Plenarvortrag auf der Jahrestagung Kerntechnik 2001 in Dresden, 15.- 17. Mai 2001

Die neue Forschungs-Neutronenquelle FRM II

Klaus Böning, Anton Axmann, Klaus Schreckenbach

Technische Universität München

D-85747 Garching

Matthias Köhler, Hans-Jürgen Didier

Framatome Advanced Nuclear Power GmbH

D-91050 Erlangen

Einführung

Die Technische Universität München (TUM) hat eine neue deutsche Hochfluß-Neutronenquelle errichtet, den Forschungsreaktor München II (FRM II), als Nachfolger für das weithin bekannte Garchinger Atom-Ei, die erste kerntechnische Anlage Deutschlands. Generalunternehmer und Mitantragsteller im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren ist die Firma Siemens/KWU, die inzwischen ihre nuklearen Aktivitäten und Mitarbeiter in das Tochterunternehmen Framatome Advanced Nuclear Power eingebracht hat. Dort erfolgt auch die ingenieurtechnische Projektbearbeitung.

Der FRM II wurde als hocheffiziente Neutronenquelle entwickelt, die in erster Linie auf die Durchführung von Strahlrohrexperimenten ausgelegt ist, die aber auch hervorragende Möglichkeiten für die Bestrahlung von Proben bieten wird. Wegen seines weiter entwickelten Kernkonzepts und wegen der in den letzten Jahrzehnten erreichten Fortschritte in der Optimierung der kernnahen Nutzereinrichtungen sowie infolge seines besonders breit konzipierten Anwendungsspektrums wird der FRM II zu den leistungsfähigsten Anlagen der Welt gehören.

Ganz allgemein darf wohl davon ausgegangen werden, dass die Mitglieder der nukleartechnischen Gesellschaft mit Forschungsreaktoren weniger vertraut sind als mit Kernkraftwerken. Deshalb sollen eingangs diese beiden Reaktortypen kurz einander gegenübergestellt werden. Anschließend werden die wichtigsten Ziele und Anwendungsgebiete des FRM II aufgezeigt. Den Hauptteil dieses Beitrags bilden Beschreibungen des Kern- und Anlagenkonzepts und der Sicherheitsmerkmale sowie eine Diskussion aktueller Fragestellungen.

Vergleich von Forschungsreaktoren und Kernkraftwerken

Sowohl Forschungsreaktoren als auch Leistungsreaktoren (Kernkraftwerke) beruhen auf dem Prinzip von Kernspaltung und Kettenreaktion. Bei einer typischen Kernspaltungsreaktion wird ein (vorzugsweise "thermisches", d.h. langsames) Neutron von einem Atomkern des spaltbaren Uranisotops U235 absorbiert und es entstehen im wesentlichen 2 Spaltprodukte und im Mittel ca. 2.5 ("schnelle", d.h. hochenergetische) neue Neutronen sowie Energie. Da eines dieser 2.5 Spaltneutronen für die Aufrechterhaltung der Kettenreaktion benötig wird, bleiben noch ca. 1.5 Neutronen verfügbar.

Bei einem Kernkraftwerk ist man vor allem an der Energiefreisetzung (ca. 200 MeV) der Spaltungsreaktion interessiert; die "übrig bleibenden" 1.5 Neutronen dienen nur zur Reaktorregelung (inklusive Abbrandausgleich) und zur Kompensation der Neutronenverluste durch Absorption und Leckage. Aus wirtschaftlichen Gründen werden Kernkraftwerke als große Einheiten mit hoher Gesamtleistung konzipiert, etwa mit ca. 1400 MW elektrischer Leistung und damit - wegen des Wirkungsgrades der Wärmekraftmaschine - ca. 4000 MW thermischer Leistung. Der Reaktorkern enthält rund 100 Tonnen (schwach angereichertes) Uran. Die Temperaturen und Drücke des Kühlmittels Wasser liegen relativ hoch, da letztlich Dampf zum Antrieb einer Turbine erzeugt werden muss.

