Flüssigsalzreaktor

Flüssigsalzreaktoren (englisch molten salt reactor, MSR) oder Salzschmelzenreaktoren sind Kernreaktoren, in denen der Kernbrennstoff in Form geschmolzenen Salzes vorliegt (beispielsweise Uranchlorid). Bei diesem Reaktortyp ist der Kernbrennstoff in flüssiger Form gleichmäßig im Primärkreislauf des Reaktors verteilt, eine Kernschmelze im klassischen Sinne ist damit ausgeschlossen – der Kern liegt stets im gewollt geschmolzenen Zustand vor. Flüssigsalzreaktoren lassen sich mit Moderator und thermischen Neutronen oder ohne Moderator mit schnellen Neutronen auslegen, in beiden Fällen ist auch ein Betrieb als Brutreaktor möglich. Flüssigsalzreaktoren ermöglichen eine Auslegung mit einem stark negativen Temperaturkoeffizienten, was eine Leistungsexkursion wie beispielsweise bei der Nuklearkatastrophe von Tschernobyl im Prinzip unmöglich macht.[1][2]

Schema eines Flüssigsalzreaktors vom Typ Single Fluid MSR

Flüssigsalzreaktoren arbeiten bei Atmosphärendruck und nicht, wie Druckwasserreaktoren oder Siedewasserreaktoren, bei Drücken von 50 bis 150 bar, weshalb eine Dampfexplosion im Bereich des Reaktorkerns nicht möglich ist.[3]

Das Entfernen neutronenabsorbierender Spaltprodukte aus dem Reaktor im laufenden Betrieb führt zu einer besseren Neutronenausbeute. Dadurch kann ein Flüssigsalzreaktor theoretisch auch als Brutreaktor betrieben werden und so, einmal mit einer geringen Menge Spaltmaterial wie ²³⁵Uran oder ²³⁹Plutonium in Gang gesetzt, ausschließlich mit nicht spaltbaren Nukliden (zum Beispiel ²³²Thorium) als Brutmaterial gespeist werden. Im Englischen wird dieses Konzept auch liquid fluoride thorium reactor (LFTR), gesprochen Lifter, genannt.

Da Flüssigsalzreaktoren mit einer permanenten Wiederaufbereitung arbeiten, ist es im Prinzip möglich, waffenfähige Spaltstoffe aus dem Prozess zu extrahieren. Dieser Aspekt wird kontrovers diskutiert.[4]

Trotz einiger Vorteile von Flüssigsalzreaktoren wurden bis heute nur zwei kleinere Forschungsreaktoren gebaut. Für die kommerzielle Energiegewinnung im großen Stil werden sie – neben fünf anderen Konzepten – im Rahmen des Generation IV International Forum für zukünftige Kernkraftwerke untersucht.

Im Jahr 2021 beschloss TerraPower den Bau eines Small-Modular-Flüssigsalzreaktors in Wyoming mit einer Leistung von 345, vorübergehend auch bis zu 500 Megawatt.[5]

Einige der Befürworter halten den LFTR für einen wichtigen und sinnvollen Beitrag zur globalen Energieversorgung.[6][7][8][9] Beispielsweise sieht China das Konzept des Flüssigsalzreaktors als wichtige Komponente für die mittel- und langfristige Energieversorgung.[10]

Geschichte

Zwei NEPA-Prototypen am EBR I in Idaho

Aircraft Reactor Experiment

Die Entwicklung von Flüssigsalzreaktoren begann mit dem militärischen Aircraft Reactor Experiment. Da Flüssigsalzreaktoren unter geringem Überdruck arbeiten, galten sie als besonders geeignet für Flugzeuge. Im Rahmen des 1946 von der US Air Force gestarteten NEPA-Programms (Nuclear Energy for the Propulsion of Aircraft) wurde ein Reaktor gebaut, der 1954 einen Testlauf absolvierte. Der Reaktor war 221 Stunden im kritischen Zustand, davon 74 Stunden im Megawatt-Bereich. Mit Mischungen der Fluoride von Natrium, Zirconium und Uran (53:41:6 Mol-%) befüllt, erreichte er Höchsttemperaturen von 860 °C und eine thermische Leistung von ungefähr 2,5 MW.[11] Als Moderator und Neutronenreflektor diente Berylliumoxid, mit einem zusätzlichen Kühlkreislauf mit flüssigem Natrium für den Reflektor.[12] Mit der Verfügbarkeit von Interkontinentalraketen wurde die Idee eines nuklear angetriebenen Langstreckenbombers letztlich verworfen.

Molten Salt Reactor Experiment MSRE

Vergleichbar mit Entwicklung und Bau der ersten Druckwasserreaktoren zur zivilen Energieerzeugung auf Basis der Erfolge mit nukleargetriebenen U-Booten, wurde in den 1960er Jahren mit dem Molten Salt Reactor Experiment an der Nutzbarmachung für die Stromerzeugung geforscht.[13] Der Bau eines Reaktors wurde 1964 abgeschlossen, der Testbetrieb lief von 1965 bis 1969. Innerhalb dieses Zeitraums war das Experiment insgesamt ca. zwei Jahre lang kritisch.[14]

Der Reaktor mit maximal 8 MW thermischer Leistung bestätigte im Prinzip die Realisierbarkeit des Konzeptes. Es gab keinen Generator zur Stromerzeugung; die Wärme wurde über Gebläse an die Umwelt abgegeben. Zudem wurde auch nicht versucht (wie im LFTR geplant), Spaltmaterial zu erbrüten und andere Spaltprodukte als Edelgase zu entfernen. Aber es wurde gezeigt, dass der Reaktorkern über einen längeren Zeitraum mit Temperaturen bis 650 °C betrieben werden kann. Zudem erwies sich die Korrosion der vom Schmelzsalz durchflossenen Bauteile aus der Legierung Hastelloy-N als gering.[15][16][17] In einem Abschlussbericht der Atomic Energy Commission von Amerika wurde die Korrosion durch die Schmelzsalze als vernachlässigbar eingestuft.[18]

Das Experiment bestätigte eine Reihe weiterer Erwartungen: Die Stabilität der Flüssigkeit gegenüber der Strahlung, das Vorliegen vieler Spaltprodukte in Form nichtflüchtiger Ionenverbindungen und die einfache Abtrennbarkeit störender Edelgase (insbesondere ¹³⁵Xenon, siehe Kontinuierliche Aufbereitung). Als nachteilig erwiesen sich unter anderem die trotz Verwendung von isotopenreinem ⁷Lithium hohe Tritiumproduktion und die starke Kontamination aller Kreislaufwände mit abgelagerten Spaltprodukten.

Als Brennstoffe kamen sowohl ²³⁵Uran als auch ²³³Uran (aus Thorium in anderen Reaktoren erbrütet) zum Einsatz. Als Moderator diente Graphit. Der Reaktivitätskoeffizient des Reaktors war sowohl bei Betrieb mit Uran als auch mit Thorium stark negativ und entsprach im Wesentlichen den vorausberechneten Werten.[19]

Wie erst 1994 während des Rückbaus entdeckt wurde, war es zu einem Entweichen von größeren Mengen ²³³Uran aus dem Salz in das Abgassystem des Reaktors gekommen. Zu einem nennenswerten Austreten radioaktiver Isotope kam es wegen der Bindung derselben im Salz nicht. Wegen der Gefahr von Kritikalität im Abgassystem musste die Umgebung des MSRE evakuiert werden. Für die Dekontamination des Abgassystems wurde die veranschlagte Zeit um das 16-fache überschritten, weil erst geeignetes Werkzeug entwickelt werden musste.[20] Da etwa 5 % des MSRE-Spaltstoffs in den Aktivkohlefilter des Abgassystems gelangt waren, wurden umfangreiche Studien zur Kritikalitätssicherheit des Abgassystems während der Sanierungsarbeiten ausgeführt.[21] Es wird vermutet, dass Radiolyse von Fluorid zu Fluor geführt hat, welches mit UF₄ (Uran(IV)-fluorid) das leicht flüchtige UF₆ (Uranhexafluorid) bildete, das dann unplanmäßig ins Abgassystem freigesetzt wurde. Eine solche Spaltstoffverflüchtigung war vorher als im MSRE chemisch unmöglich ausgeschlossen worden. Dieser Freisetzungsprozess soll erst stattgefunden haben, als sich das Salz nach Abschaltung des Reaktors in den Speichertanks verfestigt hatte. Insgesamt konnte die Sanierung erfolgreich abgeschlossen werden, ohne dass die Mitarbeiter grenzwertüberschreitender Strahlenbelastung ausgesetzt wurden[22]

