Das Kernkraftwerk THTR-300 (Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor) war ein heliumgekühlter Hochtemperaturreaktor des Typs Kugelhaufenreaktor im nordrhein-westfälischen Hamm mit einer elektrischen Leistung von 300 Megawatt. Der THTR wird zu den größten Fehlentwicklungen bei deutschen Projekten der vergangenen 55 Jahre gezählt.
Der Reaktor lag im Stadtbezirk Hamm-Uentrop im Stadtteil Schmehausen der Stadt Hamm in Nordrhein-Westfalen auf dem Gelände des Kraftwerks Westfalen.
Nachdem am Versuchsreaktor AVR (Jülich) das Funktionsprinzip des Hochtemperaturreaktors in Kugelhaufen-Bauweise erprobt worden war, wurde der THTR-300 als Prototyp für die kommerzielle Nutzung von Hochtemperaturreaktoren (HTR) gebaut. Er wurde 1983 testweise in Betrieb genommen, 1987 an den Betreiber übergeben und im September 1989 aus technischen, sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Überlegungen nach nur 423 Tagen Volllastbetrieb endgültig stillgelegt.
Kernphysikalische Grundlagen des THTR
Die Energiegewinnung erfolgt wie in anderen Kernreaktoren durch Kernspaltung, die durch thermische Neutronen herbeigeführt und als Kettenreaktion kontrolliert aufrechterhalten wird. Als Moderator dient dabei Graphit anstatt Wasser, ähnlich wie in den britischen AGR oder dem russischen RBMK. Graphit ist beim THTR Hauptbestandteil der Brennelemente (siehe unten). Die Steuerung der Kettenreaktion erfolgt wie bei anderen Reaktortypen durch Steuerstäbe aus neutronenabsorbierendem Material. Die Besonderheit des Thorium-Hochtemperaturreaktors ist allerdings, dass er als Brennstoff nicht nur 235U aus natürlichen Uranvorkommen nutzt, sondern auch 233U. Dieses wird aus 232Th im laufenden Reaktorbetrieb in den Brennelementen erbrütet und teilweise sofort mitverbraucht.
Man erhoffte sich eine insgesamt bessere Ausnutzung von Brenn- und Brutstoffen als in Leichtwasserreaktoren, da graphitmoderierte Reaktoren aus neutronenphysikalischen Gründen im Prinzip höhere Abbrände gestatten als konventionelle Leichtwasserreaktoren (wenn auch geringere als schwerwassermoderierte Reaktoren wie z. B. der Typ CANDU). Die verwendeten HTR-Brennelemente ließen aber aus materialtechnischen Gründen nur begrenzte Abbrände zu, der theoretische Vorteil kam also kaum zum Tragen. Für einen geschlossenen Brennstoffkreislauf und eine weitgehende Brennstoff- und Brutstoffausnutzung wäre zudem eine Wiederaufarbeitung erforderlich gewesen. Ein dem PUREX-Wiederaufarbeitungsprozess analoger THOREX-Prozess für thoriumhaltige Brennelemente ist entwickelt worden, wurde aber nie in technischem Maßstab verwirklicht; die Aufarbeitung des HTR-Brennstoffs, der aus in Graphit eingebetteten coated particles besteht, wäre sehr teuer.
Das THTR-Reaktorkonzept gestattete also die teilweise Ausnutzung des auf der Erde im Vergleich zu Uran wesentlich reichlicher vorhandenen Thoriums zur Energiegewinnung. Thoriumhaltige Brennstoffe können jedoch auch in allen anderen Reaktortypen eingesetzt werden.
Bei Verwendung von Thorium müssen die frischen Brennelemente aus reaktorphysikalischen Gründen zusätzlich Material enthalten, das waffenfähig und leicht abtrennbar ist. Beim THTR-300 war dies Uran, das auf 93 % angereichert wurde. Wegen dieses waffenfähigen Urans waren die THTR-Brennelemente rechtlich gesehen Eigentum der EU (Euratom) und wurden dem THTR-Betreiber nur zum Verbrauch unter Euratom-Kontrolle überlassen. Wegen der Gefahr der Waffenverbreitung (Proliferationsgefahr) beendete US-Präsident Jimmy Carter bereits 1977 die Lieferungen von hochangereichertem Uran für Hochtemperaturreaktoren. Bis dahin waren etwa 1300 kg hochangereichertes Uran für HTR nach Deutschland geliefert worden. Diese Entscheidung bewirkte für später entwickelte Kugelhaufenreaktorkonzepte die Abkehr von Thorium und sah die Verwendung von niedrig angereichertem Uranbrennstoff (LEU) vor. Der THTR selbst hätte nur unter beträchtlicher Leistungseinbuße auf LEU-Brennstoff umgestellt werden können, was seine mittelfristige ökonomische Perspektive beeinträchtigte und vermutlich zu seiner Stilllegung beitrug. Um das Reaktivitätsverhalten bei Wassereinbruchstörfällen nicht weiter zu verschlechtern, hätte nämlich die Schwermetallbeladung der Brennelemente von 11 g pro Brennelement bei U/Th-Brennstoff auf unter 8 g bei LEU-Brennstoff abgesenkt werden müssen.
