Vorbemerkung I

Im Gegensatz zu Deutschland läuft im Rest der Welt weiterhin eine mächtige Aktivität zur Verstärkung und auch insbesondere zur erstmaligen Einführung dieser Technologie. Die Arbeitsgemeinschaft "Internationale Forum IV. Generation (GIF)" – siehe Vorbemerkung III – arbeitet gemeinsam an 7 neuen Reaktorkonzepten, die sämtlich eine noch weit erhöhte Sicherheit im Vergleich zu heutigen KWK bieten; teilweise auch eine „inhärente“ Sicherheit, also die physikalische Unmöglichkeit einer Kernschmelze.
Zahlreiche innovative Neuentwicklungen verbreiten das Anwendungsfeld der Nukleartechnik auf sämtliche Bereiche der Energieanwendung. Zu erwähnen ist insbesondere die Entwicklung von Kleinreaktoren, die der Nukleartechnik sehr große neue Anwendungsfelder eröffnen (siehe Vorbemerkung IV).
Daß vor diesem Hintergrund von deutschen Politikern wiederholt von der Kernkraft als nur noch für kurze Zeit brauchbare „Brückentechnologie“ gesprochen wird, zeigt ihren Versuch, eine unwillkommene quantitativ und insbesondere qualitativ zunehmende internationale Entwicklung durch das Etikettieren mit abwertenden Begriffen als vorübergehende Erscheinung darzustellen.
Die Regierungen der übrigen Nationen beachten das nicht, wie die folgenden Ausführungen zeigen.

Eine zusammenfassende Bilanz der weltweiten Aktivitäten:

(Da KKW aus einem oder mehreren Reaktorblöcken bestehen können, ist es sinnvoll, nur die Blöcke zu zählen. Da die Blockleistung bei neuen Anlagen oft 1.000 – 1.500 MW (Megawatt) erreicht, bedeuten neue Reaktorblöcke häufiger als früher neue leistungsstarke KKW mit nur einem Block.)
► Seit dem Jahre 2004, als 22 KKW-Blöcke im Bau waren, ist die Anzahl der im Bau befindlichen Projekte kontinuierlich gestiegen.
► Im Oktober 2011 waren in 31 Ländern insgesamt 432 Reaktoren mit einer Gesamtleistung von 369.000 MWel in Betrieb.
► 6 KKW haben 2010 den Betrieb neu aufgenommen.
► Mitte Oktober 2011 gab es 63 aktive Bauprojekte in 13 Ländern für KKW (1. Beton gegossen bzw. in der Ausrüstung):
(Argentinien:1; Brasilien:1; Kanada:3; China:27; Finnland:1; Frankreich:1; Indien:6; ;Japan:2; Südkorea:5; Pakistan:1; Russland:10; Slowakische Republik:2; Taiwan:2, USA:1).
► Bereits bestellt bzw. im fortgeschrittenen Planungsstadium waren in 20 Ländern 152 KKW-Blöcke (Genehmigung und Finanzierung bzw. größere Finanzierungszusagen liegen vor; erwartete Betriebsaufnahme in 8 – 10 Jahren).
► Vorgeschlagen sind weitere 350 Blöcke, davon 120 in China, 40 in Indien, 30 in Russland, 27 in USA, 16 in Saudi-Arabien (erwartete Betriebsaufnahme in ca. 15 Jahren).
Hiermit wird ein weltweiter, detaillierter Überblick über diese Entwicklung – d.h. die Neubauprojekte und die konkreten Planungen – präsentiert.
Die Fukushima-Katastrophe hat weltweit unterschiedliche Reaktionen hervorgerufen, über die hier ebenfalls berichtet wird – siehe die fettgedruckten Passagen in den folgenden Länderberichten:
Australien, Chile, China, Deutschland, England, EU, Finnland, Frankreich, Indien, Italien, Japan, Korea, Polen, Russland, Schweden, Schweiz, Slowakische Republik, Spanien, Tschechien, Türkei, USA, Venezuela, Weißrussland.
Daraus wird deutlich, daß es in keinem Land auch nur annähernd so extreme Reaktionen gab, wie in Deutschland. Offensichtlich setzen nahezu alle Länder ihre Kernkraftaktivitäten wie geplant fort, wobei Sicherheitsaspekte noch stärker ins Gewicht fallen als zuvor. Veränderungen in dieser Hinsicht planen die Schweiz und Japan (s.d.).
Unmittelbare Konsequenzen ergeben sich für alle durch schwere Erdbeben gefährdete Nationen, insbesondere die auf dem sog. pazifischen Feuerring liegenden (Japan, Indonesien, Kalifornien, Chile) und ebenso für die Türkei. Wie das Tohoku-Erdbeben vom 11. März zeigte, sind die an erdbebengefährdeten Küsten liegenden existierenden KKW selbst gegen derart schwere Erschütterungen gut gerüstet, aber ob das auch in jedem Einzelfall für Tsunamis gilt, kann man anzweifeln.

Vorbemerkung II

Die weltweite nukleare Renaissance erfolgt auf drei Wegen:
► Die überwiegend staatlich geleitete und finanzierte Fortführung des Nuklearanlagen-Baus in Ländern mit existierender Industrie, wie Frankreich, Finnland, Südkorea, China, Indien und Russland;
► Erneuerte Unterstützung der Kerntechnik in Ländern mit existierender Industrie, die aber keine Neubauten in den letzten Jahrzehnten sahen, wie insbesondere das Vereinigte Königreich und die USA;
► Eine Reihe potentieller Newcomer im Nuklearmarkt, wobei die substantiellste Gruppe aus diversen aufsteigenden Wirtschaftsnationen Asiens und des Mittleren Ostens besteht.
► Drei Länder hatten sich für die Beendigung der Nuklearenergie entschieden: Belgien, Deutschland und Schweden. Schweden hat seine Meinung geändert. In Belgien gab es inzwischen eine Laufzeitverlängerung für zwei KKW. Italien, das keine KKW besitzt, wollte ein Neubauprogramm beginnen. Nach dem Ergebnis eines kürzlich dazu durchgeführten Referendums wird das nicht erfolgen.
Doch in Osteuropa und Asien wurde der Aufbau neuer nuklearer Kapazitäten zu keinem Zeitpunkt gestoppt, im Gegenteil.
Die Situation in Japan ist vorübergehend unklar: Zunächst wird man bemüht sein, die vorhandenen unbeschädigten KKW nach Sicherheitsüberprüfungen komplett wieder in Betrieb zu bringen, da der Strom dringend benötigt wird. Die Neubaupläne wird man vorübergehend auf Eis legen, aber später vermutlich – evtl. mit sicherheitstechnischen Modifikationen und Auflagen – wieder verfolgen, weil es nicht vorstellbar ist, daß Japan in großem Stil wieder Kohlekraftwerke baut.
Die Schweiz wird voraussichtlich in 2 – 3 Jahren eine Volksabstimmung zur Kernkraft haben.

