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″ O51.6792972222227.9715583333333Koordinaten: 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:	20. April 1988
Stillgelegte Reaktoren (Brutto):	1  (308 MW)
Eingespeiste Energie im Jahre 1988:	1.083 GWh
Eingespeiste Energie seit Inbetriebnahme:	2.756 GWh
Website:	Offizielle Seite
Stand:	6. Okt. 2006
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. 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 in Betrieb genommen und im September 1989 endgültig stillgelegt. Im gleichen Jahr wurde sein 'geistiger' Vater Rudolf Schulten, Professor für Reaktortechnik an der RWTH Aachen, 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 Uran-235, sondern außerdem Uran-233 nutzt. Das Uran-233 wird aus Thorium-232 im laufenden Reaktorbetrieb in den Brennelementen erbrütet und teilweise sofort mitverbrannt; da graphitmoderierte Reaktoren höhere Abbrände gestatten als konventionelle Leichtwasserreaktoren (aber geringere als schwerwassermoderierte Reaktoren wie CANDU), ist die Ausnutzung von Brennstoff und Brutstoff insgesamt besser als in Leichtwasserreaktoren. Für einen geschlossenen Brennstoffkreislauf und eine weitgehende Brenn- und Brutstoffnutzung wäre dennoch, 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 90 Prozent angereichertes Uran-235. Das steigende Bewusstsein für Proliferationsgefahren erzwang für die später entwickelten Kugelhaufenreaktorkonzepte die Abkehr vom Thorium und die Verwendung von niedrig angereichertem Uranbrennstoff.

Brutprozess

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

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

In Worten: ein Thorium-232-Atomkern fängt ein thermisches Neutron ein und wird dadurch zu Thorium-233. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von 22,2 Minuten durch Betazerfall in Protactinium-233; dieser Kern geht mit knapp 27 Tagen Halbwertszeit durch einen weiteren Betazerfall in Uran-233 über. Das Neutron in der obigen Formel entstammt dem normalen Spaltungsprozess des im Brennstoff enthaltenen Uran-235, oder zu einem geringeren Anteil der Spaltung des erbrüteten Uran-233.

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 Uran-235 und ca. 10 g Thorium-232 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 U-235 entsteht nämlich in einer Nebenreaktion zur Spaltung U-236, welches sich im Mischoxid nicht mehr vom erbrüteten Brennstoff U-233 trennen lässt. Wegen des vergleichsweise hohen Einfangquerschnitts von U-236 für thermische Neutronen hätte das aus einer Wiederaufarbeitung von THTR-300 Brennelementen gewonnene Uran damit nicht zur Rückführung in den THTR-300 getaugt. Versuche, an Stelle eines Mischoxids getrennte Uran- und Thoriumpartikel zu verwenden, um reines U-233 bei der Wiederaufarbeitung erhalten zu können, kamen nicht über das Experimentierstadium hinaus (feed/breed Konzept).

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 eine thermische Störung der Struktur der Brennelements vermieden. Dies stellt gemeinsam mit der vergleichsweise geringen Leistungsdichte einen sicherheitsrelevanten Vorteil gegenüber den in Leichtwasserreaktoren üblicherweise verwendeten Brennstäben dar, die sehr anfällig 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.^[2][3] 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 führten.

Die Zahl der Brennelemente im THTR-300 betrug 675.000 Stück. Rechnerisch wurde im Normalbetrieb eine maximale Kerntemperatur (coated particles) von ca. 1050 °C erreicht.^[4] 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. 50 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.^[5] 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.

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

Kraftwerk Westfalen mit THTR unten rechts

Das Kernkraftwerk THTR-300 wurde von der HKG Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH Hamm-Uentrop von 1970 bis 1983 aufgrund immer strengerer neuer Auflagen und Genehmigungsverfahren erst spät fertiggestellt. Mit dem Bau der schlüsselfertigen Anlage wurde am 29. Oktober 1971 ein Konsortium aus den Firmen BBC, Krupp Reaktorbau GmbH und Nukem beauftragt.^[6] Aus den projektierten fünf Jahren Bauzeit wurden schließlich fast fünfzehn Jahre, die Baukosten stiegen von geplanten 690 Millionen auf mehr als vier Milliarden Mark.^[7] 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. Die Teilgenehmigung der atomrechtlichen Genehmigungsbehörde wurde aber erst am 9. April 1985 erteilt. Am 16. November 1985 wurde der erste Strom ins Netz eingespeist.