Für einen Forschungsreaktor dagegen ist die Energiefreisetzung bei der Spaltungsreaktion in aller Regel nur lästig, denn er ist ausschließlich an den 1.5 "übrig bleibenden" Neutronen interessiert. Für eine solche "Neutronenquelle" kommt es nicht auf eine hohe Gesamtleistung und damit auf eine hohe Zahl der pro Sekunde insgesamt erzeugten Neutronen an, sondern auf eine möglichst hohe "Dichte" bzw. einen möglichst hohen "Fluss" der verfügbaren Neutronen, denn diese sollen letztlich in den zu untersuchenden Proben mit hoher Intensität messbare Wechselwirkungen hervorrufen. Ein Forschungsreaktor hat aus wirtschaftlichen und anderen Gründen nur eine relativ geringe thermische Leistung (beim FRM II sind das 20 MW, also etwa 1/200 der Leistung eines Kernkraftwerks), aber einen sehr kleinen Reaktorkern mit einer Leistungsdichte, die weit oberhalb derjenigen von Kernkraftwerken liegen kann (beim FRM II mehr als 1 MW pro Liter Kernvolumen). Die Temperaturen und Drücke des Kühlmittels Wasser liegen sehr niedrig, da keine elektrische Leistung erzeugt wird.

Die so definierten Forschungsreaktoren lassen sich im wesentlichen in drei verschiedene Nutzungsbereiche untergliedern, die sich allerdings bei sehr vielen Anlagen überlappen. Der "Materialtestreaktor" ist im ursprünglichen Sinne für die Untersuchung von Kernbrennstoffen und von Strahlenschäden in Strukturmaterialien durch in der Regel schnelle Neutronen ausgelegt; diese Anwendungen sind beim FRM II nicht vorgesehen. Das französische CEA plant den Bau einer derartigen 100 MW Anlage in Cadarache. Der "Isotopenproduktionsreaktor" dient der Erzeugung von radioaktiven Isotopen und Quellen und prinzipiell auch der Dotierung mit stabilen Elementen. In Kanada wurden soeben zwei 10 MW Anlagen dieses Typs fertiggestellt. Im Zentrum der Entwicklung aber standen in letzter Zeit die "Strahlrohrreaktoren", bei denen in der Regel langsame Neutronen über Strahlrohre in eine Experimentierhalle gelangen, um dort z.B. an zu untersuchenden Proben gestreut zu werden. Der darauf spezialisierte 58 MW Hochflußreaktor RHF des internationalen Instituts ILL in Grenoble stellt die weltbeste Anlage dieser Art dar. Der neue FRM II wird als Mehrzweckreaktor in weitem Umfang hochqualitative Nutzungen aus den beiden letztgenannten Bereichen ermöglichen.

Von den Forschungsreaktoren im o.g. Sinne ("Neutronenquellen") sind "Prototypreaktoren" zu unterscheiden, die der Entwicklung neuer Kernkraftwerkstechnologien dienen und die heute international nur in Einzelfällen (z.B. für HTR und Brüter) eine Rolle spielen.

Die für den FRM II vorgesehene Nutzung

Die oberste Priorität in der Nutzung des FRM II liegt bei den Strahlrohrexperimenten. - In der Grundlagenforschung stehen dabei die Untersuchung der atomaren Struktur von Flüssigkeiten und Festkörpern und der Bewegung ihrer Atome bzw. Moleküle (Dynamik) im Vordergrund. Dabei wird ausgenützt, daß ein thermisches Neutron eine Wellenlänge in der Größenordnung der Atomabstände besitzt und gleichzeitig eine kinetische Energie in der Größenordnung der Energie der atomaren Schwingungen. Da das Neutron auch ein magnetisches Moment aufweist, werden die mikroskopischen Ursachen von Magnetismus der Messung zugänglich. In der Biophysik können z.B. einzelne Lipide oder Proteine in einer Zellmembran ebenso untersucht werden wie der Aufbau großer Biomoleküle. Weitere Anwendungen liegen in der Kernphysik und in der genauen Bestimmung der Eigenschaften des Neutrons selbst, die z.B. auch für die Kosmologie von großer Bedeutung sind. Eine Positronenquelle für Materialuntersuchungen und ein Spaltfragmentbeschleuniger zur Herstellung neuer superschwerer Elemente werden weltweit einzigartige Möglichkeiten bieten. - In der mehr angewandten Forschung wird die Materialforschung im Mittelpunkt stehen. Dazu gehören die Untersuchung der Struktur und Dynamik von neuen Materialien (z.B. Keramiken, Polymere, Schichtstrukturen, Supraleiter, etc.) einschließlich der Bestimmung von inneren Spannungen, von Texturen, Fehlordnungen und Defekten. Da Neutronen keine elektrische Ladung besitzen, können sie in Materie (auch Metalle) tief eindringen, was bei der zerstörungsfreien Werkstückprüfung mittels Radiographie und Tomographie ausgenützt wird. - Nicht zuletzt soll in der Medizin die am alten FRM begründete Tumortherapie mit schnellen Neutronen zum Wohle der Patienten weiter eingesetzt und ausgebaut werden. Auf dem Gebiet der Boreinfangtherapie mit epithermischen Neutronen sind Forschungsarbeiten ins Auge gefasst.