Die Ergebnisse des MSRE spielten bei der Bewertung des nachfolgend beschriebenen, geplanten Nachfolgeprojektes MSBR eine große Rolle.[14]

Der Molten Salt Breeder im Oak Ridge National Laboratory

Als Ende der 1960er Jahre die Begrenztheit der Weltvorräte an Uran deutlich wurde, wurden verschiedene Reaktorkonzepte entwickelt, die zusätzlichen Kernbrennstoff „erbrüten“ sollten. In den USA kamen hauptsächlich zwei konkurrierende Konzepte in Frage, die des Natriumgekühlten „Schnellen Brüters“ (Wie z. B. der EBR II am Oak Ridge National Laboratory, das Kernkraftwerk Kalkar oder die BN-Reaktoren in Russland), und ein Flüssigsalzreaktor als thermischer Brüter. Im Oak Ridge National Laboratory wurde ein brutfähiges Konzept für einen Molten Salt Breeder (MSBR) mit 1 Gigawatt entwickelt. Genutzt wurde LiF–BeF₂–ThF₄–UF₄ als Brennstoff in einem Single Fluid-Konzept. Als sekundäres Kühlmittel wurde NaF-Natriumberylliumfluorid₄ vorgesehen.[23] Nach den Berechnungen hätte dieser Ansatz zusätzlichen Kernbrennstoff erbrüten können.[24] Allerdings zeigen neuere, verfeinerte Berechnungen, dass der MSBR einen positiven Temperaturkoeffizienten der Reaktivität gehabt hätte und damit aus Sicherheitsgründen kaum akzeptabel gewesen wäre.[25][26] Tatsächlich erfordern Flüssigsalzreaktoren bei Betrieb als thermische Brüter besondere Vorsicht bei der Auslegung, um einen positiven Temperaturkoeffizienten zu vermeiden.[27]

Die US-Regierung unter Richard Nixon investierte einen erheblich größeren Entwicklungsaufwand in den schon weiter fortgeschrittenen „Schnellen Brüter“ als in den MSBR.[28] Als der Leiter des MSBR-Projekts, Alvin M. Weinberg, vor den (später wirklich eintretenden) explodierenden Kosten und vor allem vor den Gefahren des Konzepts „Schneller Brüter“ und in Teilen auch des Leichtwasserreaktors warnte, wurde ihm nach eigenen Angaben 1973 der Rücktritt nahegelegt und nach einer Evaluierung die Finanzierung „seines“ MSBR-Projektes gestoppt.[29][30] Diese MSBR-Evaluierung kam zu dem eher ernüchternden Ergebnis:[14] …Diese Bewertung hat nochmals die Existenz von größeren technologischen und konstruktiven Problemen bestätigt, die die Verwendbarkeit als zuverlässiger und wirtschaftlicher Brüter für die Elektrizitätsversorger beeinträchtigen… Die bedeutenden Probleme mit dem MSBR sind ihrer Natur nach eher schwierig und in vielerlei Hinsicht spezifisch für dieses Konzept... Falls belastbare Hinweise auf praktikable Lösungen auftauchen, könnte eine Neubewertung...vorgenommen werden. Als Probleme hervorgehoben werden Materialfragen (ausgeprägtere Korrosion als im MSRE aufgrund eines anderen Neutronenspektrums), die erhöhte Tritiumfreisetzung und größere Unsicherheiten in Hinblick auf noch nicht ausreichend getestete Komponenten. Auch andere Arbeiten zum MSR wurden nach dieser Evaluierung deutlich reduziert.

Arbeiten in Deutschland

Auch in Deutschland wurde vor 1975 in begrenztem Umfang zu MSR gearbeitet. So gab es an der KFA Jülich (heute Forschungszentrum Jülich) eine Studie zum MSR, um zu klären, ob der MSR sich für ein großangelegtes deutsches Forschungsprojekt eignet. Der damalige wissenschaftlich-technische KFA-Geschäftsführer plädierte zeitweise für den MSR. Der Direktor der Jülicher Reaktorentwicklung Rudolf Schulten verhinderte jedoch erfolgreich die Entwicklung einer Konkurrenztechnologie und propagierte einen alternativen Reaktortyp, den Kugelhaufenreaktor, an dem er selbst forschte; er lehnte den MSR als ein „Greuel ohnegleichen“ ab und bezeichnete es später als eine seiner großen Leistungen, die MSR-Entwicklung in Jülich verhindert zu haben.[31]

Dual-Fluid-Reaktor (DFR)

Der Dual-Fluid-Reaktor ist ein Reaktorkonzept des gemeinnützigen Instituts für Festkörper-Kernphysik (IFK) in Berlin mit dem Ziel, die Vorteile des Flüssigsalzreaktors und der metallgekühlten Reaktoren zu vereinen.[32][33] Damit sollen die Nachhaltigkeits-, Sicherheits- und Wirtschaftlichkeitsziele der Generation IV erreicht werden. Der Reaktor besitzt nach diesem Konzept einen Kern, in dem ein Brennstoff aus flüssigen Chlorsalzen von Uran und Plutonium zirkuliert, und eine Bleikühlung. Er weist ein hartes Neutronenspektrum auf und nutzt eine kombinierte Online-Hochtemperaturwiederaufarbeitung. Das IFK bewirbt ihn mit herausragenden Sicherheitseigenschaften, extrem niedrigen Kosten sowie der Fähigkeit, hochradioaktiven Abfall wie z. B. Plutonium oder abgebrannte Brennelemente in kurzen Zeiträumen zu vernichten. Bisher (Stand Dezember 2019) gibt es diesen Reaktortyp nur auf dem Papier.[34]

MSR-Entwicklung in China

In China werden seit Januar 2011 mehrere Flüssigsalz-Reaktorkonzepte erforscht und entwickelt. Bislang wird davon ausgegangen, dass es ungefähr 20 Jahre dauert, bis verkaufsfähige Prototypen gebaut und exportiert werden können.[35] Kun Chen von der Chinese Academy of Sciences ging von einem funktionsfähigen Forschungs-FSR im Jahr 2015 aus.[36] Der Termin für die Fertigstellung dieses chinesischen 2-MW-MSR wurde mittlerweile jedoch auf frühestens 2020 verschoben.[37] Laut der Provinzregierung in Gansu ist ein erster Probelauf für Ende September 2021 geplant.[38]

Molten Salt Fast Reactor MSFR

Die Sicherheitsprobleme von größeren MSR bei Nutzung als thermische Thoriumbrüter (s. Temperaturkoeffizient und MSBR) führten seit 2005 zu ersten Entwicklungsarbeiten für „schnelle Brüter“ auf MSR-Basis, also MSFR. Diese MSFR haben keinen Graphitmoderator, arbeiten also mit schnellen Neutronen. Der Arbeitsschwerpunkt bei MSR innerhalb des Generation IV-Entwicklungsprogramms wurde mittlerweile sogar weitgehend auf MSFR umgestellt,[39] da in der MSR-Entwicklergemeinschaft die Zweifel gewachsen sind, dass die elementaren Sicherheitsprobleme der ursprünglich verfolgten, auf Weinberg zurückgehenden größeren thermischen MSR-Brüter befriedigend gelöst werden können. Ebenso konzentrieren sich die MSR-Arbeiten im Rahmen der Europäischen Sustainable Nuclear Energy Technology Platform mittlerweile auf MSFR.[40] Für MSFR gibt es allerdings keinerlei Betriebserfahrungen, und auch theoretische Untersuchungen stehen erst am Anfang. Der MSFR soll nach Entwicklerangaben – anders als der thermische MSR-Brüter – immer einen großen negativen void-Koeffizienten und einen großen negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität haben und damit die entsprechenden Sicherheitsstandards erfüllen.[26]

Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor

Zu den Reaktorkonzepten mit Flüssigsalzkühlung (jedoch im engeren Sinne nicht zu den MSR) gehört der Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor (PB-AHTR).[41] Hier handelt es sich im Wesentlichen um einen Kugelhaufenreaktor, jedoch mit Flüssigsalz- statt Heliumkühlung und mit Führung der Brennelemente durch den Kern. Der PB-AHTR gilt bei seinen Befürwortern als leichter zu realisieren als der LFTR, da er sich stärker an klassischen Reaktorkonzepten orientiert und durch die Flüssigsalzkühlung einige Nachteile des Kugelhaufenreaktors vermeidet.

Fluoride-cooled High-temperature Reactor FHR

Aus den im vorangegangenen Unterabschnitt genannten Gründen wird in Generation IV seit 2008 als weiteres MSR-Projekt der FHR verfolgt, der dem obigen Abschnitt genannten PB-AHTR ähnelt.[39] Es handelt sich dabei um ein neues Reaktorkonzept, das kugelförmige Graphit-Brennelemente, flüssiges Salz als Kühlmittel, Sicherheitssysteme von natriumgekühlten schnellen Reaktoren und den Brayton-Kreisprozess miteinander verbindet. Der FHR soll sowohl Elektrizität erzeugen als auch Prozesswärme für die Industrie bereitstellen.[42][43]

Funktionsweise

Der gesamte Reaktorinhalt, bestehend aus Brennstoff, Kühlflüssigkeit und Spaltprodukten – mit Ausnahme eines eventuell vorhandenen Graphitmoderators –, zirkuliert ständig zwischen Reaktorgefäß und dem ersten Wärmetauscher. Die Salzschmelze ist nur im Reaktorkern kritisch, da nur hier der Graphit-Moderator vorhanden und das Verhältnis von Volumen und Oberfläche groß genug ist. Auf dem Weg durch den ersten Wärmetauscher (der sich wegen der Radioaktivität der Schmelze innerhalb des Reaktorcontainments befindet) ist die Schmelze unterkritisch. Über einen weiteren Kühlkreislauf (ebenfalls mit einem flüssigen Salz) wird die Wärme zum Dampferzeuger außerhalb des Containments geführt.

Neben der Produktion von Wärme kann ein Flüssigsalzreaktor auch noch zusätzlich als Brutreaktor spaltbares Material produzieren. Mit Thorium als Brutmaterial kann mit thermischen Neutronen in der Theorie genügend ²³³Uran für den Betrieb des Reaktors erzeugt werden.

Als Brutreaktor gibt es drei unterschiedliche Konstruktionsprinzipien: Single Fluid (nur ein Flüssigsalz-Kreislauf), Two Fluid (zwei Kreisläufe mit Flüssigsalz) sowie Dual Fluid (zwei Kreisläufe mit unterschiedlichen Flüssigkeiten).

Single Fluid MSR

Hier gibt es nur einen Salzkreislauf, in dem sowohl Brut- als auch Brennmaterial enthalten sind. Die beiden oben genannten Testreaktoren ARE und MSRE waren kleine Single Fluid MSR ohne nennenswerte Mengen Brutmaterial.

Flüssigsalzreaktoren brauchen eine deutlich bessere Neutroneneffizienz, um als Brutreaktoren zu funktionieren, und müssten als Single Fluid Design daher deutlich größer sein (z. B. mindestens 1000 MW beim MSBR-Konzept).[44]

Two Fluid MSR

Im Two Fluid MSR zirkulieren zwei unterschiedliche Flüssigsalz-Mischungen in getrennten Behältern:

In einem inneren Behälter (dem „aktiven Kern“) eine an Kernbrennstoff (z. B. ²³³Uran) reiche Mischung. In diesem Salz findet die Kernspaltung statt.
Diesen umschließt ein weiterer Behälter mit einer an Brutmaterial (z. B. ²³²Thorium) reichen Mischung, genannt „Umhüllungssalz“. In diesem Salz wird neuer Brennstoff durch Einfang von Neutronen erzeugt.

Der Wärmetransport zum Dampferzeuger erfolgt dann ähnlich wie bei dem Single Fluid MSR über getrennte Wärmetauscher für die beiden Salzkreisläufe.

Von beiden Salzmischungen wird kontinuierlich ein Teil in einer an den Reaktor angeschlossenen Anlage aufgearbeitet: Aus dem aktiven Kern werden Spaltprodukte entfernt. Aus dem Umhüllungssalz wird erbrüteter Kernbrennstoff (z. B. ²³³U) extrahiert und dem aktiven Kern zugeführt.

Der Two Fluid MSR bietet große Vorteile bei der kontinuierlichen Wiederaufarbeitung. Die allermeisten Spaltprodukte fallen im aktiven Kern an, nur zu einem geringen Teil im Umhüllungssalz. Somit entfällt die beim Single Fluid MSR nötige aufwendige Trennung des Brenn- und Brutstoffs von den Spaltprodukten. Auch entsteht die Zwischenstufe ²³³Pa im Umhüllungssalz, wo sie weniger Neutronen absorbieren kann als im Kern oder einem Single-Fluid-Konzept. Das Umhüllungssalz reduziert außerdem die Zahl der Neutronen, die ungenutzt nach außen verlorengehen. Dadurch sind auch relativ kleine Brutreaktoren möglich.

Das vom Oak Ridge National Laboratory vorgestellte Entwurf eines Two Fluid MSR[45] sah einen Verbund von vier relativ kleinen Reaktoreinheiten von jeweils ca. 3 m Durchmesser und ca. 6 m Länge vor, die pro Einheit ca. 250 MW leisten sollen. Die kleinen Einheiten sollten nach einer Lebensdauer des Graphits von rund acht Jahren als Ganzes ersetzt werden, da ein Austausch des Graphits nicht möglich erschien.

Allerdings gibt es noch erhebliche technische Probleme durch die unterschiedliche thermisch bedingte Ausdehnung des Behältermaterials und des Graphits, sowie deren Wirkung auf Schweißnähte und Verbindungsstellen.

Dual-Fluid-Reaktor

Im Dual-Fluid-Reaktor (DFR) zirkuliert eine Salzmischung in einem Behälter und eine Bleischmelze zur Kühlung in einem anderen Kreislauf.

In einem inneren Behälter (dem „aktiven Kern“) eine an Kernbrennstoff (z. B. ²³⁵Uran oder ²³⁹Plutonium) reiche Mischung. In diesem Salz findet die Kernspaltung und der Brutvorgang statt.
Diesen umschließt ein weiterer Behälter mit Blei zur Kühlung und zur Reflexion der Neutronen.

Von der Salzmischung wird kontinuierlich ein Teil in einer an den Reaktor angeschlossenen Anlage aufgearbeitet: Aus dem aktiven Kern werden Spaltprodukte entfernt, erbrüteter Kernbrennstoff verbleibt in der Anlage.

Der DFR soll große Vorteile bei der kontinuierlichen Wiederaufarbeitung bieten. Da die Wärme nicht durch das Salzmedium abgeführt werden muss, kann die Umlaufgeschwindigkeit so weit abgesenkt werden, dass eine kontinuierliche interne Aufbereitung möglich ist.

