Bronze – Eisen – Thorium


In dieser Minute sitzen in Indien und China Millionen junge Menschen vor ihrem Computer.
In hohem Tempo geht die Entwicklung weiter.

Mit oder ohne Pleitedeutschland.

Einige tausend der besten Köpfe Indiens und Chinas arbeiten an der Frage

… nicht ob … sondern wie …

diese beiden Länder in den nächsten Jahrzehnten jeweils 300 Gigawatt Atomkraft installieren werden:

http://en.wikipedia.org/wiki/India%27s_three-stage_nuclear_power_programme

Ich rechne:

Laut dieser Liste http://de.wikipedia.org/wiki/Liste_der_Kernreaktoren_in_Deutschland

sind hierzulande heute etwa ………………………………… 13 GWe am Netz. Für die Grundlast.

Damit ich Tag und Nacht und zu jeder Stunde im Jahr bequem das Licht und meinen PC einschalten  kann.

Sind die heutigen zivilen U-235-Reaktoren eine Sackgassentechnologie ?

Wieviel kostet in 50 Jahren eine Tonne des seltenen Rohstoffes U-235 ?

Wohin mit dem – als Atommüll bezeichneten – ungenutzten U-238, den Transuranen und den Spaltprodukten ?

Ich denke:

In Castorbehältern ruht Atom“müll“ gut und sicher.

Für die Endlagerentscheidung haben wir 100 Jahre Zeit … und die werden wir auch brauchen.

Es könnte sein, dass sogar die schlauen Chinesen, die vor 25 Jahren von den rückwärts humpelnden Deutschen zum Schnäppchenpreis die Brennelementefabrik und das THTR-Know-How kauften, und seither munter weiterforschen, mit einem H(och)T(emperatur)R(eaktor) aufs falsche Pferd setzen. Das kann auch dem DOE mit seinem GenIV- program passieren. Es kann auch sein, dass die USA den Weg, den ich für den sinnvollsten halte, bereits gehen:

                                               Die Weiterentwicklung dieses Reaktors:

http://en.wikipedia.org/wiki/Shippingport_Atomic_Power_Station :
„….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…“

Ich wiederhole meine Frage an Ihre bisher schweigenden Experten:    Ist meine unten beschriebene Designidee besser ?

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

34 Kommentare zu Bronze – Eisen – Thorium

  1. schotti sagt:

    http://de.wikipedia.org/wiki/Europ%C3%A4ischer_Druckwasserreaktor

    Das erste „scharfe“ Experiment VE-U1 mit Urandioxid fand am 2. Dezember 1997 statt. Die Schmelze entsprach mit einer Zusammensetzung von 45 % UO2, 20 % ZrO2, 20 % SiO2, 13 % Fe3O4 und 2 % Fe2O3 dem Corium des EPR nach Verlassen der Reaktorgrube und dem Durchschmelzen der Opferplatte….

    Bereits 1998 wurde das grundsätzliche Design der Anlage festgelegt….

    2007 begann der Bau eines EPR in Frankreich im Kernkraftwerk Flamanville. Dessen ursprünglich geplante Kosten von 3,3 Mrd. Euro sind auf über 6 Mrd. Euro angestiegen, die Stromproduktion wurde 2011 für 2016 avisiert…

    Der Druckwasserreaktor EPR als Spitzenmodell mit der höchsten Blockleistung von über 1600 MWe, hohem Abbrand, der meisten Sicherheitstechnik und der breitesten Brennstoffpalette. Nachteilig sind die sehr hohen Investitionskosten.
    Der KERENA, der eine Weiterentwicklung der Siedewasserreaktoren 72 der Blöcke B und C des Kernkraftwerks Gundremmingen darstellt. Da die Notkühlsysteme über ein Prinzip kommunizierender Röhren rein passiv arbeiten, wurde in Karlstein am Main mit dem INKA-Versuchsstand ein komplettes Modell der Anlage gebaut.[17] Der KERENA deckt mit einer Blockleistung von etwa 1250 MWe und durchschnittlicher Sicherheitstechnik das mittlere Marktsegment ab.
    Der ATMEA1 wurde in Zusammenarbeit mit Mitsubishi Heavy Industries (MHI) entwickelt und ist als preiswerte Lösung für finanzschwache Kunden gedacht….

    (rs: … upps, was war denn das für ein Satz ? …naja, vielleicht meinen die mit finanzschwach … im Ernst… wer keine Milliarde für Unvorhergesehenes und Unfälle hat, sollte sich keinen Reaktor kaufen…aber wem sage ich das … in dieser überschuldeten Welt…)

    Ab 2020 soll – abhängig vom Uranpreis – die Möglichkeit hinzukommen, Thorium-232 im breed and feed-Verfahren zu verwenden. Dabei sollen voraussichtlich bis zu 27 % des Brennstoffes im Kern aus Th/Pu- oder Th/U-Mischoxiden bestehen…..

    Mein Vorschlag hierzu … siehe Patentanspruch

  2. schotti sagt:

    Tests mit Th/Pu-Brennelementen fanden ab dem 32. Zyklus (ab 2002) im Kernkraftwerk Obrigheim bis zu dessen Stilllegung statt.

    http://de.wikipedia.org/wiki/Europ%C3%A4ischer_Druckwasserreaktor :

    Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 4,885 m und eine Wandstärke von 250 mm. Die Bodenkalotte des Druckbehälters ist nur 145 mm dick, um im Fall einer Kernschmelze als eine Art Sollbruchstelle zu dienen. Mit aufgesetztem Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe über 12,7 Meter, bei einer Masse von 526 Tonnen. Der Behälter besteht dabei aus Ferritstahl, der in ringförmige Strukturen geschmiedet und anschließend zusammengeschweißt wird. Der Bereich, der die acht Flansche der Primärkreisläufe aufnimmt, ist aus einem einzigen Stück geschmiedet, um die Zahl der Schweißnähte am Reaktordruckbehälter so gering wie möglich zu halten. Aus Korrosionsschutzgründen ist die Innenseite mit rostfreiem Stahl ausgekleidet. Das durch die vier Kaltseiten des Reaktordruckbehälters in diesen strömende Wasser fließt innen an der Wand entlang nach unten, um den Kern von außen zu kühlen. Am Boden befindet sich unter dem Führungsgitter eine Verteilerplatte (engl. flow distribution plate), um das Wasser gleichförmig durch den Reaktorkern zu leiten. Dieser besitzt eine aktive Höhe von 4,2 Metern und besteht aus 241 Brennstoff- und 89 Steuerstabbündeln. Nach Durchströmen des oberen Führungsgitters verlässt das Wasser den Druckbehälter durch die vier Heißseiten in die Primärkreisläufe. Der Kern ist dabei mit einem 90 Tonnen schweren Neutronenreflektor aus rostfreiem Austenitstahl umgeben, der Abbrand und Brutfaktor steigern soll.[22][23]

    Der Deckel des Reaktordruckbehälters besteht wie die inneren Strukturen aus rostfreiem Stahl und ist 230 mm Dick. Er besitzt 89 Durchbrüche für die Kontrollstäbe, 16 Durchbrüche für sonstige Instrumente, vier Durchbrüche für Kühlmittelflussmessungen und einen Durchbruch zur Temperaturmessung am Deckel.[22] Da das Design von der Konvoi-Serie übernommen wurde, konnte im Gegensatz zu den N4-Reaktoren auf Durchbrüche am Boden des Behälters verzichtet werden. Von den 16 Durchbrüchen für sonstige Instrumente werden 12 für Messlanzen (engl. lance yokes) verwendet. Jede davon besitzt drei Thermoelemente (engl. thermocuple) zur Messung der Kernaustrittstemperatur und sechs Sensoren im Kern zur Messung des Neutronenflusses, sowie drei bis vier Aeroball-Sonden. In diese werden Kugeln aus einer Vanadiumlegierung oder Stahl gefüllt, welche nach drei Minuten Bestrahlung im Reaktor pneumatisch zum Auslesegerät geblasen werden. Dort wird in fünf Minuten die Aktivierung der Kugeln an 30 Messpunkten einer Sonde bestimmt, um die Instrumente zur Messung des Neutronenflusses im Kern zu kalibrieren und die dreidimensionale Verteilung der Reaktorleistung darzustellen. Insgesamt sind 40 Aeroball-Systeme im Reaktordruckbehälter vorhanden.[23] Außerhalb des Behälters befinden sich weitere Instrumente zur Messung des Neutronenflusses, um die Kernleistung zu messen und während Brennstoffwechseln die Unterkritikalität zu überwachen.

    Die Brennelemente im Reaktorkern setzen durch Kernreaktionen Wärme frei und sind in rechteckigen Bündeln zusammengefasst. Insgesamt befinden sich im Reaktordruckbehälter 241 Brennstoffbündel, von denen jedes aus 17 × 17 Brennstäben besteht. Die Bündel enthalten somit 265 Brennstäbe, und besitzen eine Länge von 4,8 Meter, eine Kantenlänge von 213,5 mm und eine Masse von 735 kg. Die Bündel werden durch zehn Abstandsgitter (engl. spacer grids) in Form gehalten, die Gitter optimieren auch den Kühlwasserfluss um die Brennelemente. Die acht mittleren Gitter sind aus einer Zirconiumlegierung gefertigt, aus Gründen der Festigkeit sind die obersten und untersten Gitter aus einer Nickellegierung. Das unterste Gitter enthält einen Filter, um die Brennelemente vor (verschleißbedingten) Verunreinigungen des Primärkreislaufes mit Partikeln zu schützen. Das oberste Gitter enthält auf jeder Seite Blattfedern, um die Brennelemente gegen die Strömung in Form zu halten. Während die mittleren Gitter direkt mit den Brennelementen verbunden sind, sind das oberste und unterste Gitter mit 24 Abstandshaltern am Brennstoffbündel befestigt.[22]
    Typische Kernbeladung eines EPR

    In den insgesamt 63.865 Brennstäben aus einer M5-Zirconiumlegierung befinden sich die keramischen Brennstoffpellets aus gesintertem Uran oder Plutonium-Uran-Mischoxid. Das Uran muss für die Anfangsbeladung auf 1,9–3,3 % angereichert werden, im laufenden Betrieb auf 1,9–4,9 %.[22] Bei der Beladung mit Mischoxiden (engl. mixed oxides, MOX) entspricht das Verhältnis von Pu-239 zu U-238 demselben Energieäquivalent wie bei der Beladung mit angereichertem Uran (engl. light enriched uranium, LEU).[23] Der EPR kann dabei mit jedem beliebigen Mischungsverhältnis der Brennstoffe beladen werden, von 100 % LEU bis 100 % MOX ist alles möglich.[24][25] Der Abbrand wird dabei von Areva mit etwa 70 GWd/t angegeben, der exakte Brutfaktor (Konversionsrate) wurde nicht veröffentlicht.[23] Gegenüber einer Konvoi-Anlage, die etwa 0,6 erreicht, konnte dieser Wert mit Sicherheit gesteigert werden. Zum einen durch den Stahlreflektor um den Kern, der Neutronen zurück in die aktive Zone reflektiert und damit die Leckage reduziert; zum anderen konnte der Kern gegenüber der Konvoi-Serie kompakter gebaut werden, was sich in einer höheren Leistungsdichte widerspiegelt. So sind die Abmaße des Reaktordruckbehälters mit denen der Konvoi-Serie praktisch identisch, bei höherer thermischer Leistung des EPR. Während bei der Konvoi-Serie etwa 65 % der thermischen Energie durch die Spaltungen des erbrüteten Plutoniums freigesetzt wird, konnte dieser Wert beim EPR durch den höheren Abbrand und Brutfaktor auf schätzungsweise 80 % gesteigert werden.[26] Die Daten des CEA und des CNRS nennen nur ungenau eine Konversionsrate von 0,6 für Druckwasserreaktoren ohne Optimierung, sowie 0,9 beim EPR bei Konzepten mit Thorium.[19][20] Da dieser Wert unter 1 liegt ist der EPR kein Thermischer Brüter, sondern wie der ABWR von Hitachi ein Hochkonverter. Durch den hohen Brutfaktor kann der EPR auch Thorium als Brennstoff im breed and feed-Verfahren erschließen. Dabei wird der Brutstoff U-238 der Brennelemente (zum Teil) durch Th-232 ersetzt. Areva hat dazu am 3. August 2009 mit der Lightbridge Corporation einen fünfjährigen Rahmenvertrag zur Untersuchung der Thorium-Verwendung im EPR unterzeichnet, welcher im gegenseitigen Einvernehmen verlängert werden kann.[27] Tests mit Th/Pu-Brennelementen fanden ab dem 32. Zyklus (ab 2002) im Kernkraftwerk Obrigheim bis zu dessen Stilllegung statt. Das Projekt wurde von Areva und dem Institut für Transurane geleitet, und von der Europäischen Gemeinschaft teilfinanziert.[28]

    Die oberen 1,34 Meter der Steuerstäbe werden nur selten in die aktive Zone des Kerns gefahren und enthalten Borcarbid (B4C) als Absorbermaterial. In den unteren 2,9 Metern der Steuerstäbe befindet sich die neutronenabsorbierende AIC-Metallmischung. Diese besteht zu 80 Gewichtsprozent aus Silber (Ag), 15 % Indium (In) und zu 5 % aus Cadmium (Cd). Der Vorteil besteht in der Fähigkeit des Silbers, pro Atom in mehreren Kernreaktionen Neutronen einzufangen. Zum Beispiel über folgenden Reaktionspfad:

    107Ag + n → 108Ag → 108Cd + β− + 1,649 MeV
    108Cd + n → 109Cd → 109Ag + ε + 0,214 MeV
    109Ag + n → 110Ag → 110Cd + β− + 2,892 MeV

    Die nachfolgenden Cadmiumisotope sind bis zur Massenzahl 114 (reaktortechnisch) stabil und zerfallen zu Indium, was selbst zu Zinn reagiert. Da Zinn einen kleinen Absorptionsquerschnitt besitzt, kann es nicht wirkungsvoll als Neutronenabsorber eingesetzt werden, und das Atom ist „verbraucht“.

  3. schotti sagt:

    Hast Du noch Karriereambitionen bei Siemens ?
    zB Vorstand Forschung ?
    Falls ja hier Deine Bewerbung (Kurzfassung):
    „Wir bauen wieder Atomkraftwerke – und zwar die richtigen“

    Immerhin zeigte der Siemens-Vorstand eine gewisse Restintelligenz,
    weil er jetzt wohl als Erster beim 400 Milliarden Projekt DES(AST)ERTEC zurückrudert.

    Ich habe meine Zeit nicht weiter mit Siemens verschwendet, weil ich schnell lernte,
    dass Ihr für 1,62 Milliarden die Atomtechnik an AREVA verkauft habt.

    Ich liege mal wieder goldrichtig mit den üblichen 20 Jahren Vorsprung vor dem besoffenem Zeitgeist.

    Areva plant Thorium MOX Brenn/Brütelemente für den 6 Milliarden EPR,
    der erst 3 kosten sollte. Am Schluss werden es 10…
    http://de.wikipedia.org/wiki/Europ%C3%A4ischer_Druckwasserreaktor
    „Durch den hohen Brutfaktor kann der EPR auch Thorium als Brennstoff im breed and feed-Verfahren erschließen. Dabei wird der Brutstoff U-238 der Brennelemente (zum Teil) durch Th-232 ersetzt. Areva hat dazu am 3. August 2009 mit der Lightbridge Corporation einen fünfjährigen Rahmenvertrag zur Untersuchung der Thorium-Verwendung im EPR unterzeichnet, welcher im gegenseitigen Einvernehmen verlängert werden kann….“

    Da nach 20000facher Erfahrung meine Ideen
    – ignoriert
    – parallel erfunden
    – oder geklaut werden

    gehe ich mit 99,995%iger Wahrscheinlichkeit vom Misserfolg meiner momentanen Initiative aus.

