Afaik könnte man in aktuellen Reaktoren 4-5% des U235 und man nutzt praktisch 2-3% (danach sinkt die Leistung einfach). Mit Wiederaufbereitung erreicht man also schon ein vielfaches deiner 1%, wenn man sie auf U235 bezieht. Wie weit es sich noch steigern lässt bzw. aber wann der Aufwand zur Wiederaufbereitung den Nutzen auffrisst, wäre eine erstmal zu klärende Frage - 100% erreicht quasi kein technischer Prozess und die Grenzen zur Wirtschaftlichkeit liegen i.d.R. noch einmal deutlich tiefer.
Wenn du die 1% gar auf das gesamte Uran beziehen möchtest, dürfte man sogar weit, weit unter 1% liegen, denn schließlich gehen die 99% U238 direkt in den Müll (oder in Munition ), weil sie ohne schnellen Brüter nicht zu gebrauchen sind.
Gängige Leichtwasserreaktoren nutzen etwa 70% des Uran 235 und erbrüten etwa 2% des Uran 238 zu Plutonium von dem etwa die Hälfte gespalten wird.
In Relation zu Natururan mit 0,72% U235 und etwa 99,28% U238 wird also etwas mehr als 1% des Urans genutzt. Mit Wiederaufbereitung (ohne Brüter) kann man die Brennstoffausnutzung im Idealfall etwa verdoppeln. Mit einem Brüterkreislauf kann man aber das gesamte U238 zu Plutonium brüten und spalten.
Blöd nur, dass Containments gerne mal undicht werden (Fukushima, Tschernobyl, TMI,...) und kein einziger der bisher problematischen Reaktoren je so konstruiert wurde, dass ein "Leck im Primärkreislauf wahrscheinlich ist".
Sichere Designs zeichnen sich dadurch aus, dass es ein zuverlässiges sekundäres (und, gerade bei kerntechnischen Anlagen, tertiäres+) Sicherheitssystem gibt, dass die Umgebung auch dann noch zuverlässig schützt, wenn bei der primären Eindämmung irgendwas nicht ausreichend berücksichtigt wurde. Menschen machen nunmal Fehler (und ökonomisch denkende noch mehr).
In TMI wurde das Containment nicht undicht, in Tschernobyl gab es keines. In Fukushima... na ja es ist zumindest teilweise -unter erheblichem Überdruck- Gas/Dampf ausgetreten.
Viele flüssigmetallgekühlte (Brut-)Reaktoren sind so konstruiert das sich der gesamte Primärkreislauf im Reaktordruckbehälter befindet (Poolbauweise). Der gesamte Primärkreislauf ist also in ein Bauteil, den Reaktordruckbehälter, integriert und die Dichtigkeit und Schwachstellenlosigkeit eines einzelnen, mechanisch nur geringfügig belasteten Bauteils lässt sich leicht sicherstellen. Um die Dichtigkeit auch bei einer Kernschmelze sicherzustellen haben viele der Reaktoren einen Kernfänger, andere sind so konstruiert das der Kern durch passive Abfuhr der Nachzerfallswärme auf einer Temperatur gehalten werden kann die ein Durchschmelzen des RDBs unmöglich macht.
Um den Schaden bei einem primären Natriumleck zu minimieren ist der Reaktordruckbehälter auch oft zweischalig ausgeführt, der Zwischenraum zwischen den Behältern ist mit Inertgas (meist Argon) unter leichtem Unterdruck gefüllt. Die Hülle des RDB ist also praktisch redundant.
Bei einem Reaktor in Loop Bauweise kann man im Fall des Falles einer gebrochenen Loopleitung diese Abschalten und den Kühlmittelverlost so begrenzen sodass der Kühlmittelverlust begrenzt wird. Ein solcher Natriumbrand an einer Leitung wäre auch durch seine räumliche Entfernung zum RDB nicht zwingend eine Gefahr für dessen Integrität, zumindest bei einer geeigneten Bauweise.
Ein Auslaufen und ein Brand einer begrenzten Menge Primärnatrium muss keine Katastrophe sein wenn der Brand schnell genug gelöscht werden kann oder an einer Stelle ausbricht an der er keinen Schaden anrichten kann, denn das Verbrennungsprodukt Natriumoxid ist ja nicht gasförmig, kann entsprechend leicht am Verlassen des Containments gehindert werden die Radioaktivität des Natriums ist bei einer Halbwertszeit von knapp 16 Stunden nach etwa einer Woche praktisch vollständig abgeklungen.
Salze haben Korrosionsprobleme, Quecksilber und das bei Wismutkühlung entstehende Polonium wären definitiv kein Fortschritt und Blei wird seitens der Betreiber abgelehnt, weil es den Reaktor ziemlich schnell zu einem nutzlosen Metallblock macht, wenn er dann doch mal auskühlen sollte. (Was so ganz nebenbei dann auch eine enorm große -quasi nicht transportierbare- Masse Atommüll darstellt und somit für einen "sauberen" Atomenergiekreislauf unbrauchbar ist.)
Die Korrosionsprobleme von Flüssigsalzen hat man heute mit geeigneten modernen Legierungen genauso im Griff wie von Blei und Blei/Wismut.