Vorbemerkung III

Das "Internationale Forum IV. Generation (GIF)"
► Im Jahre 2001 unterzeichneten 13 Nationen das Gründungsdokument (die Charta): Argentinien, Brasilien, Kanada, Frankreich, Japan, Republik Korea, Republik Südafrika, Großbritannien, USA. Anschließend traten weitere Nationen dem GIF bei: Schweiz 2002; EURATOM 2003; VR China und Russland 2006.
► Die EU-Kommission benannte ihre Generaldirektion Joint Research Centre (JRC) als ihre Instanz für die Vertretung der EURATOM-Interessen in der GIF. Obwohl Deutschland Mitglied der Europäischen Atomgemeinschaft EURATOM ist, beteiligt es sich faktisch nicht an GIF-Reaktorentwicklungen. Deutsche
Kernforschungsinstitute erhalten keine staatlichen Mittel dafür; nur für Sicherheitsforschung, die aber ohne die unverzichtbare Beteiligung an neuen Reaktorentwicklungen auch bei aller Bemühung und Fachkompetenz kaum nennenswerte Beiträge liefern kann.
► Das Ziel des GIF: Identifizierung und Auswahl von 7 nuklearen Energiesystemen zu deren weiterer Entwicklung. Die auszuwählenden 7 Systeme bieten eine
Vielzahl von Reaktor-, Energieumwandlungs- und Brennstoffkreislauf-Technologien. Ihre Designs weisen thermische und schnelle Neutronenspektren auf, geschlossene und offene Brennstoffkreisläufe und eine größere Spannweite von Reaktorgrößen – von sehr klein bis sehr groß. Abhängig von ihrem einzelnen technischen Reifegrad erwartet man, dass die Systeme der IV. Generation im Zeitraum zwischen 2020 und 2030 und danach zur Anwendung kommen.
► Die von der GIF ausgewählten Systeme sind:

1. Gasgekühlter Schneller Reaktor (GFR):

mit schnellem Neutronenspektrum, einem mit Helium gekühlten Reaktor und geschlossenem Brennstoffkreislauf; Temperatur 850 Grad Celsius; Herstellung von Strom und Wasserstoff. Beteiligt: Japan, Frankreich, Euratom, Schweiz

2. Hochtemperaturreaktor (VHTR):

Graphit-moderierter, Helium-gekühlter Reaktor mit offenem Einweg-Uran-Brennstoffkreislauf ; hoher Druck; Temperatur 900 – 1000 Grad C; dadurch fähig zur thermochemischen Wasserstofferzeugung über einen zwischengeschalteten Wärmetauscher; vollständige passive Sicherheit.
Aufgabe: Strom und Wasserstoffherstellung.
Beteiligt: USA, Japan, Frankreich, Kanada, Korea, Schweiz, Euratom, China.

3. Superkritischer wassergekühlter Reaktor (SCWR):

wassergekühlter Hochtemperatur- und Hochdruck-Reaktor, der oberhalb des thermodynamischen kritischen Punktes von Wasser arbeitet; sehr hoher Druck von 25 MPa; Neutronenspektrum thermisch bis schnell; :Temperatur 510 – 625 Grad C;
Aufgabe: Stromerzeugung.
Beteiligt: Euratom, Kanada, Japan, Korea als Beobachter

4. Natriumgekühlter Schneller Reaktor (SFR):

Schnelles Neutronenspektrum, Kühlung mit flüssigem Natrium, geschlossener Brennstoffkreislauf für das effiziente Management von Aktiniden (Transurane) und für die Umwandlung von Natururan in Spaltmaterial; Druck nahe bei Atmosphärendruck; Temperatur 500 – 550 Grad C;
Aufgabe: Stromerzeugung.
Beteiligt: Japan, USA, Frankreich, Euratom, Korea, China, Russland als Beobachter

5. Bleigekühlter Schneller Reaktor (LFR):

Mit schnellem Neutronenspektrum und einer Kühlung mit flüssigem Blei oder einer flüssigen eutektischen Blei-Wismut-Mischung; Temperatur 480 – 800 Grad C; Aufgabe: Erzeugung von Strom und Wasserstoff;
Beteiligt: Euratom und Japan (MoU in Verhandlung); USA und Russland als Beobachter

6. Schneller Salzschmelze-Reaktor (MSFR):

Umlaufende geschmolzene Fluoridsalz-Brennstoff-Mischung; geschlossener Brennstoffkreislauf mit vollständigem Aktiniden-Recycling; niedriger Druck; passive Kühlung; Temperatur: 700 – 800 Grad C;
Aufgabe: Strom- und Wasserstoffherstellung;
Beteiligt: Euratom, Frankreich und USA: MoU in Verhandlung; Russland als Beobachter.

7. Hochtemperatur-Salzschmelze-Reaktor (AHTR):

Thermisches (langsames) Neutronenspektrum; gleiche Grafitkernstruktur wie VHTR, jedoch Kühlmittel Fluoridsalze anstelle von Helium; offener Brennstoffkreislauf; passive Kühlung; Temperatur: 750 – 1000o C;
Aufgabe: Erzeugung von Wasserstoff.;

.
Bewertung des GIF: "Diese Systeme bieten signifikante Fortschritte in Nachhaltigkeit, Sicherheit und Zuverlässigkeit, Wirtschaftlichkeit, Schutz gegen Weiterverbreitung und in physikalischem Schutz."

Vorbemerkung IV

Miniatur-Kernkraftwerke – eine neue Klasse kompakter Strom-Wärme-Erzeuger
In der Kerntechnik wußte man schon lange, daß der Bau von wesentlich kleineren Reaktoren als die derzeit den Kraftwerkspark der Welt beherrschenden Typen ohne weiteres möglich ist. Forschungsreaktoren und Reaktoren für die Herstellung von medizinisch nutzbaren Isotopen gibt es schon lange. Einige Kleinreaktoren wurden auch in beachtlicher Stückzahl gebaut, allerdings überwiegend als Antriebs-Energiequelle in Atom-U-Booten und nur wenige in Handelsschiffen und Eisbrechern. Weitere dienten als Energiequellen für entlegene Standorte im hohen Norden.
Dies hat sich seit einiger Zeit grundlegend geändert: Jetzt werden Kleinreaktoren in enormer Vielfalt und in allen bekannten Reaktortechnologien entwickelt.
Mit Kleinanlagen sollen Versorgungslücken geschlossen und neue Anwendungen erschlossen werden. Ihre durchweg hohe Sicherheit, durch die ihre Akzeptanz bei der Bevölkerung erhöht werden kann, und ihre sehr oft unterirdische Bauweise prädestiniert diese Systeme als stadtnahe Strom- und Fernwärmelieferanten. Weiterhin ist die Meerwasserentsalzung bei mehreren Kleinsystemen ein Anwendungszweck, ebenfalls die Wasserstoffproduktion. Auch könnte die Stromversorgung in Ländern mit wenig Infrastruktur und geringerer Bevölkerungsdichte dadurch bezahlbar werden. Die günstigen Kosten können durch die Komplett-Vorfertigung in der Fabrik mit ihren Preis- und Qualitätsvorteilen erzielt werden. Die Modularität erhöht die gesamte Anlagenverfügbarkeit und zugleich die Sicherheit.
Nukleare Kleintechnik bietet daher vor allem einen Weg für Entwicklungsländer, um eine Nuklearindustrie zu einem Bruchteil der Kosten und Risiken aufzubauen, die üblicherweise mit großen konventionellen Kernkraftwerken in Verbindung gebracht werden. Kleine Nuklearanlagen können die Energielösung für die Grundlastversorgung für viele Entwicklungsländer darstellen, die ansonsten auf fossile Brennstoffe angewiesen wären. Für alle Länder, die in gemäßigten oder kälteren Zonen liegen, kann diese Technik Gas und Heizöl ersetzen. Durch die Wasserstofferzeugung könnten chemische Treibstoffe mit Hilfe der Nukleartechnik hergestellt werden.
Diese Entwicklung bedeutet eine Ausweitung der Kernenergie-Anwendung in mehrere neue und bedeutende Energiemärkte, die kaum unterschätzt werden kann.
Eine Übersicht über die derzeit in der Entwicklung befindlichen Kleinsysteme mit elektrischen Leistungen bis 100 MW:

Leichtwasser-Reaktoren

KLT-40S (Russland)

Als Nachfolger der schon länger in Eisbrechern eingesetzten KLT-40-Reaktoren entwickelte das russische Unternehmen OKBM den 35 MWe -Druckwasserreaktor KLT-40S. Er soll als schwimmendes Kraftwerk eingesetzt werden, das entlegene Hafenstädte mit Strom und Wärme versorgen kann.
Zur Sicherheitsauslegung gehören 5 Barrieren (Uranpellets, Brennstäbe, der Primärkreislauf, das Containment und der abgeschlossene Reaktorraum), die den Austritt von radioaktivem Material verhindern sollen.
Die Konstruktion begann 2007, am 30.6.2010 fand in der baltischen Werft in St. Petersburg der Stapellauf des ersten schwimmfähigen Kernkraftwerks Akademik Lomonossow statt. Die Installation der zwei Reaktoren erfolgt 2011 und ebenfalls der erste Test, 2013 die Endabnahme.
Jeweils 2 dieser Reaktoranlagen werden auf einer 144 m langen Barke installiert.
Als Option ist auch die Ausrüstung mit zwei Entsalzungsanlagen zur Trinkwasserherstellung vorgesehen. Das schwimmende Heizkraftwerk soll für eine 35 bis 40-jährige Betriebsdauer ausgelegt sein.
Erster Einsatz soll 2012 an der Halbinsel Kamtschatka zur Versorgung der Siedlung Viljuchinsk erfolgen. Russland bemüht sich stark um Exporte dieser Anlage nach Asien, Lateinamerika und Nordafrika.

mPower (USA)

Babcock & Wilcox (B&W) hat ein mPower genanntes Konzept für ein aus modular aufgebauten 125 MWe -Leichtwasser-Reaktorblöcken bestehendes Kraftwerk konzipiert. Die Anlagen können mit 1 bis 10 Reaktor-Modulen bestückt werden. B&W bezeichnet diese Anlage als „Generation 3++“, womit auf den höheren Sicherheitsstandard hingewiesen werden soll.
Reaktor und Dampferzeuger sowie eine Lagermöglichkeit für abgebrannte Brennelemente bilden bei diesem Design eine in einem gemeinsamen Behälter befindliche Einheit. Dieses sog. Nuclear Steam Supply System NSSS befindet sich in einem unterirdischen Containment. Bei einem Brennelemente-Wechsel oder bei Reparaturarbeiten muß nur ein Modul heruntergefahren werden, während die übrigen weiter laufen.
Jedes Modul soll für eine Laufzeit von 60 Jahren ausgelegt sein, während ein Betriebszyklus 4,5 Jahre betragen soll.
Ein wesentlicher Vorteil dieses Konzepts sei die kostengünstige und qualitativ überlegene Komplettfertigung des NSSS in einer Fabrik, von der es zur Kraftwerksbaustelle transportiert und eingebaut werden kann. Daher soll die Bauzeit für eine Anlage nur 3 Jahre betragen.
Betont werden die erweiterten Sicherheitsfunktionen der Reaktoren: Insbesondere passive Sicherheitssysteme, keine aktiven Kernkühlsysteme. Keine Notstromaggregate, sondern Batterieversorgung.
Erste Arbeiten in der Produktion sollen 2013 beginnen. B&W und Bechtel haben eine Gemeinschaftsentwicklung für das mPower-Konzept vereinbart.
B&W verfügt für den mPower bereits über Verträge mit drei Versorgern (TVA; First Energy; Oglethorp Power).

NuScale (USA)

NuScale entwickelt ein Konzept für modular aufgebaute Leichtwasser-Reaktoren.
Eine NuScale-Anlage soll aus 12 Modulen bestehen und eine Leistung von 540 MWel liefern, wobei das Einzelmodul 45 MWel beisteuert. Der einzelne Reaktor-Druckbehälter, der die Abmessungen 14 m Länge und 3 m Durchmesser besitzt, befindet sich in einem separaten Containment von 18 m Länge und 4,5 m Durchmesser. Auch Dampferzeuger und Druckhalter befinden sich in dem Modul.
Für einen Brennelementwechsel muß nur ein Einzelmodul herunter gefahren werden. Es wird dann von den Speisewasser- und Dampfleitungen getrennt und mittels eines Krans in ein Wechselbecken befördert, wo der BE-Wechsel per Fernbedienung ausgeführt wird.
Zur Erhöhung der Sicherheit wurden verschiedene zusätzliche Barrieren eingeführt: Ein Containment-Pool, der die einzelnen Module umgibt, dann die Stahlbetonhülle des Pools, ein biologischer Schild und schließlich das Reaktorgebäude selbst. Das Notkühlsystem des Reaktors arbeitet passiv und bedarf keiner Stromversorgung.
Ferner sind alle kritischen Komponenten unterirdisch installiert – als Schutz gegen äußere Einwirkungen (Flugzeugabstürze etc.).
Wie beim Konzept mPower werden die Module in einer Fabrik komplett gefertigt und per Zug, LKW oder Schiff zur Baustelle gebracht.