Neben diesen Anwendungen wird der FRM II auch der Isotopenproduktion dienen, d. h. der aus Neutronenabsorption resultierenden Erzeugung radioaktiver Isotope und radioaktiver Quellen für Wissenschaft und Technik. Dazu gehören z.B. radioaktive Tracer für die Chemie, radioaktive Präparate für automatisierte Füllstands- oder Dickenmessungen in der Verfahrenstechnik oder radioaktive Bauteile (z.B. Kolbenringe) für Verschleißmessungen. Besonders wichtig ist die Erzeugung von Radioisotopen, die für die Herstellung von Radiopharmaka verwendet werden können. Letztere werden immer mehr für die Diagnostik und Therapie in der Medizin eingesetzt. Mittels der Neutronen-Aktivierungsanalyse ist der simultane und äußerst empfindliche Nachweis vieler Spurenelemente in ein und derselben Probe möglich, wovon z.B. bei der Lebensmittelüberwachung und in der Umweltanalytik Gebrauch gemacht wird. Die Neutronentransmutation in andere stabile Elemente wird bei der sehr homogenen Dotierung von Silizium mit Phosphor ausgenützt, was für Hochleistungsbauelemente wie Thyristoren von großer Bedeutung ist.

Es wird angestrebt, dass etwa 30 % der experimentellen Einrichtungen des FRM II für industrielle bzw. kommerzielle Anwendungen einschließlich der Medizin zur Verfügung stehen werden und etwa 70 % für die Grundlagenforschung und die angewandte Forschung.

Das Kernkonzept des FRM II

Die Forschungs-Neutronenquelle FRM II wurde so ausgelegt, daß ein hoher und spektral reiner thermischer Neutronenfluß in einem großen Volumen außerhalb des Reaktorkerns zur Verfügung steht und für die experimentelle Nutzung zugänglich ist. Neben Strahlrohren, die direkt das thermische Neutronenfeld anzapfen, wird es auch Strahlrohre geben, an denen - mit Hilfe von Spektrumswandlern - kalte, ultrakalte, heiße und hochenergetische Neutronen zur Verfügung stehen.

Die einzigartigen Leistungsmerkmale des FRM II - wie hoher maximaler thermischer Neutronenfluß, hohe spektrale Reinheit der Energieverteilung der Neutronen und großes nutzbares Volumen außerhalb des Kerns - werden durch den Einsatz eines mit Leichtwasser gekühlten Reaktorkerns erreicht, der sich im Zentrum eines mit Schwerwasser gefüllten Moderatortanks befindet. Um diese hervorragenden Eigenschaften schon bei der relativ geringen Reaktorleistung von 20 MW - sozusagen ein Limit für eine an einer Hochschule angesiedelte Anlage in der Bundesrepublik Deutschland - erreichen zu können, wurde der Reaktorkern als besonders kleinvolumiger "Kompaktkern" konzipiert /1/. Dieser Kern besteht aus einem einzigen zylinderförmigen Brennelement, in dem eine Kombination des hochdichten Uransilizid-Aluminium-Dispersionsbrennstoffs (U3Si2-Al) mit hochangereichertem Uran (HEU, mit rund 93 % U235) Anwendung findet. Der ungefähr 8.1 kg Uran enthaltende Brennstoff wird in insgesamt 113 Brennstoffplatten eingebracht, die je 1.36 mm dick sind. Jede dieser Platten weist eine aus drei Schichten bestehende "Sandwich-Struktur" auf, in der die 0.60 mm dicke Brennstoffschicht zwischen zwei je 0.38 mm dicken Deckschichten ("Cladding") aus Aluminium fest eingewalzt ist. Diese Brennstoffplatten werden zwischen ein inneres und ein äußeres, ebenfalls aus einer Aluminium-Legierung bestehendes Brennelementrohr eingeschweißt. Da sie vor dem Einschweißen mit einer evolventenförmigen Krümmung versehen wurden, weisen die Abstände zweier benachbarter Platten und damit die durch diese Spalte gebildeten Kühlkanäle über die gesamte Plattenbreite eine konstante Weite von 2.2 mm auf. Der brennstoffhaltige Bereich des Brennelements besitzt einen Außendurchmesser von 24.3 cm (Außenrohr) und eine Höhe von 70 cm. Die Abbildung 1 zeigt einen Querschnitt des Brennelements in diesem Bereich. Insgesamt ist das Brennelement etwa 1.3 m hoch und am oberen Ende mit einem äußeren Kugelsitz zur Fixierung in der Betriebsposition versehen.