Das Erstarren von Blei bei fehlender Kühlung ist ein oft überschätztes (da hier unsachlicher Weise die Reaktoren der Sowjetischen Jagd-U-Boote der Alpha-Klasse als Referenz herangezogen werden welche natürlich anders konzipiert sind als die Reaktoren in einem Kraftwerk) Problem da sich der Kern in einem Kraftwerk ja leicht über Heizdrähte und ähnliches heizen lässt; die Notwendigkeit des (stärkeren) Heizens ist hier neben der Notwendigkeit des Einsatzes teurerer Strukturmetalle eher ein wirtschaftlicher Nachteil gegenüber Natrium. Vorteile gibt es aber, wie gesagt, auch unabhängig von der Sicherheitsthematik.
Ein Vorteil von Blei ist auch das es im Gegensatz zu Natrium keinen positiven oder je nach Kerndesign sogar einen negativen Temperatur- und Voidkoeffizienten gibt da es Neutronen im schnellen Spektrum kaum absorbiert dafür aber reflektiert.
Vorteile von Blei:
-Geringere Neutronenabsorption (ermöglicht höheren Brutfaktor -> wirtschaftlicher)
-Neutronenreflektor
-kein positiver Temperaturkoeffizient
-negativer Voidkoeffizient bei geeigneter Kernauslegung
-Bei geeigneter Kernauslegung wird der Kern bei einem Kühlmittelverlust durch den Wegfall der Reflektion unterkritisch
-Höherer Siedepunkt (das ist einerseits ein Sicherheitsvorteil und ermöglicht andererseits höhere Betriebstemperaturen -> höhere Thermische Effizienz und mehr Anwendungsmöglichkeiten im Bereich der Prozesswärmenutzung)
-Höherer Schmelzpunkt (erstarrt bei Lecks)
-Nicht brennbar (das ist auch ein wirtschaftlicher Vorteil da man so den sekundären Flüssigmetallkreislauf und Inertisierung einsparen kann, auch die Handhabung der Brennelemente, das Be- und Entladen ist einfacher)
-Reagiert nicht unter Wasserstoffbildung mit Wasser (das ist auch ein wirtschaftlicher Vorteil da man so den sekundären Flüssigmetallkreislauf einsparen kann)
-Wird kaum aktiviert (Vorteil bei Wartungen am Primärkreislauf)
-Schirmt Gammastrahlung ab (Vorteil bei Wartungen am Primärkreislauf)
Nachteile:
-höherer Schmelzpunkt (schwerer zu handhaben)
-Korrosion im Vergleich zu Na problematischer
-etwas geringere Wärmeleitfähigkeit
-etwas geringere elektrische Leitfähigkeit (magnetohydrodynamische Pumpen ineffizienter)
Wismut als Legierungsbestandteil für das Blei entschärft den Nachteil des hohen Schmelzpunkts etwas aber dafür erhöht es die Neutronenabsorption und verschlimmert die Korrosion, Wismut hat auch eine Dichteanomalie und dehnt sich beim Erstarren aus was in diesem Fall zu schweren Schäden führen kann. Wismut ist bei hohen Temperaturen auch (wenn auch schlecht) brennbar.
Das Quecksilber hauptsächlich aufgrund des niedrigen Siedepunktes und der im Vergleich zu den Alternativen größten Korrosionsprobleme nicht das Gelbe vom Ei ist denke ich auch.
Es gibt Überlegungen, dass ein schneller Brutbetrieb mit solchen Reaktoren möglich aber höchstwahrscheinlich ineffizient und teuer wäre.
Das sind zweimal "vielleicht" (Und Milliarden € Forschungsaufwand, die in alternativen Energien gut angelegt wären) für ein nicht wirklich berauschendes Ergebnis.
Das denke ich nicht; der schnelle superkritische Wasserreaktor nutzt einen sehr kompakten Kern sodass die Wassermenge im Kern nicht ausreicht um die Neutronen stark zu moderieren. Ein kompakter Kern hat natürlich auch wirtschaftliche Vorteile da der RDB so kompakter und damit billiger gebaut werden kann. Von einem schnellen Reaktor zu einem Brutreaktor ist es kein weiter Weg. Um die Moderationswirkung und die Neutronenabsorption erheblich zu reduzieren könnte man auch schweres Wasser als Kühlmittel nutzen.
Ob schnelle superkritische Wasserreaktoren anderen Generation IV Reaktorkonzepten im Bezug auf Wirtschaftlichkeit und Sicherheit überlegen sind ist damit aber natürlich nicht gesagt.
Diese Konzepte steigern aber nur die in Frage kommende Brennstoffmenge - sie lösen nicht das Problem der Abfallmassen. Sinnvolle Transmutationskonzepte sind bislang nur für schnelle Reaktoren in Überlegung (und ob sie funktionieren wäre noch zu beweisen).
