Threshold schrieb:
Na dafür hätte ich gerne mal eine Studie als Quelle.
Oder woher nimmst du die Zahl? Aus deinem Ärmel?
Aktuell nutzt man etwa 1% des Natururans effektiv zur Energieerzeugung.
Wenn man nun 100% nutzt und in diesem Zusammenhang auch einen vielfach größeren Natururanpreis tolerieren kann steigt die Reichweite drastisch an. Um das zu erkennen braucht man keine großartigen Studien. Dennoch gibt es sicherlich Studien zu diesem Thema ich bin aber zu faul um etwas zu suchen.
Threshold schrieb:
Brutreaktroren sind alles andere als sicher.
Der deutsche Brutreaktor ist nie in Betrieb gegangen. Nur in Japan, Russland und China gibt es welche -- und der in Japan steht seit 1995 still.
Willst du also hier in Deutschland einen Brutreaktor bauen oder die abgebrannten Brennelemente in diese Ländern verschiffen?
Ein Kernkraftwerk kann keiner zu 100% sicher bauen. Egal wie viel Geld investiert wird -- und die deutschen Kraftwerksbetreiber sparen ja an allen Ecken und Karten. Wie willst du also sicher stellen dass ein derartiger Brutreaktor -- sofern er hier gebaut wird -- wirklich zu 100% sicher ist und er dann auch vorbildlich betrieben und gewartet wird?
Kann "man"?
Gefragt ein Beispiel für jemanden, der es macht. Ich gehöre nicht zu denen, die die Idee des "sicheren Atomkraftwerkes" grundsätzlich ausschließen (auch wenn ich bei schnellen Brütern quasi kein Potential für Sicherheitsreserven sehe). Aber ich habe weltweit noch keine Institution gesehen, die das nötige Verwantwortungsbewusstsein gezeigt hat und erst recht keinen Investor, der das bezahlt.
Brutreaktoren gelten unter Laien und insbesondere unter "Atomgegnern" als prinzipiell unsicherer als gängige Leichtwasserreaktoren. Dafür gibt es im Wesentlichen zwei Gründe:
-Natriumbrand
Die meisten bisherigen (schnellen) Brutreaktoren werden oder wurden mit flüssigem Natrium (SNR) oder einer Eutektischen Natrium/Kalium gekühlt, diese Flüssigmetalle sind brennbar und können nicht mit Wasser gelöscht werden (-> Wasserstoffbildung, Explosion), dazu wird es im Betrieb im Primärkreislauf leicht radioaktiv (hauptsächlich Natrium 24, 14 Stunden Halbwertszeit). Das ist offensichtlich ein erhebliches Sicherheitsproblem. Um dieses Problem zu lösen gibt es verschiedene Ansätze. Einer sind geeignete Maßnahmen zur Brandbekämpfung und Verhütung, eine Möglichkeit ist etwa das Füllen des Containments mit Inertgas. Auch ein Kerndesign das so gestaltet ist das ein Leck im primären Flüssigmetallkreislauf sehr unwahrscheinlich ist kann zur Verhinderung dieses Problems beitragen. Man kann auch schnelle Brutreaktoren mit anderen Kühlmitteln bauen, etwa nicht brennbaren Flüssigmetallen (etwa Blei, Wismut, Blei/Wismut, Quecksilber) sowie Gas (insbesondere Helium) oder auch Flüssigsalzen. Auch ein Wassergekühlter schneller Brutreaktor ist denkbar, es gibt auch Entwicklungen dazu im Rahmen der Generation IV (Schneller Superkritischer Wasserreaktor). Soweit ich weiß gab es noch nie in irgendeinem SNR einen Primär-Natriumbrand. Im Thorium-Uran Brennstoffkreislauf kann man auch thermische Reaktoren einschließlich Leichtwasserreaktoren mit geeignetem Kerndesign als Brüter verwenden.