    Das juckt mich aber – wie Du an dieser EMail siehst – nur noch finanziell, nicht mehr emotional.

    Witzig, dass ich ausser Strassenmusikant und WC-Tapezierer
    jetzt auch Atomkraftwerksdesigner bin.

  4. schotti sagt:

    Herstellung von Thorium

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

    „Das erste Uranbergwerk der Welt im industriellen Maßstab in Jáchymov (Tschechische Republik) produzierte aus hydrothermalen Gängen.[11] “

    Kläre Löslichkeit von Th-Salzen in Wasser.
    Welche Thoriumsalze/erze kommen natürlich im Erzgebirge vor ?

    Meine Neugier weckt dieser Satz:

    ….Davon stammen 238U und 235U noch aus der Entstehungszeit des Sonnensystems, sie wurden im r-Prozess in Supernovae gebildet.

    http://de.wikipedia.org/wiki/R-Prozess :

    „Durch den sehr hohen Neutronenfluss (in der Größenordnung von mehr als 10 Trilliarden = 1022 Neutronen pro Quadratzentimeter pro Sekunde) können in Sekundenbruchteilen sehr viele Neutronenanlagerungen stattfinden,
    ….bis der r-Prozess bei Kernen endet, die so instabil sind, dass sie spontaner Kernspaltung unterliegen, d. h. von selbst in zwei leichtere Kerne zerfallen. Man nimmt derzeit an, dass dies bei Massenzahlen um A = 260 der Fall ist…“

    Ich versuche mal daraus den Zeitpunkt der Supernova-Explosion abzuschätzen,
    zu dem nach dieser Theorie fast jedes einzelne Atom meines Körpers entstand:

    235U

    0,72 %
    7,038 · 10^8 a
    238U

    99,27 %
    4,468 · 10^9 a

    Ich nehme an, dass zur gesuchten Zeit X vor Christus und Y vor Gott im r-Prozess gleichviel U-235 und U-238 entstand :

    zB Jeweils 1000 Atome.

    Nach X + 4,468 Mrd Jahren gibt es noch 500 U238-Atome
    und noch…..etwa
    ( 704, 1408, 2112, 2816, 3520, 4224…)
    1/64 von 1000 = 16 Stück U-235 … 16/500 = 3,2 Massenprozent
    Nach weiteren 700 Mio Jahren ca. 1,6 %
    Nach weiteren 704 Jahren ca. 0,8 % (etwas mehr wegen langsameren U-238 Zerfalls)

    Die Supernovae wäre demnach etwa vor 6,5 Milliarden Jahren explodiert.

    Passt das zu den ca.14 Mrd Jahren HWZ von Th-232, das damals wohl gleichviel und gleichwahrscheinlich im R-Prozess entstand ?

    Ja, von angenommenen 1000 Thoriumatomen vor 6,5 Mrd Jahren, gibt es bei 14 Mrd Jahren HWZ noch etwa 700. Von 1000 U-238 Atomen noch pi mal Daumen 300. Dieses Verhältnis 700 : 300 entspricht ungefähr der Häufigkeit von Th-232 und U-238 auf der Erde.

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

    „…Durch die Verwendung von Thorium– und Ceroxid war das Gasglühlicht (Auerlicht) allen damals bekannten Lichtquellen in Helligkeit und Betriebskosten überlegen.
    Auer erfand unter anderem auch die Metallfadenlampe (Patentierung 1898) und ließ 1906 das Warenzeichen OSRAM für „Elektrische Glüh- und Bogenlichtlampen“ beim Kaiserlichen Patentamt in Berlin anmelden.“

    „…. Nach Bekanntwerden der Produktion bombardierten deshalb die Alliierten zielgerichtet Oranienburg im Jahre 1945 schwer. Durch die Explosionskraft der Bomben, die die Produktionsstätten zerstörten, kam es zur Freisetzung und Verteilung des radioaktiven Materials. Oranienburg ist seitdem bundesweit der radioaktiv am meisten belastete Ort.…“

    „Am 9. September 1939 wurde Riehl Leiter der Uranproduktion der Auergesellschaft. Paul Max Wolf wurde Leiter der radiologischen Abteilung der Auergesellschaft. Hans-Joachim Born vom Chemischen Laboratorium Philipp Hoernes war Fabrikleiter des Werkes seltene Erden in Oranienburg der Auergesellschaft….

    Um das Ziel des Angriffes zu kaschieren wurde auch das Oberkommando bei Zossen angegriffen…

    …Sein jüngster Sohn, der bekannte Physiker Frédéric Joliot-Curie bestellte 1939 sechs Tonnen Uran-Oxid in Belgisch Kongo für das Curie Institut in Paris. [4] Joliot ließ über Jacques Allier im Februar 1940 185 Kilogramm schweres Wasser von der „Norsk-Hydro“ aus Rjukan liefern. [5]

  5. schotti sagt:

    http://www.world-nuclear.org/info/inf62.html

    Estimated world thorium resources

    Country Tonnes % of total
    India 846,000 16
    Turkey 744,000 14
    Brazil 606,000 11
    Australia 521,000 10
    USA 434,000 8
    Egypt 380,000 7
    Norway 320,000 6
    Venezuela 300,000 6
    Canada 172,000 3
    Russia 155,000 3
    South Africa 148,000 3
    China 100,000 2
    Greenland 86,000 2
    Finland 60,000 1
    Sweden 50,000 1
    Kazakhstan 50,000 1
    Other countries 413,000 8
    World total 5,385,000

    OECD NEA & IAEA, Uranium 2011: Resources, Production and Demand („Red Book“), using the lower figures of any range and omitting ‘unknown’ CIS estimate.

    An important principle in the design of thorium fuel is that of heterogeneous fuel arrangements in which a high fissile (and therefore higher power) fuel zone called the seed region is physically separated from the fertile (low or zero power) thorium part of the fuel – called the blanket.

    Post-operation inspections revealed that 1.39% more fissile fuel was present at the end of core life, proving that breeding had occurred….

    The core of the Shippingport demonstration LWBR consisted of an array of seed and blanket modules surrounded by an outer reflector region. In the seed and blanket regions, the fuel pellets contained a mixture of thorium-232 oxide (ThO2) and uranium oxide (UO2) that was over 98% enriched in U-233. The proportion by weight of UO2 was around 5-6% in the seed region, and about 1.5-3% in the blanket region. The reflector region contained only thorium oxide at the beginning of the core life. U-233 was used because at the time it was believed that U-235 would not release enough neutrons per fission and Pu-239 would parasitically capture too many neutrons to allow breeding in a PWR.

    * The high cost of fuel fabrication is due partly to the high level of radioactivity that builds up in U-233 chemically separated from the irradiated thorium fuel. Separated U-233 is always contaminated with traces of U-232 which decays (with a 69-year half-life) to daughter nuclides such as thallium-208 that are high-energy gamma emitters. Although this confers proliferation resistance to the fuel cycle by making U-233 hard to handle and easy to detect, it results in increased costs.

    There are similar problems in recycling thorium itself due to highly radioactive Th-228 (an alpha emitter with two-year half life) present….

    Nevertheless, the thorium fuel cycle offers enormous energy security benefits in the long-term – due to its potential for being a self-sustaining fuel without the need for fast neutron reactors. It is therefore an important and potentially viable technology that seems able to contribute to building credible, long-term nuclear energy scenarios.

  6. schotti sagt:

    Uran und Plutonium
    http://www.rz.uni-karlsruhe.de/~dg21/…/UPu.pdf

    „Bezogen auf die gesamte Erde hat Uran einen Anteil von ~0,02 ppm. In der ozeanischen
    Kruste ist es, relativ zur gesamten Erde, schon etwa 2-fach angereichert und

    in der kontinentalen Kruste dann ca. 50-fach.

    Felsische Magmatite enthalten im Durchschnitt 2,5
    bis 4 ppm Uran, zum Teil aber auch bis zu 20 ppm. In Gesteinen, in denen oxidierende
    Bedingungen herrschen, ist meist nur wenig Uran vorhanden. Dies kommt daher, dass die
    Verbindungen des U(VI), die so genannten Uranylspezies, eine außergewöhnlich gut löslich
    sind. Unter reduzierenden Bedingungen fällt Uran aus Formations und hydrothermalen
    Wässern aus. So enthalten Sandsteine, die reich an Eisensulfiden sind, bis zu 4 ppm Uran.
    Kalke, vor allem wenn sie reich an organischem Material sind, enthalten 30 bis 60 ppm Uran,
    in Extremfällen auch bis zu 1250 ppm. Noch stärker reichert sich Uran in phosphatreichen
    Meeressedimenten an. Dabei wird im Meerwasser gelöstes Uran vor allem bei hohen pHWerten
    in Phosphatkomplexen, wie z.B. (UO2HPO4)2- gebunden. So können Gesteine mit
    einem Durchschnittsgehalt von 10-60 ppm U entstehen. Auch manche Braun- und Steinkohlevorkommen…“

    0,02 ppm für Erde insgesamt war mir neu. Stimmt das ?

    Ich schätze ab, wieviel radioaktive Zerfallswärme dadurch entstehen würde :

    Die Erde wiegt 6 x10^24 kg

    0,02 (Gewichts-)ppm sind 1,2 x 10^17 kg Uran im Erdinnern insgesamt.

    http://de.wikipedia.org/wiki/Uran : „Die spezifische Aktivität von 238U beträgt 12.450 Bq/g“

    Demnach zerfallen in einer Sekunde 12450 Atome/g x 1,2 x 10^21 g = 1,5 x 10^25 Atome U-238

    Pro Zerfall (siehe Alphazerfall in der Isotopenliste bei Wiki) mit 4,27 MeV

    Dadurch entsteht pro Sekunde eine Energie (also eine Leistung) von

    4,27 MeV x 1,5 x 10^25 pro sec = 6,4 x 10^31 eV/s

    das ist laut http://de.wikipedia.org/wiki/Elektronenvolt

    = 1,028 x 10^13 Joules/s = ca. 10^13 Watt

    Diese Leistung dividiert durch ca. 500 Mio km^2 (rechnet sich im Kopf schneller) = 5 x 10^14 m^2 Erdoberfläche

    ergibt 20 Milliwatt/m^2 Erdoberfläche.

    Das wäre etwa die Hälfte des ständigen geothermischen Wärmeflusses von ca. 40 (?) mW/m^2.

    Soweit ich weiss ist herrschende Lehrmeinung, dass etwa die Hälfte von diesem ständig die Erde milliardenjahrelangsam abkühlenden Wärmestrom durch radioaktiven Zerfall entsteht.

    Uran und Thorium heizen das Erdinnere.

    Zusammen mit der Restwärme des glühenden Erdinnern verursacht das den minimalen Wärmestrom durch die 40 km dicke „Wand“ Erdkruste unseres „Hauses Erde“.

    Das ist wie bei meinem Kachelofen. Der braucht auch ne Stunde bis 30 cm Schamottestein durchwärmen und meinen kalten Händen guttun.

    Demnach ist die die Radioaktivität des Urans und des Thoriums im Erdinnnern mit ursächlich, warum unsere Erde auch nach 2 Milliarden Jahren nur eine durchschnittlich ca. 40 km dicke Kruste hat, noch nicht durchkühlte und im Innern flüssig ist.

    Warum haben sich in den Milliarden Jahren, in denen die Erde noch keine Kruste hatte, die schweren Uran-und-Thorium-Atome vorwiegend „oben“ abgelagert ?
    Ich lasse diese Frage einfach hier in der Internetabstellkammer des 230-Artikel-und-noch-mehr-Kommentare-„Hauses“ http://www.schottie.de stehen.

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

    Die Eigenwärme des Erdkörpers ist zum Teil (geschätzt: 30–50 Prozent) Restwärme aus der Zeit der Erdentstehung, als gravitative Energie aus der Akkretion der ursprünglichen Materials frei wurde. Der größere Teil (geschätzt: 50–70 Prozent) stammt aus radioaktiven Zerfallsprozessen im Erdinnern und den Gezeitenkräften (vor allem des Mondes), die in der Erdkruste seit Jahrmillionen kontinuierlich Wärme erzeugt haben und bis heute erzeugen. Ein aktuelles Forschungsergebnis geht von ca. 50 % Erdwärme aus radioaktivem Zerfall aus.[1]

    Die Leistung, die aus dem radioaktiven Zerfall resultiert, beträgt etwa 22·1012 Watt.[1] Bei einem mittleren Erdradius von 6.371 km beträgt die geothermische Leistungsdichte des radioaktiven Zerfalls an der Erdoberfläche etwa 0,043 Watt (43 mW) pro Quadratmeter Erdoberfläche. Dies würde etwa die Hälfte des terrestrischen Wärmestroms ausmachen.

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

    „… the net distance travelled in a random walk is proportional to the square root of the number of steps:

    R_c \simeq \ell \sqrt{s} \simeq \frac{\sqrt{s}}{n \sigma}

    Note again, however, that this is only a rough estimate.

    In terms of the total mass M, the nuclear mass m, the density ρ, and a fudge factor f which takes into account geometrical and other effects, criticality corresponds to

    1 = \frac{f \sigma}{m \sqrt{s}} \rho^{2/3} M^{1/3}

    which clearly recovers the aforementioned result that critical mass depends inversely on the square of the density….“

    Reactor Kinetics
    http://www.nuclear.utah.edu/class_notes/5700/sup_7.doc
    File Format: Microsoft Word – Quick View
    … travel without being absorbed is the mean free path,. If the neutron has an average speed, it will take a time, l, to interact. Here l is the prompt neutron lifetime….

    Beispiel dort : 100 Watt Reactor, 30 sec durch verzögerte Neutronen… 500 kW nach 4 min

  7. schotti sagt:

    Ich lernte während meines 🙂 staatlich bisher nicht anerkannten 🙂 Schnellkurses Kerntechnik ,
    dass in wässriger Lösung die Kritische Masse um den Faktor zehn geringer ist.

