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Kernkraftwerke : Reaktoren unter Dauerbeschuss

  • -Aktualisiert am

Der Reaktordruckbehälter des ehemaligen Kernkraftwerks Greifswald Bild: Foto Energiewerke Nord

Die Kernkraftwerke sollen länger laufen. Wie wirkt sich das auf die Materialien nahe der Brennstäbe aus? Werden sie spröde? An ausgedienten Behältern wird das jetzt getestet.

          Sollten die Laufzeiten der Kernkraftwerke in Deutschland im Schnitt um zwölf Jahre verlängert werden, wie es die Regierungskoalition anstrebt, würden die siebzehn laufenden deutschen Anlagen dann jeweils etwa 40 Jahre lang in Betrieb sein. In anderen Ländern wie den Vereinigten Staaten oder Frankreich, wo derzeit ebenfalls über verlängerte Laufzeiten debattiert wird, sind sogar Gesamtbetriebszeiten von 60 oder 80 Jahren im Gespräch. An der Laufzeitverlängerung entzündet sich aber nicht nur politischer Streit, sie wirft auch wissenschaftliche Fragen auf. So ist unklar, wie sich der längere Betrieb auf die Reaktormaterialien auswirkt, wenn sie dadurch einer höheren Strahlenbelastung ausgesetzt sind. Antworten darauf soll ein EU-Projekt liefern, das von Wissenschaftlern des Forschungszentrums Dresden-Rossendorf koordiniert wird. Im Fokus von "Longlife", so der Name des Projekts, steht dabei der Reaktordruckbehälter. Dessen Stahlhülle wird im Betrieb permanent von energiereichen Neutronen bestrahlt und dadurch allmählich spröde.

          Der Reaktordruckbehälter ist die zentrale Komponente eines Kernkraftwerks. Der aus mächtigen Schmiederingen zusammengeschweißte Stahlzylinder enthält den Kernbrennstoff, aus dem in Folge der Kernspaltungsprozesse einerseits Wärme entsteht, andererseits energiereiche Neutronen entweichen. Dieser andauernde Neutronenbeschuss verändert den Stahl, der mit fortwährender Bestrahlung an Zähigkeit verliert: Er wird allmählich spröde und dadurch mechanisch weniger belastbar. Die Ursache sind Störungen im Kristallgitter des Materials. Treffen die Neutronen auf Eisenatome, stoßen sie diese von ihren angestammten Gitterplätzen fort. Jedes herausgeschlagene Eisenatom verdrängt seinerseits Nachbaratome von deren Plätzen, und so kommt es zu einer regelrechten Stoßkaskade, in deren Verlauf sich Cluster von Defekten bilden.

          Kontrollproben

          Diese Phänomene sind gut verstanden und untersucht worden. Die für Reaktordruckbehälter genutzten Legierungen sind der Strahlungsbelastung gewachsen. Somit kann ausgeschlossen werden, dass durch Versprödung ein Riss in der Reaktorwand entsteht - selbst unter extremen Bedingungen, wenn etwa in dem bei 300 Grad arbeitenden Reaktor aufgrund von Überhitzung plötzlich kaltes Wasser eingespeist werden müsste und dadurch thermische Spannungen im Material aufträten. Längere Laufzeiten für die Kernkraftwerke bedeuten jedoch eine höhere Neutronendosis und damit für das Material eine stärkere Belastung, als es ursprünglich ausgelegt war. Die Wissenschaftler des EU-Projekts wollen nun untersuchen, ob dadurch zusätzliche Effekte in den Stählen auftreten.

          Üblicherweise erfolgt die Kontrolle des Materialzustands mit sogenannten Voreilproben. Diese bestehen aus dem gleichen Stahl wie das Reaktordruckgefäß. Die Proben werden in spezielle Kanäle dicht am Reaktorkern plaziert, wo sie einer intensiveren Strahlung ausgesetzt sind als die Wand. Sie altern also schneller - ihr Zustand eilt gewissermaßen der Beschaffenheit der Behälterwand voraus. Die Materialproben werden mitunter auch in speziellen Forschungsreaktoren bestrahlt, wo sie einer deutlich höheren Intensität ausgesetzt sind als die Voreilproben nahe dem Reaktorkern. Man erzielt hierbei Strahlungsdosen, die typisch für den Langzeitbetrieb sind. Dabei bleibt der sogenannte Flusseffekt allerdings unberücksichtigt. So können Materialien, die über einen kurzen Zeitraum einem hohen Neutronenbeschuss ausgesetzt waren, auf atomarer Ebene andere Veränderungen zeigen als solche, die über lange Zeit eine weniger intensive Strahlung erfahren haben. Die durchschnittliche Größe der Defektcluster wächst nämlich bei längerer Bestrahlungszeit. Es gibt allerdings Hinweise, dass dieser Effekt nur wenig Einfluss auf die mechanischen Eigenschaften des Stahls hat.