Es ist vorgesehen, schnelle Neutronen zu nutzen. Dadurch braucht kein Graphit zum Moderieren verwendet zu werden. Die Konstruktion und Sicherheit sollen dadurch einfacher und besser werden.

Kontinuierliche Aufbereitung

Leichtflüchtige Spaltprodukte wie Edelgase verlassen die Reaktorflüssigkeit von selbst oder mit Hilfe einfacher technischer Hilfsmittel, wie z. B. die Erzeugung von Gasblasen in der Schmelze. Besonders hervorzuheben ist das stetige Entfernen von ¹³⁵Xenon aus dem Reaktor. Das radioaktive ¹³⁵Xenon bildet sich im Reaktorbetrieb aus einem der häufigsten Spaltprodukte (siehe Xenonvergiftung) und absorbiert außerordentlich stark thermische Neutronen. Da es nach dem Abschalten noch einige Zeit weiter entsteht, behindert es vorübergehend (einige Stunden) das erneute Hochfahren des Reaktors. Dieses Problem, das bei herkömmlichen AKW nach jedem Abschalten aus Volllast auftritt, war z. B. mittelbar verantwortlich für die Nuklearkatastrophe von Tschernobyl. Durch das kontinuierliche Entfernen wird im FSR die Xenonvergiftung verhindert. Das abgetrennte ¹³⁵Xenon zerfällt dann mit einer Halbwertszeit von 9 h in radioaktives langlebiges ¹³⁵Caesium, das endgelagert werden muss.

Weiterhin ist beabsichtigt, kontinuierlich einen kleinen Teil (z. B. 1–10 % am Tag) des Reaktorinventars abzuzweigen und in einer an den Reaktor angeschlossenen Wiederaufbereitungsanlage zu bearbeiten. Dabei können die im Flüssigsalz vorhandenen nichtflüchtigen Spaltprodukte, die zu einem Großteil als Fluoride vorliegen, abgetrennt werden. Vorhandener Brennstoff und Brutstoff sowie evtl. Transurane werden mit dem Flüssigsalz in den Reaktor zurückgeleitet. Speziell beim MSFR werden auch Überlegungen zum Einsatz für die Transmutation von langlebigen Nukliden zur Verkleinerung der Endlagerproblematik angestellt. Da Transmutation mit Aufarbeitung gekoppelt werden muss, ist ein Reaktor mit integrierter kontinuierlicher Aufarbeitung dabei von Vorteil.[26] Bei den vergleichsweise geringeren Neutronenausbeuten von thermischen MSR-Brütern stößt eine effiziente Transmutation auf Schwierigkeiten.

Die kontinuierliche Wiederaufbereitung hat mehrere Vorteile:

Die Gesamtmasse von Spaltprodukten im Reaktor wird niedrig gehalten. Im Störfall gäbe es dementsprechend weniger radioaktive Spaltprodukte und folglich auch weniger Nachzerfallswärme im Reaktor. Die abgetrennten radioaktiven Stoffe müssen allerdings an anderer Stelle gelagert werden und stellen dort ggf. bei Unfällen ein zusätzliches Sicherheitsrisiko dar (vergleichbar den Brennelementlagerbecken in Fukushima).
Der Reaktor enthält weniger Neutronengift, d. h., die Neutronenausbeute ist höher. Das erleichtert den Betrieb als Brutreaktor und die Nutzung als Transmutationsanlage für Transurane.
Aus den abgetrennten, noch „frischen“ Spaltprodukten könnten u. U. anderweitig (z. B. medizinisch) nutzbare Radionuklide gewonnen werden, die bei längerer Lagerung schon zerfallen wären.

Nachteilig ist die damit gegebene leichte Abtrennbarkeit von waffenfähigen Spaltstoffen oder deren Vorläufern (z. B. ²³³Protactinium), wie im Abschnitt Proliferationsrisiken beschrieben wird. Die Sicherheitsrisiken einer kontinuierlichen Wiederaufarbeitung sind zudem noch nicht hinreichend untersucht.

Kosten

Aufgrund der noch nicht abgeschlossenen Entwicklung und fehlenden Erfahrung ist eine Schätzung der Kosten schwierig. 1980 wurde am ORNL für einen Flüssigsalzreaktor mit etwa vergleichbaren Kosten zu einem konventionellen Reaktor gerechnet.[46]

Einerseits sinken die Kosten im Vergleich zum LWR durch den geringen Druck und Einsparungen beim weniger aufwendigen Containment. Andererseits ergeben sich aber auch zusätzliche Kosten, unter anderem durch die teureren Materialien für die höheren Temperaturen, das System zur Gasbehandlung und das Auffangen von Tritium. Erschwert wird eine Kostenschätzung auch dadurch, dass die Genehmigungsvorschriften die spezifischen Besonderheiten des Flüssigsalzreaktors noch nicht vorsehen.[46]

Im Falle des Thorium-Zyklus sind die Kosten für den reinen Brennstoff (Thorium) sehr gering, und auch die Kosten für die Herstellung der Brennstäbe entfallen beim Flüssigsalzreaktor. Dafür kommen aber die Kosten für die Abtrennung der Spaltprodukte hinzu.

Sollte das Konzept des Dual Fluid Reaktors funktionieren wie errechnet, dann könnte dieser mit abgebrannten Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren betrieben werden.

Vorteile

Passive Sicherheit

Wie bei anderen Reaktoren auch, wird ein negativer Temperaturkoeffizient für die Reaktivität angestrebt. Eine Temperaturerhöhung reduziert dann die Leistung und stabilisiert den Reaktor. Nach heutigem Sicherheitsverständnis sind Reaktoren mit effektiv positivem Temperaturkoeffizienten, wie z. B. der Tschernobyl-Reaktor, nicht mehr genehmigungsfähig. Bei geeigneter Auslegung kann mit einem stark negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität und der großen zulässigen Temperaturerhöhung im MSR eine Leistungsexkursion begrenzt werden. Ein stark negativer Temperaturkoeffizient und ein hoher Brutfaktor schließen sich allerdings bei Auslegung als thermischer Brüter weitgehend aus.

Zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität tragen im MSR drei Faktoren bei:

Eine höhere Temperatur steigert die Wirksamkeit von Neutronenabsorbern wie Thorium. Das ist ein gewünschter negativer Beitrag zum Temperaturkoeffizienten.
Die Erhitzung des Graphit-Moderators im Falle eines Reaktors mit thermischen Neutronen führt dagegen in der Regel zu einem positiven Beitrag zum Temperaturkoeffizienten, was beim MSBR-Konzept sogar zu einem insgesamt positiven Temperaturkoeffizienten der Reaktivität geführt hätte.[26]
Durch die thermische Ausdehnung des Salzes nimmt bei steigender Temperatur die Salzmenge im Reaktorkern ab, bzw. der relative Anteil an Moderator zu. Blasen in der Salzschmelze führen zu einem ähnlichen Effekt, der dann den Dampfblasenkoeffizient bestimmt. Gewünscht ist ein negativer Dampfblasenkoeffizient und damit auch ein negativer Beitrag der thermischen Ausdehnung. Für kleine MSR ist das gegeben, für große Reaktoren bedeutet diese Forderung aber eine Einschränkung für die zulässigen Anteile an Moderator.[47] Mittlerweile wird sogar in Zweifel gezogen, dass ein thermischer MSR-Brüter diesbezüglich ausreichend sicher gebaut werden kann, was zu Entwicklungsarbeiten für schnelle MSR-Brüter führte.[26] Ein thermischer MSR, der weniger Spaltstoff erbrütet als verbraucht (also kein Brüter ist), kann jedoch mit negativem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität und damit ausreichender Sicherheit realisiert werden. Das gleiche gilt für MSR mit schnellen Neutronen.