SMART (Südkorea)

Das Korea Atomic Energy Research Institute KAERI arbeitet seit 1997 gleichfalls an einem modularen Kleinreaktorkonzept „System-Integrated Modular Advanced Reactor (SMART)“. Es handelt sich um einen Druckwasserreaktor, der für Stromerzeugung, Meerwasserentsalzung und Fernwärmeversorgung eingesetzt werden soll.
Sein integraler Aufbau bedeutet, daß alle Primärkomponenten wie der Reaktorkern, der Dampferzeuger, die Kühlpumpen und Druckhalter in einem Behälter untergebracht sind. Die Leistung beträgt über 330 MWt und 100 MWe ; die Anlage ist auf eine 60-jährige Betriebsdauer ausgelegt.
Neben einer Vielzahl von Sicherheitssystemen stellt die passive Ableitung der Restwärme eine Neuerung dar.
KAERI ist eine Partnerschaft mit dem KEPCO-Konsortium (siehe Korea) eingegangen. Die Designarbeit soll Ende 2011 abgeschlossen werden.

CAREM (Argentinien)

Ein modularer 27 MWe Druckwasserreaktor mit integriertem Dampferzeuger. Für Stromerzeugung oder Wasserentsalzung. Das primäre Kühlsystem ist innerhalb des Druckbehälters untergebracht. Das Kühlsystem basiert allein auf Wärmeableitung. Jährliche Brennstoff-Nachfüllung. Fortgeschrittene Entwicklung; in ca. 10 Jahren Einsatz in der NW-Provinz Formosa.

VKT-12 (Russland)

Der VKT-12 ist ein kleiner transportabler 12 MWe Siedewasserreaktor (BWR), der dem VK-50 – BWR-Prototyp in Dimitrowgrad ähnelt. Ein Kreislauf, Keramik-Metall-Kern. Brennstoffwechsel alle 10 Jahre. Reaktorbehälter 2,4 m Innendurchmesser,
Höhe 4,9 m.

ABV (Russland)

Ein in Entwicklung befindlicher kleiner Druckwasserreaktor von OKBM Afrikantow ist der ABV mit einem Leistungsspektrum von 45 MWt (ABV-6M) bis herunter zu 18 MWt (ABV-3), somit 18 – 4 MWe. Die Einheiten haben einen integrierten Dampfgenerator. Sie werden in einer Fabrik für die Montage auf festem Grund oder auf einem Lastkahn produziert . Brennstoffwechsel-Intervall ist ca. 8-10 Jahre; Betriebsdauer ca. 50 Jahre.

NHR-200 (China)

Der Nuclear Heating Reactor (Nuklearer Heizreaktor) NHR-200, entwickelt vom Institute of Nuclear and New Energy Technology der Tsinghua Universität, ist ein einfacher
200 MWth Druckwasserreaktor für die Fernheizung oder Wasserentsalzung. Er basiert auf dem NHR-5. Im Jahre 2008 stimmte die Regierung dem Bau einer sog. Multi-Effekt-Entsalzungsanlage (MED) mit dem NHR—200 auf der Halbinsel Shandong zu.

Holtec HI-SMUR (USA)

Holtec International gründete im Februar 2011 eine Tochter – SMR LLC – um ein 140 MWe – Reaktorkonzept „Holtec Inherently Safe Modular Underground Reactor – HI-SMUR 140“) kommerziell zu verwerten. Es ist ein Druckwasserreaktor mit externem Dampfgenerator. Er besitzt völlige passive Kühlung sowohl im Betrieb als auch nach Abschaltung. Das gesamte Reaktorsystem soll unterirdisch installiert werden. Holtec will den Antrag für die Design-Zertifizierung durch das NRC gegen Ende 2012 einreichen. Die Shaw-Gruppe leistet Engineering-Unterstützung.

TRIGA (USA)

Das TRIGA Power System ist ein Druckwasserreaktor, dessen Konzept auf General Atomics bewährtem Forschungsreaktor-Design beruht. Es ist ein 64 MWth , 16,4 MWe System, das bei relativ niedriger Temperatur arbeitet. Das Sekundärkühlmittel ist Perfluorkohlenstoff. Der Brennstoff ist Uran-Zirkon-Hydrid. Verbrauchter Brennstoff wird im Reaktorbehälter gespeichert.

Schnelle Salzschmelze-Reaktoren

FUJI (Japan)

Dieses maßgeblich von dem japanischen Wissenschaftler Dr. Kazuo Furukawa begleitete Reaktorkonzept gehört im Grunde bereits zur IV. Generation (Nr.6 in Vorbemerkung III) der Flüssigsalz-Reaktoren (MSR). Mit diesem Konzept beschäftigt sich ein internationales Konsortium aus Japan, Russland und den USA.
Der FUJI ist ein kleiner Brutreaktor mit eigenem Brennstoffkreislauf.
Als Vorstufe soll eine kleinere Version – der miniFUJI – gebaut werden, der eine Größe von nur 1,8 m Durchmesser und 2,1 m Höhe aufweisen und dabei jedoch die respektable Leistung von 7 bis 10 MWel erreichen soll. Nach mehrjähriger Erprobung soll dann der FUJI gebaut werden, der mit 5,4 m Durchmesser und 4 m Höhe eine Leistung von 100 bis 300 MWel erreichen könnte.
Das Prinzip: Grafitmoderierung; keine Metallteile im Inneren des Reaktors, das Flüssigsalz ist nicht brennbar (im Gegensatz zum Natrium-gekühlten Brutreaktor) und chemisch inaktiv. Der Reaktor wird passiv gekühlt und der Brennstoff kann jederzeit durch Schwerkraft, also ohne Pumpen etc., aus dem Reaktor entfernt werden. Dabei gelangt der Brennstoff in einen Entladetank, der von einem passiven Kühlsystem umschlossen wird. Ein System aus Schutzbarrieren soll den FUJI umgeben.
Auch soll das sehr gut verfügbare Thorium (etwa 10-fach größere Vorräte als Uran vorhanden) als Brennstoff mitgenutzt werden.
Am 18.6.2010 wurde in Tokio die International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc. (IThEMS) gegründet, die innerhalb von 5 Jahren den ersten Thorium-MSR miniFUJI bauen will.
Zu den Vorteilen gehört insbesondere die praktische Unmöglichkeit einer Kernschmelze und/oder einer Freisetzung großer Mengen an radioaktiven Substanzen. Auch existiere eine weitgehende Verringerung der terroristischen Bedrohung, da kaum waffenfähiges Plutonium im Reaktor erzeugt wird.
Eine wichtige zusätzliche Eigenschaft, die prinzipiell alle schnellen Brutreaktoren und damit auch der FUJI aufweisen, ist die Verbrennung (Spaltung) von langlebigen radioaktiven Abfällen aus Leichtwasser-Reaktoren der II. und III. Generation, die dem FUJI als Brennstoff dienen können – wodurch Spaltprodukte mit einer mittleren Halbwertszeit von nur ca. 100 Jahren als Abfall übrig bleiben.