Da der Reaktorkern sehr kompakt und die Leckage der schnellen Spaltungsneutronen in den umgebenden Moderatortank deshalb sehr hoch ist (netto etwa 50 %), tragen die aus dem Schwerwasser (D₂O) des Moderatortanks in den Kern zurückdiffundierenden thermalisierten Neutronen ganz erheblich zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion bei. Sie sorgen aber auch für das Auftreten einer Leistungsdichtespitze am Kernrand, die durch eine radiale Staffelung der Urandichte im Brennstoff begrenzt wird: im Innenbereich des Kerns weist der Brennstoff eine Urandichte von 3.0 gU/cm3, im Außenbereich von 1.5 gU/cm3 auf. Die Leistungsdichtespitze am unteren Kernrand, die vom Reflektormaximum des thermischen Neutronenflusses im Kühlwasser (H₂O) des Primärkreislaufs herrührt, wird durch einen absorbierenden Bor-Ring ("abbrennbares Neutronengift") im Außenrohr des Brennelements begrenzt. Am oberen Kernrand ist solch ein Bor-Ring nicht erforderlich, da dort (u.a.) die entsprechende Leistungsdichtespitze kleiner ist. Das liegt daran, dass sich der im Innenrohr des Brennelements angeordnete Regelstab während des Reaktorzyklus nach oben bewegt, so dass sich gerade in der für die Kernkühlung relevanten Anfangsphase des Zyklus dessen Hafnium-Absorber im oberen Teil des Brennelements befindet. Am unteren Ende weist dieser zentrale Regelstab einen Beryllium-Folger auf, so dass der hochwertige "Innenmoderator" Beryllium das Wasser des Primärkreislaufs verdrängt.

Obwohl die Leistung des FRM II auf 20 MW beschränkt wurde, wird ein maximaler thermischer Neutronenfluß von etwa 8 ´ 10¹⁴ cm^-2s^-1 erreicht ("ungestörter" Wert, d.h. ohne Berücksichtigung der experimentellen Einbauten im Moderatortank). Durch sein auf der Grundlage des RHF (Grenoble) und des HFIR (Oak Ridge, USA) weiterentwickeltes "Kompaktkern-Konzept" besitzt der FRM II das mit Abstand beste Verhältnis von Neutronenfluß zu Reaktorleistung weltweit.

Die inhärenten Sicherheitsmerkmale

Wie schon erwähnt, ist die Rückdiffusion thermischer Neutronen aus dem Moderatortank in den Kern von grundsätzlicher Bedeutung für die Aufrechterhaltung der Kettenreaktion. Aus dieser Tatsache ergeben sich einige wesentliche inhärente Sicherheitsmerkmale. So kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen, wenn das D₂O aus dem Moderatortank entfernt oder durch das die Neutronen stärker absorbierende und schlechter reflektierende H₂O ersetzt wird bzw. wenn dem D₂O ein ausreichend großer Anteil H₂O beigemischt wird (z. B. durch ein angenommenes Leck im Primärkreislauf). Ebenso wird die Kettenreaktion auch dann gestoppt, wenn das H₂O im Brennelement durch D₂O ersetzt wird, weil die Abbremsung der Neutronen im Kern dann weniger effektiv erfolgt, und erst recht bei einem vollständigen Entfernen des H₂O (z. B. durch Verdampfen bei einem postulierten Unfall). Wesentlich für die Sicherheit bei der Handhabung des Brennelements ist auch, daß ein frisches Brennelement in H₂O ohne jeglichen Absorber deutlich unterkritisch bleibt.