Eine Schmelzsicherung schützt vor den Auswirkungen eines Ausfalls der externen Stromversorgung. Im Boden des Reaktorgefäßes befindet sich eine Öffnung. Während des Betriebs wird die Reaktorflüssigkeit aktiv gekühlt und verschließt im festen Aggregatzustand diese Öffnung. Kann die Reaktionswärme nicht abgeführt werden, etwa bei Ausfall der Zirkulationspumpen, schmilzt dieses Salz, und die Reaktorflüssigkeit fließt in Aufbewahrungstanks unterhalb des Reaktors ab. In diesen Tanks findet, bedingt durch deren Form und das Fehlen von Moderatormaterial, keine Kettenreaktion mehr statt. Die Form der Tanks ist auch auf die Abfuhr von (Nachzerfalls-)Wärme optimiert und macht eine Kühlung der Reaktorflüssigkeit ohne externe Energiequelle möglich. Die Kombination aus Schmelzsicherung und Aufbewahrungstank führt zum Herunterfahren des Reaktors in einen sicheren Zustand ohne Einwirkung des Personals oder aktiver Sicherheitssysteme und unabhängig von externer Energieversorgung oder Zuführen von Kühlmittel (Eigensicherheit).

Auch falls Rohrleitungen des Primärkreislaufs brechen oder das Reaktorgefäß selbst Schaden nimmt, fließt die Salzschmelze durch Abflüsse am Boden des Reaktorgebäudes in die Aufbewahrungstanks.

Temperatur und Druck

Als Kühlflüssigkeit wird ein Eutektikum eingesetzt. Dessen im Vergleich zu einem reinen Salz niedrigerer Schmelzpunkt erlaubt es, der Kühlflüssigkeit im Wärmetauscher mehr Wärme zu entziehen, ohne ein Erstarren der Schmelze zu riskieren. Der niedrigere Schmelzpunkt ist auch für den reibungslosen Abfluss in die Aufbewahrungstanks und für das Starten des Reaktors von Vorteil. Bei letzterem muss das Salz vor dem Erreichen der Kritikalität durch eine externe Energiequelle geschmolzen werden.

Eine mögliche Reaktorflüssigkeit ist FLiBe, ein Eutektikum aus 50 % Lithiumfluorid und 50 % Berylliumfluorid. Die Schmelztemperatur beträgt 459 °C, die Siedetemperatur 1430 °C. Selbst bei einer Temperatur von 1000 °C ist der Dampfdruck noch klein. Der Druck im Salzkreislauf wird durch die Umwälzpumpe bestimmt und liegt in der Größenordnung 0,5 MPa, deutlich niedriger als bei einem wassergekühlten Reaktor. Der Reaktorbehälter und die Rohrleitungen des Kühlkreislaufes dürfen daher dünner sein. Das Containment muss nicht darauf ausgelegt werden, große Mengen von Dampf aufzuhalten, die bei Druckverlust nach einem Leck in einem wassergekühlten Reaktor entstünde. Im Falle einer Fehlfunktion ist eine chemische Explosion nach derzeitigem Kenntnisstand ausgeschlossen, ebenso gibt es keine großen Mengen an Gas, die am Austritt in die Umgebung gehindert werden müssen.

Je höher die Temperatur des Kühlmediums ist, desto effizienter kann eine Wärmekraftmaschine die Wärme in Arbeit umwandeln. Mit Wasser/Dampfkreisläufen lassen sich Wirkungsgrade von bis zu 42 % bei der höchstzulässigen Temperatur von 550 °C erreichen, mit Gasturbinen oberhalb 900 °C noch höhere Werte. Das ist zu vergleichen mit den 33 %, die in heutigen wassergekühlten Reaktoren erreicht werden. Beschränkt wird die erreichbare Temperatur eines Flüssigsalzreaktors zuerst von den Werkstoffen, aus denen er gebaut ist. Das Reaktorgefäß muss korrosionsbeständig sein und dem Neutronenfluss standhalten. Die beiden Testreaktoren (ARE und MSRE) wurden mit 650–850 °C betrieben. Das weist auf ein Potential für Wirkungsgradsteigerungen hin.

Beim Dual-Fluid-Reaktor wird als Kühlflüssigkeit Natrium oder Blei eingesetzt, was noch höhere Temperaturen oberhalb von 1000 °C möglich und nötig macht. Andererseits würde in den Flüssigkeitskreisläufen nahezu kein Überdruck herrschen, was sicherheitstechnisch vorteilhaft ist.

Thorium als Brennstoff

Da die Neutronenausbeute des Thoriumzyklus im thermischen Spektrum relativ groß ist, kann während des Betriebs neues spaltbares Material erbrütet werden. Somit kann nach einer Erstbeschickung mit etwa ²³⁵Uran oder ²³⁹Plutonium die Kritikalität des Reaktors durch bloße Zugabe des nichtspaltbaren Nuklids ²³²Thorium aufrechterhalten werden. ²³²Th wird durch Neutroneneinfang in ²³³Th umgewandelt; dieses wandelt sich durch Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 22,3 Minuten in ²³³Protactinium um, das wiederum durch Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 27 Tagen in spaltbares ²³³U übergeht.

\mathrm {^{232}_{\ 90}Th\ +\ _{0}^{1}n\ \longrightarrow \ _{\ 90}^{233}Th\ {\xrightarrow[{22,3\ min}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 91}^{233}Pa\ {\xrightarrow[{26,967\ d}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 92}^{233}U}

Dieser Brutprozess wurde bereits Ende der 1980er Jahre im Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR-300 in Deutschland genutzt.[48] Als Brennstoff diente ein Gemisch aus 10 % hochangereichertem ²³⁵U und 90 % Thorium. Thorium streckt in solchen gemischten Brennstoffen das primäre Spaltmaterial, kann es aber nicht ersetzen.

Die genannten Probleme von thermischen Thoriumbrütern mit positiven Temperaturkoeffizienten haben zur Umstellung auf schnelle Thoriumbrüter geführt. Im schnellen Neutronenspektrum ist der Thoriumzyklus hinsichtlich neutronischer Effizienz dem Uran/Plutoniumzyklus deutlich unterlegen.

Beim Einsatz von Thorium fallen im Vergleich zu Uranreaktoren kaum Transurane an. Das reduziert die Menge an lange strahlendem Atommüll. Menge und Art der entstehenden Spaltprodukte entsprechen jedoch weitgehend der Uranspaltung; das gilt auch für extrem langlebige Spaltprodukte wie ¹²⁹I (Halbwertszeit 15,7 Mio. a). Weiterhin entsteht aus Thorium in signifikanter Menge über die (n,2n)-Reaktion das langlebige Isotop ²³¹Pa (Halbwertszeit 32.760 a), welches ebenfalls (obwohl kein Transuran) als hochtoxischer α-Strahler für einige hunderttausend Jahre ein sicheres Endlager erfordert. Andere langlebige Actinoide des Thoriumzyklus sind ²²⁹Th (7.500 a) und ²³⁰Th (75.400 a). Bei Thoriumverwendung ist zwar die Toxizität des langlebigen nuklearen Abfalls deutlich geringer, die Notwendigkeit eines sicheren Langzeitendlagers aber bleibt.[49]

Thorium ist in der Erdkruste drei- bis fünfmal so häufig vorhanden wie Uran, insbesondere häufiger als das Isotop ²³⁵Uran, welches heute in den meisten Reaktoren eingesetzt wird und nur einen Anteil von 0,7 Prozent am Natururan hat. Thorium würde folglich selbst bei dem erwarteten steigenden Energieverbrauch der Menschheit für lange Zeit (Jahrtausende) verfügbar sein, wenn es in thermischen Brütern eingesetzt wird. Allerdings ist dieser Vorteil beim Einsatz von schon weiter entwickelten „Schnellen Brütern“, die aus dem nicht spaltbaren Hauptanteil des Urans, dem ²³⁸Uran, ebenfalls zusätzlichen Spaltstoff erbrüten können, in fast ähnlichem Umfang gegeben.