Flüssigmetall-gekühlte schnelle Reaktoren

HPM (USA)

Die Hyperion Power Generation Inc. in Santa Fe baut einen Minireaktor „Hyperion Power Module, HPM“ mit einer Leistung von 25 MW (elektrisch) und 75 MW (thermisch).
Es handelt sich um einen bleigekühlten Schnellen Reaktor (LFR) mit Kühlung durch eine flüssigen eutektischen Blei-Wismut-Mischung. Eine Version dieses Reaktortyps fuhr jahrelang in der russischen Alpha-U-Boot-Klasse als Antriebsquelle, aber Hyperions HPM-Design hat einen anderen Ursprung: Das Los Alamos National Laboratory (LANL) hat das Konzept entwickelt und es steht nach wie vor als „brain trust“ hinter dieser Entwicklung. Hyperion ist ein „spin-off“ des LANL zum Bau und zur Vermarktung des Typs.
Der HPM weist ein geschlossenes Brennstoffsystem auf. Der kleine Reaktor – mit den Abmessungen 1,5 m Durchmesser, 2,5 m Höhe – wird vollständig in einer Fabrik hergestellt und dann per Bahn, LKW oder Schiff zum Einsatzort gebracht. Der enthaltene Brennstoffvorrat reicht für einen 10-jährigen Betrieb, nach dem der Reaktor zur Fabrik zurück gebracht und dort mit neuem Brennstoff versehen wird. Die gesamte Anlage ist kleiner als ein Acre (4047 m2) und wird unterirdisch eingebaut.
Hyperion hat mit dem Savannah River National Laboratory SRNL, das dem Energieministerium DOE gehört, ein Abkommen zur Errichtung des HPM auf dem SRNL-Gelände abgeschlossen.
Das Unternehmen hat eine weitere Anwendung im Blick: Schiffsantriebe. Ein Konsortium der Strategic Research Group von Lloyd´s Register, Hyperion Inc., dem britischen Entwickler BMT Nigel Gee und dem griechischen Schiffsbetreiber Enterprises Shipping and Trading SA will den HPM als Antrieb großer Schiffe, speziell Großtanker, voranbringen. Man denkt an Kleinreaktoren mit über 68 MW (das hieße 2-3 HPM) als „plug-in“ Nuklear-“Batterien“.
Lloyd´s R. Sadler: „…wir werden nukleare Schiffe auf bestimmten Handelsrouten früher sehen, als viele derzeit annehmen.“
Am 9.12.2010 hat Hyperion der NRC die erste formelle Präsentation des HPM vorgestellt und damit den ersten Schritt zur Lizensierung des Designs getan.
Die Finanzierung erfolgt durch die Risikokapital-Firma Altira, Denver.

SSTAR (Japan)

Dieser bleigekühlte schnelle Reaktor wird von Toshiba u.a. entwickelt. Er wird bei
566o C betrieben, besitzt einen integrierten Dampferzeuger und soll unterirdisch installiert werden. Wirkungsgrad 44%. Nach 20 Betriebsjahren ohne neuen Brennstoff wird der komplette Reaktor zum Brennstoff-Recycling abgeholt. Der Kern ist 1 m hoch und hat 1,2 m Durchmesser (20 MWe –Version).

SVBR-100 (Russland)

Der Blei-Wismut-gekühlte Schnelle Reaktor SVBR mit 75-100 MWe und
400 – 495 oC wurde von Gidropress entwickelt. Bei seinem integrierten Design sitzt der Dampfgenerator im gleichen Behälter wie der Kern. Der Reaktor würde in der Fabrik gefertigt und dann mit 4,5 m Durchmesser und 7,5 m Höhe in einem Wassertank installiert, der passive Wärmeabfuhr und Abschirmung bietet. Russland baute 7 Alfa-Klasse U-Boote, die mit einem kompakten 155 MWth Pb-Bi-gekühlten Reaktor angetrieben wurden – was im Wesentlichen ein SVBR war. Damit wurden 70 Reaktorjahre an Betriebserfahrung gesammelt.
Ende 2009 wurde AKME-Engineering (ein Gemeinschaftsunternehmen von Rosatom und der En+ Gruppe) gegründet, um eine Pilotanlage des SVBR zu entwickeln und zu bauen. Das Design soll 2017 komplettiert sein und 2020 soll der 100 MWe -SVBR in Dimitrowgrad ans Netz gehen.
Der SVBR-100 könnte damit der erste Schwermetall-gekühlte Schnelle Reaktor sein, der zur Stromerzeugung eingesetzt wird. Nach den gleichen Designprinzipien ist ein SVBR-10 mit 12 MWe geplant.

4S (Japan)

Toshiba und das Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEP) entwickeln zusammen mit SSTAR Work und Westinghouse (ein Toshiba-Unternehmen) den Super-Safe, Small & Simple (4S) Natrium-gekühlten schnellen Reaktor – der auch als „nukleares Batteriesystem“ bezeichnet wird. Der 4S besitzt passive Sicherheitseigenschaften. Betriebstemperatur 550oC. Die Einheit wird in der Fabrik gebaut, zum Standort gebracht und unterirdisch eingebaut. Sie soll 3 Dekaden ohne neue Brennstoffzufuhr kontinuierlich laufen. Eine 10 MWe –Version (0,68 m Kerndurchmesser, 2 m Höhe) und eine 50 MWe –Version (1,2 m Kerndurchmesser, 2,5 m Höhe) sind geplant.
Nach 30 Betriebsjahren wird 1 Jahr zur Abkühlung des Brennstoffs abgewartet.
Aufgabe: Stromerzeugung und elektrolytische Wasserstofferzeugung. Ein erster Standort wird Galena/Alaska sein. Die Design-Zertifizierung durch die NRC (USA) steht bevor.
Der L-4S ist eine Blei-Wismut-gekühlte Version des 4S-Designs.

EHNS (USA)

Die „Encapsulated Nuclear Heat Source“ EHNS ist ein 50 MWe Flüssigmetall-gekühlter Reaktor, der von der University of California, Berkeley, entwickelt wird. Ein Sekundär- Kühlkreis liefert die Wärme an 8 separate, nicht verbundene Dampfgeneratoren. Außerhalb des Sekundär-Pools ist die Anlage luftgekühlt. Der Reaktor sitzt in einem 17 m tiefen Silo. Der Brennstoffvorrat soll 15 – 20 Jahre reichen. Danach wird das Modul abtransportiert und durch ein neu aufgefülltes ersetzt. Die ENHS ist für Entwicklungsländer entworfen und ist äußerst Proliferations-sicher. Die Kommerzialisierung ist noch entfernt.

Gasgekühlte Hochtemperatur- Reaktoren

HTR-10 (China)

Chinas HTR-10 ist ein 10 MWth experimenteller gasgekühlter Hochtemperaturreaktor am Institute of Nuclear & New Energy Technology (INET) an der Tsinghua Universität nördlich Pekings. Vorbild war der deutsche HTR bzw. AVR. Er erreichte 2003 volle Leistung. Der Brennstoff ist ein „Kugelbett“ (27.000 Elemente), von denen jedes 5 g auf 17% angereichertes Uran enthält. Betriebstemperatur 700oC. Im Jahre 2004 erfolgte ein extremer Sicherheitstest, in dem der Umlauf des Kühlmittels Helium unterbrochen wurde, ohne den Reaktor abzuschalten. Bedingt durch die Physik des Brennstoffs ging die Kettenreaktion zurück und endete nach 3 Stunden. Ein Gleichgewicht zwischen der Kernwärme und der Wärmeableitung durch den Stahlreaktor wurde dabei erreicht und die Temperatur überstieg niemals sichere 1600oC.
Beim AVR (Jülich) hatte man früher den gleichen Test erfolgreich durchgeführt.