Das Anlagenkonzept

Die Abbildung 2 zeigt einen schematischen Vertikalschnitt durch das Reaktorbecken. Dieses ist 14 m tief und hat unten einen annähernd kreisförmigen Querschnitt von ca. 5 m Durchmesser /2/. An das Reaktorbecken schließt oben links das rechteckige, etwa 8 m tiefe Absetzbecken an, in dem sich u. a. Lagergestelle für die vorübergehende Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente befinden. Beide Becken bestehen aus einer massiven Betonstruktur mit einer auf der Innenseite angebrachten wasserdichten Edelstahlauskleidung. In Kernhöhe wurde Barytbeton verwendet, der teilweise mit Eisengranulat verstärkt und mehr als 150 cm dick ist.

Im Mittelpunkt der Abbildung 2 ist der D₂O-Moderatortank mit dem im Zentralkanal aufgehängten Brennelement zu erkennen. Dieses wird in einem quasi geschlossenen Kreislauf vom Primärkühlmittel H₂O von oben nach unten durchströmt. Der Primärdurchsatz beträgt ca. 300 kg/s und die Geschwindigkeit des Wassers im Bereich der Brennstoffplatten etwa 17 m/s. Da der Primärkreis unterhalb des Brennelements über ein Sieb mit dem Beckenwasser in Verbindung steht, wirkt das oben offene Reaktorbecken als Druckhalter. Der Druck oberhalb des Brennelements beträgt ca. 10 bar, und das Primärwasser erwärmt sich beim Durchströmen des Brennelements von ca. 37 ° C auf ca. 52 °C. Beim Abschalten des Reaktors werden drei redundante Nachwärmeabfuhr-Pumpen gestartet, die Beckenwasser ansaugen und über je eine passive Klappe in den Primärkreis einspeisen ("Notkühlleitung"), sobald dort der von den Primärpumpen erzeugte Druck entsprechend abgenommen hat; das Wasser strömt dann durch das Sieb wieder in das Becken zurück. Nach drei Stunden Betrieb können auch die Nachwärmeabfuhr-Pumpen abgeschaltet werden. Sobald der Primärdruck dann hinreichend klein geworden ist, fallen zwei redundante Naturumlaufklappen allein durch ihr Gewicht nach unten und machen den Weg frei für eine Strömungsumkehr und Naturkonvektionskühlung des Brennelements.

In der Abbildung 2 erkennt man auch den zentralen Regelstab, der von dem oben befindlichen Antrieb gesteuert wird. Er ist mit dem Antriebsgestänge über eine elektromagnetische Kupplung verbunden, die im Anforderungsfall stromlos gemacht wird, so daß dann der Regelstab nach unten in die Abschaltposition fällt. Somit wirkt der Regelstab auch als eines der beiden redundanten und diversitären schnellen Abschaltsysteme. Das andere schnelle Abschaltsystem wird durch 5 Abschaltstäbe im Moderatortank gebildet, die während des Reaktorbetriebs voll ausgefahren sind. Selbst unter dem Postulat eines störfallbedingt unkontrolliert ausgefahrenen Regelstabs würden 4 dieser 5 Abschaltstäbe immer ausreichen, den Reaktor auf Dauer unterkritisch zu machen. Auf die in Abbildung 2 ebenfalls eingezeichneten Strahlrohre und die Kalte Quelle wird weiter unten eingegangen.