Warum verwenden überhaupt die meisten Reaktoren Natrium? Tatsächlich ist Natrium auch aus neutronenphysikalischer Sicht die schlechtere Wahl gegenüber etwa Blei da es Neutronen stärker absorbiert und abbremst. Es ist allerdings wirtschaftlicher da es weniger Korrosionsprobleme mit anderen Metallen verursacht sodass man preiswerte Stahllegierungen für den Reaktor verwenden kann und es hat einen geringeren Schmelzpunkt als Blei was ebenfalls vieles vereinfacht. Dennoch müssen bleigekühlte Reaktoren mit einem geeigneten Design und auch angesichts materialtechnischer Fortschritte nicht zwangsweise viel teurer sein.
-Möglichkeit der Leistungsexkursion/Reaktivitätsunfall
Bei gängigen schnellen Reaktoren gibt es auf den ersten Blick keinen negativen Temperaturkoeffizienten, da die Kernreaktion bei einem Verdampfen des Kühlmittels nicht gebremst wird. Damit ist ein Leistungsexkursionsunfall wie in Tschernobyl mit einer Explosion des Reaktors denkbar. Allerdings gibt es verschiedene Maßnahmen um diesem Problem zu begegnen. Eine wäre ein geeignetes Reaktorschutzsystem und ein ausreichend schnelles Notabschaltsystem. Durch ein geeignetes Kerndesign kann man aber auch dafür sogen das es sehr wohl einen negativen Temperaturkoeffizienten gibt. Ein Beispiel dafür ist der Integral Fast Reaktor und der darauf basierende PRISM Reaktor der von General Electric und Hitachi bis zur Serienreife entwickelt wurde. Dieser Reaktor nutzt Brennstäbe aus Metall die sich bei einer gewissen Temperatur sprunghaft geringfügig ausdehnen wodurch der Kern unterkritisch wird. Der Kern kann auch so konstruiert werden das er bei einer Kernschmelze sofort unterkritisch wird und das eine Kernschmelze eintritt bevor es zu einer Dampfexplosion kommt wobei einem der hohe Siedepunkt der Flüssigmetalle zu gute kommt. Flüssigkernreaktoren jeder Art, auch schnelle, haben prinzipiell einen negativen Temperaturkoeffizienten da der Kern bei der Bildung von Dampfblasen sofort unterkritisch wird. Eine weitere Möglichkeit sind unterkritische Reaktoren "Rubbiatron" die mit einer externen Neutronenquelle (in der Regel eine Spallationsneutronenquelle mit Teilchenbeschleuniger) betrieben und durch diese gesteuert werden können, auch hier ist eine Leistungsexkursion ausgeschlossen.
Eine Kernschmelze ist in flüssigmetallgekühlten Reaktoren in der Regel besser beherrschbar als in wassergekühlten was mit dem hohen Siedepunkt des Kühlmittels (insbesondere bei bleigekühlten Reaktoren sogar weit über dem Schmelzpunkt der Brennstoffhülle) und der Unmöglichkeit der Wasserstoffbildung zusammenhängt, in Flüssigkernreaktoren ist sie prinzipiell nicht möglich (da der Kern ja schon im Betrieb flüssig ist). Viele Flüssigmetallgekühlte Reaktoren sind auch so ausgelegt das die Nachzerfallswärme passiv abgeführt werden kann was durch die hohe Wärmeleitfähigkeit des Flüssigmetalls einfacher möglich ist als bei einem wassergekühlten Reaktor. Ein Beispiel ist auch hier der PRISM der die Nachzerfallswärme komplett passiv, ohne Eingriff von außen, unmittelbar nach einer Notabschaltung, dauerhaft abführen kann.
-> Ein schneller Reaktor muss nicht zwangsweise unsicherer sein als ein vergleichbarer Leichtwasserreaktor, die technischen Maßnahmen die nötig sind um ein vergleichbares Sicherheitsniveau zu erreichen sind auch nicht extrem aufwendig und teuer in Relation zu den Gesamtkosten einer solchen Anlage.