    Wie nutze ich diesen Effekt ?… überlegte ich
    … wie baue von dieser Idee startend einen Reaktor …. und fing an zu suchen.
    … und siehe da
    … auf diese Idee sind die schlauen Jungs in Los Alamos schon vor 70 Jahren gekommen
    … Fermi höchstpersönlich

    http://www.kernfragen.de/kernfragen/lexikon/m/masse_kritische.php

    Isotop kleinste kritische Masse in Kugelform, wässrige Lösung
    bei optimaler Moderation kleinste kritische Masse in Kugelform für Metall (schnelle unmoderierte Systeme)
    unreflektiert
    (kg) Wasser-reflektiert
    (kg) unreflektiert
    (kg) Stahl-reflektiert
    (kg)
    U-233 1,080 0,568 15,8 6,1
    U-235 1,420 0,748 46,7 16,8
    Np-237 – – 63,6 38,6
    Pu-238 – – 9,5 4,7
    Pu-239 0,877 0,494 10,0 4,5
    Pu-240 – – 35,7 19,8
    Pu-241 0,511 0,246 12,3 5,1

    http://de.wikipedia.org/wiki/Uran%28VI%29-fluorid

    sehr aggressive, korrosive Substanz, die nahezu jeden Stoff und auch jedes biologische Gewebe angreift. Uranhexafluorid ist nicht brennbar, nicht explosiv und beständig in trockener Luft. Es reagiert jedoch sehr heftig mit Wasser. Bei Normaldruck und einer Temperatur von 56,5 °C geht es durch Sublimation direkt vom festen in den gasförmigen Zustand über.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Uran%28IV%29-fluorid

    ist ein grüner kristalliner Feststoff…

    http://en.wikipedia.org/wiki/Uranyl_nitrate
    Solubility in water ~660 g/L
    http://en.wikipedia.org/wiki/Aqueous_Homogeneous_Reactor

    Aqueous homogeneous reactors (AHR) are a type of nuclear reactor in which soluble nuclear salts (usually uranium sulfate or uranium nitrate) are dissolved in water. The fuel is mixed with the coolant and the moderator, thus the name „homogeneous…
    A heavy water aqueous homogeneous reactor can achieve criticality (turn on) with natural uranium dissolved as uranium sulfate.[citation needed]

    Neutron economy in the heavy water versions is the highest of all reactor designs.[citation needed]
    Their self-controlling features and ability to handle very large increases in reactivity make them unique among reactors, and possibly safest…

    At Santa Susana, California, Atomics International performed a series of tests titled The Kinetic Energy Experiments. In the late 1940s, control rods were loaded on springs and then flung out of the reactor in milliseconds. Reactor power shot up from ~100 watts to over ~1,000,000 watts with no problems observed….
    Aqueous homogeneous reactors were sometimes called „water boilers“ (not to be confused with boiling water reactors), as the water inside seems to boil, but in fact this bubbling is due to the production of hydrogen and oxygen as radiation and fission particles dissociate the water into its constituent gases…

    AHRs were widely used as research reactors as they are self-controlling, have very high neutron fluxes, and were easy to manage. As of April 2006, only five AHRs were operating according to the IAEA Research Reactor database….

    Corrosion problems associated with sulfate base solutions limited their application as breeders of uranium-233 fuels from thorium. Current designs use nitric acid base solutions (e.g. uranyl nitrate) eliminating most of these problems in stainless steels….

    Chemical engineers hoped to design liquid-fuel reactors that would dispense with the costly destruction and processing of solid fuel elements. The formation of gas bubbles in liquid fuels and the corrosive attack on materials (in uranyl sulfate base solutions), however, presented daunting design and materials challenges….

    Enrico Fermi advocated construction at Los Alamos of what was to become the world’s third reactor, the first homogeneous liquid-fuel reactor, and the first reactor to be fueled by uranium enriched in uranium-235. Eventually three versions were built, all based on the same concept. For security purposes these reactors were given the code name „water boilers“. The name was appropriate because in the higher power versions the fuel solution appeared to boil as hydrogen and oxygen bubbles were formed through decomposition of the water solvent by the energetic fission products…

    The reactor was called LOPO (for low power) because its power output was virtually zero. LOPO served the purposes for which it had been intended: determination of the critical mass of a simple fuel configuration and testing of a new reactor concept. LOPO achieved criticality, in May 1944 after one final addition of enriched uranium. Enrico Fermi himself was at the controls.
    By 1950 higher neutron fluxes were desirable, consequently, extensive modifications were made to HYPO to permit operation at power levels up to 35 kilowatts this reactor was, of course, named SUPO. SUPO was operated almost daily until its deactivation in 1974….

    The first aqueous homogeneous reactor built at Oak Ridge National Laboratory went critical October 1952. The design power level of one megawatt (MW) was attained in February 1953….

    Atomics International designed and built a range of low power (5 to 50,000 watts thermal) nuclear reactors for research, training and isotope production purposes.

    One reactor model, the L-54, was purchased and installed by a number of United States universities and foreign research institutions, including Japan.[3]


    Ich spinne jetzt mal (neudeutsch: Brainstorming):

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

    Takte beim Viertaktmotor: 1-Ansaugen 2-Verdichten 3-Arbeitshub 4-Ausstoß.

    1 – UF6 wird angesaugt

    2 – UF6 wird verdichtet

    Die Kettenreaktion setzt ein.
    Sie erhitzt das UF6 von hypothetischen 100 Grad auf zB 700 C

    3 – das heisse Gas dehnt sich aus (Arbeitstakt)
    4 – Ausstoss von unverbranntem UF6 Abgas und zahlreichen radioaktiven Isotopen

    Wieviel Hubraum muss dieser ATOM-OTTO-MOTOR haben ?

    http://de.wikipedia.org/wiki/Uran%28VI%29-fluorid

    Bei Temperaturen über 250 °C findet die Reaktion statt und wird meist bei 300 °C durchgeführt; die Reaktion ist endotherm:[17]

    \mathrm{UF_4\ +\ F_2\ \longrightarrow \ UF_6}

    Der kritische Punkt, ab dem Flüssigkeit und Gas nicht mehr voneinander unterschieden werden können, liegt bei einer Temperatur (Tc) von 230,2 °C, einem Druck (pc) von 45,5 atm (46,1 bar), einem molaren Volumen (Vm, c) von 256,0 cm3·mol−1 und einer Dichte (ρc) von 1,375 g·cm−3

    568 Gramm U-233 kritische Masse …

    http://de.wikipedia.org/wiki/Fluor hat Atomgewicht 19

    U-233F6 hat Molgewicht 233 + 6 x 19 = 347

    kritische Masse UF6 demnach 568 x 347/233 = 846 Gramm

    : 1,375 g/cm^3 Dichte UF6

    = 615 cm^3 ……… Bei 46 bar.

    Das klingt technisch beherrschbar

    Bei 1 bar Luftdruck muss der Arbeitszylinder 46 x 615 = 28290 cm^3 haben.

    Eine 30 Liter Maschine.

    Mit hochradioaktivem Abgas.

    Wieviel UF6 wandert durch die Nanometerlücken zwischen Wand und Kolbenring ?

    Einiges, wenn ich da so an den Selbsteinbau der Zylinderkopfdichtung in meinen B-1000-Dreizylinder-Wartburg-Otto-Motor denke…

    Ein Motorgehäuse muss sein.


    Zerfetzt oder schmilzt die Wucht der Kettenreaktion den Motor ?

    „Das geht doch gar nicht“, dachte ich zuerst … und überlegte weiter:

    „Wenn man AKWs langsam hochfahren und mit geringer Leistung betreiben kann geht das hier vielleicht auch.

    Auf jeden Fall lerne ich – und damit mein Leser – gleich eine Menge dazu:

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

    http://de.wikipedia.org/wiki/Emma-M%C3%A6rsk-Klasse

    http://de.wikipedia.org/wiki/W%C3%A4rtsil%C3%A4_RT-flex96C :

    Der Wärtsilä RT-flex96C ist ein Zweitaktdieselmotor des finnischen Herstellers Wärtsilä. In seiner Ausführung 14RT-flex96C mit 14 Zylindern ist er eine der leistungsstärksten bisher seriengefertigten Kolbenmaschinen. Der Motor wird als Hauptantrieb der Containerschiffe der Emma-Mærsk-Klasse eingesetzt, wo er mit vier ABB-Turboladern eine Leistung von über 84.000 kW (114.240 PS) erreicht…“

    http://mrec.rotary.net.nz/articles/du-sulzer_12rta96c.htm :

    „Fuel consumption at maximum power is 0.278 lbs per hp per hour (Brake Specific Fuel Consumption). Fuel consumption at maximum economy is 0.260 lbs/hp/hour. At maximum economy the engine exceeds 50% thermal efficiency. That is, more than 50% of the energy in the fuel in converted to motion.
    For comparison, most automotive and small aircraft engines have BSFC figures in the 0.40-0.60 lbs/hp/hr range and 25-30% thermal efficiency range….

    Maximum power: 108,920 hp at 102 rpm …“

    Wegen 1 kg/kwh = 1.645 lb/Hp hr sind diee 0,278 lb/HP = 169 g/kWh-e

    x 84.000 kW = ca. 14 Tonnen Schwerölverbrauch pro Stunde

    Pro Zylinder eine Tonne Kraftstoff pro Stunde.

    Bei 102 rpm , also 102 Hüben pro Minute etwa 160 Gramm pro Hub und Zylinder.

    Ein hypothetischer ATOM-DIESEL-MOTOR der mit UF6 arbeitet, darf nicht viel mehr Energie freisetzen, sonst lebt er nicht lange.

    568 g U-233 bzw 846 g UF6 – die sich im Zylinder befindliche kritische Masse – würde bei vollständiger Kettenreaktion schlagartig die gesamte Spaltenergie freisetzen.

    Wieviel?

    „Bei der Spaltung eines 235U-Atoms wird 210 MeV Energie freigesetzt, von der 190 MeV in einem Reaktor thermisch verwertbar sind.[36] Das entspricht einem theoretisch nutzbaren Energiegehalt von 78 Terajoule bzw. 2,7 Mio. SKE oder 21.500 MWh pro kg 235U…“

    Pro 0,568 kg U-233 sind das etwa 12.000 Megawattstunden-thermisch.

    Was etwa dem Heizwert von …………………………..1000 Tonnen Dieselkraftstoff entspricht.

    Der obige langlebige Schiffsdieselmotor verträgt aber nur … 160 Gramm pro Hub undZylinder.

    Es darf also pro Hub nur etwa ein 6millionstel des im Hubraum vorhandenen UF6 verbrannt werden.

    Bei wieviel fast kritischer Masse wird nur dieser kleine Bruchteil freigesetzt ?

    http://de.wikipedia.org/wiki/Kettenreaktion#Neutroneninduzierte_Kernspaltung

    „… Änderungen der Reaktionsrate lassen sich durch den Multiplikationsfaktor k ausdrücken; je 1 freies Neutron hat als Nachfolger in der nächsten Generation durchschnittlich k freie Neutronen. Bei konstanter Reaktionsrate – und damit konstanter Reaktorleistung – ist k = 1,00…“

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

    „Etwa 99 % der bei der Kernspaltung erzeugten Neutronen werden innerhalb von 10 Femtosekunden nach der Spaltung emittiert (prompte Neutronen), während der Rest erst nach einigen Millisekunden bis Minuten emittiert wird (verzögerte Neutronen). Die verzögerten Neutronen tragen einen Anteil β zum Multiplikationsfaktor k bei, der vom Spaltmaterial abhängt; bei 235U beträgt er etwa 0,75 %. Der oben beschriebene kritische Zustand mit konstanter Leistung, k = 1, bezieht sich auf alle Neutronen einschließlich der verzögerten. Er könnte daher genauer als verzögert kritisch bezeichnet werden….“

    http://www.kernfragen.de/kernfragen/lexikon/u/unterkritische_masse.php :

    „Spaltstoffmenge, die in ihrer Menge unzureichend oder in der Geometrie so angeordnet ist, dass sich in ihr eine Kettenreaktion nicht aufrechterhalten kann…“

    Ich stelle mir den UF6-Motor so vor, dass er auch bei komprimiertem Arbeitszylinder (zB 50 bar) noch knapp unterkritisch ist.

    Vielleicht k = 0,99. Vielleicht auch k = 0,9 oder noch weniger.

    Er soll ja nicht die Wucht einer Bombe und auch nicht die Gigawatts eines AKW haben … sondern einige bescheidene Megawatt.

    Wie lange läuft dieser hypothetische Motor mit einer „Tankfüllung“ ?

    Wenn pro Takt zB nur ein 6millionstel der „Tankfüllung“ von knapp 1 kg UF6 verbrannt wird, dann schätze ich hier grob ins Unreine, dass vielleicht eine Million Takte ohne Abgasaufarbeitung funktionieren.

    Das wären bei 102 rpm ca. 10.000 Minuten = 166 Stunden = 7 Tage = 1 Woche.

    Wie „warm“ wird ein knapp unterkritisches Stück/Gasvolumen Uran-233/U-233F6

    zB 466 Gramm = 2 mol U-233 ?

    Isotop NH t1/2 ZA ZE (MeV) ZP
    232U {syn.} 68,9 a α (100 %) 5,414 228Th
    SF (24Ne 8,9 · 10−10 %)
    233U {syn.}
    1,592 · 105 a α (100 %) 4,824 229Th
    SF (< 6 · 10−9 %)
    234U 0,0055 %
    2,455 · 105 a α (100 %) 4,774 230Th
    235U 0,72 %
    7,038 · 108 a α (100 %) 4,398 231Th
    SF (7,0 · 10−9 %)
    20Ne (8 · 10−10 %)

    2 Mol U-233 enthalten ca. 1,2 x 10^24 Atome.

    1,2 x 10^24 / 159,200 Jahre half time x 0,5 / 31 mio sec/Jahr = 1,2 x 10^11 U-233 Atome zerfallen pro Sekunde

    Laut Tabelle 6 x 10-9 % davon durch http://de.wikipedia.org/wiki/Spontane_Spaltung … also entsteht so nur etwa 1 Neutron pro Hub.

    „…Heute sind für alle drei Isotope ihre von Null verschiedenen partiellen Zerfallswahrscheinlichkeiten für Spontanspaltung bekannt. Diejenige von U-238 ist am größten.“

    Ich schaue noch einmal in die Tabelle hier: http://de.wikipedia.org/wiki/Uran :

    238U 99,27 %
    4,468 · 109 a α (100 %) 4,270 234Th
    SF (5,45 · 10−5 %)

    Während in 2 mol U-233 nur ca. 1 Neutron/s spontan entsteht sind es bei U-238 etwa 10.000

    Es sei dahingestellt ob man in mein Gedankenexperiment-Motorchen einen Neutroneninjektor einbaut – die Kettenreaktion startet auch mit einem Neutron – es dauert „nur“ ein paar femtosekunden länger.

    Die Frage ist, ob man mit diesem einen Neutron/sec zB ein 6millionstel der kritischen Masse von 1,2 x 10^24 = 2 x 10^17 Atomen in einer Sekunde spalten kann.

    „…Da das Neutronenspektrum dem der induzierten Kernspaltung sehr ähnlich ist, spielen sie auch bei experimentellen Untersuchungen zur Reaktorphysik und als „Anfahrquelle“ in Kernreaktoren eine Rolle. Am meisten verwendet wird Californium-252.“

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

    Einleitung und Steuerung der Kettenreaktion
    → Hauptartikel: Kritikalität

    Im abgeschalteten Zustand ist der Reaktor unterkritisch. Einige freie Neutronen sind stets im Reaktor vorhanden, freigesetzt beispielsweise durch Spontanspaltung von Atomkernen des Kernbrennstoffs. Löst eines dieser Neutronen jetzt eine Spaltungs-Kettenreaktion aus, so erlischt diese schnell wieder. Zum „Anfahren“ des Reaktors wird Neutronen absorbierendes Material (die Steuerstäbe) unter ständiger Messung des Neutronenflusses mehr oder weniger weit aus dem Reaktorkern heraus gezogen, bis leichte Überkritikalität, also eine selbsterhaltende Kettenreaktion mit allmählich zunehmender Reaktionsrate erreicht ist.

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

    the net distance travelled in a random walk is proportional to the square root of the number of steps:

    R_c \simeq \ell \sqrt{s} \simeq \frac{\sqrt{s}}{n \sigma}

    Note again, however, that this is only a rough estimate.

    Reactor Kinetics
    http://www.nuclear.utah.edu/class_notes/5700/sup_7.doc
    File Format: Microsoft Word – Quick View
    … travel without being absorbed is the mean free path,. If the neutron has an average speed, it will take a time, l, to interact. Here l is the prompt neutron lifetime….