Das Sicherheitskonzept des FRM II basiert auf der beschriebenen Abschaltsicherheit und auf der sicheren Zurückhaltung der radioaktiven Spaltprodukte durch drei gestaffelte Barrieren (Brennstoffmatrix und Cladding, Beckenwasser, Gebäude-Sicherheitseinschluß) /3/. Dabei wird der Erhalt des Beckenwassers nicht nur für alle Auslegungsstörfälle und bei Eintritt eines Erdbebens gewährleistet, sondern auch für das auslegungsüberschreitende Ereignis Flugzeugabsturz. Dies wird zunächst dadurch erreicht, daß das Reaktorgebäude - erstmals bei einem Forschungsreaktor - mit seinen 1.8 m starken Stahlbetonwänden einen Vollschutz gegen Flugzeugabsturz bietet. Weiterhin bilden das Reaktorbecken, das Absetzbecken und die in der Abbildung 2 links folgende "Primärzelle", die die 4 Primärpumpen und die 2 Primärwärmetauscher beherbergt, eine monolithische Einheit. Dieser "Reaktorblock" ist in der 0 m- und in der 11.7 m-Ebene von den gleitend gelagerten Decken des Reaktorgebäudes entkoppelt (in Abbildung 2 nicht dargestellt), so daß sich die bei einem Flugzeugabsturz entstehende Schockwelle nicht auf die Reaktorbeckengruppe übertragen kann. Außerdem sind das Primärkühlsystem und die Primärzelle so konstruiert, daß die Becken auch bei einem Leck im Primärkühlkreis nicht leerlaufen können. Die Strahlrohre besitzen auf der Außenseite zwei zusätzliche Barrieren gegen den Verlust von Beckenwasser.

Das Sicherheitskonzept des FRM II gewährleistet auch, dass selbst bei einem auslegungsüberschreitenden Ereignis wie dem Schmelzen des ganzen Brennelements keine Evakuierung der Bevölkerung erforderlich wäre. Da das Beckenwasser zwar eine in vielen Fällen sehr hohe, aber nicht hundertprozentige Rückhaltefunktion für die Spaltprodukte bietet, ist die Reaktorhalle (s.u.) als Sicherheitseinschluß ausgebildet. Dazu wird die Reaktorhalle im Anforderungsfall über redundante dicht schließende Klappen lüftungstechnisch isoliert und es wird eine redundante Störfallunterdruckhaltung eingeschaltet, die noch eindringende Leckageluft über Störfallfilter (Aerosol- und Iodfilter) kontrolliert und dokumentiert über den Kamin abgibt /3/.

Gebäude und Nutzungseinrichtungen

Die Abbildung 3 zeigt einen horizontalen Schnitt durch das Reaktorbecken in Höhe des Kerns. Im Zentrum ist der Schwerwassertank (Durchmesser 2.5 m) mit dem Brennelement zu erkennen. Zehn große horizontale Strahlrohre führen die Neutronen durch die Wand des Reaktorbeckens in die Experimentierhalle im Reaktorgebäude oder in einem Fall (im Bild links) über einen sich anschliessenden Tunnel in die benachbarte Neutronenleiterhalle. Alle Strahlrohre sind tangential zum Kern ausgerichtet, also ohne direkte "Sicht" auf den Kern, so dass die unerwünschte Primärstrahlung (schnelle Neutronen- und Gammastrahlung) an den äußeren Enden der Strahlrohre weitgehend unterdrückt wird (Reduktion des "Untergrunds"). Drei der Strahlrohre, darunter das soeben erwähnte, beginnen an einer "Kalten Quelle", einem thermisch isolierten und auf 25 K abgekühlten Moderatorgefäß mit 2.5 kg flüssigem Deuterium. Ein anderes beginnt an einer "Heißen Quelle", einem ebenfalls thermisch isolierten Block Graphit mit einer Masse von 14 kg und einer Temperatur von 2400 °C. Die in einen dieser beiden "Spektrumswandler" diffundierenden Neutronen werden durch Stöße entweder weiter abgekühlt ("kalte" Neutronen) oder wieder etwas beschleunigt ("heiße" Neutronen). Zur lokalen Erzeugung hochenergetischer Spaltungsneutronen für Medizin und Technik dient ein "Uran-Konverter", in dem zwei Brennstoffplatten vor ein entsprechend ausgelegtes Strahlrohr geschoben werden können. In der Abbildung sind auch einige vertikale Bestrahlungskanäle und - ganz innen um das Brennelement herum - die Einfahrpositionen der fünf Abschaltstäbe zu erkennen /3,4/.