In Betrieb befindliche schnelle Brutreaktoren gibt es in Russland, China und Indien, in Japan gibt es einen weiteren (Jōyō) der nicht zur Stromerzeugung genutzt wird (Forschungs- und Materialtestreaktor) sowie den Monju Reaktor der nach einem Unfall 2011 nichtmehr in Betrieb ist; wie es mit dem Reaktor weitergeht ist unklar. Er sollte 2013 wieder ans Netz gehen was aber nicht genehmigt wurde. Pläne für neue schnelle Brutreaktoren gibt es auch in Frankreich (ASTRID SNR und Allegro GCFR), den USA (PRISM in Savannah River und andere), Großbritannien (PRISM in Sellafield) und Belgien (MYRRHA Bleigekühltes Rubbiatron). Auch in Japan entwickeln insbesondere Hitachi (PRISM), Mitsubishi (Mitsubishi FBR) und Toshiba (4S) an neuen Brutreaktortypen auch wenn es noch keine konkreten Pläne für eine neue Anlage in Japan gibt, Entwicklungen gibt es auch in Südkorea durch KAERI, allerdings ebenfalls ohne konkrete Pläne für eine Anlage. Alles in allem forscht fast jedes Land mit einer größeren Nuklearindustrie und langfristigen Plänen in diesem Bereich an schnellen Brutreaktoren.
Ein schneller Brutreaktor war auch in Deutschland in Betrieb, der KNK-II im Kernforschungszentrum Karlsruhe, der von 1977 bis 1991 ohne Probleme gelaufen ist bis er aus politischen und wirtschaftlichen Gründen (keine realistische Chance für den Bau kommerzieller Brutreaktoren in absehbarer Zukunft in Deutschland) stillgelegt wurde. Es handelte sich aber nur um ein kleines Versuchskraftwerk mit einer elektrischen Leistung von 21MW. Der schnelle SNR-300 in Kalkar mit einer elektrischen Leistung von 327MW ist (leider) aufgrund politischer Probleme nicht in Betrieb gegangen. Politische "Probleme" waren auch zu wesentlichen Teilen für die hohen Kosten und Bauverzögerungen der Anlage verantwortlich. Auch in Frankreich, den USA, Großbritannien, Kasachstan(/UdSSR) gab es in der Vergangenheit experimentelle Brutreaktoren. Fast alle schnellen Brutreaktoren waren bisher nicht wirtschaftlich allerdings waren sie auch primär Forschungsreaktoren oder bestenfalls Prototypen die ohne wirklichen Anspruch auf einen wirtschaftlichen Betrieb gebaut wurden. Die erste westliche Anlage die eine echte Chance auf Wirtschaftlichkeit hatte war der Superphenix in Frankreich dessen Betrieb aber aus politischen Gründen vorzeitig abgebrochen wurde. Der noch in der UdSSR gebaute BN-600 Reaktor in Russland, im Kernkraftwerk Belojarsk, ist vermutlich wirtschaftlich. Allerdings verfügen die BN-600 Reaktoren im Vergleich zu westlichen Anlagen über weniger Maßnahmen zur Begrenzung des Schadens bei schweren Störfällen, ihnen fehlt insbesondere auch ein Containment (vermutlich auch deshalb wurde die Anlage einfach in einer sehr dünn besiedelten Region gebaut). Dennoch läuft der BN-600 in Belojarsk seit mittlerweile 33 Jahren ohne gravierende Probleme.
Natürlich: Ein schneller Brutreaktor ist heute und in näherer Zukunft bei gleicher Leistung und ähnlichem Sicherheitsniveau teurer als ein Leichtwasserreaktor aber das muss einerseits nicht immer so bleiben und andererseits kann eines Tages der Vorteil der viel geringeren Brennstoffkosten überwiegen. Die potenziell höhere Leistungsdichte flüssigmetallgekühlter Reaktoren und damit der kleinere Reaktorkern sowie die höhere thermodynamische Effizienz und neue Möglichkeiten zur Nutzung der Wärme als Prozesswärme in der Chemischen Industrie durch höhere Temperaturen können ebenfalls zur Wirtschaftlichkeit beitragen.
Threshold schrieb:
Weil jeder neue Recycling Kreislauf immer aufwändiger ist als der vorherige.
Es ist gar nicht abzusehen welche Kosten entstehen wenn das Brennelement zum 10. Mal wieder aufbereitet wird.
