Wenn schon Atomenergie – dann richtig:


Die Bundes“regierung“ verfolgt weiterhin das aberwitzige Ziel ein Industrieland wie Deutschland mit ca. 4000 TWh-th/a Primärenergieverbrauch auf „alternative“ Energien umzustellen. 

Schotti-Leser wissen mehr ! …

 

 

http://de.wikipedia.org/wiki/Liste_der_Kernkraftwerke :

Heute können diese ca. 400 Kraftwerke mit ca. 336 GW installierter Leistung bei 8000 Jahresbetriebsstunden

„nur“ etwa …………………………………………………………. 3.000 TWh-el produzieren.

Zum Vergleich:
http://de.wikipedia.org/wiki/Prim%C3%A4renergieverbrauch :
394.000 PJ Welt-Primärenergieverbrauch = ………. 110.000 TWh-th.

 

Die Weltreserven an U235 sind vergleichbar knapp wie die von Kohle, Öl und Gas.
In der festen Erdkruste gibt es etwa 0,02 ppm U235, 3 ppm U238 und 11 ppm Th232.

Ersetzen kann man Öl, Gas und Kohle nach momentanem Stand der Technik  nicht.

Dieselben 110.000 TWh-th/a aus Atomkraftwerken würden dazu führen, dass die Vorkommen des seltenen Isotops U235 ebenfalls nach wenigen Jahrzehnten erschöpft sind.

http://de.wikipedia.org/wiki/Uran :
„Die Weltproduktion von Uran … (gemeint ist hier  Natururan, das zu 99,3 Prozent aus dem nicht kettenreaktionsfähigen Isotop 238 besteht) … betrug im Jahr 2006 39.603 Tonnen….. Der Verbrauch lag 2006 weltweit bei 66.500 Tonnen und wird von der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) durch den Neubau von Kernkraftwerken für das Jahr 2030 auf 93.775 bis 121.955 Tonnen geschätzt. Der Abbau deckt etwa 60 % des aktuellen Bedarfs, der Rest wird durch Lagerbestände, Wiederaufarbeitung und abgerüstete Kernwaffen gedeckt.[14] Schätzungen der IAEO, Greenpeace und der Atomwirtschaft über die Reichweite der Uran-Vorkommen liegen unterschiedliche Angaben über die weltweiten Ressourcen und den zukünftigen Verbrauch zugrunde. Sie liegen zwischen 20 und 200 Jahren…“
…und das bei nur 3.000 TWh-el Anteil dieser http://de.wikipedia.org/wiki/Kernreaktor#Reaktortypen am momentanen Welt-Primärenergieverbrauch von 110.000 TWh-th.

Langfristig ist also der momentan verfolgte Weg das seltene Isotop U235 zu verfeuern eine Sackgasse.

Da es ausser Pu239, U235 und U 233 keinen kettenreaktionsfähigen Rohstoff gibt, gibt es nur diese zwei ressourcensichere Wege ins 22., 23.  und die folgenden Jahrhunderte:

1. Pu 239 aus U238 produzieren (Schneller Brüter)
2. U233 aus Th232 als Brennstoff verwenden ( Langsamer Brüter)
Hierzu findet man in der Reaktortypenliste nur den wenig erforschten

Nach meiner Recherche erreichte dieser AVR eine Brutrate 0,25 … 0,6, also kleiner 1.

Das heisst:

Es wird zwar Th232 mit verbrannt, man benötigt aber neuen U235 Primärspaltstoff …

…solange nicht pro U235-Atom mindestens ein U233-Atom erbrütet wird.

Nach meiner Lageeinschätzung sollte es Forschungsziel sein, einen gausicheren Thoriumreaktor mit Brutrate grösser Eins zu konstruieren.

Hier im blog finden Sie meinen Vorschlag zur millionenjahresicheren Endlagerung des auch dabei entstehenden Atommülls.

 

Beim erneuten Studium des Artikels http://de.wikipedia.org/wiki/Hochtemperaturreaktor entdecke ich :

„Außerdem sollten die Kugeln in Kanälen geführt werden, was ein geregelteres Fließverhalten gestattet.“

Ich lerne, dass auf meine Idee zwecks Lösung des Kugelbruchproblems und des Kugelklemmproblems beim AVR und beim  http://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_THTR-300 Führungsröhren zu verwenden … auch schon ein Anderer gekommen ist.

Vermutlich sollte man mit einigen Milliarden Euro Finanzwaufwand einen neuen Reaktortyp entwickeln.

Dass sich die U235-Technik durchgesetzt hat liegt möglicherweise daran, dass die Industrie die Entwicklungsarbeit vom Militär zum Nulltarif bekam.

In den 50er Jahren ging es den USA und der UdSSR nur darum, möglichst schnell möglichst viel Plutonium herzustellen.

 

Über schotti

* geb. 1949 in Berlin * 1967-1971 Physikstudium an der Humboldt-Universität Berlin * 1975 Diplom in München * 1976 wissenschaftlicher Mitarbeiter am MPI für Astrophysik in Garching * 1977-1978 Redakteur beim Elektronik Journal München * 1979-1988 Aufbau eines Bauhandwerkbetriebes in München * 1989-1990 Songwriter/Sänger in San Diego (USA) * 1991-heute eigenfinanzierte Forschungsarbeit in Berlin

15 Kommentare zu Wenn schon Atomenergie – dann richtig:

  1. schotti sagt:

    I.S.:

    Die Diskussion über Kerntechnik ist leider in Deutschland völlig vergiftet. Es gilt als ausgemacht, dass strahlende Isotope lieber – irgendwie – für 500 000 Jahre +x verbuddelt werden, statt Brennstoffe mittels avancierter Verfahren besser auszunutzen, sie zu recyclen und Rückstände per Transmutation zu „entgiften“. Dazu müsste man freilich forschen und erfinden …

    Rainer Schottlaender :

    Deutschlands ENERGIEPLEITE – fälschlich als Energiewende schöngeredet –
    passt perfekt zum längst stattgefundenen Staatsbankrott : Gutmenschen ruinieren ein Land.