          Bestrahlter Reaktorstahl

          Ein andere Erscheinung, welche die Forscher genauer untersuchen wollen, ist der sogenannte Late-Blooming-Effekt. Dabei handelt es sich um eine beschleunigte Versprödung des Stahls, wenn ein Schwellenwert bei der Bestrahlung überschritten ist. Dieser Effekt ist abhängig von der Zusammensetzung des Stahls und der herrschenden Temperatur. Ob er im Langzeitbetrieb bei Kernkraftwerken auftritt und wie man ihn in Überwachungsprogrammen berücksichtigen kann, sollen umfangreiche Versuchsreihen zeigen.

          Am Forschungszentrum Dresden-Rossendorf untersuchen Wissenschaftler um Eberhard Altstadt bestrahlte Proben von Reaktorstahl in sogenannten Heißen Zellen. Diese speziellen Container sind von dicken Bleiwänden umhüllt, die die Umgebung vor radioaktiver Strahlung schützen. Durch grünliche, fast einen halben Meter dicke Bleiglasscheiben kann man ins Innere der Zellen schauen. In den Containern lässt sich nur mit ferngesteuerten Greifern arbeiten: Die Manipulatoren bewegen die Proben und bedienen die Geräte, mit denen die Wissenschaftler mechanische Prüfungen vornehmen, um etwa die Härte oder Zähigkeit zu bestimmen.

          Die Forscher aus Dresden können sich auf ein einmaliges Probenarchiv stützen: Sie verfügen über Proben aus dem abgeschalteten Kernkraftwerk Greifswald, das von 1973 bis 1990 in Betrieb war. Der Stahl stammt aus drei verschiedenen Blöcken des Kraftwerks, die in unterschiedlichem Ausmaß betrieben wurden. Somit gibt es Proben, die jahrelang unter Neutronenbeschuss standen, und solche, die nur wenig bestrahlt wurden. Anhand dieser Materialien können die Forscher den Grad der Versprödung erfassen und vergleichen, inwieweit diese Werte mit den ursprünglichen Abschätzungen zur Alterung übereinstimmen.

          Neue Richtlinie als Ziel

          Bei der Untersuchung der Proben aus Greifswald haben sie bereits unter anderem nachgewiesen, dass sich die Versprödung des Stahls rückgängig machen lässt, wenn man den Reaktordruckbehälter für hundert Stunden auf fast fünfhundert Grad Celsius erhitzt. Die Eisenatome wandern dabei wieder auf ihre ursprünglichen Gitterplätze zurück, und die Defekte verschwinden. Ein derart "ausgeheilter" Stahl ist anschließend sogar weniger anfällig für Versprödung.

          Der Greifswalder Reaktor gehört zur Bauart WWER-440, die heute noch in Russland, Finnland, Bulgarien, Tschechien und der Slowakei in Betrieb ist. Er hat einen besonders schlanken Reaktordruckbehälter. Der Reaktorkern befindet sich daher dicht an den Stahlwänden, der wassergefüllte Spalt dazwischen ist lediglich sechzehn Zentimeter breit. Bei den in Westdeutschland gebauten Kernkraftwerken ist dieser Spalt wesentlich breiter. Die Neutronen werden darin stärker abgebremst, so dass die Strahlenbelastung des Stahls geringer ist und dieser deshalb viel langsamer altert. Den an "Longlife" beteiligten Forschern, die aus neun europäischen Ländern kommen, steht ein umfangreiches Programm bevor. Sie müssen eine Vielzahl von Materialproben untersuchen, die für die in Europa laufenden Druckwasserreaktoren repräsentativ sind.

          Ein Ziel der Arbeiten ist es unter anderem, eine neue Richtlinie zu erstellen, anhand derer sich Alterungseffekte frühzeitig nachweisen und überwachen lassen. Eine verlängerte Laufzeit wäre für die in deutschen Kernkraftwerken verwendeten Materialien unbedenklich. Denn die in Deutschland verwendeten Stähle sind in ihrer chemischen Zusammensetzung so optimiert, dass sie eine möglichst geringe Bestrahlungsempfindlichkeit aufweisen, erklärt Altstadt im Gespräch mit dieser Zeitung. "Durch die konstruktionsbedingte niedrige Neutronenbelastung könnten die modernen deutschen Reaktoren unter dem Aspekt der Versprödung des Reaktordruckbehälters achtzig bis hundert Jahre sicher betrieben werden."

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