    Beispiel dort: 100 Watt Reaktor. Verdoppelungszeit durch verzögerte Neutronen: 30 sec. Nach 4 min auf 500 kW

    Das waren noch Zeiten … eine Briefmarke mit Atomreaktor :

    In 1957, Japan issued this stamp commemorating the completion of their first nuclear reactor. Translation: “The establishment of the first reactor in Japan – 1957”

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

    Atomics International designed and built a range of low power (5 to 50,000 watts thermal) nuclear reactors for research, training and isotope production purposes. These aqueous homogeneous reactor type of low power nuclear reactors used an 93% enriched uranyl sulphate solution held in a critical configuration in a spherical vessel. Reactivity was controlled using an arrangement of control rods within tubes penetrating the reactor vessel. The solution did not boil; rather, neutron and gamma flux caused radiolytic decomposition of water into hydrogen and oxygen in the form of tiny bubbles that gave the impression of boiling.[18] One reactor model, the L-54, was purchased and installed by a number of United States universities and foreign research institutions, including Japan.[19] The Japanese Atomic Research Institute renamed theirs Japan Research Reactor-1 (JRR-1)

    http://www.rocketdynearchives.com/japan.html

  8. schotti sagt:

    Dear Emmeric, hello OECD :

    Although I have got no constructive reply yet from AREVA, RWE, EON, EnBW, Vattenfall and B“M“BF
    your EMail proves again that it makes sense to keep on working :

    To find the safest and smartest way how to use thorium for future energy supply.

    I have learned in the meantime that Th-232-use is in discussion for the
    http://en.wikipedia.org/wiki/European_Pressurized_Reactor
    http://de.wikipedia.org/wiki/Areva_EPR

    Maybe my design idea can improve this.

    Please study the idea in the very end of this EMail.
    I study now the 2 grafics which you have just sent :

    0,025 eV ….. 1 eV ……. 1 MeV
    n + U-238 100 barns….0,5 barns…0,1 barns … not exact..just from a quick look on your grafic
    n + Th-232 300 barns…..1 barn……0,2 barns

    Betreff: A new burning rod for a U-233-production reactor
    … Thank you, Emmeric DUPONT … OECD / NEA Data Bank

    Gesendet: Dienstag, 04. Dezember 2012 um 14:11 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: Emmeric.DUPONT@oecd.org

    Cc: manfred.lang@rwe.com, Manfred.Schneider@rwe.com, Juergen.Grossmann@rwe.com, Peter.Terium@rwe.com, Rolf.Pohlig@rwe.com, Leonhard.Birnbaum@rwe.com, Alwin.Fitting@rwe.com, Rolf.Schmitz@rwe.com, juliane.roos@eon.com, georg.waldenfels@eon.com, henning.schulte-noelle@eon.com, karen.desegundo@eon.com, walter.reitler@eon.com, ulrich.lehner@eon.com, theo.siegert@eon.com, bard.mikkelsen@eon.com, denise.kingsmill@eon.com, erhard.ott@eon.com, gabriele.gratz@eon.com, hans.pruefer@eon.com, hans.wollwitzer@eon.com, hubertus.schmoldt@eon.com, rene.obermann@eon.com, sven.bergelin@eon.com, ulrich.hocker@eon.com, werner.bartoschek@eon.com, guenter.vogelsang@eon.com, marcus.schenk@eon.com, c.hoffmann@enbw.com, b.beck@enbw.com, t.kusterer@enbw.com, d.mausbeck@enbw.com, h.zimmer@enbw.com, l.walz@enbw.com, sekretariat.cto@enbw.com, w.muench@enbw.com, s.pelka@enbw.com, l.feldenkirchen@enbw.com, allelein@lrst.rwth-aachen.de, katrin.muller-vanissem@ombudsman.europa.eu, EO@ombudsman.europa.eu, georg.arens@bmu.bund.de, gerald.hennenhoefer@bmu.bund.de, gabriele.braun@bmu.bund.de, kaiser.harald@stern.de, jennifer.fraczek@dapd.de, kampe.joern@geo.de, bischoff.juergen@geo.de, holger.schacht@berliner-kurier.de, joerges.hans-ulrich@stern.de, ralf.gueldner@kernenergie.de, franziska.erdle@kernenergie.de, dieter.marx@kernenergie.de, presse@kernenergie.de, info@thomas-bareiss.de, thomas.bareiss@bundestag.de, renfordt@zedat.fu-berlin.de, swantje.renfordt@cducsu.de, matthias.miersch@bundestag.de, kontakt@endlagerdialog.de, westermann.kerstin@stern.de, Stefan.Kern@bmbf.bund.de, karl-eugen.huthmacher@bmbf.bund.de, beatrix.vierkorn-rudolph@bmbf.bund.de, Sabina.Wolf@br.de, marina.richter@vattenfall.de, lv-bb@vdi.de, „Ludwig Lindner“ , „Krohn, Herbert“ , presse@areva.com, birgit.traser@areva.com, stefan.pursche@areva.com, stefan.vomScheidt@areva.com, carsten.haferkamp@areva.com, deinfo.areva-np@areva.com, Strompreise-Berlin@vattenfall.de, frm2@frm2.tum.de, Daniel.Gehre@tu-dresden.de

  9. schotti sagt:

    Zwischenbilanz nach einigen Wochen und ca. 1000 versandten EMails an handverlesene Adressen.

    Resonanz fast Null.

    Das erwartete Messergebnis.

    Ich hab mich daran gewöhnt und geh jetzt ne Runde joggen.

  10. schotti sagt:

    Betreff: Sie und Ihre Geldgeber und Investoren wissen das auch nicht:

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

    „Bereits 1998 wurde das grundsätzliche Design der Anlage festgelegt
    Die Technik basiert dabei hauptsächlich auf den Erfahrungen beim Bau und Betrieb der von den Muttergesellschaften entwickelten Druckwasserreaktoren vom Typ Konvoi (Siemens) und N4 (Framatome)…
    nach Kostensteigerung der ursprünglichen 3 Mrd. Euro auf 6,6 Mrd. Euro[8] wird die Inbetriebnahme nicht vor 2014 erwartet[9]
    2007 begann der Bau eines EPR in Frankreich im Kernkraftwerk Flamanville. Dessen ursprünglich geplante Kosten von 3,3 Mrd. Euro sind auf 8,5 Mrd. Euro angestiegen[11], die Stromproduktion wurde 2011 für 2016 avisiert[12].
    Auch die Reaktortechnik wurde verbessert: So kann der EPR auf Kundenwunsch vollständig mit MOX-Brennelementen beladen werden, theoretisch kann auch Thorium als Brennstoff beigemischt werden….“
    Ich bin jetzt einmal „Kunde“ und überlege:
    1. Was bekomme ich für 8,6 Mrd Euro ?:
    http://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_Flamanville :
    „Die installierte Gesamtleistung liegt bei 2764 MW; damit zählt das Kernkraftwerk zu den mittleren in Frankreich. Pro Jahr speist es durchschnittlich 18 Milliarden Kilowattstunden in das öffentliche Stromnetz ein …“
    Ich rechne :
    18 Mrd kWh-el/a x 7 eurocent/kWh-el heute an der http://de.wikipedia.org/wiki/Stromb%C3%B6rse
    ergibt 126 Milliarden Eurocents = 1,26 Milliarden Euro Umsatz pro Jahr
    minus Personalkosten
    minus Brennstoffkosten
    2. Wieviel kostet eine Tonne U-235 im Jahr 2050 ?
    Das weiss ich nicht.
    Sie und Ihre Geldgeber und Investoren wissen das auch nicht.
    Sicher ist : Th-232 ist weitaus billiger, heute unter 100 Dollar das Kilo.
    Atommüll entsteht mit meinem unten beschriebenem Brennelement weniger als bisher.
    Für Mr. Sun Qin beim CNNC übersetze ich das mit Hilfe von Professor Google ins Chinesische:
    第二多少錢一噸的U-235在2050年?
    我不知道。您和您的捐助者和投資者知道。 TH-232是便宜了不少,現在低於100美元一公斤:是的。建立核廢料少我下面所描述的燃料。

  11. schotti sagt:

    http://german.china.org.cn/business/txt/2011-03/25/content_22221857.htm

    …Die Azelikmine in Niger ist zu 37,2 Prozent im Besitz der CNNC und Produktionsstätte mit einer jährlichen Kapazität von 700 Tonnen Uran bei vollständiger Inbetriebnahme.

    Der Konzern sagte zu einem früheren Zeitpunkt, dass die jährliche Kapazität an ausländisch produziertem Uran innerhalb von 10 Jahren auf bis zu 5000 Tonnen ausgeweitet werden solle, um den Lieferbedarf langfristig decken zu können. Außer dem Niger sieht sich die CNNC auch nach Uranminen in Russland, Zimbabwe, Australien, Kasachstan, Tansania und Sambia um. China importierte nach Auskunft der General Administration of Customs im Jahr 2010 17.136 Tonnen Uran, dreimal so viel wie im vorherigen Jahr. Zwei neue Reaktoren werden im Jahr 2011 die Uran-Nachfrage um etwa 120 Tonnen erhöhen, sagte Xiao Xinjian, ein Experte an Chinas Energy Research Institute. Laut Angaben der Behörde wird die nukleare Kapazität bis zum Ende des Jahres insgesamt 11,7 Gigawatt (GW) betragen. China muss angesichts der Krise des japanischen Atomkraftwerks Fukushima Daiichi neue Versuche für nukleare Energieprojekte wagen. Selbst mit dieser Bremse wird die Kapazität an Kernenergie im Jahr 2015 etwa 40 GW erreichen….

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  15. schotti sagt:

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

    Reaktor-
    block[10] Reaktortyp Netto-
    leistung Brutto-
    leistung Baubeginn Netzsyn-
    chronisation Kommer-
    zieller Betrieb erzeugte Energie-
    seit IBN Abschal-
    tung / durch Moratorium endgültig stillgelegt Elektrizitäts-
    mengen ab
    1. Jan. 2000
    (TWh netto) zusätzliche
    Elektrizitäts-
    mengen
    (TWh netto)
    Biblis-A Druckwasser-
    reaktor 1167 MW 1225 MW 01.01.1970 25.08.1974 26.02.1975 244 TWh 30.05.2011 Atom-Moratorium 62,00 68,617
    Biblis-B Druckwasser-
    reaktor 1240 MW 1300 MW 01.02.1972 25.04.1976 31.01.1977 260 TWh 30.05.2011 Atom-Moratorium 81,46 70,663
    Biblis-C[11] Druckwasser-
    reaktor 1238 MW 1315 MW — — — — Planungen 1995 eingestellt — —
    Biblis-D[12] Druckwasser-
    reaktor 1300 MW — MW — — — — Planungen 1979 eingestellt — —

    Die Baukosten für Biblis A betrugen etwa 800 Mio. DM, für Biblis B etwa eine Mrd. DM.

    Ich rechne:

    244 TWh = 2,44 x 10^11 kWh / 8 x 10^8 DM = ca. 300 kWh/DM des Jahres 1970 = ca. 50 kWh/Teuro =

    2 heutige Eurocent Abschreibung pro kWh

  16. schotti sagt:

    http://energyfromthorium.com/2008/03/29/the-thorium-fuel-cycle-its-neutron-economy/
    „Since U233 produces an average of 2.4 neutrons every time it fissions, this means that each neutron that strikes U233 produces a average of 2.16 new neutrons. If you carefully control those neutrons, one neutron will continue the chain reaction. That leaves an average of 1.16 neutrons to generate new fuel…“
    rs: Wenn N Atome U-233 pro Sekunde gespalten werden, verlassen mehr als 2 x N Neutronen den Reaktor
    „In conventional reactors that use solid fuel, xenon is trapped inside the fuel …“
    rs: Does it help to drill a hole into the burning rod ?

  17. schotti sagt:

    Gesendet: Samstag, 19. Oktober 2013 um 19:49 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: „Matthias Miersch“ , gerald.hennenhoefer@bmu.bund.de, peter.hart@bmu.bund.de, gisela.bordin@bmu.bund.de, walter.kuehne@bmu.bund.de, georg.arens@bmu.bund.de, christian.goetz@bmu.bund.de, werner.voss@bmu.bund.de, martina.palm@bmu.bund.de, karl-heinz.koelschbach@bmu.bund.de, axel.vorwerk@bmu.bund.de, siegbert.schneider@bmu.bund.de, ursula.adenauer@bmu.bund.de
    Cc: beatrix.vierkorn-rudolph@bmbf.bund.de, Stefan.Kern@bmbf.bund.de, karl-eugen.huthmacher@bmbf.bund.de

    Betreff: Antrag und Frage an Georg Arens / Peter Hart / Walter Kühne / Abt RS

    Ich möchte ein Gramm Thorium kaufen.
    Kann ich ein Gramm Thorium bedenkenlos in die Spree werfen ?
    Was passiert, wenn ich ein Gramm in einer Glasflasche auf meinen Schreibtisch stelle ?
    Brauche ich für ein Gramm mit einer Aktivität von ca. 4000 Becquerel
    eine http://de.wikipedia.org/wiki/Umgangsgenehmigung ?
    Thorium ist vermutlich wegen seines Anteils von 11 ppm in der festen Erdrinde
    der bestmögliche Rohstoff für die zukünftige friedliche Nutzung der Atomenergie.
    Um von der bisher verwendeten 0,02 ppm Reserve U-235 wegzukommen,
    ist entweder ein Schneller Brüter für Pu-239 aus U-238
    oder das langsame Brüten von U-233 aus Th-232 mit Brutrate grösser Eins notwendig.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium :

    „…In der Erdkruste kommt Thorium in Mengen zwischen 7 und 13 mg Thorium pro kg vor; damit ist es etwa doppelt bis dreimal so häufig wie Uran. Generell ist das Element aufgrund seines lithophilen Charakters in geringen Mengen in fast allen silikatischen Gesteinen vertreten.[15]

    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. Die Knochen eines Menschen enthalten zwischen 0,002 und 0,012 mg Thorium pro kg Knochenmasse. Täglich werden durch Nahrung und Wasser ca. 0,05 bis 3 μg aufgenommen…“
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thorium
    232Th

    100 %
    1,405 · 1010 a α 4,083 228Ra
    SF (10−9 %)
    228Ra

    in Spuren
    5,7 a β− 0,046 228Ac
    228Ac

    in Spuren
    6,15 h β− 2,127 228Th
    228Th

    in Spuren
    1,9131 a α 5,520 224Ra
    224Ra

    in Spuren
    3,66 d α 5,789 220Rn
    220Rn

    9 %
    55,6 s α 6,405 216Po
    216Po

    1 · 10−6 %
    0,15 s α 6,78 212Pb
    212Pb

    in Spuren
    10,64 h β− 0,574 212Bi
    212Bi

    in Spuren
    60,55 min β− 2,254 212Po
    α 6,027 208Tl
    208Tl

    in Spuren
    3,053 min β− 5,001 208Pb
    212Po

    2·10−12 %
    304 ns α 8,78 208Pb
    212mPo

    {syn.}
    45,1 s α 11,8 208Pb
    IT 2,922 212Po
    212Po

    2·10−12 %
    304 ns α 8,78 208Pb
    http://de.wikipedia.org/wiki/Alphastrahlung :