    Berechtigt ist die Forderung nach gausicheren Reaktoren und einem millionenjahresicheren Endlager.

    Transmutation ist nicht machbar. Ein radioaktives Atom ist eine „Zeitbombe mit Zufallszünder“.
    Diese MeV-Übergänge im Atomkern kann man nicht chemisch mit ein paar eV beeinflussen.
    MeV-Übergänge zu beeinflussen erfordert MeVs, also eine nukleare Quelle.
    Meines Wissens ist auch heute nach 80 Jahren Kernforschung kein Verfahren am Horizont zu ahnen, wirtschaftlích, also bezahlbar, einen Brennstab und die vielen Tonnen drumherum zu „entgiften“.

    http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_transmutation

    http://de.wikipedia.org/wiki/Radioaktiver_Abfall

    Transmutation
    → Hauptartikel: Transmutation

    Es gibt Vorschläge[21], die langlebigen Nuklide aus hoch radioaktiven Abfällen in geeigneten Anlagen (spezielle Reaktoren, Spallations-Neutronenquellen) durch Neutronenbeschuss in kurzlebige Nuklide umzuwandeln, was die notwendige Dauer des Abschlusses von der Biosphäre erheblich verkürzen und evtl. sogar eine Wiederverwertung der entstehenden Materialien ermöglichen würde. Die entsprechenden Forschungen in der Transmutation sind jedoch noch in den Anfängen. Bisher wurde weltweit noch keine produktive Transmutationsanlage zur Beseitigung nuklearer Abfälle verwirklicht, lediglich im Rahmen von Forschungsprojekten wurden kleine Anlagen realisiert.

  2. schotti sagt:

    Betreff: Hallo Herr Professor…U-233-Produktionsreaktor

    Ich war noch nie in einem Atomkraftwerk.
    Ich habe Physik und nicht Kerntechnik studiert.

    Ist meine Idee,
    einen gausicheren Thoriumreaktor mit U-233-Brutrate grösser Eins zu konstruieren,
    weltweit neu ?

    Was passiert,
    wenn man in einem herkömmlichen AKW einen der vielen Brennstäbe durch einen Stab Thorium ersetzt ?

    Wieviel wiegt ein http://de.wikipedia.org/wiki/Brennstab ? :

    4,8 m x 1 cm^2 x Dichte http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium = 11,7 g/cm^3 = 5616 g

    Wieviele Gramm Thorium werden in einem Jahr durch schnelle Neutronen gespalten ?
    Wieviele Gramm U-233 befinden sich nach einem Brutjahr in diesem Th232-Test-Brennstab ?

  3. schotti sagt:

    Die spannendste Frage, Herr Professor, ist …

    … ob man ein 40.000 Meter tiefes Loch bauen kann.

    Wie einen Brunnen.
    Bis zum Erdmagma.
    Und schwupps, hinein mit dem Atommüllfass.
    Das dann langsam … immer tiefer … im Glutbrei versinkt.
    Bis es schmilzt.
    In xyz Kilometern Tiefe.
    Und dann dieser eine Kubikmeter Müll
    in x.yz0.000 Jahren.
    Um den Faktor 10^5 weniger radioaktiv
    Milliardenfach verdünnt. ( 1 km^3 = 10^9 m^3)
    Unterkante Erdkruste erreicht.

    Der spannendste der 15 Brunnen (ein Kunde pro Jahr) ,
    die ich hier in der Gegend bohrte,
    war der am Teupitzer See.

    Meine 30-Kilo-Ramme …auf den B-1000 … für den ich 13 Jahre lang keine KfZ-Steuer zahlte
    … und dann
    … mit dem letzten Rohrmeter
    … beim letzten Tageslicht
    … eine artesische Quelle …….. glasklar
    :-)(mein Kunde lächelt über die Stromrechnung)

    Den Weltrekord halte nicht ich … mit bisher 26 Metern … sondern die Russen:

    http://de.wikipedia.org/wiki/Kola-Bohrung

    „…1989 erreichte die Bohrung SG-3 eine Tiefe von 12.262 Metern. Die Bohrung musste in dieser Tiefe abgebrochen werden, weil dort unerwartet hohe Temperaturen von 180 °C anstatt der erwarteten 100 °C angetroffen wurden….“

    180 Grad ? 1300 !

    Eine neue Technik muss her…

    Many new ideas and patents (not pended …) here :

    Rainer Schottlaender

    1949 geboren in Berlin
    1967-71 Physikstudium an der Humboldt-Universität Berlin
    1975 Diplom in München
    1976 Wissenschaftlicher Mitarbeiter am MPI für Astrophysik in Garching
    1977-78 Redakteur beim Elektronik Journal München
    1979-88 Aufbau eines kleinen funktionierenden Bauhandwerkbetriebes in München
    1989-90 Songwriter/Sänger in San Diego/Ca-USA
    1991-heute eigenfinanzierte Forschungsarbeit in Berlin