Die Abfallmenge kann auch bei der Kombination von SNRs und Leichtwasserreaktoren reduziert werden indem man in der Wiederaufbereitung die minoren Aktinoiden sowohl aus den Leichtwasserreaktoren als auch aus den SNRs abtrennt und zu TUMOX (oder gegebenenfalls metallischen Transuran-Uran) Brennelementen verarbeitet die dann in den schnellen Brütern transmutiert bzw. verbrannt werden. Am Ende bleiben so (fast) nur die Spaltprodukte für die Endlagerung. Durch den Einsatz von Leichtwasserreaktoren muss eben die Anzahl der TUMOX Brennelemente in den SNRs erhöht werden.
In Tschernobyl gab es kein geeignetes Reaktorschutzsystem, die Steuerstäbe konnten nur mit 40cm/s bewegt werden und waren so konstruiert das sie bei einem Einfahren nicht sofort absorbierend wirken (was in dieser Form bei einem SNR gar nicht möglich ist!) und es gab kein richtiges Notabschaltsystem oder eigene Notabschaltstäbe. Nein, nicht wie in Tschernobyl.
Was zu hohen mechanischen Belastungen führt, keinerlei Verkanten verträgt und vor allem nur sehr wenig Einfluss auf die Kritikalität hat. Mit einem Sicherheitsgewinn im Sinne eines wasser-moderierten Reaktors, der bei Überhitzung jegliche Fähigkeit zur Kritikalität verliert (zumindest bis eine Kernschmelze eintritt), sondern eher nur eine Erleichterung des Regelprozesses: Der Reaktor ist in einem metastabilen Zustand, aus dem er von alleien nicht weg sollte. Afaik ist es aber sehr wohl möglich, ihn z.B. durch zu schnelles Hochfahhren oder durch insgesamt zu hohe Temperaturen oder eben bei Defekten in einen Zustand zu bringen, in dem er die Lücke einfach überspringt.
Nicht umsonst ist beim PRISM die Fähigkeit zur passiven Kühlung ein elementarer Bestandteil des Sicherheitskonzeptes. Würde man die Stäbe ungekühlt heiß werden lassen, würde die Ausdehnung afaik nicht mehr reichen bzw. das Konzept der Brennstäbe selbst (Treibstoff und zu Bebrütendes Material im Stahlrohr - das innere kann flüssig werden und sich soweit ausdehenen, dass es den Kernbereich verlässt) würde scheitern (weil irgendwann halt auch der Stahl schmilzt).
Aber die Flüssignatriumkühlung wolltest du ja zur Lösung des ersten Sicherheitsproblems abschaffen, also wird das nichts mit passiver Kühlung und höchster Leistungsdichte...
Die Brennstabhüllen des PRISM/IFR sind so konzipiert das das Ausdehnen der Brennstäbe toleriert werden kann, zwischen den Stäben und dem Hüllrohr ist ein Wenig Platz um das Ausdehnen zuzulassen, dieser Zwischenraum ist mit im Betrieb flüssigen Natrium gefüllt. Inwieweit Verkanten ein Problem sein soll verstehe ich auch nicht.
Die Fähigkeit der passiven Nachwärmeabfuhr beim PRISM dient nicht der Verhinderung eines Reaktivitätsunfalls sondern der Verhinderung einer Kernschmelze durch Nachzerfallswärme.
Bei einem Reaktivitätsunfall in einem Flüssigmetallgekühlten Reaktor kommt es bei einem geeigneten Kerndesign schlimmstenfalls dazu das die Hüllen einzelner Brennstäbe so weit zerstört werden das sie aus dem Kern fallen womit die Reaktion in jedem Fall gestoppt wird. Eine Dampfexplosion kann durch den hohen Siedepunkt des Kühlmittels praktisch ausgeschlossen werden.
Beim PRISM gibt es auch ein weiteres innovatives Notabschaltsystem: Steuerstäbe werden von Magneten gehalten die beim Überschreiten der Curietemperatur dieser Magneten aus dem Kern fallen- bevor es zu einem gefährlichen Druckanstieg kommen kann.
Der Prism ist tatsächlich so aufgebaut das folgende Störfälle im Rahmen seiner Auslegung toleriert werden können ohne das es zu größeren Schäden kommt:
-Aktives Herausziehen aller Steuerstäbe im Betrieb
-Verlust des sekkundären Kühlkreislaufs im Betrieb ohne (aktive) Notabschaltung
-(dauerhafter) Verlust der sekkundären Kühlung bzw. der normalen Wärmesenke und Verlust der primären Umwälzpumpen ohne (aktive) Notabschaltung
-Leck im Reaktorbehälter (auch wenn es parallel zu genannten Störfällen auftreten sollte)
-allgemein dauerhafter Verlust der gesamten Energieversorgung und der gesamten aktiven Steuerung der Anlage
Das ist ein Sicherheitsniveau das mindestens mit dem eines Generation III Leichtwasserreaktors wie dem EPR oder dem AP-1000 vergleichbar ist. Ein Störfall mit einer Freisetzung größer Mengen von Radioisotopen in die Umwelt ist im großen und ganzen nur denkbar wenn das gesamte Reaktorgebäude, der Reaktorbehälter und das Containment durch äußere Einwirkung schwer beschädigt werden. Um das zu verhindern ist die Reaktorsektion mit dem Primärkreislauf komplett unterirdisch gelagert. Eine schwere Beschädigung des darüber liegenden Reaktorgebäudes könnte zwar die Kamine der passiven Notkühlung bzw. Hilfskühlung zerstören aber diese sind nicht nur stabil konstruiert sondern auch noch vierfach redundant ausgelegt und räumlich getrennt, die Zerstörung von zumindest einem der Kamine kann toleriert werden.
