atw 2019-02

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atw Vol. 64 (2019) | Issue 2 ı February 110 SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT | | Atomgegner demonstrierten vor der Beethoven-Halle (Bonn, Reaktortagung 1971). Die Darstellungen über die Verwendung der EDV in der Kerntechnik widmeten sich dem passiven Einsatz der Prozeßrechner im Kernkraftwerk KRB sowie Entwicklungsarbeiten im Rahmen des OECD-Programmes in Halden (Norwegen). Die Entwicklungsarbeiten zielen auch auf den aktiven Einsatz von Prozeßrechnern ab, z. B. bei der Regelung des Reaktors und bei der Erfassung von den Reaktor gefährdenden Situationen. Ein weiterer Vortrag behandelte den Prozeßrechnereinsatz für hoch mechanisierte Fertigungen am Beispiel der Brennstabfertigung. In den vergangenen Jahren sind erhebliche Anstrengungen unternommen worden, Methoden zur wirkungsvollen Wiederholungsprüfung von Komponenten in Kernenergieanlagen zu entwickeln. Die Themen behandelten die Vor-Ort-Prüfung von hochwirksamen Schwebstoffiltern und die Methoden sowie Ergebnisse der ersten wiederkehrenden Inspektion des Reaktordruckbehälters KWO. Erheblicher Aufwand wurde getrieben, um die von der Industrie entwickelten US-Meßtechniken sowie optische Prüfverfahren an die speziellen Gegebenheiten anzupassen. Für eine auch nur andeutungsweise erschöpfende Darstellung der bei den wiederkehrenden Inspektionen erhaltenen Ergebnisse und für die daraus zu ziehenden Schlußfolgerungen fehlte wohl die erforderliche Zeit. 4 Brennstoffkreislauf Von insgesamt 48 Vorträgen befaßten sich 28 Vorträge mit den wissenschaftlichen Grundlagen, der Technologie und den Betriebserfahrungen von Brennelementen. Die übrigen Vorträge verteilten sich auf den Bereich des Brennstoffkreislaufes. Dazu sind sinngemäß noch praktisch alle acht Vorträge der Sitzung „Kernwerkstoffe” aus der Sektion 2 zu rechnen. Die meisten dieser Vorträge wären fachlich wohl zweckmäßiger mit bei der Sektion 4 einzuordnen gewesen. Der Überblick über diese somit recht breit angelegte Sektion wurde allerdings durch die zeitweise bis zu 3 Parallel sitzungen erschwert, überdies entstand der Eindruck, daß eine Konzentrierung auf ausgewählte Teilgebiete dieses breiten Gesamt-Themenkreises innerhalb einer solchen Tagung für einige Sondergebiete (z. B. Wiederaufbereitung) noch besser den technisch-wissenschaftlichen Stand hätte hervortreten lassen. Diese Schwerpunktauswahl müßte dann natürlich von Jahr zu Jahr wechseln. An den Sitzungen über das Gebiet Brennelemente für Wasserreaktoren sollte hervorgehoben werden, daß nunmehr in zunehmendem Maße Bestrahlungsresultate aus den in Deutschland nach kommerziellen Maßstäben in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken zur Diskussion gestellt werden. So fand ein Referat über Nach bestrahlungsuntersuchungen an Zircaloy-2 als Hüllmaterial aus den Siedewasserreaktoren VAK und KRB entsprechende Beachtung. Besonderes Interesse verdienen auch die referierten Resultate über Ergebnisse zum thermischen Kriechen von plutoniumhaltigen oxidischen Brennstoffen. Auf dem Gebiet der Brennelemente für schnelle Reaktoren interessieren vor allem die sich verdichtenden Hinweise auf die möglicherweise abbrandbegrenzende Bedeutung der chemischen Wechselwirkung zwischen höher abgebranntem Brennstoff und der Hülle. Die Referate zum Hüllwerkstoffverhalten (in Sektion 2) und zu einigen speziellen Brennstoffproblemen brachten weitere wissenschaftlich interessante Details, die im wesent lichen bereits bekannte Vorstellungen weiter festigten. Aus einigen wenigen Referaten über fortschrittliche Hochleistungsbrennstoffe sind interessante Ansätze für die weitere erforderliche Entwicklungsarbeit erkennbar. Der Stand der Entwicklung von Brennelementen für Hochtemperaturreaktoren ergab sich aus den sehr übersichtlich angelegten Referaten über die Fortschritte bei der Brennelementherstellung für den THTR sowie über den Stand der Bestrahlungserfahrung, insbesondere das Bestrahlungsverhalten der AVR-Brennelemente, die eine für den Reaktorbetrieb unerwartet günstige Entwicklung der Spaltgasfreisetzung aufwiesen. Mehrere Referate über mehr grundlagenorientierte Untersuchungen zum Spaltproduktverhalten von HTR-Brennstoffen demonstrieren allerdings auch den heute noch aufgewendeten Untersuchungsumfang auf diesem Gebiet. Unter den Referaten