Der THTR-300 war als kommerzielles Kernkraftwerk zur Erzeugung elektrischer Energie ausgelegt und vergleichbar mit dem Reaktor im Kernkraftwerk Fort St. Vrain (kein Kugelhaufenreaktor, sondern ein sogenannter Block-Type-HTR) in den USA. Er wurde von einem Unternehmenskonsortium aus den Firmen Brown, Boveri & Cie. (BBC), deren Tochter Hochtemperatur Reaktorbau GmbH (HRB) und der Nukem GmbH als integrierter heliumdichter Druckbehälter aus Spannbeton ausgeführt und konnte einem Innendruck von etwa 40 bar standhalten. Die thermische Leistung des Reaktors betrug 750 Megawatt.

Probleme und Stilllegung

Der THTR-300 galt aufgrund des Funktionsprinzips, bei dem keine Kernschmelze auftreten kann, als wesentlich unfallsicherer als andere Reaktortypen. Bereits 1984 wurde jedoch vom Institut für nukleare Sicherheitsforschung des Forschungszentrum 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.^[8] 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 18.000 beschädigte Brennelemente gefunden, das waren tausendmal mehr als erwartet. Die hohe Bruchrate war vermutlich eine Folge der in Helium ungünstigen Reibungseigenschaften,^[9][10] 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.^[11] 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.^[12] Wegen der vorgenannten Reibungsprobleme und 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 Zentrum zu heiß wurde. Überheiße Gassträhnen haben vermutlich 36 Haltebolzen der Heißgasleitung beschädigt, so dass sie brachen (1988) ^[13]. Eine Kugelentnahme war nur bei verringerter Leistung möglich und konnte daher nur sonntags vorgenommen werden. Außerdem war die Herstellung und die Wiederaufbereitung der Kugelbrennelemente nicht garantiert. Daher wurden die mittlerweile aufgegebenen^[14] Hochtemperaturreaktoren in Südafrika ohne Wiederaufarbeitung geplant. Dieser Nachteil soll durch einen wesentlichen höheren Abbrand, d. h. eine bessere Ausnutzung des vorhandenen Kernbrennstoffs im Vergleich zu den üblichen Abbränden in wassermoderierten Reaktoren, kompensiert werden.

Ein Störfall mit Freisetzung von Radioaktivität am 4. Mai 1986^[15][16] 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 emittiert.^[17] Dies fiel am folgenden Tag auf. Im gleichen Zeitraum stieg wegen der Katastrophe von Tschernobyl die Radioaktivität in der Umgebung an.^[18] Daher wurde der Anstieg der Radioaktivität im Umkreis des Kernkraftwerks nicht in Zusammenhang mit dem Störfall gestellt. 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.^[17] Die Betreiber hatten jedoch zunächst behauptet, es habe sich um eine normale Abgabe von Radioaktivität im Rahmen des Genehmigungsbescheids gehandelt. Am 3. Juni 1986 erklärten die Betreiber schließlich, Ursache der Freisetzung von Radioaktivität sei eine Fehlsteuerung in der Beschickungsanlage des Reaktors gewesen.^[19]

Nach einer weiteren Stillstandsphase wegen schadhafter Haltebolzen in der Heißgasleitung geriet die HKG im August 1989 an den Rand der Insolvenz^[20] und musste, da die Muttergesellschaften der HKG keine weiteren Zahlungen leisten wollten, durch die Bundesregierung mit 92 Mio. DM gestützt werden.^[21] Die THTR-Brennelementefabrik in Hanau musste 1988 aus Sicherheitsgründen stillgelegt werden. 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 Weiterbetrieb zusätzliche Rücklagen von 650 Mio. DM für erforderlich.^[20] 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 sicherheitsrelevanten und wirtschaftlichen Überlegungen sowie wegen des geschwundenen Interesses der Energiewirtschaft an Kugelhaufenreaktoren^[20][13] wurde dann am 1. September 1989 die Stilllegung des THTR-300 beschlossen.

Von 1985 bis 1989 verzeichnete der THTR-300 nur 16.410 Betriebsstunden mit einer abgegebenen elektrischen Energie von 2.891.000 MWh. Das entspricht 423 Volllasttagen. Die angestrebte Verfügbarkeit von mindestens 70 % wurde in keinem Betriebsjahr erreicht.