Ein führendes Konsortium der Flüssigsalzreaktorentwicklung, die kanadische Firma Terrestrial Energy, hat mit ihrem Konzept des IMSR (Integrated Molten Salt Reactor) im Jahr 2013 die Thoriumverwendung verlassen und ist zum Uran (< 5 % Anreicherung) zurückgekehrt.[50] Maßgeblich waren dabei die Proliferationsrisiken des Thoriumzyklus und die Probleme von thermischen Thoriumbrütern hinsichtlich Kritikalitätssicherheit, die einer erfolgreichen Vermarktung entgegenstehen. Der IMSR ist als thermischer Reaktor konzipiert, verzichtet auf eine integrierte Wiederaufbereitung des Salzes und verfügt über eine klassische Notkühlung anstelle eines als nicht ausreichend zuverlässig eingeschätzten Schmelzpfropfensystems sowie über Regelstäbe.

Effizienz

Wie in jedem Brutreaktor kann in einem Flüssigsalzreaktor theoretisch fast der gesamte Brutstoff, hier Thorium, zur Energiegewinnung genutzt werden, während in konventionellen Leichtwasserreaktoren nur ein kleiner Prozentsatz des Urans nutzbar ist. Um die gleiche Menge an Energie zu gewinnen, ist in letzterem etwa 30-mal so viel Uran erforderlich, wie es in einem Thorium-Schmelzsalzreaktor oder anderem Brutreaktor der Fall wäre. Allerdings sind die erreichbaren Brutfaktoren im LFTR kleiner als im Schnellen Brüter.

Flüssigsalzreaktoren können theoretisch in geringem Umfang zusätzliches spaltfähiges Material erbrüten oder auch, wie alle Reaktortypen (siehe z. B. MOX), vorhandenes spaltfähiges Material (z. B. aus der Atombombenproduktion) verwenden.

Nachteile

Akzeptanz

Die bestehende Reaktorindustrie bevorzugt unverändert konventionelle Uran-Plutonium-Brennstoffkreislauf-Reaktoren und investiert kaum in LFTR. Nach Auffassung von LFTR-Befürwortern ist das darauf zurückzuführen, dass sie nicht nur einen Umdenkprozess durchmachen, sondern auch auf bestehende Einnahmequellen verzichten müsste, etwa bei der Herstellung von Brennstäben. Nach Auffassung von LFTR-Kritikern ist die auffällige Zurückhaltung der Nuklearindustrie beim LFTR in Zweifeln an dessen Machbarkeit begründet.

Betriebliche und sicherheitstechnische Probleme

Da Spaltstoff und Spaltprodukte ständig aus dem aktiven Kern herausgeleitet werden, ist der effektive Anteil an verzögerten Neutronen niedrig, was die Regelbarkeit erheblich verschlechtert.

Die Ablagerung von Spaltprodukten, die in der Salzschmelze wenig löslich sind, auf den Oberflächen des Kreislaufs (plate out) erreicht ein erhebliches Ausmaß[51] und beeinträchtigt z. B. die Wartungsmöglichkeiten.

Eine moderne Sicherheitsbewertung (probabilistische Sicherheitsanalyse PRA/PSA) gibt es für Flüssigsalzreaktoren im Gegensatz zu den meisten anderen Reaktorkonzepten nicht.[52] Das Störfallspektrum des LFTR unterscheidet sich insgesamt ganz wesentlich von dem anderer Reaktortypen.[52] Selbst die Entwicklung von Methoden zur Sicherheitsanalyse von LFTR befindet sich noch in einem sehr frühen Stadium.[53]

In graphitmoderierten LFTR kann es zu positiven Leistungsrückkopplungen mit entsprechendem Störfallpotential kommen.[47] Mit Untersuchungen zu LFTR-spezifischen Kritikalitätsstörfällen durch Auskristallisieren von Kernbrennstoff (loss of fuel solubility event) wurde erst begonnen.[54]

Die Tritiumproduktion in LFTR ist wegen des Lithiumgehalts mit 35 PBq/(GW_ela)[55] etwa 50-mal höher als in Druckwasserreaktoren oder in Schnellen Brütern. Wegen der verhältnismäßig hohen Temperaturen diffundiert Tritium zudem relativ leicht durch die Wandungen des Reaktorbehälters. Schon beim MSRE wurde die Tritiumrückhaltung dementsprechend als eines der größten Probleme angesehen.[51] Die unausgereifte Tritiumbehandlung war auch ein wesentliches Argument bei der Ablehnung des MSBR.[14]

Um dies zu umgehen, planen die Entwickler des Dual Fluid Reaktors, stattdessen eine UCl₃-/PuCl₃-Salzlösung zu verwenden, die wesentlich weniger Tritium entwickeln würde.

Entwicklungsstand

Bislang wurden noch keine Reaktoren in der jetzt konzipierten Leistungsgröße gebaut. Ebenso ist die nötige Wiederaufbereitung noch nicht im größeren Maßstab getestet. Gleiches gilt für den Einsatz von und das Brüten mit Thorium in Flüssigsalzreaktoren. Der insgesamt erforderliche Entwicklungsaufwand wird von britischen Nuklearexperten als so hoch eingeschätzt, dass noch 40 Jahre bis zur Serienreife eines MSR vergehen dürften.[56][57]

Proliferationsrisiken

Mit Thorium als Brennstoff entsteht im Prozessverlauf auch ²³³Uran. ²³³Uran hat eine ähnlich kleine kritische Masse wie ²³⁹Plutonium, aber eine viel kleinere Spontanspaltungsrate als Waffenplutonium, so dass es als optimales Kernwaffenmaterial gilt.[4] Aus Thorium reines ²³³U zu gewinnen, das für Kernwaffen gut nutzbar wäre, ist schwierig. Neben ²³³U entsteht nämlich auch gleichzeitig etwas ²³²U (unter anderem aus ebenfalls enthaltenem ²³⁰Th), und diese beiden Isotope sind fast unmöglich zu trennen. In der Zerfallsreihe von ²³²U entsteht harte Gammastrahlung. Diese erschwert die Handhabung und schränkt die Verwendung für Kernwaffen nach Meinung vieler Nuklearwissenschaftler erheblich ein.[58][59] Andere wissenschaftliche Analysen weisen jedoch auf ein deutliches Proliferationsrisiko durch ²³³Uran aus Thorium trotz Präsenz von ²³²U hin.[4] Auch wird argumentiert, dass mit ²³²U verunreinigtes ²³³U zwar für Kernwaffenstaaten unattraktiv ist, keineswegs aber für Staaten oder terroristische Gruppen, die sich illegal Zugang zu Kernwaffen verschaffen wollen, denn die Explosivkraft von ²³³U wird durch ²³²U kaum verringert.[60] Schließlich ist anzumerken, dass nicht ²³²U selbst die störende harte Gammastrahlung verursacht, sondern ²⁰⁸Tl, ein Nuklid in der Zerfallsreihe, welches erst mit deutlicher zeitlicher Verzögerung entsteht. Für die ersten Monate nach der ²³²U/²³³U-Abtrennung ist dessen Strahlung deshalb erheblich geringer, was seine Handhabung in dieser Phase erleichtert.[4] Weiterhin bestätigen neuere Untersuchungen die schon früher geäußerte Vermutung, dass speziell bei Thoriumverwendung ein erhebliches Missbrauchspotential besteht: Durch kontinuierliche Abtrennung von ²³³Pa (Halbwertszeit: 1 Monat) lässt sich im LFTR relativ reines, also ²³²U-armes, hochwaffenfähiges ²³³U gewinnen.[61][62] Entsprechendes wäre im U/Pu-Zyklus erheblich schwieriger. Diese Abtrennung von ²³³Pa ist – aus Gründen eines möglichst effizienten Betriebs – in vielen LFTR-Varianten sogar vorgesehen und wurde im Rahmen der MSBR-Entwicklung im Labormaßstab getestet. Solches ²³³U ließe sich schon in einer einfachen Kernwaffe im Gun-Design zur Explosion bringen und würde keine komplizierte Implosionstechnik wie im Fall von Plutonium erfordern.[4]