Die Umwandlung des Thoriums in 233U lässt sich als folgende Formel schreiben:
{\displaystyle \mathrm {^{232}_{\ 90}Th\ +\ _{0}^{1}n\ \longrightarrow \ _{\ 90}^{233}Th\ {\xrightarrow[{22,2\ min}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 91}^{233}Pa\ {\xrightarrow[{26,97\ d}]{\beta ^{-}}}\ _{\ 92}^{233}U} }
In Worten: ein 232Th-Atomkern fängt ein thermisches Neutron ein und wird dadurch zu 233Th. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von 22,2 Minuten durch Betazerfall in 233Pa; dieser Kern geht mit knapp 27 Tagen Halbwertszeit durch einen weiteren Betazerfall in 233U über. Das Neutron in der obigen Formel entstammt dem normalen Spaltungsprozess des im Brennstoff enthaltenen 235U, oder zu einem geringeren Anteil der Spaltung des erbrüteten 233U. Das entspricht dem Erbrüten und der Verbrennung des Plutoniums bei Verwendung von 238U als Brutmaterial im Standardbrennstoff von Leichtwasserreaktoren.
Der THTR erbrütete zwar 233U, war aber kein Brutreaktor, da er weniger Spaltstoff erbrütete als er verbrauchte. Die ursprüngliche Absicht, Kugelhaufenreaktoren und speziell den THTR-300 als thermische Thoriumbrüter zu entwickeln, scheiterte an den zu hohen Neutronenverlusten in HTR, u. a. bedingt durch seine niedrige Leistungsdichte: Es konnte nur maximal etwa 4 % des THTR-Thoriuminventars zur Energieerzeugung genutzt werden, was zu einem Beitrag von knapp 30 % an der Leistung des Reaktors führte; der überwiegende Teil des Thoriums der Brennelemente war zur Endlagerung vorgesehen. Der THTR arbeitete mit einem Brutverhältnis von kleiner als 0,5, was seine Charakterisierung als Nahebrüter oder Hochkonverter kaum rechtfertigte.
Mittlerweile wird Thorium international wieder stärker als Brutstoff diskutiert. Allerdings sind Kugelhaufenreaktoren dabei kaum noch involviert, da eine effiziente Thoriumnutzung sowohl Brutreaktoren als auch eine Wiederaufarbeitung erfordern würde; beides ist mit Kugelhaufenreaktoren praktisch nicht zu erreichen.
Im THTR-300 waren die Brennelemente, in denen sich das Spalt- und Brutmaterial befindet, Kugeln mit sechs Zentimetern Durchmesser und einer Masse von rund 200 g. Diese haben eine äußere brennstofffreie Schale aus Graphit mit einer Dicke von 5 mm. Diese Schale ist nach Betriebserfahrung bruchgefährdet und generell in Normalatmosphäre brandgefährlich. Im Inneren ist der o. g. Brennstoff in Form von ca. 30.000 beschichteten Kügelchen (englisch coated particles, siehe Pac-Kügelchen) in eine Graphitmatrix eingebettet.
Als beschichtete Kügelchen wurden im THTR-300 noch zweifach beschichtete Partikel ohne Siliciumcarbid eingesetzt (BISO). Diese galten zwar schon ab ca. 1980 im Vergleich zu TRISO-Partikeln (dreifach beschichtete Partikel mit Siliciumcarbid) als veraltet, allerdings war ein Einsatz von TRISO-Partikeln im THTR-300 aus genehmigungstechnischen Gründen nicht mehr möglich. Jedes Brennelement enthielt ca. 1 g 235U und ca. 10 g 232Th in Form von Mischoxiden aus beiden Schwermetallen.
Die Wahl eines Mischoxidbrennelementes erwies sich als Auslegungsfehler, da bei seiner Wiederaufarbeitung im Unterschied zu den ursprünglichen Erwartungen kein brauchbarer Brennstoff zurückgewonnen werden kann: Aus 235U entsteht in einer Nebenreaktion zur Spaltung 236U, welches sich im Mischoxid nicht mehr vom erbrüteten Brennstoff 233U trennen lässt. Wegen des vergleichsweise hohen Einfangquerschnitts von 236U für thermische Neutronen eignete sich das aus einer Wiederaufarbeitung von THTR-300 Brennelementen gewonnene Uran damit nicht zur Rückführung in den THTR-300. Versuche, an Stelle eines Mischoxids getrennte Uran- und Thoriumpartikel zu verwenden, um reines 233U bei der Wiederaufarbeitung erhalten zu können, kamen nicht über das Experimentierstadium hinaus (feed/breed Konzept) und die fertiggestellte HTR-Wiederaufarbeitungsanlage JUPITER in Jülich konnte daher nie in Betrieb genommen werden. Vor dem Einsatz im THTR-300 wurden ca. 30.000 Brennelemente des THTR-Typs vom Forschungszentrum Jülich im AVR-Reaktor getestet.