Adams Engine (USA)

Adams Atomic Engines´10 MWe HTR-Konzept besteht aus einem einfachen Brayton-Zyklus (Gasturbine) mit Niederdruck-Stickstoff als Kühl- und Arbeitsgas sowie Grafitmoderation. Der Reaktorkern ist ein festes, ringförmiges Bett mit ca. 80.000 Brennstoffelementen. Die Ausgangstemperatur des Kerns ist 800oC. Eine Demo-Anlage soll 2018 fertig gestellt sein.

MTSPNR (Russland)

Der kleine Hochtemperaturreaktor MTSPNR wurde vom N.A. Dolezal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET) entwickelt. Es ist ein modularer, transportabler, luftgekühlter HTR kleiner Leistung mit geschlossenem Gasturbinen-Kreislauf für die Wärme- und Stromversorgung entlegener Regionen. Eine 2-Reaktoren-Einheit liefert 2 MWe ; sie ist für eine Laufzeit von 25 Jahren ohne weitere Brennstoffergänzung vorgesehen. Ein Vorläufer-Gerät war der von Sosny gebaute Pamir-630D von 1976-1986, ein 300-600 kW HTR, auf LKW montiert. Seit 2010 kooperiert NIKIET mit SPA Luch und Sosny, um einen transportablen Kernreaktor zu entwickeln.

Bilanz der weltweiten Kernkraft-Aktivitäten

Ägypten

Der frühere ägyptische Präsident Hosni Mubarak hatte am 29.10.2007 den Bau mehrerer Kernkraftwerke zur ausschließlich friedlichen Nutzung angekündigt. "Mit dieser strategischen Entscheidung übernehmen wir neue Verantwortung und ziehen Konsequenzen aus der Energiesituation in Ägypten", sagte Mubarak. Im August 2010 teilte die staatliche Nachrichtenagentur MENA mit, dass Präsident Mubarak die Zustimmung für den Bau des ersten KKW an der Mittelmeerküste in Dabaa gegeben habe. Den Bauauftrag will Ägypten noch 2010 ausschreiben. Bis 2025 wollte das Land 4 KKW bauen.
Am 11.November traf der ägyptische Minister für Energie und Elektrifizierung Ägyptens, H. Junis, in Russland mit Rosatom-Generaldirektor S. Kirienko zusammen. Man besprach die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Kernenergie und die Beteiligung Russlands an der bevorstehenden Ausschreibung über die Errichtung des 1. KKW in Ägypten. In Vorbereitung darauf haben bereits 20 ägyptische Spezialisten eine Qualifizierung in Rosatom-Unternehmen abgeschlossen; 20 weitere sollten folgen.

Algerien

Politik:
Algerien und die USA unterzeichneten im Juni 2007 ein Nuklearabkommen, das die Zusammenarbeit von Labors und Forschern in Anlagen der USA gestattet. Anlässlich des Besuchs des französischen Staatspräsidenten Sarkozy in Algier Ende 2007 wurde in der dortigen Presse über den Bau von bis zu einem Dutzend Reaktoren spekuliert. Bis zu diesem Zeitpunkt gab es zwei Versuchsprojekte. Auch Interesse von russischer Seite bestünde. Im Juni 2008 unterzeichneten dann Frankreich und Algerien ein ziviles Atomabkommen.
Im November 2008 unterzeichneten Argentinien und Algerien ein Abkommen über die Zusammenarbeit in der Kernenergie.
Der algerische Energieminister Chakib Kheli gab im Februar 2009 bekannt, dass Algerien bis 2020 ein KKW errichten werde. Darüber hinaus sehe Algerien vor, "alle 5 Jahre" einen neuen Reaktor zu bauen.
Projekte:
Der Vorsitzende von Algeriens Atomenergiebehörde Comena Dr.M. Derdour war Anfang Februar 2010 in Südafrika, um den Einstieg seines Landes in das PMBR-Projekt (Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktor) auszuloten. In einer Pressemitteilung hieß es, Algerien untersuche den Einsatz kleiner Kugelhaufen-Reaktoren, um seine Energieabhängigkeit zu verringern und seine Dörfer im Inland mit Strom und Wasser versorgen zu können.
Derdour: "Wir planen den Bau von 1000 MW nuklearer Kapazität bis 2022 und 2.400 MW bis 2027. Da diese Energie sowohl für die Stromerzeugung als auch für die Meerwasserentsalzung eingesetzt werden soll, scheint die Technologie des Kugelhaufenreaktors eine extrem attraktive Option zu sein."
Jaco Kriek, Chef der PMBR Ltd., sah gute Chancen für eine Zusammenarbeit. Seit 2003 bestehe bereits ein Kooperationsabkommen auf dem Feld der Kernenergie zwischen Comena und dem südafrikanischen Ministerium für Wissenschaft und Technik.
Nach der Beendigung des PMBR-Projektes in Südafrika (siehe dort) stellt sich die Frage, ob Algerien jetzt über diese Technologie mit anderen Ländern – z.B. mit China – verhandeln wird.

