. Wegen des erheblichen, auch ökonomischen Risikos des THTR-Betriebes hielt der Betreiber jedoch auch für einen nur zweijährigen Auslaufbetrieb zusätzliche Rücklagen von 650 Mio. DM für erforderlich^[28], da ein entsprechender Anstieg der Defizite bis 1991 erwartet wurde. Der Wirtschaftsprüfer Treuarbeit gab eine mittelfristig ungünstige ökonomische Prognose zum THTR-300 ab. Verhandlungen zwischen Bundesregierung, dem Land Nordrhein-Westfalen und der Elektrizitätswirtschaft zu diesen Rücklagen scheiterten, da weder das Land Nordrhein-Westfalen noch die Elektrizitätswirtschaft wesentliche Beiträge dazu leisten wollten. Aufgrund von wirtschaftlichen, technischen und sicherheitstechnischen Überlegungen sowie wegen des geschwundenen Interesses der Energiewirtschaft an Kugelhaufenreaktoren^[28][20] wurde dann am 1. September 1989 die Stilllegung des THTR-300 beschlossen, die dann am 26. September 1988 von der HKG gemäss Atomgesetz bei der Aufsichtsbehörde beantragt wurde. Die HKG schlug 1989 Bund und Land NRW vor, den THTR nach dem sicheren Einschluss an das Forschungszentrum Jülich zum Rückbau zu übereignen.^[30] Da das faktisch einem Abwälzen der Entsorgungsverantwortung gleichgekommen wäre, wurde der Vorschlag nicht umgesetzt.

Von Oktober 1993 bis April 1995 wurden die Brennelemente in 305 Brennelementbehältern vom Typ Castor in das Transportbehälterlager Ahaus transportiert. 2 Castoren enthalten die Brennelemente des THTR-Hilfsreaktors zur Abbrandmessung. Wegen der kurzen Betriebszeit wurde nur ein mittlerer Brennelementabbrand von ca. 5.2 % fima erreicht (Zielwert 11.4 % fima).^[31] Daher ist das hochangereicherte Uran nur unvollständig verbraucht und es ist ein deutliches Proliferationsrisiko bei den entladenen THTR-Brennelementen zu vermuten. Es werden noch ca. 1^[31] bis 1,6 kg Spaltstoff (entsprechend 2000 bis 3000 Brennelementen) im entleerten Reaktor vermutet. Es ist noch unklar, wo die grosse Zahl von zerbrochenen Kugeln, die während des Betriebs anfielen, verblieben sind. Die nicht verbrauchten, frischen 362.000 THTR-Brennelemente wurden in der schottischen Wiederaufarbeitungsanlage Dounreay aufgearbeitet und das hochangereicherte Uran wurde nach Deutschland zurückgebracht.^[32] Der Reaktor selbst wurde bis 1997 in den sogenannten „sicheren Einschluss“ überführt^[33] und verursacht weiter Kosten in Höhe von 6,5 Mio. € jährlich. Obwohl diese Kosten bis 2009 ausschließlich von der öffentlichen Hand getragen wurden, erhielten die Eigentümer von der EU Steuervergünstigungen für die Stilllegung; wegen eines laufenden Verlängerungsantrags für diese Steuervergünstigungen kam es 2011 zu einer politische Kontroverse.^[34] Der Reaktor enthält noch ca. 390 Tonnen radioaktive Anlagenbauteile. Frühestens 2027, nach Unterschreiten der relevanten Grenzwerte, kann endgültig mit dem Abriss begonnen werden, für den ca. 20 Jahre veranschlagt werden. Die Kosten für die Entsorgung^[35] ohne Endlagerung wurden 2007 vom Eigentümer mit ca. 350 Mio € veranschlagt^[36], mittlerweile (2011) werden 1 Mrd € angegeben.^[37]

Mikrokügelchen in der THTR-Umgebung

2011 wurden in der Umgebung des THTR Mikrokügelchen entdeckt, die teilweise den coated particles des THTR-300 ähneln.^[38] Analysen der NRW-Untersuchungsämter konnten aber keine Radioaktivität, insbesondere Thorium, in den Mikrokügelchen nachweisen.^[39][40] An den Messmethoden der Untersuchungsämter wird jedoch Kritik geäussert.^[41][42]

Auswirkungen der Stilllegung auf die HTR-Entwicklung

Die Probleme und die Stilllegung des THTR-300 führten zum weitgehenden Ende der Kugelhaufenreaktorentwicklung in Deutschland. Verhandlungen zur Markteinführung des bei Siemens entwickelten HTR-Modul (200 MWth) mit dem Chemiekonzern Hoechst, dem Chemiekombinat Leuna/DDR, dem US-Verteidigungsministerium (für eine Anlage zur Erzeugung von Tritium für nukleare Wasserstoffbomben) und der Sowjetunion scheiterten vor dem Hintergrund des THTR-300; ein standortunabhängiges Genehmigungsverfahren für den HTR-Modul in Niedersachsen wurde vom Antragsteller, dem Energiekonzern Brigitta & Elwerath, 1988 ergebnislos abgebrochen. Die Firma Hochtemperatur-Reaktorbau (HRB) wurde daraufhin aufgelöst, ebenso die bei Siemens/Interatom vorhandenen Firmenteile zur HTR-Entwicklung. Es verblieb lediglich eine kleine Firma zur Vermarktung des aufgebauten HTR-know-hows. Die Brennelemententwicklung bei Nukem wurde eingestellt. Die Kernforschungsanlage Jülich wurde in Forschungszentrum Jülich umbenannt und die HTR-Forschungsbereiche wurden 1989 auf 50 Personen reduziert, mit kontinuierlich sinkender Tendenz. Es gelang den Kugelhaufenbefürwortern ab 1988 jedoch, das know-how nach Südafrika und China zu transferieren - trotz damals geltender Embargos gegen diese Länder. In Südafrika war ursprünglich auch ein kleiner Kugelhaufenreaktor (500 kW) für militärische Zwecke (Atom-U-Boot) geplant^[43][44], was in Zusammenhang mit den Atomwaffen der Apartheidregierung zu sehen ist^[45]; nach dem Ende der Apartheid wurde daraus ein vollständig ziviles Projekt, das aber 2010 endgültig scheiterte. In China wurde ein kleiner Kugelhaufenreaktor (HTR-10) nahe Peking gebaut. Seit 2005 ist der HTR-10 nur noch selten in Betrieb, was von Kugelhaufenbefürwortern auf die Priorisierung des größeren Nachfolgereaktors HTR-PM zurückgeführt wird, von Kritikern aber mit technischen Problemen beim Kugelumwälzen in Verbindung gebracht wird.