Iirc scheitern Flüssigkeitsreaktoren entweder daran, dass die Schmelze zu korrosiv ist, oder so heiß, dass man sie nicht sicher einfassen kann.
Beide Probleme hat man mit modernen Werkstoffen mittlerweile im Griff. Für Flüssigsalzreaktoren mit relativ niedrigen Betriebstemperaturen kommen vor allem Nickelbasislegierungen in Frage, für höhere Temperaturen sowie auch Flüssigmetallkernreaktoren Molybdän- und Wolframbasislegierungen. Bei der Herstellung und Verarbeitung solcher Werkstoffe gab es in den letzten Jahren enorme Fortschritte (Elekronenstrahl- und LASER-Schweißen, LASER-Sintern, SLM, LASER-Glättung von Sinterwerkstoffen, neuartige Werkstoffe für Hochtemperatur-Gussformen, diverse Fortschritte bei Frästechniken...). Auch keramische Materialien und Oberflächenbeschichtungen können zum Teil genutzt werden (auch um Kosten gegenüber diesen teuren Metallen zu sparen).
Allerdings haben Flüssigkernreaktoren diverser Sorten noch andere Probleme und vor allem haben sie noch sehr viel Entwicklungsarbeit vor sich, etwa im Bereich der kontinuierlichen Aufbereitung des flüssigen Kerns bevor man auch nur daran denken kann wirtschaftliche Anlagen zu bauen (wobei nicht sicher ist ob das in absehbarer Zukunft überhaupt möglich ist). Es gibt auch sehr viele Konzepte für solche Reaktoren die sich in ihrer Auslegung stark unterscheiden, man müsste auch im Rahmen von Versuchsanlagen die wirtschaftlichsten und effektivsten Varianten finden. Dennoch sollte man meiner Meinung nach an der Entwicklung dieser Reaktoren arbeiten denn aus heutiger Sicht haben sie das Potential viele grundlegende Probleme anderer Reaktortypen zu lösen und sehr kompakte und wirtschaftliche Anlagen zu ermöglichen. Den Versuch ist es wert, die Erfolgsaussichten in absehbarer Zukunft sind jedenfalls sicherlich größer und die Hürden niedriger als etwa bei der Kernfusion oder DESERTEC.
Das wäre in der Tat sehr sicher. Hat aber iirc eine miserable Leistung. (um nicht zu sagen: Brüten mit Teilchenbeschleuniger frisst Energie ohne Ende)
Ein Rubbiatron dessen elektrische Leistung bis zu etwa eine Größenordnung höher liegt als der eingesetzte Teilchenbeschleuniger verbraucht ist durchaus denkbar, zumindest bei großen Anlagen und insbesondere solchen mit einem Flüssigkern. Ein Flüssigkern ist hier von Vorteil da seine Zusammensetzung im Betrieb einfach angepasst und er so unabhängig vom Abbrand nahe an der Kritikalität gehalten werden kann. Alternativ oder ergänzend könnte -insbesondere auch bei Reaktoren mit festem Kern- man mit zusätzlichen Steuerstäben arbeiten mit denen der Reaktor dann knapp unterkritisch gehalten wird.
Solange das Kühlsystem keinerlei Beschädigung aufweist.
Kommt es dagegen zu einem Schaden (insbesondere Leck) am Kühlsystem, versagen zugleich die primäre Kühlung, die ach-so-tolle-Notkühlung und das Konzept zur Erzeugung eines negativen Temperaturkoeffizienten. Damit ist sind all diese Merkmale also nur "nice to haves", aber keine unabhängigen Sicherheitsmerkmale.
Das primäre Kühlsystem ist bei üblichen Flüssigmetallgekühlten (wie auch bei Leichtwasser-) Reaktoren vielfach redundant ausgelegt. Bei einem flüssigmetallgekühlten Reaktor fällt die Primärkühlung durch den hohen Siedepunkt des Kühlmediums und die Drucklosigkeit des Kerns bei einem Primärleck auch nicht durch ein Verdampfen des Kühlmediums im Kern weg und es gibt bei dem meisten Modellen auch ein (oder sogar mehrere) von der normalen Kühlung völlig unabhängiges Notkühlsystem, insbesondere beim PRISM ist dieses, wie gesagt, sogar komplett passiv.
Superphenix und Phenix waren, zum Zwecke der Transmutationsforschung, zwischenzeitlich wieder in Betrieb und wurden aufgrund technischer Probleme und sich häufender Störfälle endgültig abgeschaltet
Der Superphenix wurde Ende 1996 stillgelegt- der Grund dafür war eine Regierungsbeteiligung der Grünen. Zuletzt gab es Pläne ihn auch für die Transmutationsforschung zu nutzen, diese wurden aber aufgrund der Abschaltung nicht umgesetzt. Wäre er wieder in Betrieb gegangen wäre er das erste Mal auch mit bereits gefertigten TUMOX Brennelementen beladen worden.