  4. schotti sagt:

    Thoriumreaktor – Stand der Technik

    Monazit, Behandlung saurer Aufschluss
    Im sauren Aufschluss wird ein Gemisch des Sandes mit 98%-iger Schwefelsäure in Behältern aus Gussstahl für mehrere Stunden auf 120 bis 150 °C erhitzt. Die Aufschlussreaktion ist stark exotherm. Wenn die Temperatur unterhalb 250 °C gehalten und ein Überschuss an Säure eingesetzt wird, wird das enthaltene Thorium wasserlöslich. Wenn gleiche Gewichtsmengen an Säure und Sand verwendet und eine höhere Temperatur eingestellt werden, wird das Thorium wasserunlöslich.

    http://en.wikipedia.org/wiki/Liquid_fluoride_thorium_reactor
    http://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_THTR-300
    http://de.wikipedia.org/wiki/AVR_%28J%C3%BClich%29
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium
    http://de.wikipedia.org/wiki/Monazit

  5. schotti sagt:

    Wer schenkt mir dieses VDI-Buch ?

    Eine Rückschau zum Versuchsbetrieb des AVR aus Sicht der Befürworter dieser Technologie legte der Verein Deutscher Ingenieure VDI 1990 vor.

    AVR-Experimental High-Temperature Reaktor – 21 years of successful operation for a future technology, VDI-Verlag GmbH, Düsseldorf 1990

    1. M. W. ROSENTHAL, P. R. KASTEN, and R. B.
    BRIGGS, „Molten- Salt Reactors-History, Status, and
    Potential,“ Nucl. Appl. Tech., 8, 102 (1970).

    TABLE III
    Important Dates and Statistics in Operation of the MSRE
    Dates

    Satt first loaded into tanks October 24, Lg64
    Salt first circulated through core January 12, 1965
    First criticality June 1′ 1965
    First operation in megawatt range January 24, t966
    Reach full power MaY 23, 1966
    Complete 30-day run January 14′ 1967
    Complete 3-month run APril 28, 196?
    Complete 6-month run March 20, 1968
    End nuclear operation operation with ‚*U March 26, 1968
    Strip U from fuel carrier salt August 23-291 1968
    First critical with 233U October 2′ 1968
    First operation at significant power
    with 233U October 8′ 1968
    Reach full power with 233U January 28‘ 1969
    http://de.wikipedia.org/wiki/AVR_%28J%C3%BClich%29

    Gesendet: Sonntag, 11. November 2012 um 17:53 Uhr
    Von:
    An: „Rainer Schottlaender“
    Betreff: Thorium
    Hi Rainer,

    kennst Du diese Seite schon:

    http://energyfromthorium.com/

    viele Grüße
    M

  6. schotti sagt:

    Wie baut man einen U233-Produktionsreaktor ?

    http://de.wikipedia.org/wiki/Forschungsreaktor_M%C3%BCnchen
    http://de.wikipedia.org/wiki/Forschungs-Neutronenquelle_Heinz_Maier-Leibnitz

    Das Reaktorkonzept folgt Grundideen, die erstmals um 1970 am 55-MW-Hochflussreaktor des Instituts Laue-Langevin (ILL) in Grenoble umgesetzt wurden. Innovativ ist am FRM II vor allem die Verwendung einer dichteren Uranverbindung. Diese Verbindung war ursprünglich entwickelt worden, um existierende Forschungsreaktoren ohne unverhältnismäßige Leistungseinbußen von hoch- auf niederangereichertes Uran umzustellen. Am FRM II ermöglicht die Kombination einer hohen chemischen Urandichte mit einer hohen nuklearen Anreicherung einen besonders kompakten Reaktorkern und dadurch ein besonders hohes Verhältnis von Neutronenfluss zu thermischer Leistung. Wie alle anderen Hochleistungsforschungsreaktoren wird also auch der FRM II mit hochangereichertem Uran betrieben.[17]

    Im Gegensatz zu den meisten anderen Reaktoren kommt der FRM II daher mit einem einzigen Brennelement aus, das nach einer Zykluszeit von derzeit 60 Tagen gewechselt werden muss. Die Brennstoffzone des Elementes ist etwa 70 cm hoch und enthält 8 kg spaltbares Uran-235. Das Uran liegt als Uransilicid-Aluminium-Dispersionsbrennstoff vor. Im Brennelement sind die 113 jeweils 1,36 mm dicken Brennstoffplatten evolventenförmig gekrümmt. Zwischen den in einer Aluminium-Magnesium-Legierung verpackten Brennstoffplatten fließt in 2,2 mm breiten Spalten das Kühlmittel. Nach außen hin wird dabei weniger dichter Brennstoff verwendet als im Inneren (Urandichte 1,5 g/cm³ statt 3,0 g/cm³) um durch höheren Neutronenfluss und damit einhergehend höheren Spaltdichten bedingte thermische Spitzen zu vermeiden. Die Brennstoffplatten besitzen eine für Forschungsreaktoren typische Brennstabhülle von 0,38 mm Dicke und sind damit so angelegt, dass die Spaltprodukte im Brennstoff verbleiben. Der Brennstoff selbst hat eine Dicke von 0,60 mm.[18]
    Evolventenförmig gekrümmte Brennstoffplatte, wie sie im Brennelement des FRM II zum Einsatz kommt. Das obere Cladding wurde in dieser Darstellung entfernt, um den Blick auf die Brennstoffzone (dunkelrot: hohe Urandichte, heller: geringere Urandichte) freizugeben. In dieser Darstellung wäre der Regelstab unten parallel zur Platte angebracht.