Und wie viele Brutreaktoren willst du eigentlich bauen um alle Kernkraftwerke in Deutschland -- oder auch im Ausland -- mit frischen Brennelementen versorgen zu können?
Das ist falsch.
Warum genau sollte die Wiederaufbereitung eines bereits aufbereiteten Brennelements teurer und/oder aufwendiger sein? Das ist sie jedenfalls nicht, das technische Verfahren ist exakt das gleiche. Man muss lediglich bei der Fertigung von MOX Brennelementen mehr auf das andere Plutonium-Isotopenverhältnis achten aber das erhöht den Aufwand nicht wesentlich. Es ist problemlos möglich Brennelemente beliebig oft wiederaufzubereiten.
Wie viele Brutreaktoren gebaut werden sollen? So viele das der Brutfaktor des gesamten Kraftwerksparks größer als 1 wird damit am Ende möglichst das gesamte U238 zu Brennstoff erbrütet werden kann. Bei einer Kombination von modernen Leichtwasserreaktoren und SNRs bedeutet das etwa einen Brutreaktoranteil von 40-50%, vielleicht etwas weniger an der thermischen Gesamtleistung des Kernkraftwerksparks. Wenn es wirtschaftlich wird könnte man auch auf einen reinen Brutreaktorkraftwerkspark setzen. Selbstverständlich handelt es sich um ein sehr langfristiges Ziel, es eilt nicht da Natururan in den nächsten Jahrzehnten noch nicht gravierend teurer werden wird. Anfang der 1980er Jahre hatte man noch geplant bis ~2000 über 100 neue große Kernkraftwerke in Deutschland zu bauen, davon bis zu 50% SNRs, da man fürchtete das sowohl fossile Brennstoffe, insbesondere Erdöl, als auch frisches Natururan knapp und unbezahlbar werden könnten. Damit wollte man die deutsche Stromproduktion praktisch unabhängig von Importen machen, nukleare Fernwärme sollte auch zum Heizen genutzt werden und es gab Pläne zur Erzeugung von flüssigen Treibstoffen aus Kohle unter Verwendung nuklearer Prozesswärme. Der Preisanstieg der Energieressourcen verlief aber glücklicherweise langsamer als befürchtet und die Verfügbarkeit ist bis heute nicht eingeschränkt.
Threshold schrieb:
Du müsstest eine Uran/Plutoniumwirtschaft aufbauen.
Ich halte das für unmöglich.
Eine Uran/Plutoniumwirschaft gibt es in gewisser Weise schon (allerdings derzeit ohne schnelle Brüter). Das sie derzeit nicht wirklich wirtschaftlich ist liegt an den relativ geringen Preisen von angereichertem Uran was nicht heißt das sie in Zukunft nicht wirtschaftlich sein kann.
Threshold schrieb:
Nein. Sie sind nicht technisch lösbar. Die Japaner dachten auch mal dass ihre Kernkraftwerke die sichersten der Welt sind. Aber das waren sie nicht.
Denn wenn solche Kraftwerke geplant und gebaut werden achtet niemand auf 100% Sicherheit sondern versucht immer Geld bei der Investition zu sparen wo es nur geht.
Und dieser Sparzwang wird letztendlich dafür sorgen dass so ein Kraftwerk irgendwann Probleme verursacht. Mal kleinere. Mal größere.
Zu sicherheitstechnischen Lösungen gehört natürlich auch immer politischer Wille sie auch umzusetzen. Die gravierendsten Sicherheitsmängel in Fukushima-Daiichi 1-4 waren auch schon lange Zeit bekannt wurden aber nicht behoben da der Betreiber hier am falschen Fleck sparen wollte und dies durch ein paar Freunde in der Aufsichtsbehörde auch durchsetzen konnte. Ein derartiger Unfall wäre in aktuellen westeuropäischen (und auch den meisten Osteuropäischen und auch den meisten Japanischen,...) Kraftwerken undenkbar. Fukushima-Daiichi war auch nur eines von drei Kernkraftwerken die vom Tsunami getroffen wurden- aber das einzige in dem es wirklich gravierende Probleme gab.