Anschließend wurde der Phenix wieder in Betrieb genommen um die Forschung fortzusetzen obwohl der Betrieb des viel kleineren und älteren Phenix nicht wirtschaftlich war.
Die Konkurrenz sind aber keine Leichtwasserreaktoren, sondern Kraftwerke mit Brennstoffkosten von 0.
"Wind und Sonne schicken keine Rechnung?"
Uranatome glücklicherweise auch nicht. Dennoch ist die Nutzbarmachung aller Energieressourcen mit einem gewissen Aufwand verbunden der eben bezahlt werden muss. Nicht nur bei Kernenergie (bei Einsatz von Brütern noch viel eher als bei Leichtwasserreaktoren) und "Erneuerbaren" sondern sogar bei Kohlekraftwerken haben die Brennstoffkosten nicht den größten Anteil an den Erzeugungskosten.
Kernenergie wird mittel- bis langfristig immer billiger sein als Wind und Sonne (zumindest wenn diese in großem Maßstab eingesetzt werden, in begrenztem Umfang können diese Energiequellen an gewissen Standorten in Abhängigkeit vom sonstigen Energiemix durchaus wirtschaftlich sein).
Bei deinen Wunschträumen nicht einmal das, schließlich muss da mit 99% Plutoniumanteil arbeiten...
Aktuelle SNRs arbeiten bereits mit einem Brennstoff der fast ausschließlich aus Plutonium und nur Spuren von U235 besteht. U238 ist natürlich ebenfalls im Kern vorhanden aber nur als Brutmaterial, nicht als Brennstoff. Der Brutfaktor eines Kernreaktors kann durch eine geeignete Konfiguration des Kerns (je nach Modell fast) beliebig gesenkt werden. Der Kern des Superphenix bestand beispielsweise etwa zu 80% aus Plutoniumoxid und 20% Uranoxid wobei es sich um Natururan oder sogar abgereichertes Uran gehandelt hat. Damit stehen 80% Plutonium weniger als 0,15% Uran 235 gegenüber, der Brennstoff besteht zu gut 99,8% aus Plutonium
Grundsätzlich ist zu viel Plutonium unser letztes Problem. Wenn man mehr Plutonium verbrennt als man produziert ist das ja nicht sehr nachhaltig und man ist schnell wieder auf U235 angewiesen.
Auch in vielen Leichtwasserreaktoren kann man (spätestens nach einer Modifikation des Kerns) MOX Brennelemente ohne bzw. mit sehr wenig U235 einsetzen.
Würde man tatsächlich Plutonium Brennstäbe die überhaupt kein Uran enthalten einsetzen ist die Wiederaufbereitung natürlich einfacher da man so nicht mehr Uran und Plutonium trennen muss, man muss nur noch die Spaltprodukte abtrennen.
Ein solcher nicht. Aber andere. Denn auch hier sparen die Betrieber, wo es nur geht. (siehe diverse Mängellisten der vergangenen Jahrzehnte. Vor allem Biblis und diverse Vattenfall-Kraftwerke haben es ja auch des öfteren in die Tagespresse geschaft)
Um in die Tagespresse zu kommen benötigt ein Kernkraftwerk nun wirklich keine gravierenden Sicherheitsmängel. Hier geht es auch nicht um kleinere Betriebspannen sondern um Maßnahmen zur Schadensbegrenzung bei schweren Störfällen und Naturkatastrophen. Der wohl größte Kritikpunkt in Fukushima ist etwa das Fehlen eines Ventingsystems mit Filter und die Auslegung des Ventingsystems die eine Steuerungsmöglichkeit bei einem kompletten Stromausfall nicht vollständig berücksichtigt hat, dieses ist natürlich ein "Feature" das erst im Zuge einer Kernschmelze zum Einsatz kommt. Ein anderer Kritikpunkt ist die überflutungsgefährdete Unterbringung der Mittel/Niedrigspannungsschaltanlagen und Notstromsysteme auch dieser wird erst bei einer Überflutung des Kraftwerksgeländes relevant.
Es ist bereits insgesamt 4 mal vorgekommen das das Gelände eines Kernkraftwerks durch einen Tsunami zumindest teilweise relativ überraschend überflutet wurde, ein mal 2004 im Kernkraftwerk Madras in Indien sowie 3 mal im Zuge des Tohoku Erdbebens in Japan 2005 wobei es aber nur in Fukushima-Daiichi zu schweren Störfällen kam was wohl beweist das es sich um einen Einzelfall handelt der nicht mit (den meisten) anderen Anlagen vergleichbar ist.
Ein weiterer Fall war die
Nicht/kaum für den Betreiber, da die Schäden der Staat übernimmt. Müssten Atomkraftwerke vom Betreiber für unbegrenzte oder zumindest für realistische Schadenshöhe versichert werden, hätten gar keine.
Übernimmt der Staat die Kosten für einen schweren Störfall?
TMI: nein.