    Das Brennelement ist in einem mit Schwerwasser gefülltem Moderatortank untergebracht. Schweres Wasser zeichnet sich gegenüber normalem Wasser durch eine deutlich geringere Absorption von Neutronen bei nur unwesentlich schlechterem Moderationsverhalten aus. Gekühlt wird das Brennelement mit leichtem Wasser.[18] Bei der Maximalleistung von 20 MW erwärmt sich das Kühlwasser so von 37 °C auf maximal 53 °C.[19][13] Geregelt wird der Reaktor mit einem sich im Brennelement befindlichen Regelstab aus Hafnium mit Beryllium-Folger. Der Regelstab ist durch eine Magnetkupplung mit dem Antrieb verbunden. Wird diese gelöst, so wird der Regelstab sowohl durch die Schwerkraft als auch durch die Strömung des Kühlwassers in seine untere Endposition gedrückt, was den Reaktor instantan abschaltet.[20]
    Brennelement des FRM II mit seinen 113 evolventenförmigen Brennstoffplatten (Ansicht von unten).

    Der Moderatortank befindet sich im 700 m³ fassenden Reaktorbecken, das mit entsalztem Wasser gefüllt ist. Bedingt durch die umschlossene Bauweise kann so am FRM II von außerhalb des Moderatortanks nur eine geringe Tscherenkow-Strahlung beobachtet werden.[20]
    Neutronenstatistik

    Die oben beschriebene Anordnung bedingt, dass 72,5 % der erzeugten Neutronen die Spaltzone mit dem Leichtwasserbereich verlassen und so das Maximum des Neutronenflusses nicht im Brennelement selbst, sondern außerhalb, 12 cm von der Oberfläche des Brennelementes entfernt, im Moderatortank zu finden ist. In diesem Bereich enden einige der Strahlrohre, die damit nicht direkt auf den Kern zeigen, sondern an ihm vorbei. Vorteil dieser Technik ist ein besonders reines Spektrum, das nur sehr wenig durch intermediäre und schnelle Neutronen gestört wird. Auch die Gammastrahlung im Strahlrohr wird so deutlich reduziert. Der Neutronenfluss beträgt hier etwa 800 Billionen Neutronen pro Sekunde und Quadratzentimeter (8 × 1014 n/cm2s). Bedingt durch die zahlreichen Einbauten im Moderator, verringert sich dieser Fluss im Mittel auf etwa 80 % dieses Wertes. An den eigentlichen Experimentstandorten am Ende der Neutronenleiter beträgt die Flussdichte noch bis zu 1010 n/cm2 s. Diese Flussdichten sind mit denen des ILL-Reaktors vergleichbar. Im Flussmaximum des Moderatortanks sind auch weitere Elemente untergebracht: Die kalte Quelle liefert besonders langwellige Neutronen, die heiße Quelle kurzwelligere Neutronen. Eine am Rand des Moderatortanks angebrachte, ausfahrbare Konverterplatte erzeugt schnelle Spaltneutronen für die medizinische Bestrahlungseinrichtung (entsprechend einer Temperatur von etwa 10 Milliarden Kelvin).[21]

    Von 100 Neutronen, die im Kern produziert werden, gelangen ,wie bereits erwähnt, etwa 72,5 ins Schwerwasser, von denen wiederum rund 34,8 %, entsprechend etwa 25,2 % der ursprünglich vorhandenen Neutronen, wieder vom D2O in die Brennstoffzone zurück reflektiert werden. Diese Neutronen sind schnell oder epithermisch. Im H2O werden sie dann zusammen mit den 27,5 bereits dort verbliebenen Neutronen auf thermische Energien abgebremst. Durch Absorption gehen dabei rund 18,4 Neutronen verloren, zum Teil auch im Brennstoff, was zu 22,2 neuen Spaltneutronen führt. Die übrigen 34,3 Neutronen erzeugen durch Spaltung 47,4 neue Neutronen – der Rest geht in anderen Absorptionsprozessen verloren.

    18,3 % der ursprünglichen Neutronen diffundieren als thermische Neutronen vom D2O in die Brennstoffzone zurück. Sie führen über Spaltung zu 30,5 neuen Neutronen.

    Insgesamt werden im FRM II bei Normalbetrieb rund 1,54 × 10^18 Neutronen pro Sekunde produziert.

    Gesendet: Montag, 12. November 2012 um 11:08 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: „Dr. …
    Betreff: Wer schenkt mir dieses VDI-Buch ? ….. AVR-Experimental High-Temperature Reaktor – 21 years of successful operation for a future technology, VDI-Verlag GmbH, Düsseldorf 1990

    in USA:

    1. M. W. ROSENTHAL, P. R. KASTEN, and R. B.
    BRIGGS, „Molten- Salt Reactors-History, Status, and
    Potential,“ Nucl. Appl. Tech., 8, 102 (1970).
    TABLE III
    Important Dates and Statistics in Operation of the MSRE
    Dates
    Satt first loaded into tanks October 24, Lg64
    Salt first circulated through core January 12, 1965
    First criticality June 1′ 1965
    First operation in megawatt range January 24, t966
    Reach full power MaY 23, 1966
    Complete 30-day run January 14′ 1967
    Complete 3-month run APril 28, 196?
    Complete 6-month run March 20, 1968
    End nuclear operation operation with ‚*U March 26, 1968
    Strip U from fuel carrier salt August 23-291 1968
    First critical with 233U October 2′ 1968
    First operation at significant power
    with 233U October 8′ 1968
    Reach full power with 233U January 28‘ 1969
    http://de.wikipedia.org/wiki/AVR_%28J%C3%BClich%29

    Eine Rückschau zum Versuchsbetrieb des AVR aus Sicht der Befürworter dieser Technologie legte der Verein Deutscher Ingenieure VDI 1990 vor.