Von Oktober 1993 bis April 1995 wurden die Brennelemente in Brennelementbehältern in das Transportbehälterlager Ahaus transportiert. Der Reaktor selbst wurde bis 1997 in den sogenannten „sicheren Einschluss“ überführt^[22] 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.^[23] 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 ohne Endlagerung wurden 2007 vom Eigentümer mit ca. 350 Mio € veranschlagt^[24], mittlerweile (2011) werden 1 Mrd € angegeben.^[25]

Bereits 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.

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.

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 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. In Südafrika war ursprünglich auch ein kleiner Kugelhaufenreaktor (500 kW) für militärische Zwecke (Atom-U-Boot) geplant^[26][27], was in Zusammenhang mit den Atomwaffen der Apartheidregierung zu sehen ist^[28]; 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.

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. die Werhahn-Gruppe^[29], die LaRouche-Bewegung^[30] und einzelne konservative Politiker speziell aus Nordrhein-Westfalen^[31][32] zählen. 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^[12], sehen andere im THTR-300 insgesamt einen Erfolg und sprechen von "rein politisch bedingter Stilllegung"^[33].

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[34]
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[35]	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	20.04.1988

Technische Daten[36][37]	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	U233
Höhe Reaktordruckbehälter	25,5 m
Durchmesser Reaktordruckbehälter	24,8 m
Masse des Spaltstoffs	344 kg
Brutstoff	Th-232
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

Weblinks

• Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH
• 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
• http://greenswitzerland.wordpress.com/2009/01/05/mit-thorium-in-die-nukleare-zukunft - Flüssigfluorid-Thorium-Reaktoren Selbstregelnde Reaktortechnologie - Explosion ausgeschlossen