    Alphastrahlung ist die am leichtesten abzuschirmende ionisierende Strahlung.
    http://de.wikipedia.org/wiki/Betastrahlung :
    Strahlenschutz
    Materialabhängige maximale Reichweite für β-TeilchenNuklid Energie Luft Plexiglas Glas
    3H 19 keV 8 cm – –
    14C 156 keV 65 cm – –
    35S 167 keV 70 cm – –
    131I 600 keV 250 cm 2,6 mm –
    32P 1,710 MeV 710 cm 7,2 mm 4 mm

    Betastrahlen lassen sich mit einem einige Millimeter dicken Absorber (beispielsweise Aluminiumblech) gut abschirmen. Allerdings wird dabei ein Teil der Energie der Betateilchen in Röntgen-Bremsstrahlung umgewandelt. Um diesen Prozess zu verringern, sollte das Abschirmmaterial möglichst leichte Atome aufweisen, also von geringer Ordnungszahl sein. Dahinter kann dann ein Schwermetall als zweiter Absorber dienen, der die Bremsstrahlung abschirmt…“
    Ich, Rainer Schottlaender, habe Zugriff zu und Erfahrung mit diesem Geigerzähler :
    http://blog-imgs-43-origin.fc2.com/g/e/i/geigercounter001/gammacheck_003.jpg
    http://blog-imgs-43-origin.fc2.com/g/e/i/geigercounter001/gammacheck_003.jpg
    Im Zuge meiner Patentanmeldung
    BRENNELEMENT FÜR EINEN U-233-PRODUKTIONSREAKTOR
    habe ich versucht, den bekannten Stand der Technik der Verwendung von Th-232
    für die friedliche Nutzung der Atomenergie
    zu erkunden und zu übertreffen.
    Unter allen mir bisher bekannt gewordenen Wegen ist nach meiner momentanen Lageeinschätzung
    die Weiterentwicklung dieses Reaktors der Sinnvollste:
    http://en.wikipedia.org/wiki/Shippingport_Atomic_Power_Station
    Reactor pressure vessel during construction (1956)
    „… 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 occurr

  18. schotti sagt:

    Gesendet: Freitag, 25. Oktober 2013 um 14:50 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: Gabriela.vonGoerne@bmu.bund.de, georg.arens@bmu.bund.de, peter.hart@bmu.bund.de, walter.kuehne@bmu.bund.de, „Matthias Miersch“ , gerald.hennenhoefer@bmu.bund.de, gisela.bordin@bmu.bund.de, christian.goetz@bmu.bund.de, werner.voss@bmu.bund.de, martina.palm@bmu.bund.de, karl-heinz.koelschbach@bmu.bund.de, axel.vorwerk@bmu.bund.de, siegbert.schneider@bmu.bund.de, ursula.adenauer@bmu.bund.de, beatrix.vierkorn-rudolph@bmbf.bund.de, karl-eugen.huthmacher@bmbf.bund.de, internetpost@bpa.bund.de, poststelle@bpra.bund.de, epost@bfs.de, info@bfs.de, presse@bfs.de, mail@bundestag.de, angela.merkel@bundestag.de, gabriele.braun@bmu.bund.de, info@dpa.de, Spiegel_online@spiegel.de, Spiegel@spiegel.de, infotsp@tagesspiegel.de, redaktion@welt.de, politik@fr-aktuell.de, redaktion@focus.de, info@ard.de, info@daserste.de, online@daserste.de, redaktion@wdr.de, info@3sat.de, frontal21@zdf.de, reporter@zdf.de, plusminus@mdr.de, 3satText@3sat.de, multimedia@arte-tv.com, hr-info@hr-online.de, hr1@hr-online.de, hr2@hr-online.de, hr4@hr-online.de, briefkasten@radiobremen.de, internet@rbb-online.de, info@sr-online.de, westermann.kerstin@stern.de, holger.schacht@berliner-kurier.de, dorn@jungefreiheit.de, juergen.doeschner@wdr.de, Krohn.A@zdf.de, wkoenig@bfs.de, umweltausschuss@bundestag.de, Michael.Brand@bundestag.de, Marie-Luise.Doett@bundestag.de, Christian.Hirte@bundestag.de, jens.koeppen@bundestag.de, ingbert.liebing@bundestag.de, ulrich.petzold@bundestag.de, thomas.bareiss@bundestag.de, steffen.bilger@bundestag.de, ralph.brinkhaus@bundestag.de, cajus.caesar@bundestag.de, alois.gerig@bundestag.de, ruediger.kruse@bundestag.de, max.lehmer@bundestag.de, christoph.poland@bundestag.de, eckhard.pols@bundestag.de, johannes.roering@bundestag.de, christian.ruck@bundestag.de, erwin.rueddel@bundestag.de, norbert.schindler@bundestag.de, maria.flachsbarth@bundestag.de, thomas.gebhardt@bundestag.de, georg.nuesslein@bundestag.de, michael.paul@bundestag.de, dirk.becker@bundestag.de, gerd.bollmann@bundestag.de, marco.buelow@bundestag.de, baerbel.koefler@bundestag.de, frank.schwabe@bundestag.de, waltraud.wolff@bundestag.de, uwe.beckmeyer@bundestag.de, martin.burkert@bundestag.de, rolf.hempelmann@bundestag.de, frank.hofmann@bundestag.de, ulrich.kelber@bundestag.de, rene.roespel@bundestag.de, angelika.brunkhorst@bundestag.de, „Kaiser, Harald“
    Betreff: Für jedes Gramm U-233 einen Transponder
    Nach Beendigung der momentanen nuklearen Zwangspause in Pleitedeutschland
    stellt sich die Frage nach der zukünftigen sicheren Energieproduktion.
    Der für Jahrhunderte verfügbare Rohstoff Th-232 ist nur schwach radioaktiv und kein Sicherheitsproblem.
    Halftime: 1.405.000.000 Jahre

    Tippfehler. Es sind 14.050.000.000 Jahre… das merkt aber niemand …

    / 4000 Bq/g
    Das hieraus erbrütete Uran 233 ist
    – atomwaffentauglich
    – aufgrund seiner kurzen Halbwertzeit von 159.200 Jahren erheblich radioaktiver
    http://de.wikipedia.org/wiki/Transponder
    http://de.wikipedia.org/wiki/Warensicherungssystem
    Nach Angaben des Einzelhandels lassen sich durch die Installation von Warensicherungssystemen die Inventurdifferenzen zwischen 30 und 70 Prozent reduzieren. Der Schaden durch Diebstähle beim Einzelhandel in Deutschland wird mit drei bis fünf Milliarden Euro pro Jahr angegeben….

  19. schotti sagt:

    http://www.wkk-ev.de/inhalte/brennstoffkreislauf/prospektion-explorat.html

    Uranreichweite

    Als abbauwürdig wurden zu Beginn der kommerziellen Nutzung der Kernenergie Lagerstätten angesehen, bei denen die Urangewinnung insgesamt nicht mehr als 40 US $ pro kg Uran kosten würde. Jahrzehnte bewegte sich der Uranpreis zwischen 10 und 20 US $ pro kg. Die zu diesem Preis gewinnbaren Uranreserven würden beim derzeitigen weltweiten Verbrauch von rund 65.000 Tonnen 25 bis 40 Jahre reichen. Bis 2003 lag der Weltmarktpreis für Uran unter 25 US $ pro kg Uran. Ende 2006 bewegte er sich auf 80 US $ zu. Die zu diesem Preis erschließbaren Uranvorkommen reichen bereits 60 bis 130 Jahre je nach Art der einbezogenen Erze (Uran- oder Phosphaterze). Wird der Uranpreis noch höher angesetzt, ergeben sich mehrere hundert Jahre. Diese auf dem momentanen Preisniveau nicht wirtschaftlich gewinnbaren Uranvorräte werden unter dem Begriff Uran-Ressourcen geführt. Experten gehen bei wieder anlaufender Explorationstätigkeit von der Entdeckung weiterer Uran-Lagerstätten aus.

    Auf den Strompreis hat die Uranpreisentwicklung nur geringen Einfluss. Derzeit macht der Uranpreis weniger als 5 Prozent der Stromerzeugungskosten im Kernkraftwerk und weniger als 1 Prozent der Verbraucherpreise aus.

    Auch die Anreicherung übt Einfluss auf die Reichweite der Uranvorräte aus. Aufgrund wirtschaftlicher Erwägung endet die Anreicherung, wenn der Urangehalt in der abgereicherten Phase 0,2 – 0,3 Gewichtsprozent Uran-235 erreicht hat. Bei Bedarf und bei entsprechender Wirtschaftlichkeit kann die Abreicherung auch auf niedrigere Werte erfolgen. Wird bis auf 0,1 Prozent U-235 abgereichert, so erhöht sich die Reichweite um weitere 50 Prozent für die betrachteten Uranreserven. Zusätzlich kann dabei auch vorhandenes, auf Lager liegendes abgereichertes Uran ausgenutzt werden, welches die Reichweite nochmals beträchtlich erhöht.

    Ein bedeutender Vorteil des Energieträgers Uran gegenüber fossilen Brennstoffen ist die geringe Menge, die zur Stromerzeugung benötigt wird, ca. 30 t auf 3,5 Prozent angereichertes Uran jährlich für einen 1.300 MW-Reaktor

    Chronik der Wismut / Uran aus Kohle
    Eine direkte Urangewinnung aus Kohle fand auf der Lagerstätte Freital/Dresden-Gittersee in Sachsen statt. Die Urangehalte der Steinkohle und umgebender Rotliegend-Sedimente lagen bei etwa 0,1 % und es wurden 3.500 t Uran produziert.[10]

    Entstehung: sedimentär
    Alter: paläo- bis känozoisch
    Uraninhalt: 1.000 t bis einige 10.000 t
    durchschnittliche Urangehalte: 0,005 Gew.% bis 0,1 Gew.%
    mögliche weitere gewinnbare Inhalte: Kohle (Hauptprodukt)
    Bedeutende Beispiele: Freital, Sachsen, Deutschland; Yili-Becken, China/Kasachstan; Braunkohlenfilterasche

    Meerwasser und Salzseen

    Sowohl Meerwasser als auch Salzseen enthalten erhöhte Konzentrationen von gelöstem Uran. Im Meer sind dies 3 µg/L oder drei Tonnen Uran je Kubikkilometer. Dies entspricht einem Uraninhalt von mehr als vier Milliarden Tonnen. Studien zur Gewinnung von Uran aus Meerwasser wurden unter Anderem in Japan durchgeführt und zeigten die prinzipielle technische Möglichkeit zur Urangewinnung auf. Allerdings werden die Kosten auf etwa 300 USD pro kg Uran geschätzt und sind damit derzeit nicht konkurrenzfähig.[11] Salzseen können weitaus höhere Konzentrationen enthalten als Meerwasser, eine Gewinnung findet aber auch hier nicht statt.
    Tabelle der größten Uranvorkommen
    Rang[5] Staat Vorkommen
    oder Distrikt Uraninhalt in 1000 t Basisgestein Typ Alter Status
    1 Marokko Oulad-Abdoun-Becken 3200 Phosphorite synsedimentär Kreide-Eozän potentielle Ressource
    2 Marokko Meskala-Becken 2000 Phosphorite synsedimentär Kreide-Eozän potentielle Ressource
    3 Australien Olympic Dam 1900 Brekzien IOCG Mesoproterozoikum in Produktion (Nebenprodukt)
    4 Marokko Gantour-Becken 1200 Phosphorite synsedimentär Kreide-Eozän potentielle Ressource
    5 USA Ost-Florida 270 Phosphorite synsedimentär Miozän-Pliozän historische Produktion (Nebenprodukt), potentielle Ressource
    6 Schweden Ranstad 250 Schwarzpelit synsedimentär Kambrium historische Produktion, potentielle Ressource
    7 Namibia Rössing-Mine 250 intrusiv – Teilschmelze Kambrium in Produktion
    8 USA Zentral-Florida 225 Phosphorite synsedimentär Miozän-Pliozän historische Produktion (Nebenprodukt), potentielle Ressource
    9 Kanada Denison Mine 185 Quarzgeröll-Konglomerate synsedimentär Archaikum historische Produktion
    10 USA Nordost-Florida 180 Phosphorite synsedimentär Miozän-Pliozän historische Produktion (Nebenprodukt), potentielle Ressource
    11 Kanada McArthur River 180 diskordanzgebunden diagenetisch hydrothermal Mesoproterozoikum in Produktion
    12 Australien Jabiluka 2 170 diskordanzgebunden diagenetisch hydrothermal Mesoproterozoikum potentielle Ressource
    13 Deutschland Ronneburg (Thüringen) 160 (200)[10] Schwarzpelit synsedimentär / hydrothermal Devon-Perm historische Produktion
    14 Kasachstan Inkai 150 Sandstein Rollfront Kreide-Tertiär in Produktion
    15 Niger Imouraren 150 Sandstein Tabular Kreide in Produktion
    16 Australien Ranger 3 135 diskordanzgebunden diagenetisch hydrothermal Mesoproterozoikum in Produktion
    17 Kasachstan Mynkuduk 125 Sandstein Rollfront Kreide-Tertiär in Produktion
    18 Brasilien Santa Quiteria 120 Metasomatisch Kambrium in Vorbereitung für Gewinnung
    19 Kanada Cigar Lake 110 diskordanzgebunden diagenetisch hydrothermal Mesoproterozoikum in Vorbereitung für Gewinnung
    20 Brasilien Lagoa Real 100 Metasomatisch Mesoproterozoikum in Produktion
    Siehe auch
    Commons: Geology of Uranium – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

    Uran/Tabellen und Grafiken
    Lagerstättenkunde

    Einzelnachweise

    M. Hagen, R. Scheid, W. Runge, WISMUT GmbH, Chemnitz (Hrsg.): Chronik der Wismut. 1999 (CD-Rom).

    +++++++++++

    Thoriumabbau in Deutschland

    http://de.wikipedia.org/wiki/Bergfreiheit
    http://de.wikipedia.org/wiki/Bundesberggesetz

    Thorium hier nicht erwähnt

    Außerdem sind folgende Rechtsvorschriften relevant:

    Einigungsvertrag vom 23. September 1990
    Gesetz zur Vereinheitlichung der Rechtsverhältnisse bei Bodenschätzen vom 15. April 1996
    Verordnung über die Umweltverträglichkeitsprüfung bergbaulicher Vorhaben (UVP-V Bergbau) vom 13. Juli 1990

    Das Bundesberggesetz unterscheidet nach grundeigenen Bodenschätzen, die im Eigentum des Grundeigentümers stehen und nach bergfreien Bodenschätzen, auf die sich das Eigentum an einem Grundstück nicht erstreckt…
    Ist Thorium ein bergfreier Bodenschatz ?
    http://www.orau.org/ptp/articlesstories/alsos.htm :
    …Auer had shipped Terres-Rares massive supply of thorium to Germany.
    …Ultimately, Alsos hard work paid off and they discovered the true reason why Terres-Rares thorium supplies had been confiscated: the Auer Company, recognizing that the end of the war was near…
    …“Use toothpaste with thorium! …“
    http://wikipedia.orange.fr/wiki/Thorium :
    En janvier 2012, un avis de l’Académie des Sciences de Paris21 souligne l’importance pour l’industrie nucléaire de soutenir les recherches sur les technologies émergentes telles que les réacteurs de 4ème génération et la filière du thorium….
    http://de.wikipedia.org/wiki/Fluorit :
    … Alle diese Eigenschaften des Stinkspates haben ihre Ursache in radioaktiver Bestrahlung des Fluorits. Stinkspat tritt typischerweise zusammen mit uranhaltigen Mineralen auf. Das darin enthaltene Uran und Thorium zerfällt und gibt dabei Gammastrahlung ab…
    Stinkspat (Antozonit)