Zur Verringerung des Proliferationsrisikos beim MSR wurde schon in den 1970er Jahren Zumischung von ²³⁸U zum Flüssigsalz vorgeschlagen. Das ist aber bei ²³³Protactinium-Abtrennung fast unwirksam; es ist nur wirksam, wenn Uran, also ²³³U/²³⁸U aus dem Flüssigsalz isoliert wird, hat aber immer den Nachteil, dass die im Endlager problematischen Transurane aus ²³⁸U gebildet werden. Ein entsprechend besser gegen Proliferationsrisiken ausgelegter MSR wurde in den USA 1980 vorgestellt (DMSR): Neben ²³⁸U-Zugabe sieht dieses Konzept außer der Edelgasentfernung keine oder nur eine Online-Wiederaufarbeitung von geringer Kapazität vor. Allerdings kann der DMSR nicht als thermischer Brüter betrieben werden, sondern ist neben der Thorium- und ²³⁸U-Zufuhr auf ständige ²³⁵U-Spaltstoffzugabe angewiesen. Die Spaltstoffzufuhr bliebe jedoch deutlich geringer als in einem konventionellen LWR und die Uranvorräte ließen sich auf diese Weise um den Faktor 3 bis 5 strecken.[59]

Unabhängig vom Thorium stellt die Kombination von Reaktor und Wiederaufarbeitungsanlage, welche im LFTR angedacht ist, zwangsläufig ein großes Proliferationsrisiko dar.

Entsorgung

Das Problem der Behandlung und Entsorgung schwach bis mittelstark verstrahlter Maschinen- und Anlagenteile besteht in ähnlichem Maße wie bei herkömmlichen Uran-Reaktoren; die Menge ist auch hier abhängig von Aufbau und Lebensdauer der Anlage usw. Als zusätzliche Schwierigkeit bei der Entsorgung ist zu nennen, dass Spaltproduktfluoride nicht als endlagerfähig gelten, also erst in eine endlagerfähige Form aufgearbeitet werden müssen.[51]

Kritische Expertenstudien zu MSR und Thoriumnutzung

Einen Überblick auch zu Nachteilen und Herausforderungen gibt die Literatur von Mathieu und anderen Autoren.[47]

Die staatlichen britischen National Nuclear Laboratories (NNL) haben seit 2010 im Auftrag der Britischen Regierung mehrere Bewertungen zu Thorium und LFTR abgegeben. Hauptkritikpunkte sind der unausgereifte Charakter dieser Technologien, die weitgehend fehlenden Nachweise für die behaupteten Vorteile und günstigen Eigenschaften, die fehlende Bereitschaft der Nuklearindustrie, diese erforderlichen kostenintensiven Nachweise beizubringen, sowie Zweifel an ökonomischen Vorteilen. NNL hält viele Ansprüche der Thorium/LFTR-Befürworter für weit überzogen und warnt daher vor Euphorie.[63][56][57]

Bereits 2008 hatte ein unter Beteiligung internationaler Experten erstelltes Gutachten für die norwegische Regierung vor großen Hoffnungen bezüglich der Thoriumverwendung gewarnt.[60][64][65]

Der Whistleblower Rainer Moormann veröffentlichte 2018 eine kritische Stellungnahme zur Thoriumnutzung und wies vor allem auf erhöhte Proliferationsrisiken durch den auch für Terroristen leicht möglichen Bau einer Atombombe aus ²³³U hin.[66][67]

Weblinks

Commons: Flüssigsalzreaktoren – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Ausführliche Beschreibung der Technologie und aktueller Planungen für den Bau von Kraftwerken
Mit Thorium in die nukleare Zukunft vom 18. Januar 2008
Thorium: Not ‘green’, not ‘viable’, and not likely (PDF-Datei; 277 kB) Sammlung kritischer Argumente zu Thorium und LFTR von Oliver Tickell (englisch)
Thorium Reaktor - Flüssigsalzreaktor: Alte Lügen - Neu verpackt / „Thorium - Atomkraft ohne Risiko?“ Eine Kritik des BUND Regionalverbandes
Videomitschnitt einer Podiumsdiskussion zur Thoriumnutzung in Flüssigsalzreaktoren, Karlsruhe, Dezember 2018

Einzelnachweise

Jérôme Serp et al. "The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview andperspectives", Progress in Nuclear Energy 77, 308-319 (2014)
Badawy M.Elsheikh, "Safety assessment of molten salt reactors in comparison with light water reactors", Journal of Radiation Research and Applied Sciences 6, S. 63-70 (2013)
Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors, Oak Rich National Laboratory
Jungmin Kang, Frank N. von Hippel: U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel.
USA: Atomfirma von Bill Gates plant Reaktor in Wyoming. In: Der Spiegel. Abgerufen am 3. Juni 2021.
Richard Martin: About the Book SuperFuel. In: superfuelbook.com. 13. August 2013, archiviert vom Original am 1. Mai 2015; abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).
William Pentland: Is Thorium the Biggest Energy Breakthrough Since Fire? Possibly. In: forbes.com. 11. September 2011, abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).
China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium – Telegraph. In: telegraph.co.uk. 6. Januar 2013, abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).
Lars Schall: Chinesen bahnen Weg für Thorium-Nutzung. In: larsschall.com. 12. Januar 2013, abgerufen am 30. Januar 2015.
Jonathan Tennenbaum, "Molten salt and traveling wave nuclear reactors". Asia Times, 4. Februar 2020
E. S. Bettis u. a.: The Aircraft Reactor Experiment-Operation. (PDF) In: Nuclear Science and Engineering. 2, 1957.
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P. N. Haubenreich, J. R. Engel: Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment. (PDF, Nachdruck) In: Nuclear Applications and Technology. 8, 1970, S. 118–136.
U.S. ATOMIC ENERGY COMMISSION: An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor. Wash-1222, Washington, D.C. (September 1972)
Datenblatt zu Hastelloy-N auf der Seite des Herstellers, die Legierung wurde für das MSRE entwickelt.
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Molten Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964
An evaluation of the molten salt breeder reactor, Atomic Energy Commission
Paul N. Haubenreich & J. R. Engel, Experience with the Molten-Salt ReactorExperiment, Nuclear Applications and Technology 8, S. 131 (1970)
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[1] Jérôme Serp et al. "The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview andperspectives", Progress in Nuclear Energy 77, 308-319 (2014)

[2] Badawy M.Elsheikh, "Safety assessment of molten salt reactors in comparison with light water reactors", Journal of Radiation Research and Applied Sciences 6, S. 63-70 (2013)

[3] Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors, Oak Rich National Laboratory

[kang-4] Jungmin Kang, Frank N. von Hippel: U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel.

[5] USA: Atomfirma von Bill Gates plant Reaktor in Wyoming. In: Der Spiegel. Abgerufen am 3. Juni 2021.

[superfue-About-6] Richard Martin: About the Book SuperFuel. In: superfuelbook.com. 13. August 2013, archiviert vom Original am 1. Mai 2015; abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[forbes-20110911-7] William Pentland: Is Thorium the Biggest Energy Breakthrough Since Fire? Possibly. In: forbes.com. 11. September 2011, abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[8] China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium – Telegraph. In: telegraph.co.uk. 6. Januar 2013, abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[9] Lars Schall: Chinesen bahnen Weg für Thorium-Nutzung. In: larsschall.com. 12. Januar 2013, abgerufen am 30. Januar 2015.