    Gesendet: Sonntag, 11. November 2012 um 17:53 Uhr
    Von: „Dr. …
    An: „Rainer Schottlaender“
    Betreff: Thorium
    Hi Rainer,

    kennst Du diese Seite schon:

    http://energyfromthorium.com/

    viele Grüße

    Thoriumreaktor – Stand der Technik
    Rainer Schottlaender

    8. Nov (vor 6 Tagen)

    an manfred.lang; Manfred.Schnei.; Juergen.Grossm.; Peter.Terium; Rolf.Pohlig; Leonhard.Birnb.; Alwin.Fitting; Rolf.Schmitz; juliane.roos; georg.waldenfe.; henning.schult.; karen.desegundo; walter.reitler; ulrich.lehner; theo.siegert; bard.mikkelsen; denise.kingsmi.; erhard.ott; gabriele.gratz; hans.pruefer; hans.wollwitzer; hubertus.schmo.; rene.obermann; sven.bergelin; ulrich.hocker
    Monazit, Behandlung saurer Aufschluss
    Im sauren Aufschluss wird ein Gemisch des Sandes mit 98%-iger Schwefelsäure in Behältern aus Gussstahl für mehrere Stunden auf 120 bis 150 °C erhitzt. Die Aufschlussreaktion ist stark exotherm. Wenn die Temperatur unterhalb 250 °C gehalten und ein Überschuss an Säure eingesetzt wird, wird das enthaltene Thorium wasserlöslich. Wenn gleiche Gewichtsmengen an Säure und Sand verwendet und eine höhere Temperatur eingestellt werden, wird das Thorium wasserunlöslich.
    http://en.wikipedia.org/wiki/Liquid_fluoride_thorium_reactor
    http://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_THTR-300
    http://de.wikipedia.org/wiki/AVR_%28J%C3%BClich%29
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium
    http://de.wikipedia.org/wiki/Monazit
    Gesendet: Mittwoch, 07. November 2012 um 15:59 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“

    Betreff: Otto Hahn war Chemiker wie Sie
    http://de.wikipedia.org/wiki/Otto_Hahn
    0,02 ppm U235 … 3 ppm U238 … 11 ppm Th232 bedeutet,
    dass ein Kubikmeter Aushub in Ihrem Garten
    20 mg U235 … 3 g U238 und 11 g Thorium enthalten.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium :

    „Die weltweit jährlich für die Stromerzeugung verwendete Kohle enthält unter anderem etwa 10.000 t Uran und 25.000 t Thorium, die entweder in die Umwelt gelangen oder sich in Kraftwerksasche und Filterstäuben anreichern.[16]
    Das radioaktive Metall wird in Australien, Norwegen, Sri Lanka, Kanada, USA, Indien, Lappland und Brasilien abgebaut. Stille Vorkommen von ca. 800.000 Tonnen liegen in der Türkei, überwiegend in der Provinz Eskişehir im Landkreis Sivrihisar…“
    Ich lerne türkisch ! 🙂

    Sivrihisar’a Hoşgeldiniz..
    Welcome to Sivrihisar!

    picture 02043

    Alemsah Kumbeti Photo: ARÖ / Effect:NNO

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    Herhangi bir ticari, siyasi, dini, politik, bir tarafı olmayan, aynı topraklarda yetisen her kesimden hemşerilerimiz ve Sivrihisar’i merak edenler icin bilgi verme, ve eski dostların ve hemserilerin yeniden bağlantı kurma sitesi olarak düsünülmüstür.

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    Krasse Sprache
    Hätte ich Geld würde ich mir die Bergkette da auf Foto Nr. 3 kaufen.
    Dann muss ich mit dem Mullah (siehe Minarett auf Foto 3) nett bei einer Tasse Tee verhandeln:
    Jedem Dorfbewohner biete ich einen Job in meinem Thoriumbergwerk an.

  7. schotti sagt:

    Th232/U-235 Weltreserven

    The United States produced, over the course of the Cold War, approximately 2 metric tons of uranium-233, in varying levels of chemical and isotopic purity.[1] These were produced at the Hanford Site and Savannah River Site in reactors that were designed for the production of plutonium-239.[4]
    Historical production costs, estimated from the costs of plutonium production, were $2-4 million / kg. There are few reactors remaining in the world with significant capabilities to produce more uranium-233.
    ( http://en.wikipedia.org/wiki/Uranium-233 )

    Ich überlege:
    In einem Gramm Uran steckt ungefähr 1 MW-day-el, Marktwert ab Generatorklemme heute ca. 1500 USD
    Bei hier zitierten 2-4 Mio(damalige) USD/kg = 2000-4000 USD/g ist das nicht wirtschaftlich.
    Stimmt das ? :
    http://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_Kr%C3%BCmmel :

    „Die Multiplikation der jährlich zu erwartenden Betriebsstunden mit der elektrischen Nettoleistung (1346 MWel) ergibt eine elektrische Energie von 10.848 GWh….“

    Das wären bei geschätzten 5 t U235-Verbrauch/Jahr etwa 2170 MWh/kg = 90 MWd/g
    angegeben wird bei Wiki 55000 MWd/t U … das sind ………………………….. 55 MWd/g

    Weiter lerne ich bei http://en.wikipedia.org/wiki/Uranium-233 :

    The Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) used U-233, bred in light water reactors such as Indian Point Energy Center, that was about 220 PPM U-232.