    Als Stinkspat bezeichnet man eine dunkelviolette bis schwarze Varietät des Fluorits, die beim Zerkleinern einen stechenden Geruch entwickelt. Stinkspat kommt oft (aber nicht immer) zusammen mit Uranmineralien vor, die teilweise als feinste Partikel im Stinkspat eingeschlossen sein können. Die Typlokalität und bekannteste deutsche Fundstelle ist Wölsendorf in der Oberpfalz….

    http://de.wikipedia.org/wiki/W%C3%B6lsendorf :

    Abbau von Flussspat

    Ab 1900 begann in der Region um Wölsendorf und Stulln ein verstärkter Abbau von Flussspat, der nach dem Zweiten Weltkrieg von weltwirtschaftlicher Bedeutung war. Flussspat wird in der Stahl- und Glashüttenindustrie verarbeitet. Er kann auch zu Flusssäure verarbeitet werden, um als Konservierungs- und Lösungsmittel Verwendung zu finden. Folgende Zahlen verdeutlichen die Fördermengen[6], die im vergangenen Jahrhundert abgebaut worden sind:

    1900–1910: 40.000 t
    1911–1920: 40.000 t
    1921–1930: 140.000 t
    1931–1940: 340.000 t

    1941–1950: 350.000 t
    1951–1960: 1.000.000 t
    1961–1970: 460.000 t

    Ende des Bergbaus um Wölsendorf

    Der Bergbau um Wölsendorf ging aufgrund der Ausbeutung der Lagerstätten und der damit verbundenen zunehmenden Unwirtschaftlichkeit seinem Ende entgegen. Die Erschließung von Flussspatrevieren in anderen Ländern und die Entwicklung von Ersatzstoffen, die den Einsatz von Flussspat in der Industrie erübrigten, beschleunigten die Entwicklung. Die Schachtanlagen um Wölsendorf sind heute Geschichte…
    http://www.internetchemie.info/chemiewiki/index.php?title=Thorium-Verbindungen :
    Thorium(IV)-nitrat {Thoriumnitrat wasserfrei; Thoriumtetranitrat}:
    Th(NO3)4 480,06 g mol-1 Z 55 °C 2,78 g cm-3 13823-29-5 26293 24497
    hygroskopische, brandfördernde, weiße Substanz; leicht löslich in Wasser, Alkohol; langsame Hydrolyse wäßriger Thoriumnitrat-Lösungen unter Bildung von Salpetersäure und basischen Thoriumnitrate. Ehemals Verwendung in Auer-Glühstrümpfen
    Warum ist Flourit/Stinkspat/Antozonit hier nicht erwähnt ?:
    Thorium-Minerale

    Tabelle: Uranhaltige Mineralien, Zusammensetzung und prozentuale Anteile (berechnet als Prozent Atommasse an Molmasse).
    Mineral Zusammensetzung Kristallsystem Molmasse Prozent Th Anmerkungen
    Thorianit ThO2 isometrisch-hexoctahedral 264,04 g mol-1 87,88 %
    Thorogummit Th(SiO4 )1-x(OH)4x ditetragonal-bipyramidal 321,72 g mol-1 72,13 %
    Thorit ThSiO4 ditetragonal-bipyramidal 324,12 g mol-1 71,59 %
    Huttonit ThSiO4 monoklin-prismatisch 324,12 g mol-1 71,59 %

  20. schotti sagt:

    http://booksnow2.scholarsportal.info/ebooks/oca4/8/dieuntersuchungu00krusuoft/dieuntersuchungu00krusuoft_djvu.txt

    XIX. Thorium, Cerium und Mesothorium.

    1. Thorium und Ceriumerze.

    Abgesehen von sehr seltenen Verbindungen, die lediglich minera-
    logischen Wert haben, kommen in Frage:

    Erze

    Chera. Zusam-
    mensetzung

    Härte

    Spez. Gew.

    Krist.

    Syst.

    Gehalt an Th

    Monazit ….
    Thorit (Orangit) .

    (Ce, La, Di)P0 4

    mit Th
    ThSi0 4 (aqua)

    5—5,5

    4,9—5,5

    4,4—4,7

    (5,2—5,4)

    mon.
    tetrag.

    bis 18 % ThO,

    31,3 CeO
    bis 81,5 Th0 2

    Besondere Ceriumerze sind deshalb nicht anzuführen, weil der heute
    ausschließlich verarbeitete Monazit zu gleicher Zeit Cerium enthält. Man
    bezahlt ihn aber lediglich nach dem Gehalt an Thoriumoxyd (Th0 2 ).

    Der Monazit ist ein Ceriumphosphat, bei welchem ein Teil des Ceriums
    durch Lanthan und Didym ersetzt wird; der Thoriumgehalt, durch welchen
    der Monazit erst seinen Wert bekommt, ist kein wesentlicher Bestandteil
    des Materials, sondern stellt gleichsam eine Verunreinigung dar, deren Menge
    schwankt. Der Handelswert des Monazits kann also je nach der Qualität
    der Ware ein ganz verschiedener sein.

    Nicht unmöglich ist es, daß Samarskit vielleicht noch einmal
    für die Herstellung von salpetersaurem Thorium in Frage kommt, er kann
    6 % ThO, enthalten.

    2. Art der Lagerstätten.

    Die Thorium erzvorkommen spielen erst eine Rolle, seitdem die
    Gasglühlichtindustrie große Ausdehnung angenommen hat. Ursprünglich
    benutzte man als Rohmaterial zur Herstellung des als Imprägnationsmasse
    der Glühstrümpfe verwandten salpetersauren Thoriums, bzw. Ceriums, den
    Thorit. Das Mineral wurde auf den Inseln des Langesundfjords in Süd-
    norwegen in den Syenitpegmatitgängen gewonnen, wo es, zusammen mit
    Feldspat, Titaneisen und einer Fülle anderer Mineralien in kleineren und
    größeren Anhäufungen auftritt. Während große Partien der Syenitpegmatit-
    gänge ganz frei von Thorit sind, kommen an anderen Stellen große Kristalle

    484 Thoriumlagerstätten.

    und bis Kilogramm schwere Rosen von Thorit vor. Untersuchungen über
    den durchschnittlichen Thoritgehalt des Gesteins, welche ich selbst Ge-
    legenheit hatte, wiederholt anzustellen, ergeben aber nur einen kleinen
    Bruchteil eines Prozentes von Thorium in der ganzen
    Syenitpegmatitmasse.

    Zu Beginn der Glühstrumpfindustrie wurde 1 kg Thorit mit 400 Kr.
    (ä 1,12 Gold-Mk.) bezahlt. Dieser Preis ermöglichte eine ziemlich kost-
    spielige Gewinnung des Minerals in kleinen Steinbrüchen und Schächten
    an den reichsten Stellen. Geschickte Arbeiter, welche in der Lage waren,
    die an und für sich recht schwer auseinander zu haltenden Mineralien zu
    trennen, suchten die Thoritkörner aus dem Pegmatit aus.

    Das Auffinden großer Massen von Monazit sanden in N o r d- u n d
    Südkarolina in den Vereinigten Staaten und an der Ostküste B r a-
    s i 1 i e n s und der relativ billige Preis, zu welchem diese Sande auf den
    Markt gebracht werden konnten, brachten den Thoritbergbau im Lang-
    sundfjord ganz plötzlich zum Erliegen. Auch neue Versuche, an Stelle des
    jetzigen unrentablen Kleinbetriebs einen mit allen Fortschritten der Technik
    ausgestatteten Großbetrieb zu setzen, scheiterten an dem geringen Thorium-
    durchschnittsgehalt des Pegmatits.

    In den letzten Jahren vor dem Kriege wurden die brasilianischen
    und amerikanischen Lagerstätten durch neuentdeckte indische in der
    Provinz Travancore schnell überflügelt. Im Jahre 1915 war das Verhältnis
    der drei Produzenten folgendes: Indien 1221 t, Brasilien rd. 440 t, Ver-
    einigte Staaten rd. 15 t.

    Die Monazitvorkommen, welche heute ausgebeutet werden, sind sämtlich
    sekundäre Lagerstätten, und zwar hauptsächlich marine Seifen (siehe S. 78) ;
    der Monazit ist auf primärer Lagerstätte ein akzessorischer Bestandteil
    des Granites und Pegmatits, kommt aber hier in so geringen Mengen vor,*
    daß die Versuche, Monazit direkt aus dem Granit zu gewinnen, ergebnislos
    verlaufen sind. In Granitgebieten, die eine relative Anreicherung von
    Monazit zeigen, hat die Natur an einzelnen Stellen durch Zerstörung des
    Granits und Aufbereitung seiner Bestandteile in Flüssen und an der Meeres-
    küste eine solche Konzentration des an und für sich sehr schweren, in gelb-
    lichen bis rötlichbraunen Körnchen auftretenden Monazites vorgenommen,
    daß eine Gewinnung im großen möglich ist. Selbst wenn ein monazithaltiger
    Meeressand ursprünglich nur wenige Prozent des Minerals enthält, kann er
    mit leichter Mühe mit Hilfe einfacher Aufbereitungsapparate auf 70—80 %
    Monazit angereichert werden. Dieses Handelsprodukt hat nur einen Thor-
    gehalt von 5— 6 %, läßt sich aber sehr bequem auf salpetersaures Thorium
    verarbeiten.

    Die Mengen, in welchen Monazitsand auf der Welt vorkommt, sind an
    den wenigen Stellen, wo man bauwürdige Lager entdeckt hat, Verhältnis-

    Thorium. Bergwirtschaftliches.

    48!

    mäßig erheblich, so daß es einer künstlichen Regulierung der Gewinnung
    bedarf, um die Ueberproduktion zu verhüten.

    Diese Monazitsandlagerstätten sind also zu gleicher Zeit Cerium-
    erzlagerstätten, da der Monazit vorzugsweise Cerium enthält.

    Nach liebenswürdiger Mitteilung des Herrn Prof. Hahn in Kapstadt
    tritt auch ein größeres Monazitvorkommen (Gänge mit Flußspat in Granit;
    die Monazitindividuen scheinen größere Dimensionen zu haben) in Süd-
    afrika auf.

    Auch auf Ceylon ist Monazit gefunden worden, hier soll auch der Thori-
    anit (ThU)0 2 , das reichste Thormineral auftreten.

    Monazitsand mit nur 2 x / 4 Th0 2 soll 1917 in Mysore in Indien ge-
    funden worden sein.

    3. Monazitsandproduktion, Bewertung und Bergwirtschaftliches.

    Verwendung: Aus Monazit stellt man vor allen Dingen die Nitrate
    für die Glühstrumpfindustrie her.

    Cerium kann mit 30 % Eisen zu Ferrocerium, Auermetall usw. legiert
    werden. 1917 kostete Ferrocerium 25 Doli, je Ib. Die Produktion dürfte
    mehrere tausend lbs. je Monat betragen haben. Man benutzte es für elek-
    trische Lampen, Handgranaten, Geschosse usw.

    Bei der Monazitsandproduktion kommen also drei Distrikte in Frage,
    nämlich der indische, der amerikanische imd der brasilianische. Die Förder-
    mengen ergeben sich aus folgender Tabelle:

    Weltproduktion an Monazit
    in metr. Tonnen.

    1909

    1915

    1916

    1917

    rd. 1100
    Einige Tausend
    rd. 240
    260

    1221

    436

    16

    ?

    375

    17

    260

    9

    Vereinigte Staaten .
    Preis je Tonne in

    Doli!

    1118

    39

    108

    Die Monazitmarktlage. Der Monazit kommt in drei Marken
    in den Handel:

    1. Indischer Monazit, gelb bis rötlichbraun;

    2. Brasilianischer Monazit, fein, bernsteinfarbig, in rundlichen Körnern;

    3. Karolinischer Monazit von Cleveland County, zum Teil scharf-
    eckige, gut ausgebildete gelbe Kristalle, welche mit den übrigen Bestand-
    teilen des ursprünglichen Muttergesteins wie Chrom, Eisen, Granat, Zirkon
    und Ilmenit vermengt sind, oder dunkelbraune Kristalle von ungefähr
    Erbsengröße.

    486 Thorium. Bergwirtschaftliches.

    Die Individuen des brasilianischen Monazits sind so klein, daß sie
    leicht in konzentrierter Schwefelsäure gelöst werden können. Die karoli-
    nischen Varietäten muß man dagegen vorher zerkleinern.

    Die Monazitindustrie Karolinas wurde durch das Eindringen des
    deutschen Thoriumsyndikats, welches die brasilianische Monazitproduktion
    in der Hand hatte, in den amerikanischen Markt beeinträchtigt.

    Der Monazitsand, welcher 5— 6 % Thoriumoxyd enthält, konnte vor
    dem Kriege selbst von den größten Produzenten schwerlich für weniger als
    300 Doli, je Tonne geliefert werden.

    Die Ausbeutung der brasilianischen Sande wurde ursprünglich von
    John Gordon unternommen ; den Sand sah man als wertlos an, und
    Gordon war in der Lage, ihn als Ballast nach Hamburg für 10—15 Doli,
    je Tonne zu transportieren. Er verkaufte ihn mit gutem Vorteil, da der
    niedrigste Preis für Sand, mit 5 % Thoriumoxyd damals 95 bis 120 Doli,
    betrug.

    G o r d o n erstrebte ein Exportmonopol von brasilianischem Monazit und
    traf ein Uebereinkommen mit einer Fabrikationsgruppe von salpetersaurem
    Thorium. Danach verkaufte er den Sand ausschließlich an die Mitglieder
    dieser Gruppe für 150 Doli, je Tonne und leistete Garantie für wenigstens
    5 % Thoriumoxyd. Er nahm auch teil an dem Reingewinn, welcher sich
    aus dem Verkauf von Thoriumnitrat ergab. Im Jahre 1903 fand die gesetz-
    gebende Körperschaft Brasiliens heraus, daß nach einer alten Bestimmung
    die Bundesregierung der Eigentümer der Monazitsande an der Küste ist,
    und nicht ein einzelner Staat oder eine einzelne Person, und verbot deshalb
    G o r d o n die Ausbeutung der Sande ; dieser hatte aber das Glück, Lager-
    stätten gegen einen Ausbeutungszins zu bekommen.

    Im Sommer 1903 gelang es der Firma A. C. de Freitas in Ham-
    burg, von der Föderalregierung das Privileg zu erhalten, an der Südküste
    von Espirito Santo die Lagerstätten auszubeuten. Die Firma verpflichtete
    sich, 50 % des Verkaufspreises als Abgabe zu entrichten und garantierte
    eine jährliche Produktion von 1700 t. Es wurde eine neue Uebereinkunft
    zwischen G o r d o n, der Firma deFreitas und der deutschen Thorium-
    gesellschaft geschlossen. Hiernach lieferten die beiden Erstgenannten
    Monazit nur an die Mitglieder der deutschen Thoriumgesellschaft und
    bekamen dafür einen Anteil an dem Thoriumnitratreingewinn, welcher
    50 % des Preises betrug, der über 28 Mk. je Kilogramm war.

    Ungefähr im Jahre 1909 lief der Vertrag der Firma de Freitas
    in Hamburg ab. Obgleich in den vorhergehenden Jahren brasilianischer
    Monazit nur an die Mitglieder der deutschen Thoriumgesellschaft geliefert
    werden durfte, zeigte sich, daß viel mehr Monazitsand in Europa vor-
    handen war, als gebraucht werden konnte. Man schätzte den Vorrat auf
    für 6—8 Jahre reichend.