über Brennelemente für andere Reaktoren beeindruckte bei den modernen MTR- Elementen der erforderliche fertigungstechnische Aufwand, bei der Technologie der ITR-Brennelemente die Vielseitigkeit interessanter Detailprobleme. Unter dem Titel Brennstoffkreislaui und Anreicherung interessierte besonders eine ausführliche Analyse gegenwärtiger und zukünftiger Brennstoffkreislaufkosten von Leichtwasserreaktoren. Die beiden in Deutschland zur Zeit im Aufbau befindlichen Verfahren zur Anreicherung – einerseits nach dem Trenndüsenverfahren, andererseits mittels Zentrifugen – stehen beide im Stadium der Errichtung von Anlagen unter wirtschaftlichen Aspekten. Die der Öffentlichkeit leichter zugänglichen Arbeiten am Trenndüsen verfahren schilderten den abgeschlossenen Aufbau der Prototypen der größeren Trennstufen. Seitens des Zentrifugenverfahrens überwogen mehr theoretische Wirtschaftlichkeitsbetrachtungen. Auf dem Gebiet der Wiederaufarbeitung konzen trierten sich die Referate und Diskussionen auf die Probleme beim Brennstoff schneller Brutreaktoren und von Hochtemperaturreaktoren. Die halbtechnische Miniaturextraktionsanlage in Karlsruhe ist nahezu betriebsbereit, die entsprechende Anlage in Jülich hat noch nicht dieses Stadium erreicht. Von den vier Referaten zur Spaltstoffkontrolle dürfte insbesondere ein Referat von Vertretern der IAEO interessieren, das die heutige Auffassung dieser Organisation zu diesem auch mit politischen Problemen belasteten Fragen hier widerspiegelt. Aus Karlsruhe wurden Vorstellungen über ein rationelles Überwachungssystem der in Frage kommenden Anlagen beigesteuert. Aus der Sitzung Prozeßinstrumentierung und Behandlung radioaktiver Abfälle interessiert naturgemäß besonders das zweite Thema. Ein Referat brachte jedoch Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT 1971 DAtF-KTG-Meeting on Reactors in Bonn
atw Vol. 64 (2019) | Issue 2 ı February auch interessante Aspekte zur automatischen Überwachung von Aufbereitungsanlagen. Zur Behandlung radioaktiver Abfälle kann das erfreuliche Resümee gezogen werden, daß heute ein System von Maßnahmen und Einrichtungen existiert, das es erlaubt, den bereits in größeren Mengen anfallenden niedrig und mittel aktiven Abfall zu verarbeiten und auch bei sehr hohen Ansprüchen an die Sicherheit einer Endlagerung zuzuführen. Dieses Stadium ist für den hochaktiven Abfall noch nicht erreicht. Allerdings rechnet man mit einer erheblichen Steigerung des Anfalls erst ab etwa 1980. 5 Reaktorkonzepte und Wirtschaftlichkeitsfragen In dieser Sektion wurden von 36 eingereichten Vorträgen 19 in das Programm aufgenommen und 16 auf der Tagung vorgetragen. Vorherrschend bei den einzelnen Vorträgen war die Darstellung von Reaktorkonzepten; Fragen der Wirtschaftlichkeit wurden wenig oder gar nicht behandelt. Alle Ausführungen bezogen sich auf Reaktoren fortgeschrittener Bauart bis hin zu dem futuristischen Konzept des Fusionsreaktors. Einige Vorträge über die Wirtschaftlichkeit, vor allem der bestehenden Reaktorgeneration, waren anderen Sektionen zugeordnet, was die Übersicht etwas erschwerte. Wirtschaftlichkeitsfragen der Kernenergie allgemein wurden nur in einigen Übersichtsvorträgen angesprochen. Einen breiten Raum haben naturgemäß die Schnellen Brutreaktoren und die Hochtemperaturreaktoren eingenommen, die als fortgeschrittene Reaktorkonzepte in Deutschland gleichrangig entwickelt werden. Leider sind beide Vorträge über das Konzept natriumgekühlter Schneller Brutreaktoren der SNR-Linie ausgefallen, so daß der Übersichtsvortrag über den „Stand der Entwicklung des Schnellen natriumgekühlten Reaktors (SNR)” die einzige Informationsquelle über dieses Reaktorkonzept auf der Tagung darstellte. Das ist umso bedauerlicher, als die gerade in den letzten Wochen und Monaten in verstärktem Maße geführte Diskussion über den Natriumbrüter das große Interesse an diesem Reaktortyp gezeigt hat; so wurde eine ausgezeichnete Plattform für sachliche Information nicht ausreichend genutzt. Die beiden noch verbleibenden Vorträge über natriumgekühlte Reaktoren befaßten sich mit für Karbid-Brennstoff geeigneten Brennelementkonzepten und mit der Brennelementhandhabung bei dem geplanten Forschungsreaktor FR3. Eine große Zuhörerschaft fand K. Wirtz bei seinem Vortrag über Gasgekühlte Schnelle Brutreaktoren vor. Wirtz bezog sich auf das inzwischen