  8. schotti sagt:

    …weiter zur Neukonstruktion eines Langsamen Brüters:

    Faktenblatt – Nuklearforum Schweiz
    http://www.nuklearforum.ch/sites/…/120123_Faktenblatt_Thorium_d.pdf :

    Die günstigen kernphysikalischen Eigenschaften von Uran-233
    erlauben das sogenannte «thermische Brüten» mit abgebremsten, energiearmen Neutronen.
    Es ist daher in Schwerwasserreaktoren möglich und im Prinzip auch in Leichtwasserreaktoren
    (wie sie heute in der Schweiz in Betrieb stehen), wobei bei letzteren allerdings wesentliche
    Änderungen an den Brennelementen vorgenommen werden müssten….

    …Wird Thorium beispielsweise als Feststoff im Reaktor eingesetzt (wie heute das Uran),
    müssen hier wie da Vorkehrungen getroffen werden, um im Fall einer Störung die
    Nachzerfallswärme der im Brennstoff verbleibenden Spaltprodukte abführen zu können….

    Ein gewichtiger Nachteil von Thorium liegt darin, dass beim Brutprozess immer auch Uran-232 gebildet wird. Dieses Uranisotop ist nicht spaltbar und zerfällt mit einer Halbwertszeit von knapp 70 Jahren. In der dadurch ausgelösten Zerfallsreihe gibt es einige harte Gammastrahler. Da Uran-232 und Uran-233 nicht getrennt werden können, erfordert die Wiederaufarbeitung und die Produktion von Kernbrennstoff auf der Basis von Uran-233 eine starke Abschirmung der Gammastrahlung, was den Prozess verkompliziert und verteuert.

    Internationale Programme :
    Neben Indien und China wird Thorium auch im Rahmen des «Generation IV International Forum» (GIF) untersucht, bei dem die Schweiz einer von 13 Partnern ist. Ziel des GIF ist, für die Zeit nach 2040 grundlegend
    neuartige Reaktoren und Brennstoffkreisläufe zu entwickeln. Auch im «International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles» (Inpro) der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) ist Thorium
    ein Thema. Zurzeit ist Thorium keine industriell erprobte und über Nacht implementierbare
    Option für kommerzielle Kernkraftwerke. Die Entwicklung der Nukleartechnik ist jedoch in vollem Gang…

    RS: …. mit oder ohne Deutschland.

    http://www.j-schoenen.de/abc-manual/a/Kernspaltung.html?rechts :

    Nebenstehende Abbildung zeigt, daß der Wirkungs­querschnitt von Th-232 und U-238 erst ab einer Neu­tronen-Energie von ca. 1 MeV in der Größenordnung von U-233, U-235 und Pu-239 liegt.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Brutreaktor :

    Thermische Brüter arbeiten mit Thorium als Brutstoff und mit überwiegend thermischen Neutronen… Diese Technologie ist wegen der großen Thoriumvorkommen interessant, die größer sind als die Uranvorkommen….

    http://de.wikipedia.org/wiki/Uran#Spaltbarkeit :
    Die kritische Masse von 233U beträgt nur rund 16 kg. Auch hier lässt sich mit einem Reflektor die kritische Masse absenken: etwa 7,4 kg mit 20 cm Wasser und 6,2 kg mit 30 cm Stahl. In wässriger Lösung lässt sich die kritische Masse auf 425 g reduzieren. Das Isotop kann in Brutreaktoren aus 232Th durch Neutroneneinfang und zwei anschließende Betazerfälle gewonnen werden….

    http://www.kernfragen.de/kernfragen/lexikon/b/brueten.php :
    Bild: Brutprozeß: Entstehen von U-233 aus Th-232
    Entstehung von U-233 aus Th-232

  9. schotti sagt:

    Siemens schläft

    http://en.wikipedia.org/wiki/India%27s_three_stage_nuclear_power_programme

    The Indian nuclear establishment estimates that the country could produce 500 GWe for at least four centuries using just the country’s economically extractable thorium reserves.[8]
    Zum Vergleich: Deutschlands heute installierte AKW-Leistung ca………………… 25 GWe

    Gesendet: Freitag, 16. November 2012 um 18:31 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: „Dr. …

    Betreff: Diese Brutrate von 1,014 kann man steigern

    http://en.wikipedia.org/wiki/Breeder_reactor#Thermal_breeder_reactors

    The third and final core of the Shippingport Atomic Power Station 60 MWe reactor was a light water thorium breeder, which began operating in August 1977 and after testing was brought to full power by the end of that year.[20] It used pellets made of thorium dioxide and uranium-233 oxide; initially the U233 content of the pellets was 5-6% in the seed region, 1.5-3% in the blanket region and none in the reflector region. It operated at 236 MWt, generating 60 MWe and ultimately produced over 2.1 billion kilowatt hours of electricity. After five years the core was removed and found to contain nearly 1.4% more fissile material than when it was installed, demonstrating that breeding from thorium had occurred

    Gesendet: Freitag, 16. November 2012 um 18:06 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: asw321@gmail.com
    Betreff: Good morning Kirk Sorensen

    http://energyfromthorium.com/ http://en.wikipedia.org/wiki/Isotopes_of_thorium

    I have tried an hour or so to find more about the cross section
    of the Th232 + n = Th-233 reaction (half time 21 min)
    Can you please send me a link or a drawing ?