Argentinien

Politik:
In Argentinien ist seit 25.11.2009 ein neues Kernenergiegesetz in Kraft. Es ermöglicht den Bau eines 4. Kernkraftwerks von 1.200 MW Leistung sowie die Laufzeitverlängerung um 30 Jahre des seit 1983 in Betrieb befindlichen KKW Embalse (PHWR, 600 MW) als "Projekte von nationalem Interesse."
Darüber hinaus wurde die nationale Atomenergiekommission Comision Nacional de Energia Atomica (CNEA) beauftragt, den Bau des Reaktorprototyps Carem in Angriff zu nehmen. Es handelt sich dabei um einen Druckwasserreaktor argentinischer Auslegung, der bis 300 MW Leistung erweiterbar ist und dessen Prototyp in der NO-Provinz Formosa errichtet werden soll. Formosas Gouverneur Insfran kündigte an, dass seine Provinz die "nordargentinische Hauptstadt für nukleare Entwicklung" werde. (Siehe Vorbemerkung IV.)
Im Jahre 2005 hat der damalige Staatspräsident Nestor Kirchner in seinem
Energieprogramm die notwendige Fertigstellung der Anlage Atucha II betont – ebenso den weiteren Ausbau der Kernenergie.
Projekte:
Bau des kleinen Reaktorprototyps Carem (s.o. Vorbemerkung IV).
Die Arbeiten an der Schwerwasser-Reaktoranlage Atucha II (745 MW) am Rio Parana nahe der Stadt Zarate waren 1990 gestoppt worden; der Reaktor war zu 80% fertiggestellt. Die abschließende Fertigstellung, die 2006 begann, wurde der eigens gegründeten Nucleoelectrica Argentina S.A. (NA-SA) übertragen. Siemens hatte 1980 den Letter of Intent (Absichtserklärung) zu Auslegung und Bau der Anlage Atucha II erhalten. Es handelt sich – ebenso wie bei Atucha I – um Druckkessel-Schwerwasser-Reaktoren vom Typ PHWR, die bei Siemens in Anlehnung an die eigene Leichtwasser-Reaktortechnik entwickelt wurden. Als Brennstoff wird Natururan (UO2) verwendet, weshalb der Kern mit Schwerwasser (D2O) moderiert und gekühlt werden muss.
Als anlagentechnische Referenz dient das KKW Grafenrheinfeld , weshalb die Basisauslegung der Sicherheitstechnik von Atucha II den deutschen Konvoi-Anlagen entspricht.
Jetzt ist Siemens Argentina mit der Montage des Dampfturbosatzes und des Generators abermals beteiligt.
Die argentinische Regierung hat am 25. Oktober 2010 die Urananreicherungsanlage im Technologiekomplex Pilcaniyeu in der Provinz Rio Negro offiziell wieder in Betrieb genommen. Diese Gasdiffusionsanlage der Comision Nacional de Energia Atomica (CNEA) war in den 1990er Jahren vorläufig stillgelegt worden. Die argentinische Präsidentin Cristina Fernandez de Kirchner erklärte dazu, daß Argentinien nun den gesamten Brennstoffzyklus handhaben könne, von der Uranproduktion bis zum Abfallmanagement. Die Anlage soll 2011 das erste schwach angereicherte Uran herstellen.

Armenien

Russlands Präsident Dimitrij Medwedew vereinbarte im August 2010 mit seinem armenischen Amtskollegen eine umfassende gegenseitige Zusammenarbeit auf militärischem und wirtschaftlichem Gebiet. Darunter ist auch der Bau eines neuen KKW, für den der russische Atomkonzern Rosatom den Zuschlag erhielt. Auftragsvolumen 5 Mrd. Dollar.
Das Abkommen regelt die Kooperation beim KKW-Bau des russischen Typs WWER (1000 MW) und die Ausbildung von Fachpersonal. Russland wird ferner Kernbrennstoff liefern. Laut dem armenischen Ministerium für Energie und Bodenschätze könnte der Bau des ersten KKW 2011 beginnen.
In Betrieb ist z.Zt. nur Mezamor 2, ein WWER-440, der 1980 in Betrieb ging und auf 30 Betriebsjahre ausgelegt ist.

Australien

Politik:
Um die Abhängigkeit von fossilen Brennstoffen zu verringern, plante die jetzige Regierung erneut den Atomeinstieg. Premierministerin Julia Gillard wollte die Atompolitik im Lichte der japanischen Katastrophe noch nicht bewerten. Eine Debatte müsse später geführt werden.
Australien verfügt über sehr erhebliche Kohle- und Uranvorkommen (23% der Uran-Welt-Reserven), von denen die Exportwirtschaft profitiert.
Australien besitzt bisher kein KKW. Es gab bereits einen Vorschlag für ein KKW: Im Jervis Bay Territorium an der Südküste von New South Wales. Mehrere Umweltstudien und auch Standortarbeiten wurden durchgeführt, zwei Bieter-Runden eröffnet und ausgewertet. Die Regierung entschied jedoch, das Projekt nicht weiter zu verfolgen.
Im Juni 2006 wurde Dr. Switkowski zum Vorsitzenden eines Commonwealth-Regierungs-Untersuchungsteams zur Ermittlung der Nützlichkeit einer nationalen Kernkraftindustrie ernannt. Diese Taskforce stellte fest, dass Australien die Kernkraft in seinen Energiemix einfügen sollte. Andere Wissenschaftler bestritten anschliessend diese Feststellung. Switkowski wurde im März 2007 von Wissenschaftsministerin Julie Bishop zum Vorsitzenden der Australian Nuclear Science and Technology Organization (ANSTO) ernannt. Ende 2010 läuft seine Berufung aus.
Ende 2006 und Anfang 2007 machte Premier John Howard weit beachtete Aussagen zu Gunsten der Kernkraft – mit dem Hauptargument des Klimaschutzes. Die von ihm geführte Regierung ging im November 2007 mit einem Pro-Nuklear-Programm in die Parlamentswahl – es gewann jedoch die Anti-Kernkraft-Partei Labour. Die folgende Regierung unter Kevin Rudd bezeichnete Kernkraft als nicht erforderlich. Zuvor hatten Queensland und Tasmanien als Reaktion auf Howard´s Position Verbote des KKW-Baus auf ihrem Territorium erlassen.
Projekte:
Australiens erster Kernreaktor – kein KKW – war der Schwerwasser-moderierte High Flux Australian Reactor (HIFAR), der 1960 seine volle Leistung von 10 MW therm. erreichte. Er wurde am Standort der ANSTO-Forschungseinrichtung in Lucas Heights gebaut und diente der Materialforschung und Isotopenherstellung. HIFAR wurde am 30.1.2007 ausser Betrieb genommen.
Ein gleichartiger Ersatzreaktor OPAL mit 20 MW wurde rechtzeitig gebaut und lief 6 Monate parallel zu HIFAR; anschliessend übernahm OPAL die Aufgaben des Vorgängers.
Einschätzung:
In Anbetracht der immensen Vorräte und der starken Kohleindustrie ist es nicht verwunderlich, dass Australien seinen Strom mit Kohlekraftwerken erzeugt. Hier gilt nicht das von den Erdöl und Erdgas liefernden Nationen (Russland, Golfstaaten) übereinstimmend genannte Motiv für die Kernkraft zur Stromerzeugung: Diese wertvoll gewordenen Energieträger wolle man nicht mehr in Kraftwerken verfeuern, sondern exportieren. Strom wird dann mit Kohle oder – zunehmend – mit Kernkraft erzeugt. Für Australien insofern keine Frage, was man angesichts seiner noch für Jahrhunderte reichenden Kohlereserven wählt.

Bahrain

Im Oktober 2007 gab König Hamad einen Plan zur Einführung der Technologie der nuklearen Energieerzeugung bekannt. Im März 2008 unterzeichneten Bahrain und die USA ein Kooperationsabkommen im Bereich der Kernenergie. Im Dezember 2008 führten Bahrain und Frankreich Gespräche über ein Atomprogramm.

Bangladesch

Der Leiter der Kommission für Atomenergie in Bangladesch gab im September 2007 bekannt, dass bis 2015 ein neues KKW am Standort Rooppur errichtet werden soll. Russland und Bangladesch unterzeichneten im Juli 2009 ein Abkommen über eine Zusammenarbeit im Kernenergiebereich.