Aufgrund der sehr reservierten Haltung der deutschen Energieversorger und der reaktorbauenden Industrie gegenüber Kugelhaufenreaktoren, die wesentlich durch den Misserfolg des THTR-300 verursacht ist, hat es nach dem THTR-300 keinerlei Renaissance dieser Technologie in Deutschland gegeben. Dennoch gibt es in Deutschland für Kugelhaufenreaktoren noch eine Lobby, zu der u. a. Eigner des Werhahn-Konzerns^[46], die LaRouche-Bewegung^[47], einzelne konservative Politiker speziell aus Nordrhein-Westfalen^[48][49] und nationalkonservative Kreise^[50][51] zählen. Versuche dieser Lobby, nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima die Kugelhaufentechnologie unter dem Motto "Umsteigen (auf angeblich sichere Kugelhaufenreaktoren), statt Aussteigen" neu zu beleben, verpufften ohne nennenswerte Resonanz. Strittig innerhalb der Kugelhaufenlobby ist die Bewertung des THTR-300: Während eine Gruppe große technische Schwierigkeiten beim THTR-300 und ihren Einfluss auf die Stilllegung einräumt sowie ein prinzipiell anderes Konzept verlangt^[18], sehen andere im THTR-300 insgesamt einen Erfolg und sprechen von "rein politisch bedingter Stilllegung"^[52]. Dagegen spricht, dass seit Jahren weltweit kein neuer Kugelhaufenreaktor im Dauerbetrieb gehalten werden konnte.

Trockenkühlturm

Der THTR-300 war mit dem damals größten Trockenkühlturm der Welt ausgerüstet. Am 10. September 1991 wurde der Kühlturm gesprengt. Der Plan, ihn als technisches Denkmal zu erhalten, scheiterte an den Kosten.

Technische Daten[53]
Bauart	Trockenkühlturm
Basisdurchmesser	141 m
Oberkante Seilnetzmantel	147 m
Höhe der Lufteintrittsöffnung	19 m
Höhe des Mastes	181 m
Durchmesser des Mastes	7 m
Wassermenge	31.720 m³/Stunde
Warmwassertemperatur	38,4 °C
Kaltwassertemperatur	26,5 °C

Daten des Reaktorblocks

Reaktorblock[54]	Reaktortyp	Netto- leistung	Brutto- leistung	Baubeginn	Netzsyn- chronisation	Kommer- zieller Betrieb	Abschal- tung
THTR-300	Thorium-Hochtemperaturreaktor	296 MW	308 MW	01.05.1971	16.11.1985	01.06.1987	29.09.1988

Technische Daten[55][56]	THTR-300
thermische Leistung	759,5 MW
elektrische Leistung	307,5 MW
Wirkungsgrad	40,49 %
Mittlere Leistungsdichte	6 MW/m3
Reaktorkern Höhe/Durchmesser	6 m / 5,6 m
Spaltstoff	233U
Höhe Reaktordruckbehälter	25,5 m
Durchmesser Reaktordruckbehälter	24,8 m
Masse des Spaltstoffs	344 kg
Brutstoff	232Th
Masse des Brutstoffs	6400 kg
Spaltstoffanteil am Schwermetall-Einsatz	5,4 %
Absorbermaterial	B4C
Kühlmittel	He
Eintrittstemperatur	250 °C
Austrittstemperatur	750 °C
Druck	39,2 bar (3,92 MPa)
Arbeitsmittel	H2O
Speisewassertemperatur	180 °C
Frischdampftemperatur	530 °C
Frischdampfdruck	177,5 bar (17,75 MPa)

Siehe auch

• Liste der Kernkraftwerke
• Liste der Kernreaktoren in Deutschland
• Liste meldepflichtiger Ereignisse in deutschen kerntechnischen Anlagen

Einzelnachweise

Literatur

• Gas-chromatographische Überwachung des Extraktionsmittels bei der Wiederaufarbeitung von HTR-Brennelementen (1975)

Weblinks

• Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH Internetauftritt der Betreiber
• Verbaut, verschweißt, vergessen. 1,5 Kilo Atomschrott unter fünf Metern Beton: Der 1989 abgeschaltete Thorium-Hochtemperaturreaktor in Hamm-Uentrop ist sein eigenes Zwischenlager Artikel in: die tageszeitung, 1. Februar 2005
• Kühlturm des Kernkraftwerks Hamm-Schmehausen. In: Structurae.
• http://www.thtr-a.de/ - Sichtweise der THTR-Gegner