    Thorium. Bergwirtschaftliches.

    487

    Anfang dieses Jahrhunderts wurden jährlich 1500—2000 t Monazitsand
    aus Brasilien in Deutschland eingeführt.

    Der brasilianische Monazit ging in den letzten Jahren nach den Ver-
    einigten Staaten, der indische nach Deutschland, wo ihn das deutsche
    Thoriumsyndikat verarbeitete. Der indische Monazit wurde in Travancore
    für ungefähr 4 £ gewonnen und verschifft. Es wird behauptet, daß das
    deutsche Syndikat (Auer- Gesellschaft) für an das Ausland abgegebenen
    Monazit 36 £ verlangte. Im Kriege ist entschieden worden, daß in Zukunft
    alle Direktoren der indischen Gesellschaft geborene Briten sein müssen,
    die Kontrakte mit Deutschland sind beseitigt.

    Im ganzen werden auf der Welt ca. 3300 t Monazit jährlich für vielleicht
    300 Millionen Gasglühkörper verbraucht.

    Der Preis war früher infolge der künstlichen Regulierung der Pro-
    duktion, welche sich dem Verbrauch anpaßte, ein recht hoher. Eine Tonne
    Monazitsand, welche einen Gehalt von 5—6 % Thoroxyd hat, wurde mit
    800—1200 Mk. frei deutscher Hafen bewertet; 1907 zahlte man ca. 115
    bis 130 Mk. je Einheit Th0 2 , also 600-700 Mk. je Tonne.

    Eine kleine Menge Thorianit wurde mit 1600 £ je Tonne bezahlt.

    1911 war infolge der großen auf dem Markt liegenden Mengen von
    Monazitsand überhaupt kein Preis zu nennen und auch in den nächsten
    Jahren traten keine normalen Verhältnisse ein.

    In den Vereinigten Staaten betrug der Preis 1916 und 1917 800 bzw.
    432 Mk. je Tonne.

    Die deutsche Industrie ist Dach dem Kriege gezwungen, ihren Monazit-
    bedarf durch die Vereinigten Staaten zu decken.

    Die enge Vergesellschaftung des Ceriums mit dem Thorium bewirkt bei der
    Preisbildung, daß der Ceriumgehalt überhaupt nicht in Rechnung gezogen wird.

    Das Thoriumnitrat, welches in den Handel kommt, enthält
    47,5% Thoriumoxyd.

    Der Preis für Ceriumoxalat erreichte 90 Cent je Ib. im Jahre 1917.
    Es handelt sich aber hier nicht um reines Cerium, sondern um ein Gemenge
    von Oxalaten seltener Erden der Ceriumgruppe.

    Der Thoriumnitratpreis war von 1894—1917 in Deutschland und den
    Vereinigten Staaten je Kilo:

    Deutschland

    Vereinigte Staaten

    1894 .

    . . 2000

    1896 .

    . . 96

    1904 .

    . . 43

    5,86 Dollar

    1910 .

    . . 19

    3,20 „

    1915 .

    . . 22

    3,25 ,.

    1916 .

    . . —

    6,50—7,50 „

    1917

    . . —

    7,50—9,00 „

    er

    iel zuletzt plötzlich auf 5, — „

    488 Thorium. Bergwirtschaftliches.

    Die deutsche Thoriumkonvention bestand aus den Firmen Dr. 0.
    Knöfler & Co.-Berlin , Kunheim & Co.-Berlin , Dr. Richard
    S t h a m e r-Hamburg und E. de Haan in Selze bei Hannover.

    In Deutschland betrug die Produktion von salpetersaurem Thorium
    ungefähr einige Hunderttausend Kilogramm; 1906 erreichte sie 200000, im
    allgemeinen schwankte sie zwischen 150 000 und 200 000. Der Preis wurde
    infolge der Ringbildung der Hauptthoriumproduzenten ebenfalls künstlich
    reguliert und betrug Anfang dieses Jahrhunderts noch 53 Mk., wurde aber
    ca. 1906 zu Kampfzwecken seitens des Thoriumringes auf 27 Mk. herunter-
    gesetzt und ging in den folgenden Jahren infolge der Ueberschwemmung
    des Marktes mit Monazitsand und der Produktion zahlreicher Outsider
    weiter erheblich zurück.

    Da die deutschen Monazitlieferanten an dem Thoriumnitratreingewinn
    beteiligt waren, und zwar mit 50 % des Preises, der 28 Mk. je Kilogramm
    überstieg, wurden sie durch die plötzliche Preisherabsetzung in hohem
    Grade in Mitleidenschaft gezogen.

    Im Frühjahr 1906 setzte man in den Vereinigten Staaten den Preis
    für Thoriumnitrat ebenfalls’um ca. 50 % herunter.

  21. schotti sagt:

    Gesendet: Samstag, 23. November 2013 um 10:13 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: georg.arens@bmu.bund.de, Gabriela.vonGoerne@bmu.bund.de, peter.hart@bmu.bund.de, walter.kuehne@bmu.bund.de
    Betreff: Arens / StandAG / EARTH-1 / Nyiragongo / Thorium / Monazit
    http://www.world-nuclear.org/info/inf30a.html :
    Between 1980 and 1995 some 160,000 tonnes of monazite was sourced from mineral sand mining in Western Australia and exported to France for processing to recover rare earth minerals, but the French plant was closed due to its operators being unable to dispose of the radioactive wastes.
    http://www.schottie.de/?p=8490#comment-42639
    http://www.world-nuclear.org/info/Safety-and-Security/Radiation-and-Health/Naturally-Occurring-Radioactive-Materials-NORM/
    Radioactive Decay in Thorium and Uranium Series

    Another major source of terrestrial NORM is potassium 40 (K-40). The long half-life of K-40 (1.25 billion years) means that it still exists in measurable quantities today. It beta decays, mostly to calcium-40, and forms 0.012% of natural potassium which is otherwise made up of stable K-39 and K-41. Potassium is the seventh most abundant element in the Earth’s crust, and K-40 averages 850 Bq/kg there. It is found in many foodstuffs (bananas for example), and indeed fills an important dietary requirement, ending up in our bones. (Humans have about 65 Bq/kg of K-40 and along with those foods are therefore correspondingly radioactive to a small degree. A 70 kg person has 4400 Bq of K-40 – and 3000 Bq of carbon-14.)
    Cosmogenic NORM

    Cosmogenic NORM is formed as a result of interactions between certain gases in the Earth’s atmosphere and cosmic rays, and is only relevant to this paper due to flying being a common mode of transport. Since most cosmic radiation is deflected by the Earth’s magnetic field or absorbed by the atmosphere, very little reaches the Earth’s surface and cosmogenic radionuclides contribute more to dose at low altitudes than cosmic rays as such. At higher altitudes, the dose due to both increases, meaning that mountain dwellers and frequent flyers are exposed to higher doses than others. For most people, cosmogenic NORM barely contributes to dose – perhaps a few tens of microsieverts per year. By contrast, terrestrial NORM – especially radon – contributes to the majority of natural dose, usually over 1000 microsieverts (1 mSv) per year. Some of the main comsogenic nuclides are shown in Table 1, carbon-14 being important for dating early human activities.

    Table 1: Radiological characteristics of cosmogenic NORM
    Nuclide decay mode half life
    C-14 β- 5700 y
    H-3 (tritium) β- 12.32 y
    Na-22 β+ and electron capture 2.6 y
    Be-7 Electron capture 53.22 d

    NORM and cosmic radiation account for over 85% of an ‘average individual’s’ radiation exposure. Most of the balance is from exposure related to medical procedures. (Exposure from the nuclear fuel cycle – including fallout from the Chernobyl accident – accounts for less than 0.1%.)
    Industries producing NORM
    Coal Energy

    Over the years there have been many occasions when it was asserted that coal-fired power stations emitted more radioactivity into the environment (from NORM) than was released anywhere in the nuclear fuel cycle. While having some basis in fact, the claim is generally not correct now where deployment of emission reduction technology – scrubbers, filters and flue gas desulphurization –acts to capture this material.

    Most coal contains uranium and thorium, as well as their decay products and K-40. The total levels of individual radionuclides typically are not great and are generally about the same as in other rocks near the coal, which varies according to region and geology. Enhanced radionuclide concentration in coal tends to be associated with the presence of other heavy metals and high sulfur content. Table 2 presents some characteristic values,* though coal in some areas can contain notably higher levels than shown. For comparison, the average radioactivity of the Earth’s crust is about 1400 Bq/kg, more than half of it from K-40.

    * The first four columns represent four of the 14 nuclides in the uranium decay series, the next two represent two of 10 in the thorium series. (For total activity in any coal, assume these are in serial equilibrium, hence multiply U-238 by 14 and Th-232 by 10, then add K-40.)

    Table 2: NORM radionuclide activity in coal (Bq/kg)
    Country U-238 Ra-226 Pb-210 Po-210 Th-232 Ra-228 K-40
    Australia 8.5-47 19-24 20-33 16-28 11-69 11-64 23-140
    Brazil 72 72 72 62 62
    Germany 10-145, av 32 10-63, av 21 10-700, av 225
    (lignite) 0-58 0-58 4-220
    Greece (lignite) 117-390 44-206 59-205 9-41
    Hungary 20-480 12-97 30-384
    Poland Up to 159, av 18 Up to 123, av 11 Up to 785
    Romania Up to 415, av 80 Up to 557, av 126 Up to 510, av 210 Up to 580, av 262 Up to 170, av 62
    UK 7-19 8-22 7-19 55-314
    USA 6-73 8.9-59 12-78 3-52 4-21

    source: IAEA Tech Report 419, p 24.

    The amounts of radionuclides involved are noteworthy. In Victoria, Australia, some 65 million tonnes of brown coal is burned annually for electricity production. This contains about 1.6 ppm uranium and 3.0-3.5 ppm thorium, hence about 100 tonnes of uranium and 200 tonnes of thorium is buried in landfill each year in the Latrobe Valley. US, Australian, Indian and UK coals contain up to about 4 ppm uranium, those in Germany up to 13 ppm, and those from Brazil and China range up to 20 ppm uranium. Thorium concentrations are often about three times those of uranium.

    During combustion the radionuclides are retained and concentrated in the flyash and bottom ash, with a greater concentration to be found in the flyash. The concentration of uranium and thorium in bottom and flyash can be up to ten times greater than for the burnt coal, while other radionuclides such as Pb-210 and K-40 can concentrate to an even greater degree in the flyash. Some 99% of flyash is typically retained in a modern power station (90% in some older ones). While much flyash is buried in an ash dam, a lot is used in building construction. Table 3 gives some published figures for the radioactivity of ash. There are obvious implications for the use of flyash in concrete.

    Table 3: NORM radionuclide activity in Coal Ash and slag (Bq/kg)
    Uranium series, Ra-226 Thorium series K-40
    Hungary 200-2000 20-300 300-800
    USA 100-600 30-300 100-1200
    Germany ash 6-166 3-120 125-742
    Germany slag 68-245 76-170 337-1240
    Australia (U av 0.9 ppm, Th av 2.6 ppm) Total: 2630
    Australia: NSW Total: 3200

    Source: IAEA 2003 Tech Report 419, p 30; CSIRO for Australia

    In 2009, Australia exported 263 million tonnes of coal. With an average of 0.9 ppm uranium and 2.6 ppm thorium, at least 240 tonnes of uranium and 680 tonnes of thorium could conceivably be added to published export figures. In the USA, 850 million tonnes of coal was used in 2009 for electricity production. With an average content of 1.3 ppm uranium and 3.2 ppm thoriume, US coal-fired electricity generation in that year gave rise to 1100 tonnes of uranium and 2700 tonnes of thorium in coal ash.

    It is evident that even at 1 part per million (ppm) U in coal, there is more energy in the contained uranium (if it were to be used in a fast neutron reactor) than in the coal itself. If coal had 25 ppm uranium and that uranium was used simply in a conventional reactor, it would yield half as much thermal energy as the coal.

    With increased uranium prices the uranium in ash becomes significant economically. In the 1960s and 1970s, some 1100 tU was recovered from coal ash in the USA.

    In 2007, China National Nuclear Corp (CNNC) commissioned Sparton Resources < http://www.spartonres.ca> of Canada with the Beijing No.5 Testing Institute to undertake advanced trials on leaching uranium from coal ash in central Yunnan. In early 2007, Sparton signed an agreement with the Xiaolongtang Guodian Power Company of Yunnan for a program to test and possibly commercialize the extraction of uranium from waste coal ash. Some 250 km southwest of Kunming, the Xiaolongtang, Dalongtang and the Kaiyuan power stations, all located within 20 km of each other burn coal from a centrally located open pit lignite mine with high ash content (20-30%) and very high uranium content. The coal uranium content varies from about 20 to 315 ppm and averages about 65 ppm. The ash averages about 210 ppm U (0.021%U) – above the cut-off level for some uranium mines. The power station ash heap contains over 1000 tU, with annual arisings of 190 tU. (Recovery of this by acid leaching is about 70%.) A joint venture company, Yunnan Sparton New Environ-Tech Consulting Co (SNET) was set up and ‚operates the secondary uranium recovery programs in Yunnan‘, notably at Lincang, but as of December 2011 no commercial recovery of uranium had been reported. Sparton also had an agreement to extract uranium from coal ash following germanium recovery in the Bangmai and Mengwang basins in Yunnan. This ash ranges from 150 to over 4000 ppm U (0.40% U), averaging 250 ppm U (0.025%). Sparton has an 85% interest in the Huajun germanium and coal mine, but does not mention uranium here.

    In South Africa Holgoun Uranium and Power had been investigating uranium recovery from the Springbok Flats coal field, estimated to contain 84,000 tU at grades of 0.06 to 0.10% U. The project is investigating the feasibility of mining the low-grade coal, using it to fire a conventional electricity generation plant, and extracting the uranium from the residual ash.

    In Australia the NSW Aboriginal Lands Council has applied for a uranium exploration licence over four large coal ash dams adjacent to power stations.

    Coal mining itself also gives rise to a potential NORM issue. Coal can be mined in either open pits or underground mines, and produces a significant amount of waste rock, and drainage water that can present with elevated levels of radioactivity. Underground coal mines are subject to increased radon levels, while elevated levels of radium and K-40 can be found in mining waste rocks and soil. Sediments discharged in waste water into the environment have been measured with activities as high as 55,000 Bq/kg of Ra-226 and 15,000 Bq/kg of Ra-228 (IAEA 2003, Tech Report 419)
    Oil and gas production

    Analysis of oil and gas from many different wells has shown that the long-lived uranium and thorium isotopes are not mobilized from the rock formations that contain them. However Ra-226, Ra-224, Ra-228 and Pb-210 are mobilized, and appear mainly in the water co-produced during oil and gas extraction. These isotopes and their radioactive progeny can then precipitate out of solution, along with sulphate and carbonate deposits as scale or sludge in pipes and related equipment. Radon-222 is the immediate decay product of Radium-226 and preferentially follows gas lines. It decays (through several rapid steps) to Pb-210 which can therefore build up as a thin film in gas extraction equipment.

    The level of reported radioactivity varies significantly, depending on the radioactivity of the reservoir rock and the salinity of the water co-produced from the well. The higher the salinity the more NORM is likely to be mobilized. Since salinity often increase with the age of a well, old wells tend to exhibit higher NORM levels than younger ones. Table 4 gives the characteristics of NORM produced during oil and gas extraction and some indicative measurements of concentrations.