Belgien

Belgien will bis 2025 aus der Kernenergie aussteigen. Darauf hätten sich die Parteien des Landes geeignet, so eine Regierungssprecherin am 31.10.2011. Der Beschluß dazu stammt aus dem Jahre 2003. Vor dem endgültigen Ausstieg müsse aber sichergestellt sein, daß es genügend alternativen Strom gebe und die Preise nicht explodierten. Erst dann sollen die ältesten drei Reaktoren bis 2015 abgestellt und bis 2025 sollte komplett aus der Kernenergie ausgestiegen sein.
Belgien hat 7 Blöcke in 2 KKW: Doel und Tihange. In Belgien hat der (gesamtnationale) Minister für Energie am 1.10 2009 die Inkraftsetzung eines Königlichen Dekrets angekündigt, mit dem eine 10-jährige Laufzeitverlängerung für die 3 ältesten KKW Doel 1, Doel 2 und Tihange 1 genehmigt wird; also bis 2025…………………
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Den gesamten sehr umfangreichen (78 Seiten A4) hervorragend recherchierten Beitrag können Sie als pdf Datei aus dem Anhang herunterladen.
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Schlusskommentar

"Nach Limitierungen und Revisionen der früheren Beschlüsse zum Ausstieg aus der Kernenergie in Schweden, Belgien und Spanien ist Deutschland jetzt das einzige Land der Welt, das die Kernkraft ganz auslaufen lassen will."
(Zitat: VGB PowerTech e.V.; "Electricity Generation 2010/2011", Sep. 2010).
Dieser Satz gilt unverändert auch nach der Katastrophe von Fukushima.
Deutschlands Haltung hat sich im Grunde nicht verändert: die Nutzung der Kernkraft soll nach wie vor beendet werden; die einzigen Fragen sind: Wann ? Wie soll die wegfallende Grundlast sichergestellt werden ? Durch neue Kohlekraftwerke oder durch Atomstrom-Importe ? Sollen die sog. erneuerbaren Energien derart stark ausgebaut werden, daß zwangsläufig bei dann drastisch gestiegenen Strompreisen die energieintensive Industrie aus Deutschland flüchtet ? Die jetzige emotionale und realitätsferne Debatte deutet darauf hin, daß Deutschland erst sehr tief in die genannten Schwierigkeiten geraten muß, bevor seine Politiker über unerträgliche Energiepreise, wachsende Arbeitslosigkeit und einbrechende Staatseinnahmen ihre Lektion lernen: Die Gesetze der Physik, der Mathematik und die Gesetze des Marktes sind weder durch Ideologie, durch Sonntagsreden, durch Hysterie oder durch unhaltbare Versprechungen von angeblich kurz bevor stehenden Wundertechniken auszuhebeln.
Die Betrachtung der weltweiten Aktivitäten, der die vorliegende Arbeit dient, beweist, daß auch weiterhin kein anderes Kernenergie nutzendes Land aus dieser Technik aussteigen will. Selbst diejenigen Nationen, die erstmals die Kernkraft nutzen wollen, halten an ihren Plänen fest.
Verschärfen wird sich nach Fukushima der jeweils hinsichtlich der Sicherheit der Anlagen betriebene staatliche Kontrollaufwand; möglicherweise werden die Reaktorhersteller auch in einigen Fällen eine Änderung ihrer Auftragslage feststellen: Weniger Reaktoren der 2. Generation und statt dessen – trotz höherer Kosten – mehr Reaktoren der 3. Generation mit ihrer überlegenen Sicherheit.
Im Lichte der hier aufgelisteten neuen, weltweiten Aktivitäten sowohl bei Kernkraftwerks-Neubauten als auch insbesondere angesichts der massiven und bereits sehr weit gekommenen Entwicklungen für die IV. Generation erscheint die deutsche Kernenergiepolitik als bemitleidernswerte Verirrung in eine ideologische Nische. Als besonders seltsam erweist sich die von Politikern erfundene Bezeichnung "Brückentechnologie", die inzwischen den Charakter einer hilflosen Beschwörungsformel erreicht hat, was aber den Rest der Welt nicht daran hindert, die Kerntechnik als die ausschlaggebende und zukunftsträchtigste Energietechnologie voran zu treiben. Diese Brücke ist mindestens 300 Jahre lang. Für die deutsche Forschung und Industrie geradezu deprimierend ist der technologische Vorsprung derjenigen Länder, die zu keinem Zeitpunkt ihre Entwicklungsarbeiten eingestellt haben: Russland, China, Indien, Frankreich, Südkorea, Japan und auch die U.S.A.
Deutschland hatte niemals die Chance, diese Entwicklung mit seiner angstgesteuerten Verhinderungspolitik auch nur zu verzögern, geschweige denn aufzuhalten. Es sind nur Arbeitsplätze vernichtet und Marktchancen verspielt worden, wertvollstes Know-how ging verloren – sonst nichts. Noch sind deutsche Hersteller von Komponenten für Kernkraftwerke respektierte Mitspieler am Weltmarkt, aber auch das könnte sich bei andauernder Bekämpfung dieser Industrie noch zum Negativen verändern. Denn es ist zu befürchten, daß die Bundesregierung aus Schwäche, Konzeptionslosigkeit und Furcht vor den Medien am Ende auch die Exportbürgschaften auf den grünen Opferaltar legen und damit auch noch die verbliebene Zulieferer-Industrie preisgeben wird.
Im Grunde könnten die im Nuklearbereich noch vorhandenen Restpotenziale in der deutschen Industrie und Forschung theoretisch bei jetzt wieder einsetzender politischer Unterstützung (ohne Subventionen) wenigstens einen bescheidenen Anteil am expandierenden Milliardenmarkt retten.
Man zeige uns aber die Politiker oder Gewerkschaftler, die diese Haltung zu vertreten wagen, selbst wenn sie so denken. Von den Medien ganz zu schweigen.
Weitaus mehr gilt heute der Satz von Fritz Vahrenholt, der 2006 als damaliger Chef des Windkraftunternehmens Repower Systems feststellte: "Der deutsche Atomausstieg, der als weltweites Vorbild gedacht war, bleibt ein Alleingang."
Ein Jahr darauf äußerte sich die Bundeskanzlerin, die heute – nach wie vor im Amt – den vollständigen Ausstieg aus der Kernkraft verkündet, zum gleichen Thema folgendermaßen: "Die Welt wird sich wenig nach unserer Meinung richten."
Unter den zahlreichen Quellen sind hervorzuheben:
atw – atomwirtschaft-atomtechnik, International Journal for Nuclear Power, INFORUM GmbH, Berlin, ISSN-1431-5254 ; www.atomwirtschaft.de
bwk Brennstoff, Wärme, Kraft
www.areva.com
www.nuklear-forum.ch
www.buerger-fuer-technik.de
www.gen-4.org
www.world-nuclear.org
www.kernfragen.de
World Nuclear Association
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Dr.-Ing. Günter Keil, Sankt Augustin und Dipl.-Ing. Jürgen Wahl, Wachtberg b. Bonn

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