Natürlich gibt es auch wirtschaftliche Anreize ein Kraftwerk sicher zu bauen und sicher zu betreiben denn ein Unfall zieht teure Folgen nach sich.
Threshold schrieb:
Ich bin für eine Dezentralisierung der Energieproduktion und vor allem bin ich dafür dass man den Energiemonolisten und der Politik mal gehörig in den Hintern tritt denn was derzeit bei der "Energiewende" abläuft ist an Lächerlichkeit und Unfähigkeit nicht mehr zu überbieten.
Wenn man die Energieproduktion (warum auch immer) dezentralisieren will dann ist DESERTEC jedenfalls sicher nicht der richtige Weg und Windräder oder Solarzellen die von großen Speicherkraftwerken oder konventionellen Kraftwerken unterstützt werden müssen und die nur unter bestimmten Standortbedingungen wirtschaftlich arbeiten können auch nicht. Eine wirtschaftliche dezentrale Speichertechnik, die für eine dezentrale und erneuerbare Energieversorgung zwingend notwendig wäre gibt es nicht.
Die sicherlich fruchtbarsten Ansätze in dieser Richtung sind kleine, dezentrale konventionelle- Fossile sowie Wasserkraftwerke. Auch kleine Kernkraftwerke können in einem dezentralen Kraftwerkspark eingesetzt werden, dazu gibt es auch bereits eine Reihe von Entwicklungen auch wenn (aus wirtschaftlichen Gründen) nur sehr wenige solche Kraftwerke tatsächlich gebaut wurden.
In Österreich haben wir eine vergleichsweise sehr dezentrale Energieversorgung, nur ein Kraftwerk hat mehr als 1GW, bis auf sechs Kraftwerke (davon zwei Speicherkraftwerke) haben alle Kraftwerke weniger als 500MW, die meisten davon erheblich weniger, es gibt auch sehr viele Kleinwasserkraftwerke mit einer Gesamtkapazität von mehr als 1GW sowie zahlreiche Biomassekraftwerke von denen viele aber trotz Subventionen bestenfalls an der Grenze der Wirtschaftlichkeit arbeiten und die eine Gesamtkapazität von lediglich etwa 100MW besitzen. Der Grund für diesen Aufbau des Kraftwerksparks ist das lange Zeit für richtige Großkraftwerke zu schwache Stromnetz.
Ich sehe allerdings keinen wesentlichen Vorteil in diesem dezentralen Aufbau. Ein "zentraler" Aufbau mit Großkraftwerken ist natürlich wirtschaftlicher was auch der einzige Grund dafür ist das er gemacht wird. Das heißt nicht das man Kraftwerke nicht verbrauchernah bauen kann oder sollte da auch das wirtschaftlicher ist.
Threshold schrieb:
Weißt du wie die Chinesen den gebaut haben? Denkst du dass sie eine 100% Sicherheit drin haben?
Die Chinesischen EPRs (CEPR) entsprechen zumindest im nuklearen Teil fast 1:1 Flamanville III. Der wichtigste Unterschied ist das viele Komponenten, die in China gefertigt werden können auch dort gefertigt werden, die Leittechnik ist zu großen Teilen eine Chinesische Eigenentwicklung die funktional natürlich aber weitgehend der Europäischen Variante entspricht.
Grundsätzlich muss man sagen das die Chinesen einen sehr modernen und sicheren Kraftwerkspark haben, die ältesten Reaktoren sind die des Kernkraftwerks Daya Bay welches in den 1990ern von Framatome ANP gebaut wurde und der CNP-300 Reaktor des Kernkraftwerks Qinshan, der Prototyp der CNP Serie, einer chinesischen Eigenentwicklung. Fast alle aktuell in Betrieb befindlichen größeren Kraftwerke basieren auf ausländischen, zumeist westlichen Designs und wurden in Zusammenarbeit mit westlichen Firmen (vor allem Areva/Framatome und Westinghouse) gebaut, lediglich im Kernkraftwerk Tainwan wird auf das modernste russische Druckwasserreaktordesign, den AES-91 gesetzt, außerdem ist der experimentelle SNR CEFR in Peking (25MW elektrisch) sowie der CNP-600 im Kernkraftwerk Quinshan und der geplante CNP-650 im Kernkraftwerk Changjiang ein Eigendesign.