Tschernobyl: Ja- hier war der Staat aber auch gleichzeitig der Betreiber
Fukushima: Na ja... das Unternehmen wurde weder direkt entschädigt noch davon befreit Entschädigungszahlungen an Evakuierte oder Bauern zu leisten aber um eine Pleite zu verhindern wurde das Unternehmen staatlich gestützt und in Folge davon teilverstaatlicht. Der Börsenkurs fiel in Folge des Unfalls von etwa 17,5€ auf zwischenzeitlich unter 2€ womit die Aktionäre natürlich viel Geld (insgesamt etwa 50 Milliarden Euro) verloren haben.
Der größte wirtschaftliche Schaden entstand aber nicht durch die Zerstörung des KKW Fukushima-Daiichi oder die Kontamination durch die dabei freigesetzte Radioisotope sondern durch die politische Entscheidung daraufhin alle Japanischen KKWs zwischenzeitlich (und, wie man sieht, großteils bis heute) vom Netz zu nehmen wodurch die Importe teurer fossiler Energieträger, insbesondere von Flüssiggas und Öl massiv gestiegen sind. Auch unnötig niedrige Grenzwerte haben die wirtschaftlichen Ausmaße der Katastrophe zusätzlich verschlimmert.
Paramilitärische Angriffe können von ungleich mehr Gruppierungen durchgeführt werden (insbesondere AKWs an Flüssen gelten als gefährdet - leider hat die AKW-Lobby ja verhindert, dass die EU-Grämien auf sowas prüfen) und erlangen erst durch den nuklearen Verstärkungsfaktor gesamtgesellschaftlich probelmatische Wirkung.
Paramilitärische Angriffe?
Ein sehr realistisches Szenario ist das wohl nicht abgesehen davon das zumindest der nukleare Teil eines Kernkraftwerks gut geschützt ist. Um ernsthafte Schäden am nuklearen Teil anzurichten braucht man schwere bunkerbrechende Waffensysteme, auch ein Erstürmen des Kontrollbereichs ist nur sehr schwer möglich da die Zugänge (meist gibt es überhaupt nur einen) gut bewacht und einfach zu blockieren/zu verteidigen sind. Relativ verwundbar ist oft das Maschinenhaus aber dort kann man nicht mehr Schaden anrichten als in jedem konventionellen Kraftwerk.
Das verantwortliche Personal ist bis heute aktiv, sich keiner Schuld bewusst, nicht bemüht, zu retten was zu retten ist und macht -siehe Gorleben- auch keinerlei Anzeichen, vergleichbare Fehler zu vermeiden. Warum auch - der Wähler vergibt für sowas wie die Asse beinahe absolute Mehrheiten.
Ob man das nun als "gewollt" bezeichnet oder nicht ist Haarspalterie. Fest steht, dass es in Kauf genommen wird. Ein sicheres Endlager ist unter diesen Bedingungen in Deutschland nicht systematisch machbar. Es scheitert bereits am Willen dazu.
Gorleben ist wie die Asse ohne die Fehler die in der Asse gemacht wurden.
Das in der Asse Fehler gemacht wurden hängt ja auch damit zusammen das es sich um ein
Versuchsendlager handelt.
Politisch gewollt ist nicht nur die Inbetriebnahme der Asse sondern auch die Rückholung.
In Kritik seit 99 aus ähnlichen Gründen wie die Asse...
Die Situation in der WIPP ist, abgesehen davon das es sich ebenfalls um ein Endlager in einem Salzstock handelt, wie auch in Gorleben eine völlig andere, die Anlage ist auch kein ehemaliges Bergwerk sondern wurde als Endlagerbergwerk errichtet und von Grund auf so ausgelegt.
Insbesondere ist das WIPP auch so aufgebaut das die Abfälle, die dort auch nicht einfach in Fässern gelagert werden bis zur geplanten Schließung in über 100 Jahren ohne großen Aufwand rückgeholt werden können.
Was heißt eigentlich immer "viele"? Ist das genauso ein Euphemismus, wie dein "sicher"?
~90% der Reaktoren weltweit wurden Anfang der 80er oder früher entwickelt.
Viele heißt viele die zur Zeit gebaut werden.
Es gibt natürlich Kernkraftwerke die erheblich sicherer oder unsicherer sind als andere.
Auch einige ältere Designs können durchaus sehr sicher sein.
Du bist der einzige, der hier von flächendeckenden Blackouts redet und selbst die sind wohl definitiv wesentlich tollerabler, als die radioaktive Verseuchung ganzer Landstriche und die gesundheitliche Belastung von Millionen von Menschen
Den Unfall von Fukushima Diichi kann man wohl als Modellfall für einen... dreifachen... "Super-GAU" in einem Leichtwasserreaktor ansehen.