[10] Jonathan Tennenbaum, "Molten salt and traveling wave nuclear reactors". Asia Times, 4. Februar 2020

[11] E. S. Bettis u. a.: The Aircraft Reactor Experiment-Operation. (PDF) In: Nuclear Science and Engineering. 2, 1957.

[12] E. S. Bettis u. a.: The Aircraft Reactor Experiment-Design and Construction. In: Nuclear Science and Engineering. 2, 1957.

[NATMSRE-13] P. N. Haubenreich, J. R. Engel: Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment. (PDF, Nachdruck) In: Nuclear Applications and Technology. 8, 1970, S. 118–136.

[wash1222-14] U.S. ATOMIC ENERGY COMMISSION: An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor. Wash-1222, Washington, D.C. (September 1972)

[15] Datenblatt zu Hastelloy-N auf der Seite des Herstellers, die Legierung wurde für das MSRE entwickelt.

[16] Paul N. Haubenreich, and J. R. Engel, "Experience with the molten salt reactor experiment",

[17] Molten Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964

[18] An evaluation of the molten salt breeder reactor, Atomic Energy Commission

[19] Paul N. Haubenreich & J. R. Engel, Experience with the Molten-Salt ReactorExperiment, Nuclear Applications and Technology 8, S. 131 (1970)

[20] B. J. Gilliam u. a.: ALARA CONTROLS AND THE RADIOLOGICAL LESSONS LEARNED DURING THE URANIUM FUEL REMOVAL PROJECT AT THE MOLTEN SALT REACTOR EXPERIMENT PROJECT. In: WM’02 Conference. 24.–28. Februar 2002, Tucson, AZ.

[21] D. F. Hollenbach, C. M. Hopper: Criticality safety study of the MSRE auxiliary charcoal bed Technical Report, vom 1. September 1996 doi:10.2172/408664 Oak Ridge National Lab., TN (United States)

[22] B. J. Gilliam et. al, "ALARA CONTROLS AND THE RADIOLOGICAL LESSONS LEARNED DURING THE URANIUM FUEL REMOVAL PROJECT AT THE MOLTEN SALT REACTOR EXPERIMENT PROJECT", WM’02 Conference, February 24-28, 2002, Tucson, AZ

[ORNL4812-23] M. W. Rosenthal u. a.: The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors. In: Oak Ridge National Laboratory. ORNL-4812, August 1972.

[24] A. Nuttin, D. Heuer u. a.: Potential of thorium molten salt reactors : detailed calculations and concept evolution with a view to large scale energy production. In: Progress in Nuclear Energy. Band 46, 2005, S. 77–99 doi:10.1016/j.pnucene.2004.11.001

[25] C. Renault, M. Delpech: The Most Project: Key-Points and Challenges for the Feasibility of Molten Salt Reactors. In: Proceedings of the ICAPP’05 Seoul, Korea, 15.–19. Mai 2005.

[Mathieu-26] L. Mathieu u. a.: Possible Configurations for the TMSR and advantages of the Fast Non Moderated Version. In: Nuclear Science and Engineering. Nummer 161, 2009, S. 78–89.

[27] C.Y. Zou, X.Z. Cai, D.Z. Jiang, C.G. Yu, X.X. Li, Y.W. Ma, J.L. Han, J.G. Chen: Optimization of temperature coefficient and breeding ratio for a graphite-moderated molten salt reactor. In: Nuclear Engineering and Design. Band 281, Nummer , 2015, S. 114–120, doi:10.1016/j.nucengdes.2014.11.022.

[thoriuma-Nixon-28] Nixon » Thorium Australia. (Nicht mehr online verfügbar.) In: thoriumaustralia.org. Archiviert vom Original am 10. Juli 2015; abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[books-otQDyt9PeswC--29] Alvin M. Weinberg: The First Nuclear Era. Springer Science & Business Media, 1994, ISBN 978-1-56396-358-2, S. 206–207 (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche).

[nuclearg-201012-30] The Nuclear Green Revolution: Alvin Weinberg's integrity and vision. In: nucleargreen.blogspot.de. 27. Dezember 2010, abgerufen am 30. Januar 2015.

[31] Bernd-A. Rusinek: Zwischen Himmel und Erde: Reaktorprojekte der Kernforschungsanlage Jülich (KFA) in den 1970er Jahren. S. 16

[32] A. Huke, G. Ruprecht, D. Weißbach et al.: The Dual Fluid Reactor – A novel concept for a fast nuclear reactor of high efficiency. Annals of Nuclear Energy, Bd. 80 (2015) S. 225–235, doi:10.1016/j.anucene.2015.02.016

[dfr-33] Dual Fluid Reaktor. In: dual-fluid-reaktor.de. 4. Juli 2013, abgerufen am 30. Januar 2015.

[n-tv-234793-34] Kai Stoppel: Rettet Atomkraft uns vor dem Klimakollaps? In: n-tv.de. 15. Dezember 2019, abgerufen am 15. Dezember 2019.

[theregis-20110201-35] China bets on thorium. In: theregister.co.uk. 27. Oktober 2004, abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[36] Kun Chen from Chinese Academy of Sciences on China Thorium Molten Salt Reactor TMSR Program auf YouTube, vom 10. August 2012.

[the-wein-20121030-37] Mark Halper: Completion date slips for China’s thorium molten salt reactor. (Nicht mehr online verfügbar.) In: the-weinberg-foundation.org. 30. Oktober 2012, archiviert vom Original am 21. April 2017; abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[38] Energiewende: China bereitet Test eines Thoriumreaktors vor. Abgerufen am 21. September 2021.

[GenIV-39] Molten Salt Reactor (MSR). In: gen-4.org. Abgerufen am 30. Januar 2015 (englisch).

[40] Strategic Research Agenda – Annex January 2012 – Molten Salt Reactor Systems (PDF-Datei)

[41] A modular Pebble-bed advanced high temperature reactor. (PDF) 16. Mai 2008, S. 96, archiviert vom Original am 1. Januar 2014; abgerufen am 1. Februar 2017 (englisch, Bericht der University of Berkeley).

[42] FLUORIDE-SALT-COOLED HIGH-TEMPERATURE REACTORS (FHRs) FOR BASE-LOAD AND PEAK ELECTRICITY, GRID STABILIZATION, AND PROCESS HEAT (Memento vom 22. Mai 2013 im Internet Archive) (PDF-Datei)

[43] Charles Forsberg: Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors for Power and Process Heat 2012 World Nuclear University Institute Christ Church, Oxford, England, 10. Juli 2012

[Wash1097-44] Section 5.3, WASH 1097 „The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors“, als PDF verfügbar: Liquid-Halide Reactor Documents Zugriff am 29. April 2012.

[45] R. C. Robertson, O. L. Smith u. a.: Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor (Design Study) vom 1. Januar 1968

[ORNL-46] J. R. Engel, W. R. Grimes u. a.: Conceptual Design Characteristics of a Denatured Molten-Salt Reactor With Once-Through Fueling Juli 1980, S. 137.

[mat-47] L. Mathieu u. a.: The Thorium Molten Salt Reactor: Moving On from the MSBR. 2005

[focus-623998-48] Michael Odenwald: Physik: Gibt es das sichere Atomkraftwerk? In: Focus Online. 15. Mai 2012, abgerufen am 30. Januar 2015.

[49] Dominique Greneche, William J. Szymczak u. a.: Rethinking the Thorium Fuel Cycle: An Industrial Point of View. (Memento vom 9. Juli 2015 im Internet Archive) Proceedings of ICAPP 2007, Nizza, 13.–18. Mai 2007, Paper 7367

[50] ttps://www.terrestrialenergy.com/technology/

[forsberg-51] C. Forsberg: Molten-Salt-Reactor Technology Gaps. In: Proceedings of ICAPP‘06 2006, Paper 6295.

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