Alles in allem muss man festhalten das die Chinesen insbesondere auch im Vergleich zu anderen "realsozialistischen" Staaten viel Wert auf Sicherheit legen und auch bereit sind dafür erheblich mehr zu zahlen. Wie sicher ein CEPR im Vergleich zu einem europäischen am Ende wirklich ist und mit welchem Verantwortungsbewusstsein er betrieben, überwacht und gewartet wird kann man (vor allem aus der Ferne) natürlich schwer beurteilen aber diese Anlagen sind wohl zumindest sicherer als so manches ältere europäische Kraftwerk.
Threshold schrieb:
Niemand kann ein Kernkraftwerk zu 100% sicher bauen.
Das würde die Kosten so dermaßen explodieren lassen dass es dafür keinen Investor gibt.
Es gibt immer irgendwelche möglichen Katastrophenszenarien, spätestens ein hypothetischer gezielter militärischer Angriff könnte bei praktisch jedem Kernreaktor zu einer Freisetzung wesentlicher Mengen an radioaktiven Stoffen in die Umwelt führen aber ein solcher Kriegsfall ist spätestens seit 1990 sehr unwahrscheinlich (davon abgesehen das ein militärischer Gegner der Kernkraftwerke in Europa oder um beim Thema zu bleiben von mir aus Japan bombardieren kann auch auf andere Weise enormen Schaden anrichten kann).
Die drei "klassischen" Katastrophenszenarien, die Leistungsexkursion/Reaktivitätsunfall, die Kernschmelze aufgrund fehlender Kühlung der Nachzerfallswärme, eventuell in Folge davon eine Wasserstoff/Dampf Explosion sowie der Bruch einer Hauptkühlmittelleitung können jedenfalls durch ein geeignetes Kraftwerksdesign praktisch ausgeschlossen werden, das ist auch bei vielen modernen Kraftwerken der Fall, viele Kraftwerke sind auch so konstruiert das solche Unfälle zwar theoretisch eintreten können aber dennoch selbst in diesem Fall nur vernachlässigbare Mengen an Radioisotopen in die Umwelt abgegeben werden können und der Verlauf des Unfalls kontrollierbar bleibt.
Threshold schrieb:
Die Asse ist politisch gewollt und nicht weil sie sich als Endlager eignet.
Politisch gewollt ist sie sicher nicht, das
war sie höchstens. Es gibt, wie gesagt, aus heutiger Sicht sicherlich bessere Endlager aber dennoch ist sie für das gegebene Inventar meiner Meinung nach gut genug.
Threshold schrieb:
Die Amerikaner haben bis heute kein Endlager gefunden.
Die Russen pressen den Atommüll einfach ins Erdreich und hoffen das beste -- durchdacht ist was ganz anderes.
Die Amerikaner haben bereits zwei HLW Endlager: Das Endlagerbergwerk Carlsbad WIPP für Abfälle aus der militärischen Wiederaufbereitung (in Betrieb seit 1999, in Steinsalz), 1983/1984 wurden auch in der Wüste von Nevada, in dem Atombombentestgelände Hochradioaktive Lösungen in Bohrlöchern in Tuffgestein injiziert. Diese Art der Endlagerung wurde aber abgebrochen, warum ist mir nicht bekannt. Für zivile HLW-Abfälle gibt es das Endlager Yucca Mountain (Tuffgestein, Nevada). Dieses allerdings noch nicht in Betrieb und es ist aus verschiedenen Gründen sowohl unter Gegnern als auch Befürwortern der Kernenergie umstritten. Aus geologischer Sicht wird vor allem befürchtet das in Folge einer Klimaveränderung in ferner Zukunft Wasser eindringen könnte.