0 Strahlentote
0 Strahlenkranke
6 Arbeiter wurden in bedenklichem Umfang verstrahlt, langfristige Gesundheitsschäden sind aber auch in diesen Fällen unwahrscheinlich
Möglicherweise eine Handvoll Krebskranke, die sich statistisch nicht auf den Unfall zurückführen lassen
4 Tote Arbeiter (zwei sind durch den Tsunami ertrunken, einer starb durch einen Herzinfakt, einer durch einen Schlaganfall)
Hinzu kommen einige Verletzte durch Arbeitsunfälle und durch die Explosionen
Ein Gebiet mit einer Größe von etwa 100km² wurde nennenswert kontaminiert allerdings ohne das es erkennbare Auswirkungen auf die Umwelt gegeben hätte. Die Ortsdosisleistung außerhalb des Kraftwerksgeländes bewegt sich heute in einem Bereich von maximal etwa 15µSv/h, es gibt Regionen mit einer natürlichen Ortsdosisleistung in ähnlicher Größe wobei an solchen Orten nie eine Gesundheitsgefahr nachgewiesen werden konnte. Auch die berühmte Sperrzone ist mittlerweile auf einen Bruchteil ihrer ursprünglichen Größe geschrumpft, schrumpft stetig weiter und wird im Wesentlichen nur noch aufrechterhalten weil die japanischen Grenzwerte für die Ortsdosisleistung sehr, sehr konservativ sind. Ein großer Teil der freiwerdenden Radioisotope (vorwiegend Cäsium 137 und 134) kam auch den Pazifischen Ozean wurde dort aber schnell bis an den Rand der Messbarkeit (man bedenke das Meerwasser nicht unerhebliche Mengen an natürlichen Radioisotopen, vorwiegend Uran, Thorium und Kalium-40 enthält) verdünnt, nur ein überschaubarer Bereich des Meeresbodens direkt vor dem Kraftwerk, insbesondere der Hafen des Kraftwerks wurde ernsthaft kontaminiert, nur vereinzelt wurden in diesem Gebiet bei Testfängen nennenswert kontaminierte Fische gefunden.
Alles in allem ein größerer Industrieunfall, nicht mehr und nicht weniger, und keine Apokalypse, schon gar nicht im Vergleich zu den sonstigen Auswirkungen des Tohoku Erdbebens und des darauffolgenden Tsunami. Unfälle mit Auswirkungen in einer ähnlichen oder gar schlimmeren Größenordnung sind auch schon in der chemischen Industrie, bei der Ölförderung, dem Kohlebergbau (Flözbrand) oder Dammbrüchen vorgekommen.
Selbst wenn sich ein Unfall dieser Größenordnung alle heiligen Zeiten wiederholt ist das nun wirklich kein Totschlagargument gegen die Kernenergie zumal davon auszugehen ist das vergleichbare Unfälle bei moderneren Reaktoren einerseits noch weit unwahrscheinlicher sind und das die Mengen an freigesetzten Radioisotopen im Fall des Falles weit kleiner ist.
Ein flächendeckender Stromausfall kann wirtschaftliche Schäden in Milliardenhöhe pro Stunde anrichten. Oft führt ein Stromausfall auch zu zahlreichen sekundären Unfällen und insbesondere Bränden. Dauert ein solcher Ausfall Tage an kommen wir schon in einen Bereich in dem sowohl der wirtschaftliche als auch der gesundheitliche Schaden die Ausmaße eines "Super-GAU" annehmen kann wobei man insbesondere letzteres natürlich schwer vergleichen kann.
Danke, ich weiß wie ein Brüter arbeitet. Aber es geht darum, was du mit deinem erbrüteten Pu dann machst, außer Bomben bauen.
Oder auch nicht?
Wie gesagt: Man verwendet das Plutonium als Brennstoff.
Da ein Brüter mehr Plutonium produzieren kann als er verbraucht kann man entweder nebenbei nicht brütende Reaktoren mit Plutonium als Brennstoff versorgen oder man kann den Überschuss aufsparen bis man genug Plutonium hat um einen weiteren Brüter starten zu können. Um einen neuen Brutreaktor zu starten benötigt man für die Erstbeladung des Kerns ja einen ganzen Haufen Plutonium oder relativ hoch angereichertes Uran 235 das irgendwo herkommen muss. Ein Brutreaktor benötigt mehrere Jahre um genug Plutonium für den Start eines weiteren gleich großen Brutreaktors zu produzieren.
Wenn man tatsächlich einmal mehr Plutonium hat als man braucht kann man den Brutfaktor eines Brutreaktors durch eine Änderung der Kernkonfiguration senken, etwa indem man den Brutmantel ausdünnt um nur so viel Plutonium zu erzeugen wie der Reaktor verbraucht oder sogar um welches zu verbrennen. Den Brutfaktor senken ist keine Kunst, die Kunst ist es ihn zu erhöhen. Bei einem SNR ist leicht sogar ein wesentlich niedrigerer Brutfaktor möglich als in einem Leichtwasserreaktor mit üblichem leicht angereicherten Brennstoff. Bei einem Brutreaktor mit künstlich gesenktem Brutfaktor gibt es einen Überschuss von Neutronen die man gegebenenfalls sinnvoll für diverse Transmutationen verwenden kann. Überschüssiges Plutonium kann auch gewinnbringend an Kraftwerksbetreiber bzw. Länder mit einem weniger fortschrittlichen Kraftwerkspark verkauft oder für schlechte Zeiten eingelagert werden.
Soviel zu den "Vorteilen". Es ging aber eigentlich um die Nachteile. Abgesehen davon, dass man PU lieber zum Bombenbasteln nimmt, gibt iirc nämlich vor allen Dingen einen Grund dafür, dass noch niemand einen reinen Plutonium-Reaktor gebaut hat: Da PU mehr Neutronen freisetzt ist die Grenze zwischen kritisch und überkritisch und prompt überkritisch deutlich geringer. Ein sicherer Betrieb somit nicht möglich.