Ein horizontaler Schnitt durch die Gesamtanlage - ebenfalls in Höhe des Kerns - ist in Abbildung 4 dargestellt. Das Reaktorgebäude ist in seinem unteren Teil als Quadrat mit ca. 42 m Seitenlänge ausgebildet und umfaßt hier die Experimentierhalle, in der die meisten Strahlrohre enden, mit ca. 1000 m2 nutzbarer Experimentierfläche. Im oberen Teil des Reaktorgebäudes sind die Ecken abgeschrägt, so daß ein Achteck entsteht. Hier befindet sich innen die sogenannte Reaktorhalle, von der aus das Reaktorbecken frei zugänglich ist und von der aus neben betrieblichen Handhabungen auch einige Nutzeranwendungen, vor allem die Probenbestrahlungen, durchgeführt werden. - In der Abbildung 4 ist auch der derzeitige Planungsstand der Neutronenleiter und der wissenschaftlichen Messinstrumente eingetragen. Bei den Neutronenleitern handelt es sich um lange rechteckförmige, evakuierte Kanäle aus hochwertig beschichtetem Glas, in denen die Neutronen mittels Totalreflexion auf Zick-Zack-Bahnen über weite Entfernungen geführt werden können. Dadurch werden weitere große Flächen der experimentellen Nutzung zugänglich gemacht und es entstehen Meßplätze mit besonders niedrigem Untergrund (an Gammastrahlung und schnellen Neutronen), da die Neutronenleiter leicht gekrümmt gebaut werden, so dass keine direkte "Sicht" auf das kernnahe Ende des Strahlrohrs mehr möglich ist. Im Bild ist links die ca. 11 m hohe, 60 m lange und 45 m breite "Neutronenleiterhalle" zu erkennen, die zu einem späteren Zeitpunkt in die Halle des (stillgelegten) alten FRM verlängert werden soll.

Diskussion einer Reduzierung der Anreicherung

Im vorderen Teil dieses Berichts wurde deutlich gemacht, dass die herausragenden Eigenschaften des FRM II wesentlich mit der Verwendung von hochangereichertem Uran (HEU, Highly Enriched Uranium, hier mit ca. 93 % U235) zusammenhängen. Das ermöglicht die Konzeption eines besonders kompakten Reaktorkerns, so dass der geforderte hohe Neutronenfluß schon bei einer relativ niedrigen Reaktorleistung erreicht wird. Daraus resultieren viele wesentlichen Vorteile: geringste Untergrundstrahlung für die Experimente - höchste inhärente Sicherheitseigenschaften - geringstes Risikopotential (Aktivitätsinventar) - geringster radioaktiver Abfall (auch in Abluft und Abwasser) - geringste Errichtungs- und Betriebskosten. Es versteht sich auch von selbst, dass die Verwendung von HEU im FRM II mit allen internationalen Verträgen im Einklang ist. Internationale Experten von IAEA und Euratom schließen ein Proliferationsrisiko durch den FRM II aus.

Trotzdem wurde von der neuen deutschen Bundesregierung die Besorgnis vorgetragen, dass die Verwendung von HEU im FRM II die Gefahr von Proliferation weltweit erhöhen würde. In dem öffentlich bekannt gewordenen Kabinettsbeschluss vom März 2001 wurde von ihr die folgende Ausgangsposition (u.a.) für die Verhandlungen mit dem Freistaat Bayern festgelegt: zwar soll der FRM II wie geplant schnell mit HEU in Betrieb gehen können, aber zeitlich parallel zum Betrieb soll ein neues Brennelement auf der Basis von MEU (Medium Enriched Uranium, praktisch ca. 50 % angereichert) entwickelt werden; anschließend soll der FRM II damit betrieben werden.

Allgemein läuft eine solche Konversion nach folgendem Schema ab: die Reduzierung der Anreicherung von U235 wird durch eine Erhöhung der Dichte des Urans im Brennstoff soweit kompensiert, daß die gesamte im Kern vorhandene Masse an U235 (mindestens) gleich bleibt. Bei älteren Forschungsreaktoren konnte eine solche Konversion auf niedrig angereichertes Uran (LEU, Low Enriched Uranium, mit ca. 20 % U235) und unter Umständen sogar mit einem Gewinn für den Betrieb erfolgen: bei diesen Reaktoren war die Urandichte des ursprünglichen UAl_x-Al Brennstoffs so gering (deutlich unter 1 gU/cm³), daß bei Übergang auf den neuen U₃Si₂-Al Brennstoff (derzeit qualifiziert bis zu 4.8 gU/cm³) sogar eine deutliche Überkompensation möglich war, d.h. der aus vielen einzelnen Brennelementen aufgebaute Reaktorkern konnte entweder etwas verkleinert und damit der Neutronenfluß bei gleicher Reaktorleistung erhöht werden oder es konnte die Zyklusdauer verlängert werden.