fertiggestellte deutsche Memorandum zur Gaskühlung Schneller Reaktoren und hält danach die 1. Generation des Gasbrüters (mit Dampfturbine und Oxidbrennstoff in Stahlhülle) nicht für eine Folgegeneration oder eine sogenannte „back-up”-Lösung des Natriumbrüters, sondern für einen Wettbewerber, da dieser in hohem Umfange auf die bisherigen Entwicklungen beim Natriumbrüter (nukleare und neutronische Untersuchungen und Brennelemententwicklung) und beim HTR (Druckgefäß, Gebläse, Wärmetauscher) zurückgreifen kann. Zwei weitere Vorträge über gasgekühlte Brutreaktoren erläuterten das Brennelementkonzept, die Coreauslegung, das Anlagenkonzept, die Sicherheit und Wirtschaftlichkeit der im Rahmen des Memorandums untersuchten Varianten gasgekühlter Reaktoren. Der Vortrag und die Diskussion über den THTR 300 zeichneten sich durch viele Details aus, von denen einige sonst im allgemeinen nicht öffentlich genannt werden. So wurde z. B. die Poenale je Monat Lieferverzug mit 0,75 Mio. DM, die Poenale bei Nichterfüllung des Auftrags mit 20 Mio. DM beziffert. Die im Juli 1970 ausgesprochene Bauabsichtserklärung (Letter of Intent) ist seit Dez. 1970 rechtsgültig; mit der Vertragsunterzeichnung wird für Mai 1971 gerechnet. Nach einer zehnmonatigen Bauvorlaufzeit soll die vertragliche Lieferzeit am 1.10.1971 beginnen und am 1.11.1976 enden. Die Gesamtkosten einschließlich Kernbrennstoff, bauzuge höriger Forschungs- und Entwicklungsarbeiten, Eigen leistungen des Bauherrn sowie Bauzinsen werden 690 Mio. DM betragen. Neben der Stromerzeugung werden auch der Erzeugung von Prozeßwärme aus HTR gute Chancen eingeräumt. Dies gilt besonders dann, wenn sich der rasche Preisanstieg fossiler Energieträger fortsetzt. Im Hinblick auf dieses Marktpotential wurden von Jülicher Seite bereits recht detaillierte Vorstellungen zur Äthylenerzeugung mittels HTR vorgetragen. Erstmals auf einer Reaktortagung wurde über Konzepte von Incore-Thermionik-Reaktoren (ITR) und Fusionsreaktoren berichtet. Der ITR kann wegen seiner sehr hohen Anlagekosten nicht mit kommerziellen Kraftwerken konkurrieren, er eignet sich jedoch wegen seines geringen Gewichts und des Fehlens beweglicher Teile zur Energieversorgung von Satelliten. Die Ausgangsleistung kann von 20 kW el ohne große Mehraufwendungen auf 150 kW el gesteigert werden. Im Leistungsbereich unter 20 kW el konkurriert der schnelle Wärmerohr-Thermionik-Reaktor mit dem ITR; über dieses Reaktorkonzept wurde ebenfalls berichtet. Die möglichen Reaktorkonzepte eines Fusionsreaktors wurden in einer sehr übersichtlichen Zusammenfassung dargestellt. Dabei wurden auch einige der Probleme deutlich gemacht, die zur Verwirklichung der kontrollierten Kernfusion noch gelöst werden müssen. Neben den Stabilitätsproblemen der Einschließung des Plasmas und der Leistungsregelung werden es vor allem Materialprobleme sein, die die Materialprobleme der Spaltreaktoren weit in den Schatten stellen. Als Beispiel wurde die Behälterwand des plasma-erfüllten Ringraumes genannt, die bei einer Temperatur von 1000 °C einer intensiven Bestrahlung durch Neutronen von 14 MeV bis zu einer Dosis von einigen 10 23 n/cm 2 ausgesetzt ist. Zur Lösung der Materialprobleme wurden Bestrahlungen in möglichst schnellem Neutronenfluß bis zu hohen Dosen als vordringlich bezeichnet. Eine hohe Dringlichkeit für die Entwicklung von Fusionsreaktoren ist jedoch nach Meinung des Berichterstatters nicht gegeben, da einerseits die Spaltreaktoren (einschl. Brutreaktoren) den Energiebedarf der Menschheit bis weit über das Jahr 2000 hinaus werden decken können und andererseits ein wirtschaftlicher Vorteil der Fusionsreaktoren (trotz der niedrigen Brennstoffkosten) noch nicht in Sicht ist. In der Diskussion wurde vorgeschlagen, den Lithium- Brutmantel mit einem U-238-Brutmantel als Neutronenvervielfacher zu kombinieren. Dabei käme gleichzeitig die hohe Energieausbeute einer U-238-Spaltung (ca. 200 MeV gegenüber 17,5 MeV bei einer D-T- Fusionsreaktion) dem Prozeß zugute. Berichterstatter Sektion 1: H. Küsters, Karlsruhe Sektion 2: F. Scholz, Jülich Sektion 3: H. J. Lehmann und A. Tietze, Köln Sektion 4: H. Weidinger, Großwelzheim Sektion 5: D. Faude und G. Woite, Karlsruhe 111 SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT 1971 DAtF-KTG-Meeting on Reactors in Bonn
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