Plutoniumreaktoren sind aus einem anderen Grund schwerer zu steuern: der Anteil der verzögerten Neutronen ist, insbesondere bei der Spaltung mit schnellen Neutronen geringer. Das macht die Steuerung von Plutoniumreaktoren etwas schwieriger aber dieses Problem ist beherrschbar. Ein gravierendes Sicherheitsproblem ist das alleine noch nicht, man muss eben die Steuerstäbe etwas schneller und genauer steuern.
Gewisse Probleme bei der Steuerung, etwa die berühmte Xenon Vergiftung sind bei schnellen Reaktoren auch grundsätzlich unproblematischer oder nicht relevant.
Wenn ich eine Frage stelle beantworte ich die nicht immer selbst
Ich bin schon in meinem dritten Post in diesem Thread ausführlich auf dieses Thema eingegangen ohne das du darauf geantwortet hättest:
Superwip schrieb:
Brutreaktoren sind für die Produktion von Waffenplutonium nicht prinzipiell besser geeignet als Leichtwasserreaktoren. Tatsächlich hat jedes mir bekannte Land das Plutonium für Kernwaffen erbrütet hat mit einfachen thermischen Grafit- oder Schwerwassermoderierten, Natururanbetriebenen Reaktoren -und/oder Urananreicherung- angefangen. Die Ausbaute ist dabei natürlich nicht so gut wie bei Brutreaktoren (also man braucht mehr Uran pro erzeugte Menge Plutonium) aber Brutreaktoren sind schwerer zu bauen. Soweit ich weiß wurde weltweit nie ein schneller Brüter für militärische Plutoniumproduktion genutzt auch wenn man sich bei einzelnen frühen Anlagen in den USA und der UdSSR nicht sicher sein kann.
Es gibt dann auch noch den Thorium-Uran-Brennstoffkreislauf in dem praktisch überhaupt kein brauchbar waffenfähiges Material anfällt.
Generell bin ich der Meinung das die Proliferation kein wirkliches Hindernis darstellt da es für Terroristen oder "Schurkenstaaten" realistisch betrachtet sowieso kaum möglich ist waffenfähiges Material geschweige denn in relevanten Mengen aus dem Brennstoffkreislauf einer Industrienation abzuzweigen. Da gibt es noch ganz andere Probleme... eines davon: Aus einem Protonenbeschleuniger wie er zum Teil für Medizinische Bestrahlungen verwendet wird kann man eine Spallationsneutronenquelle bauen, mit dieser kann man gezielt Plutonium erbrüten. Die Verbreitung solcher Geräte kann man kaum einschränken, abgesehen davon braucht man nur etwas Energie, Natururan oder abgereichertes Uran und je nach Leistung des Beschleunigers etwas Geduld sowie eine einfache Wiederaufbereitung in sehr kleinem Maßstab für genug Plutonium für eine Bombe. Schon in sehr absehbarer Zukunft wird es völlig unmöglich sein Staaten die an Kernwaffen interessiert sind daran zu hindern welche zu bauen sofern sie irgendein nennenswertes Knowhow in den relevanten technologischen Bereichen besitzen. Ähnliches gilt für biologische Waffen für deren Produktion das selbe Knowhow benötigt wird das man auch in der Medizinischen Forschung oder Impfstoffproduktion benötigt. Und solche Waffen können noch weit größeren Schaden anrichten als eine Kernwaffe und können eingesetzt werden ohne das der Gegner merkt von wem er überhaupt angegriffen wurde. Auch tödliche chemische Waffen wie etwa Sarin, Tabun oder VX kann man in erheblichen Mengen praktisch im Hinterzimmer herstellen (der Aufwand ist mit der Herstellung diverser synthetischer Drogen vergleichbar). Mit Kernwaffen kann man gut drohen aber es gibt "kosteneffizientere" und leichter verfügbare Möglichkeiten sehr viel Schaden anzurichten und daran werden Brutreaktoren nichts ändern.
Einen wirklichen Vorteil bieten Brutreaktoren nur wenn man sehr viele Bomben bauen will also nicht eine oder 10 oder 100 sondern vielleicht 1000 oder mehr wobei dieser Vorteil vor allem wirtschaftlicher Natur ist und mit den Uranpreisen zusammenhängt. Ein Staat der eine nukleare Aufrüstung in dieser Größenordnung betreibt, der ein derartiges kerntechnisches Knowhow besitzt und der geeignete, moderne Trägersysteme für dieses Kernwaffenarsenal besitzt (ausreichende Reichweite und Fähigkeit Abwehrsysteme zu durchdringen) oder herstellen kann wird sich nicht vom Vorhandensein oder Nichtvorhandensein von Brutreaktoren in Westeuropa oder Japan von seinen Plänen abhalten lassen. Eine derartige Aufrüstung betreibt man auch nicht im geheimen denn im Gegensatz zu Chemischen oder insbesondere Biologischen Waffen dient ein solches Arsenal in der Regel der Abschreckung.
)
), aber zumindest bislang erscheint mir die Atomlobby noch deutlich besser finanziert.