Beim FRM II ist eine Konversion auf LEU nach diesem Schema nicht möglich, da schon bei der aktuellen Konzeption des Brennelements mit HEU der neue U₃Si₂-Al Brennstoff mit einer Urandichte von 3.0 gU/cm³ zur Anwendung kommt, so daß der verbleibende Spielraum äußerst gering ist. Deshalb wäre mit LEU eine Vergrößerung des Reaktorkerns unvermeidbar. Dies würde zu einer nicht akzeptablen Verringerung des Neutronenflusses um etwa 25 % führen und wäre mit einem Neubau des Moderatortanks mit allen Einbauten und mit entsprechend hohen Kosten und Ausfallzeiten verbunden. Der einzige notfalls noch akzeptable Kompromiß besteht darin, die Anreicherung nur so weit abzusenken (eben auf MEU), wie das ohne eine Änderung der äußeren Abmessungen des Brennelements möglich ist. Dann kann die Reaktoranlage selbst praktisch unverändert bleiben und der - in jedem Fall schmerzliche - Flußverlust, der durch die zunehmende Masse an nicht spaltbarem U238 verursacht wird, hält sich noch in Grenzen. Die tatsächlich erreichbaren Werte hängen von dem verfügbaren Brennstoff ab. Mit dem qualifizierten U₃Si₂-Al Brennstoff dürfte bei der Dichte von 4.8 gU/cm³ ein Flußverlust von ca. 4 % resultieren. Mit den derzeit international in der Entwicklung befindlichen neuen UMo-Al Brennstoffen könnten eine noch etwas höhere Urandichte (bis zu ca. 8.5 gU/cm³) und damit eine etwas geringere Anreicherung erreichbar sein, allerdings bei einem noch höheren Flußverlust von bis zu ca. 8 %. Auf jeden Fall wird ein umfangreiches, auf den FRM II zugeschnittenes Forschungs- und Entwicklungsprogramm erforderlich sein, um von der Entwicklung der neuen Brennstoffe bis zu einem erprobten MEU-Brennelement zu kommen. Die TUM rechnet dafür mit einem Zeitraum von ca. 10 Jahren.

Projektstatus

Die ersten Planungsarbeiten der Technischen Universität München (TUM) gehen ungefähr auf das Jahr 1980 zurück. Die eigentliche "Projektgruppe FRM II" der TUM wurde 1987 gegründet, nachdem das Projekt die erforderliche Unterstützung gewonnen hatte. Zusammen mit dem späteren Generalunternehmer Siemens/KWU wurde der Sicherheitsbericht angefertigt und im Februar 1993 der Antrag auf atomrechtliche Genehmigung gestellt. Die erste Teilgenehmigung, die auch ein vorläufiges positives Gesamturteil enthält, wurde im April 1996 erteilt. Der 1. Spatenstich fand am 1. August 1996, die Grundsteinlegung am 27. Januar 1997 statt. Im Oktober 1997 wurde die zweite Teilgenehmigung erteilt, die neben der Fertigstellung der gesamten Anlage auch deren Kalte Inbetriebsetzung umfaßt.

Seit Anfang 2001 ist die Anlage FRM II technisch fertiggestellt und bereit zur nuklearen Inbetriebsetzung. Dies soll an Hand der folgenden photographischen Abbildungen dargestellt werden, die durch zusätzliche Angaben in den Bildunterschriften näher erläutert werden. Die Abbildung 5 zeigt einen Blick in die Experimentierhalle (Ebene 0 m) mit dem Reaktorblock im Zentrum. Die Abbildung 6 vermittelt einen Eindruck von der Reaktorhalle (Ebene 11.7 m) mit dem oben offenen Reaktorbecken. Die Abbildung 7 liefert einen Blick in das Reaktorbecken, wobei der Deckel der Stützkonstruktion oberhalb des Moderatortanks gut erkennbar ist. Schließlich zeigt die Abbildung 8 eine Außenansicht der Reaktoranlage FRM II, die bis auf einige Außenanlagen praktisch fertiggestellt ist.