Das Russische Verfahren der Endlagerung in tiefen Sandsteinschichten ist durchaus durchdacht. Der Radioaktive Abfall wird einerseits so tief gelagert das es in jedem Fall viele tausend Jahre dauern würde bis er an die Biosphäre kommen würde, andererseits wurden natürlich gezielt Sandsteinschichten ausgewählt die unter Wasserundurchdringlichen Tonschichten liegen sodass der Abfall in geologisch absehbarer Zukunft sicher gelagert ist.
ruyven_macaran schrieb:
? Machst du gerade die Nacht zum Tage?
File:Lastprofil VDEW Winter mit Kraftwerkseinsatz schematisch.jpg - Wikimedia Commons
(man beachte, dass diese Kurve bereits Produktionsprozesse berücksichtigt, die derzeit in die Nachtstunden gelegt werden, um den billigen Grundlaststrom abzugreifen. Diese könnten genausogut -bzw. im Interesse der dann nicht-Nachtschichtler sogar besser- auf die Solar-Peak-Stunden verlegt werden)
Also wenn man annimmt das im Winter die Sonne etwa um 8:00 aufgeht und um 16:00 untergeht und eine effektive Solarproduktion bestenfalls eher zwischen 9:00 und 15:00 möglich ist muss man wohl festhalten das ein Großteil des Verbrauchs in der "Nacht" stattfindet.
Wobei eine sieben Stunden lang deutschlandweit andauernde Schwankung um 10% schon ein imho hoher Wert ist und wir hier nur von den Pumpspeichern reden. Dazu kommt noch Speicherkraftwerke ohne Pumpe und (Bio)Gaskraftwerken, die ihre Energieproduktion frei verschieben und außerhalb der erneuerbaren Maxima konzentrieren können
Man muss davon ausgehen das Wind und Solar schlimmstenfalls für Tage praktisch komplett ausfallen können und für diesen Fall gewappnet sein. Wenn man alle Kernkraftwerke und konventionellen Kraftwerke durch Wind und Solarkraftwerke ersetzen will.
Natürlich gibt es auch noch Laufwasserkraftwerke, nicht-pumpende Speicherkrafterke (mit nicht einmal 300MW in Deutschland fast vernachlässigbar) und Biomassekraftwerke aber deren Kapazitäten sind sehr begrenzt und können auch nicht beliebig erweitert werden. Wie konventionelle Fossile Kraftwerke werden auch Biomassekraftwerke unwirtschaftlich wenn sie nicht regelmäßig ausgelastet werden.
Ein flächendeckender Blackout ist genauso wenig zu tolerieren wie ein GAU in einem Kernkraftwerk.
ruyven_macaran schrieb:
Mir wäre kein einziger Reaktor bekannt, der reines Plutonium handhaben könnte. Beimengungen - okay. Aber bei einem Brutkreislauf würde Pu einen Großteil des verwertbaren Materials ausmachen.
Zunächst muss man festhalten das man bei einem Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf immer mit Brennstoff aus einer Mischung aus (meist abgereichertem) Uran und Plutonium arbeitet. Das Plutonium muss ja irgendwo her kommen und zwar indem es aus U238 erbrütet wird. Dazu bestrahlt man U238 einerseits im
Brutmantel des Reaktors und andererseits mischt man es mit dem Plutonium Brennstoff.
Wenn man einen Plutonium-Uran Brennstoffkreislauf nutzt hat man Brutreaktoren die gleichzeitig Plutonium verbrennen und neues Plutonium aus Uran erbrüten. Die Brutreaktoren können aus wirtschaftlichen Gründen eventuell durch Reaktoren ergänzt werden die einen Brutfaktor kleiner 1 haben und mehr Plutonium verbrennen als sie erzeugen (etwa gängige Leichtwasserreaktoren) aber auch solche Reaktoren können brüten (sie verbrauchen eben etwas mehr Spaltstoff als sie erzeugen) und das Uran ist nicht an ihnen verschwendet. Wichtig/Erstrebenswert ist das der Brutfaktor des gesamten Kraftwerksparks möglichst größer als 1 ist sodass man das Uran 238 vollständig nutzen kann.