  10. schotti sagt:

    mehr zum U-233-SAPS-Produktionsreaktor

    The Shippingport Atomic Power Station was the world’s first full-scale atomic electric power plant devoted exclusively to peacetime uses…
    Das klingt gut.
    Bevor ich mein erstes Patent mit meinen Konstruktionsideen für einen U-233-Produktionsreaktor einreiche, sollte ich zumindest ahnen was es weltweit schon gibt und wie dieser Reaktor funktioniert.
    http://en.wikipedia.org/wiki/Shippingport_Atomic_Power_Station :
    „The reactor was designed with two uses in mind: for powering military ships
    … peacetime uses ?? …
    …and serving as a prototype for commercial electrical power generation….“
    Genau ! Es war superintelligent von den Amis diesen Versuch zu machen.
    Es wird schwer sein das zu übertreffen. Ich hoffe ich kann das.
    Reactor pressure vessel during construction (1956)
    „The plant was built in 32 months at a cost of $72.5 million“
    Als die Mark noch ne Mark und der Dollar noch ein Dollar war.
    Ich war damals acht Jahre alt, der Dollar war etwa 4 D-Mark wert und eine D-Mark etwa 6 heutige EURO
    … deshalb das übrigens von mir erfundene Wort TEURO……folglich ein 1957-USD = ca. 24 2012-Euro.
    Nach heutigen Preisen kostete der Reaktor den amerikanischen Steuerzahler ca. 3 Mrd Euro = 4 Mrd USD
    (wobei man für einen genaueren Wert die Binnenkaufkraft berücksichtigen muss)
    Seine laut Wiki in 25 Betriebsjahren produzierten 7,6 Mrd kWhe ergeben bei heutigen 6 eurocent/kWhe
    etwa 0,45 Mrd Euro.
    Dieser Versuchsreaktor war nicht wirtschaftlich, zumal noch die Clean-up-Kosten hinzukommen.
    Plus die Endlagerung … siehe hierzu meinen Vorschlag: http://www.schottie.de/?p=4820 .
    … The third and final core was a light water breeder, which began operating in August 1977
    and after testing was brought to full power by the end of that year.[3]
    It used pellets made of thorium dioxide and uranium-233 oxide; initially the U233 content of the pellets was 5-6% in the seed region, 1.5-3% in the blanket region and none in the reflector region.
    … After five years the core was removed and found to contain nearly 1.4% more fissile material
    than when it was installed, demonstrating that breeding had occurred.
    Das ist der entscheidende Punkt, an dem vermutlich heute an diesem Samstagmorgen
    ein paar gleichschlaue Inder und Chinesen herumforschen.
    http://en.wikipedia.org/wiki/Breeder_reactor :
    Assembly of the core of Experimental Breeder Reactor I
    in Idaho, 1951
    ….Historically, attention has focused on reactors with low breeding ratios, from 1.01 for the Shippingport Reactor[6][7] running on thorium fuel and cooled by conventional light water to over 1.2 for the Russian BN-350 liquid-metal-cooled reactor.[8] Theoretical models of breeders with liquid sodium coolant flowing through tubes inside fuel elements („tube-in-shell“ construction) show breeding ratios of at least 1.8 are possible.
    Lieber ein bischen weniger … aber dafür sicherer.
    Gruss und Copyright: http://www.schottie.de

  11. schotti sagt:

    Gesendet: Sonntag, 18. November 2012 um 15:15 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: frm2@frm2.tum.de
    Betreff: Zwei Fragen an Prof. Dr. Winfried Petry und Dr. Ingo Neuhaus am FRM II
    Kennen Sie eine Veröffentlichung zum Wirkungsquerschnitt der Reaktion Th-232 + n = Th-233 ?
    Wurde in den 55 Jahren nach Inbetriebnahme des FRM I oder in den letzten 12 Jahren am
    http://de.wikipedia.org/wiki/Forschungsreaktor_M%C3%BCnchen
    schon einmal ein Stück Thorium-232 in Ihrem Moderatortank mit thermischen Neutronen bestrahlt ?
    fragt
    mfg
    Rainer Schottlaender

  12. schotti sagt:

    http://de.wikipedia.org/wiki/Ausbildungskernreaktor_Dresden

    Danke für den Hinweis.

    1. Vorbehaltlich genauerer Prüfung sagte ich Ihnen spontan
    zu Ihrem Vorschlag
    mit Neutronen aus einer Spallationsquelle
    die langlebigen Transurane zu transmutieren : „Zu teuer“

    http://en.wikipedia.org/wiki/Spallation :

    Nuclear spallation is one of the processes by which a particle accelerator may be used to produce a beam of neutrons. A mercury, tantalum or other heavy metal target is used, and 20 to 30 neutrons are expelled after each impact. Although this is a far more expensive way of producing neutron…………..

    Falls Sie Humor haben formuliere ich es als Frage:
    Wieviel kosten 6 x 10^23 Neutronen aus einer Spallationsquelle ?