Einzelnachweise

1. ↑ ^{a b} E. Merz, Wiederaufarbeitung thoriumhaltiger Kernbrennstoffe im Lichte proliferationssicherer Brennstoffkreisläufe, Naturwissenschaften 65 (1978) 424-31
2. ↑ R.Moormann, Air ingress and graphite burning in HTRs: A survey of analytical examinations performed with the code REACT/THERMIX, Forschungszentrum Jülich, Bericht Jül-3062 (1992)
3. ↑ R.Moormann, PHENOMENOLOGY OF GRAPHITE BURNING IN MASSIVE AIR INGRESS ACCIDENTS, Proc. HTR2006, Johannesburg, http://www.nwu.ac.za/htr2006/static-content/downloads/final_download_papers/f/F00000032.pdf, abgerufen 27. April 2011
4. ↑ D.Bedenig, Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren, Thiemig Vlg. (1972)
5. ↑ J.Quadakkers, Corrosion of high temperature alloys in the primary circuit helium of high temperature gas cooled reactors. Materials and corrosion 36 (1985) S. 141-150 und 335-347
6. ↑ Broschüre 300-MW-Kernkraftwerk mit Thorium-Hochtemperatur-Reaktor (THTR-300) der HKG in Hamm-Uentrop des Konsortiums BBC/HRB/Nukem
7. ↑ Der Spiegel, 24/1986 vom 9. Juni 1986, Seite 29, "Umweltfreundlich in Ballungszentren" (Abgerufen am 15. Juni 2011)
8. ↑ J. Fassbender et al., Ermittlung von Strahlendosen in der Umgebung des THTR-300 infolge eines angenommenen Coreaufheizunfalls, Bericht Juel-Spez 275 (1984)
9. ↑ http://www.slac.stanford.edu/cgi-wrap/getdoc/slac-pub-10429.pdf
10. ↑ http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/fulltext/htr2004_h01.pdf
11. ↑ http://www.patent-de.com/19970306/DE19547652C1.html
12. ↑ ^{a b} Facts, 21. Oktober 2004, Seiten 61-64, Atomkraft, ja bitte! - Chinesische Kernphysiker haben eine vergessen geglaubte Reaktortechnik wiederbelebt
13. ↑ ^{a b} Der Spiegel, 8/1989 vom 20. Februar 1989, Seite 103, "Steht schlecht - Das ehrgeizige Projekt eines Hochtemperaturreaktors ist am Ende - doch Abwracken ist zu teuer."
14. ↑ Nature News, 23. Februar 2010, Pebble-bed nuclear reactor gets pulled (englisch)
15. ↑ Die Zeit, 9. Juni 1986, Störfall - aber bei wem? - Betreiber und Ministerium beschuldigen sich gegenseitig
16. ↑ Der Spiegel, 24/1986 vom 9. Juni 1986, Seite 28, "Funkelnde Augen - Der Hammer Reaktortyp galt als zukunftsträchtig - bis zum Störfall Anfang Mai."
17. ↑ ^{a b} Begründung zur atomrechtlichen Anordnung vom 3. Juni 1986 des Ministers für Wirtschaft, Mittelstand und Technologie, vorgetragen im Landtag des Landes Nordrhein-Westfalen am 4. Juni 1986, Plenarprotokoll 10-24
18. ↑ FAZ.NET, 31. März 2011, Thorium-Versuchsreaktor: Die Schönste der Maschinen - Atomdebatte
19. ↑ Erklärung des Ministers für Wirtschaft, Mittelstand und Technologie im Landtag des Landes Nordrhein-Westfalen am 4. Juni 1986, Plenarprotokoll 10-24
20. ↑ ^{a b c} Der Spiegel, 29/1989 vom 17. Juli 1989, Seite 74, Atomruine Hamm: Bezahlt Bonn den Abbruch?
21. ↑ Deutscher Bundestag Drucksache 11/5144 6. September 1989 http://dipbt.bundestag.de/doc/btd/11/051/1105144.pdf
22. ↑ Deutsches Atomforum e. V.: Jahresbericht 2008 - Zeit für Energieverantwortung. Berlin 2009, ISSN 1868-3630. Seite 32
23. ↑ http://nachrichten.rp-online.de/regional/akw-betreiber-will-keine-steuern-zahlen-1.754779, abgerufen 28. April 2011
24. ↑ Landtag NRW, 14.Wahlperiode, Vorlage 14/2173, 17. Oktober 2008
25. ↑ http://www.sueddeutsche.de/wissen/ende-eines-reaktors-jahre-abklingzeit-1.1086821
26. ↑ http://www.eepublishers.co.za/images/upload/Generation1a.pdf, abgerufen am 27. April 2011
27. ↑ http://www.pbmr.co.za/contenthtml/files/File/Chronoloy.pdf, abgerufen 27. April 2011
28. ↑ http://www.issafrica.org/uploads/210.pdf, abgerufen am 27. April 2011
29. ↑ Grüne Atomkraftwerke, Hermann Josef Werhahn im Interview 2008 http://www.welt.de/wissenschaft/article2725609/Gruene-Atomkraftwerke.html, abgerufen 24. April 2011
30. ↑ Südafrika baut den 100% sicheren Kugelhaufenreaktor, http://www.solidaritaet.com/fusion/2006/1/fus0601-suedafrika.pdf, abgerufen 24. April 2011
31. ↑ http://www.tagesspiegel.de/zeitung/ein-haufen-energie/725170.html, abgerufen am 26. April 2011
32. ↑ http://www.zukunftsenergien.de/hp2/downloads/vortraege/thoben-frei.pdf, abgerufen 26. April 2011
33. ↑ U.Cleve, Die Technik der Hochtemperaturreaktoren, atomwirtschaft Heft 12 (2009), s. Textliste 2009 in http://www.aktionaere-fuer-technik.de/, abgerufen 26. April 2011
34. ↑ Die Technik des THTR 300 in Zahlen, Herausgeber: Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH, Hamm, 1989
35. ↑ Power Reactor Information System der IAEO: „Germany, Federal Republic of: Nuclear Power Reactors“ (englisch)
36. ↑ Martin Volkmer: Kernenergie Basiswissen. Informationskreis KernEnergie, Berlin Juni 2007, ISBN 3-926956-44-5. Seite 49
37. ↑ Broschüre Hochtemperaturreaktoren BBC/HRB Druckschrift Nr. D HRB 1033 87 D, Seite 6

Kernkraftwerke in Deutschland

In Betrieb: Brokdorf | Neckarwestheim 2 | Emsland | Grafenrheinfeld | Grohnde | Gundremmingen | Isar 2 | Philippsburg 2
Außer Betrieb: Unterweser | Brunsbüttel | Krümmel | Biblis | Neckarwestheim 1 | Isar 1 | Philippsburg 1 | Greifswald | THTR-300 Hamm-Uentrop | KNK Karlsruhe | MZFR Karlsruhe | Lingen | Mülheim-Kärlich | Obrigheim | Rheinsberg | Stade | Würgassen
Abgebaut: AVR Jülich | Großwelzheim | Kahl | Niederaichbach
Nie in Betrieb genommen: BASF | Borken | Emden | Hamm | Kalkar | Neupotz | Pfaffenhofen | Stendal | Vahnum | Wyhl