Reine Plutoniumreaktoren sind dennoch denkbar (aber wirtschaftlich nicht sinnvoll) auch wenn mir keiner bekannt ist. Jeder gängige Reaktortyp ist auch als reiner Plutoniumreaktor *denkbar*, man könnte etwa in einem Leichtwasserreaktor mit *geeignetem Kerndesign* Brennstäbe mit einer geeigneten Mischung aus Plutoniumoxid und eventuell einem "Füllmaterial" das nicht an der Kernreaktion beteiligt ist einsetzten. Ein reiner Plutoniumreaktor hat natürlich einen Brutfaktor 0. Vorteile von reinen Plutoniumreaktoren sind die Möglichkeit den Kern sehr kompakt zu bauen (etwa für U-Boot Reaktoren) und das praktisch keine langlebigen Abfälle entstehen. Das gilt aber auch für Reaktoren die mit hochangereichertem Uran betrieben werden. Der Betrieb mit hochangereichertem Uran ist aber etwas einfacher weshalb es gegenüber Plutonium hier bevorzugt wird.
ruyven_macaran schrieb:
Und warum nutzt die Atomwirtschaft sie dann bitte schön nicht, sondern lobbiiert massiv gegen jegliche Einschränkungen/Auflagen/etc.?
Die genannten Wiederaufbereitungsverfahren sind zum Teil noch in Entwicklung oder wurden erst in den letzten Jahren bis zur Industriereife gebracht. Damit sind sie praktisch zu neu für die aktuell in Betrieb befindlichen Wiederaufbereitungsanlagen. Aber langfristig kann man den Prozess ja irgendwann umstellen oder neue Anlagen bauen die mit den neuen Prozessen arbeiten. Selbstverständlich beinhaltet das große Investitionen, insbesondere gegenüber dem Weiterbetrieb einer vorhandenen Anlage. Das ist gut vergleichbar mit der Umstellung der Urananreicherung von der Gasdiffusion auf die modernere, viel energieeffizientere Zentrifugen und zukünftig eventuell auf wieder andere, noch bessere Verfahren die schon seit vielen Jahren andauert.
Bei der Wiederaufbereitung gibt es jedenfalls ein sehr großes Verbesserungspotential, sowohl wirtschaftlich als auch im Bezug auf die Emissionen wobei der aktuelle PUREX Prozess gegenüber früheren Prozessen (Wismut-Phosphat und REDOX, frühe Formen des PUREX Prozesses) schon ein großer Fortschritt ist wie man etwa an den gigantischen Abfallmengen erkennen kann die alte militärische Wiederaufbereitungsanlagen (etwa die Hanford Site in den USA) verursacht haben.
ruyven_macaran schrieb:
hier fehlt deine Antwort zur Proliferation...
Ich würde eher sagen deine...
ruyven_macaran schrieb:
Also beim besten Willen, du kannst noch 25 Seiten voll schreiben, alleine mit diesen 2 Sätzen ist deine Glaubwürdigkeit obsolet.
Man kann mit hoher Wahrscheinlichkeit davon ausgehen das sich die Asse längerfristig selbstständig wieder geologisch stabilisiert. Selbst wenn nicht wird es schlimmstenfalls immerhin viele tausend Jahre dauern bis auch nur ein kleiner Teil des Inventars in die Biosphäre gelangen kann. Da in der Asse aber zu überwiegenden Teilen Stoffe mit relativ kurzen Halbwertszeiten gelagert sind hat sich die Gefahr bis dahin weitgehend aufgelöst.
Das wesentliche langlebige Problem in der Asse sind Plutonium, anderen Transurane und deren Zerfallsprodukte. Allerdings sind die Mengen soweit mir bekannt ist sowohl absolut als auch anteilsmäßig sehr gering. Alles andere ist spätestens in ein paar hundert Jahren praktisch weg.
Die Rückholung der Abfälle aus der Asse ist das Lösen eines überschaubaren Umweltproblems das mit geringer Wahrscheinlichkeit in vielen tausend Jahren eintreten *könnte*, nämlich die begrenzte -selbst im Fall des Falls wahrscheinlich immer noch relativ harmlose- radioaktive Kontamination von Grundwasser in einem kleinen Gebiet. Mit den 4-6 Milliarden Euro die die Rückholung kosten soll kann man meiner Meinung nach sinnvolleres anfangen.