    2. Sie konterten meinen Vorschlag Atommüll tief im Erdmagma zu endlagern
    mit Transmutation/Nutzung als Rohstoff
    in einem Schnellen Brüter.
    Ich denke darüber nach …

    ….und veröffentliche diese EMail anonymisiert hier auf meinem blog:
    http://www.schottie.de/?p=8137#comment-8597

  13. schotti sagt:

    Frage an den B“M“BF , den B“M“U , EON, RWE, EnBW and to whom it may concern :

    1. Gibt es eine Kryptonverbindung, die bei Raumtemperatur fest ist ?

    Die Frage scheint mir der Mühe wert, weil meines Wissens bisher
    dieses langlebige radioaktive Spaltprodukt weltweit einfach in die Luft abgelassen wird.

    http://de.wikipedia.org/wiki/Krypton :
    Eine geringe Anzahl an Kryptonverbindungen ist bekannt, von denen Kryptondifluorid, eines der stärksten Oxidationsmittel, die bekannteste ist.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Kryptondifluorid :
    Kryptondifluorid ist instabil und zersetzt sich bei Raumtemperatur innerhalb weniger Tage.
    Mit verschiedenen Verbindungen bildet Krypton Clathrate, bei denen das Gas physikalisch in einen Hohlraum eingeschlossen und so gebunden ist.
    Auch eine Einschlussverbindung des Kryptons im Oligosaccharid α-Cyclodextrin ist bekannt.[23]
    Auch Verbindungen mit anderen Liganden als Fluor sind bekannt. Dazu zählen unter anderem Kryptonbis(pentafluororthotellurat) Kr(OTeF5)2
    Auch das radioaktive Isotop 85Kr mit 10,756 Jahren Halbwertszeit kommt in Spuren in der Atmosphäre vor. Es entsteht zusammen mit anderen kurzlebigen Isotopen bei der Kernspaltung von Uran und Plutonium. Durch Kernexplosionen oder während der Wiederaufarbeitung von Brennelementen gelangt es in die Umgebungsluft und ist durch die unterschiedliche Verteilung der Emissionsquellen auf der Nordhalbkugel häufiger als auf der Südhalbkugel
    2. Wieviele Gramm des langlebigen, endlagerrelevanten Isotops Kr-81 mit 229.000 Jahren Halbwertzeit
    befinden sich in einer Tonne abgebrannter Brennelemente ?
    http://de.wikipedia.org/wiki/Spaltprodukt
    Während einer Wiederaufarbeitung abgebrannten Spaltmaterials, etwa zur Extraktion von Plutonium und verbleibendem Uran, wird das relativ langlebige Kryptonisotop 85Kr (Halbwertszeit 10,756 Jahre) freigesetzt und entweicht in die Atmosphäre. Die Menge an radioaktivem Krypton in der Erdatmosphäre gibt daher einen Anhaltspunkt über die Menge an bearbeitetem Spaltmaterial. Die Differenz zwischen dem aus bekannten Bearbeitungen entstandenen und gemessenem Krypton erlaubt es, die Menge geheim gehaltener Bearbeitungen (gewöhnlich zur Herstellung von Atomwaffen) abzuschätzen.
    3. Ist „Transmutation“ besser als mein Vorschlag unseren Atommüll tief im Erdmagma endzulagern ?
    3.1. Den Vorschlag „Spallation“ widerlege ich am besten mit einer Gegenfrage:

    Wieviel kostet es auf diesem Weg 6 mal 10 hoch 23 Neutronen herzustellen ?
    http://de.wikipedia.org/wiki/Transmutation :
    …. Im US-Projekt Accelerator-driven Transmutation (ATW), welches im Vergleich zum europäischen „Rubbia-Projekt“[12] als das derzeit realistischere Projekt angesehen wird[13][14], wurde 1999 der Zeithorizont bis zur Verfahrensdemonstration mit 2027 angenommen, die Realisierungsdauer mit 90 Jahren, die Investitionskosten bis zum Prototyp mit 9 Mrd. US$ und die Betriebskosten mit 280 Mrd. US$ hochgerechnet.[14]

    Ich stutze bei diesen „280 Mrd“ und schaue mir <14> an:
    „Es wird davon ausgegangen, dass ein auf geologische Zeitskalen sicheres Endlager erforderlich bleibt“ ….

    Unterstützen Sie den Start von EARTH-1 Support this great new experiment
    Publiziert 29. Januar 2012 | Von schotti | Bearbeiten

    The first probe in the history of science and technology
    designed to explore the interior of our earth down to kilometer minus 100.

    EARTH-1.

    First launch:

    Hopefully soon in 2012.

    Durch den offenen Schlot eines geeigneten Vulkans.

  14. schotti sagt:

    In dieser Minute, in der ich hier an meinem Schreibtisch an meiner Patentanmeldung
    für einen neuen U-233-Produktionsreaktor arbeite,
    doziert im Bundestag Andreas Lämmel von der ehemaligen Volkspartei CDU.

    Eine Worthülse jagt die nächste.

    In dieser Sekunde geht es um angebliche „Innovation“.

    In der Debatte um den Einzelplan 09 des Bundes“haushalts“ 2013 des Etats für Wirtschaft und Technologie.

  15. schotti sagt:

    „…Zudem will er die Atomkraftwerke des Landes wieder ans Netz gehen lassen, wenn sie von den Aufsichtsbehörden auf ihre Sicherheit überprüft sind. Von den derzeit 50 Atomreaktoren des Landes sind derzeit lediglich 2 in Betrieb. Indem er den Anteil der Atomenergie an der Energieversorgung erhöht, will er die steigenden Kosten der Unternehmen und der Haushalte für Strom und für Energie in den Griff bekommen…“

    http://www.faz.net/aktuell/finanzen/fruehaufsteher/konnichiwa-aus-tokio-carsten-germis-abe-startet-seinen-dritten-pfeil-12209678.html

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