    Table 4: NORM in oil and gas production
    Radionuclide Natural gas Bq/m3 Produced water Bq/L Hard scale Bq/kg Sludge Bq/kg
    U-238 trace 1 – 500 5 – 10
    Ra-226 0.002 – 1200 100 – 15 million 50 – 800,000
    Po-210 0.002 – 0.08 20 – 1500 4 – 160,000
    Pb-210 0.005 – 0.02 0.05 – 190 20 – 75,000 10 – 1.3 million
    Rn-222 5 – 200,000
    Th-232 trace 1 – 2 2 – 10
    Ra-228 0.3 – 180 50 – 2.8 million 500 – 50,000
    Ra-224 0.05 – 40

    Source: IAEA 2003, Safety Report Series 34.

    If the scale has an activity of 30,000 Bq/kg it is ‚contaminated‘, according to Victorian regulations. This means that for Ra-226 scale (decay series of 9 progeny) the level of Ra-226 itself is 3300 Bq/kg. For Pb-210 scale (decay series of 3) the level is 10,000 Bq/kg. These figures refer to the scale, not the overall mass of pipes or other material (cf Recycling section, below).

    For seawater injection systems a further NORM issue has more recently come to light: that of bio-film deposits fixing significant amounts of the seawater’s uranium.

    Fracking (hydraulic fracturing) for gas production releases significant NORM in some geological environments, both in drill cuttings and water. In the US Marcellus shale in Pennsylvania, New York and West Virginia (a black shale) typically activity is about 370 Bq/kg including high levels of radium-226, giving up to 625 Bq/L in brine and up to 66 Bq/L in other water returned to the surface. USGS figures for brine are reported as 377 Bq/L Ra-226 and 46 Bq/L for Ra-228. Other reports related wastewater here to drinking water standard (0.0185 Bq/L) and said it was 300 times US NRC limits for industrial wastewater discharge.

    NORM in the oil and gas industry poses a problem to workers particularly during maintenance, waste transport and processing, and decommissioning. In particular Pb-210 deposits and films, as a beta emitter, is only a concern when pipe internals become exposed. External exposure due to NORM in the oil and gas industry are generally low enough not to require protective measures to ensure that workers stay beneath their annual dose limits (such as set out by the IAEA basic safety standards). Internal exposures can be minimized by hygiene practices.
    Metals and smelting

    The mining and processing of metal ores, other than uranium, may also generate large quantities of NORM wastes. These wastes include ore tailings and smelter slag, some of which contain elevated concentrations of uranium, thorium, radium and their decay products that were originally part of the process feed ore. As with coal, the level of NORM encountered varies by region and geological formation. Typically the radioactivity in the wastes may reach in the order of thousands of bequerels per kilogram, with only special use metals and the rare earth metals going beyond this. These are discussed below.
    Mineral sands

    Mineral sands contain zircon, ilmenite, and rutile, with xenotime and monazite. These minerals are mined in many countries and production amounts to millions of tonnes per year of zirconium and titanium (from rutile and ilmenite), though thorium, tin and the rare earth elements are associated. The NORM aspect is due to monazite – a rare earth phosphate containing a variety of rare earth minerals (particularly cerium and lanthanum) and 5-12% (typically about 7%) thorium, and xenotime – yttrium phosphate with traces of uranium and thorium.

    The minerals in the sands are subject to gravity concentration, and some concentrates are significantly radioactive, up to 4000 Bq/kg. Most of this NORM ends up in the waste streams from mineral processing (often including monazite) and so, apart from zircon, the final product is itself devoid of NORM. However, sometimes niobium and tantalum are recovered from the waste stream, and residues may be used as either landfill or in construction sites where there is a possibility of public exposure.

    Table 5: Radioactivity in mineral sands and products
    Thorium Uranium
    ppm Bq/kg ppm Bq/kg
    Ore 5-70 40-600 3-10 70-250
    Heavy mineral concentrate 80-800 600-6600 <10-70 <250-1700
    Ilmenite 50-500 400-4100 <10-30 <250-750
    Rutile <50-350 <400-2900 <10-20 <250-500
    Zircon 150-300 1200-2500 150-300 3700-7400
    Monazite concentrate 10,000-55,000 80,000-450,000 500-2500 12,000-60,000
    Processing tailings (incl monazite) 200-6000 1500-50,000 10-1000 250-25,000

    IAEA Tech Report 419, p 84

    See also Appendix: Mineral Sands
    Gesendet: Sonntag, 17. November 2013 um 19:40 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An:
    georg.arens@bmu.bund.de, Gabriela.vonGoerne@bmu.bund.de, peter.hart@bmu.bund.de
    Betreff: Das hätten Sie mir schreiben können, Herr Arens / StandAG / EARTH-1 / Nyiragongo / Thorium
    … aber vielleicht wissen Sie das selber nicht:
    http://de.wikipedia.org/wiki/Uraninit :
    “ … Durch seinen Urangehalt von bis zu 88,15 %[2] ist Uraninit eine der stärksten natürlichen Quellen radioaktiver Strahlung. Befindet sich das Uran im säkularen Gleichgewicht mit seinen Tochternukliden, weist reiner Uraninit eine spezifische Aktivität von etwa 157,8 kBq/g[2] auf (zum Vergleich: natürliches Kalium 0,0312 kBq/g; abgebrannter Kernbrennstoff 18.000.000 kBq/g[5]). Deshalb sollte Uraninit nur unter entsprechenden Sicherheitsvorkehrungen gelagert und verarbeitet werden….“
    Ich bin bisher von 12 kBq/g Natururan ausgegangen.
    Etwa ein Fünfzehntel dieser Aktivität dieses UO2 mit Molgewicht 270.
    Ich korrigiere hiermit meine bisherige Meinung/Info für 4 kBq/g Th-232 auf ca. 60 kBq/g.
    Sollten Sie im Folgendem oder Vorangegangenem weitere Fehler entdecken
    dann lassen Sie mich das wissen.

  22. schotti sagt:

    http://de.wikipedia.org/wiki/Tamil_Nadu#Bodensch.C3.A4tze_und_Bergbau :
    ….befinden sich in Tamil Nadu,[12] hauptsächlich im Umland der Stadt Neyveli im Distrikt Cuddalore. Im Süden und Südosten des Bundesstaates werden Mineralsande abgebaut, aus denen seltene Mineralien wie Titaneisen, Granat, Zirkon, Rutil und Monazit
    http://de.wikipedia.org/wiki/Monazit

    Monazit-(Ce) – (Ce,La,Nd,Th)[PO4] bzw. CePO4
    Monazit-(Nd) – (Nd,Ce,Sm)[PO4] bzw. NdPO4
    Monazit-(Sm) – (Sm,Gd,Ce,Th)[PO4] bzw. SmPO4

    Monazit kann bis zu 20 Gew.% radioaktives Thoriumdioxid (ThO2) und bis zu 1 Gew.% Uranoxid (UO2) enthalten, ebenso deren Zerfallsprodukte Blei (Pb) und in sehr geringen Mengen Helium (He). Seine spezifische Aktivität beträgt bis zu 250 kBq pro kg…
    Die Strände von Trivandrum und Travancore in Südindien bestehen aus großen Mengen Sand mit hohem Gehalt an Monazit….
    http://de.wikipedia.org/wiki/Thiruvananthapuram
    http://de.wikipedia.org/wiki/Travancore

    Thorium wird vermutlich nach Erdöl und Kohle der wichtigste Rohstoff der Zukunft.

    Warum ?: Weil es 11 ppm Th232 aber nur 3 ppm U238 und 0,02 ppm U235 in der Erdkruste gibt.

    “Alternative” Energien und Kernfusion sind Kinderträume. Eine vom Menschen verursachte Klimakatastrophe gibt es nicht. Die B”R”D ist finanziell und moralisch bankrott. Das war das Wesentliche zur Lage in 3 Sätzen…

    http://www.schottie.de/?p=8490

    http://www.schottie.de/?p=8598

    Bronze – Eisen – Thorium

    In dieser Minute sitzen in Indien und China Millionen junge Menschen vor ihrem Computer.
    In hohem Tempo geht die Entwicklung weiter.

    Mit oder ohne Pleitedeutschland.

    Einige tausend der besten Köpfe Indiens und Chinas arbeiten an der Frage

    … nicht ob … sondern wie …

    diese beiden Länder in den nächsten Jahrzehnten jeweils 300 Gigawatt Atomkraft installieren werden:

    http://en.wikipedia.org/wiki/India%27s_three-stage_nuclear_power_programme

    Ich rechne:

    Laut dieser Liste http://de.wikipedia.org/wiki/Liste_der_Kernreaktoren_in_Deutschland

    sind hierzulande heute etwa ………………………………… 13 GWe am Netz. Für die Grundlast.

    Damit ich Tag und Nacht und zu jeder Stunde im Jahr bequem das Licht und meinen PC einschalten kann.

    Sind die heutigen zivilen U-235-Reaktoren eine Sackgassentechnologie ?

    Wieviel kostet in 50 Jahren eine Tonne des seltenen Rohstoffes U-235 ?

    Wohin mit dem – als Atommüll bezeichneten – ungenutzten U-238, den Transuranen und den Spaltprodukten ?

    Ich denke:

    In Castorbehältern ruht Atom”müll” gut und sicher.

    Für die Endlagerentscheidung haben wir 100 Jahre Zeit … und die werden wir auch brauchen.

    Es könnte sein, dass sogar die schlauen Chinesen, die vor 25 Jahren von den rückwärts humpelnden Deutschen zum Schnäppchenpreis die Brennelementefabrik und das THTR-Know-How kauften, und seither munter weiterforschen, mit einem H(och)T(emperatur)R(eaktor) aufs falsche Pferd setzen. Das kann auch dem DOE mit seinem GenIV- program passieren. Es kann auch sein, dass die USA den Weg, den ich für den sinnvollsten halte, bereits gehen:

    Die Weiterentwicklung dieses Reaktors:

    http://en.wikipedia.org/wiki/Shippingport_Atomic_Power_Station :
    “….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…”

  23. schotti sagt:

    Marx hilft auch nicht bei der Kernfusion …
    http://de.wikipedia.org/wiki/Marx-Generator
    Erzeugung dichter heißer Plasmen
    Hobbymäßig aufgebauter Marx-Generator
    Siehe Blitz bei sec 55 :
    https://www.youtube.com/watch?v=4U4-NZtk9bU
    RS : 1.200.000 Volt x 1 Ampere mal wielange ?
    http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Million_volt_x-ray_machine_Bureau_of_Standards_1947.jpg?uselang=de
    A 1.4 million volt x-ray machine at the US National Bureau of Standards (now NIST) in 1947. It was used to conduct basic research such as x-ray crystallography. The two lefthand vertical columns contained a 10 stage voltage multiplier in which 10 capacitors were charged in parallel to a voltage of 140 kV using high voltage kenotron diode vacuum tubes, then discharged in series, creating a high DC voltage on the top terminal. The righthand column is the x-ray tube, which accelerates electrons to 1.4 Mev before they collide with a metal target at bottom. The 9 horizontal conductors linking the corona rings on the separate columns equalize the voltage drops across each insulator, ensuring that the electric field is distributed equally along the columns to prevent arcs. A high value resistor extending down the lefthand column with 10 equal taps divides the voltage equally. The high voltage electrodes have smooth, rounded shapes with no sharp edges to prevent leakage of the charge into the air by corona discharge. Note figure at bottom left for scale….
    Im Aufbau befindlicher Marx-Generator in einem Hochspannungslabor
    http://www.rapp-instruments.de/diverse/marx2/marx2.htmRöntgenblitz mit Marx Generator. Grundlage: Röntgenanlagen mit extrem kurzer Pulsdauer von etwa 100ns bis 1us, sogenannte Röntgenblitzgeräte, wurden …
    RS: 1.200.000 V x 1 A x 10^-6 sec = 1,2 Joule …
    …. wenn man pro Schuss die hundertfache Heizleistung durch Fusion erzeugen könnte
    ….. und wenn man an einem Tag 10.000 Schüsse schafft
    wären das 1,2 MJ/Tag = 0,33 kWh-th = 2 cent Marktwert pro Tag = 8 Euro pro Jahr.
    C: http://www.schottie.de

  24. schotti sagt:

    Peak oil = peak people ?

    Copyright for this headline and article: http://www.schottie.de/?p=8490

    To replace nowadays 15 billion tons/a oil-coal-and-gas-world-carbon-consumption
    needs about 5.000 tons fission material/year. ( 1 atom fission U-235 = 200 MeV).

    For this with today PWR technology 700..000 tons natural uranium
    ( 99,3 % U-238 + 0,7 % U-235 ) have to be mined.

    Or 5.000 tons Th-232/year.

    World resources U and Th would last a few thousand years.

    +++ Breaking news : Wohin mit Deutschlands Atommüll ? +++ This video shows my worldwide new idea to dispose our nuclear waste deep in the earth magma +++ This seems to be feasible and safe for millions of years +++ I also describe the EARTH-1 Experiment +++

    https://www.youtube.com/watch?v=dxn_QDiaFV0

    Transportbehälter des Typs TN 85 (Castor) des Atommülltransportes vom 9. November 2008 in das Transportbehälterlager Gorleben

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

    http://de.wikipedia.org/wiki/Castor_%28Kerntechnik%29

    Just one Castor with 10^18 Bq dissolved in the world ocean of 1,3 ^10^18 m^3
    = about 1 Bq/m^3
    is not a threat for mankind.

    But for the many ten thousand Castors in our nuclear future a new solution has to be found.

  25. schotti sagt:

    Fazit des G-7-Gipfels:

    130 Dezibel Klimatinnitus … jetzt wollen die G-7-Berufsbankrotteure sogar auch noch aus der Kohleproduktion aussteigen … und ich überlege gerade wann wir PEAK COAL erreichen .. zur Zeit werden etwa 8 Mrd t/a gefördert (alleine China ca. 3 Mrd t) und die Weltkohlereserven … tja hängt vom Preis ab .. sind so etwa 1000 Mrd t … was zusammen mit Erdöl fürs 22ste Jahrhundert reichen dürfte. Danach werden wir unsere Energie mit Sicherheit nuklear herstellen, meinen Forschungen nach am besten aus Thorium-232 …

  26. schotti sagt:

    http://www.deutsche-mittelstands-nachrichten.de/2012/12/48846/

    Norwegen will Atomkraftwerke neu erfinden. Dazu investieren die Skandinavier in einen seltenen Rohstoff: Das Land besitzt große Mengen des radioaktiven Thoriums. Dieses soll sicherer sein als Uran und weniger Atommüll hinterlassen.
    Themen: Atomenergie, China, Energiewende, erneuerbare Energien, Indien, Norwegen, Öl, Ressourcen

    Die norwegische Regierung setzt auf eine ganz eigene Definition der Energiewende: nicht die erneuerbaren Energien, sondern atomare Energiequellen sollen weiter entwickelt werden. Das im Land reich vorhandene Thorium könnte die Energiequelle der Zukunft sein. In Zusammenarbeit mit der Firma Thor Energy …

    http://thorenergy.no/

  27. schotti sagt:

    Presseinformation für DPA und BILD zur Atom-Energie

    Ich sage:

    1. Mit „alternativen“ Energien können 7 Mrd Menschen
    nicht ernährt werden, Autofahren,
    und bequem im warmen Zimmer am Computer sitzen.

    2. Es wird im 21sten Jhd keinen Fusionsreaktor geben.

    3. Die machbare Alternative für die weltweite
    Strom-und-Energieproduktion
    ist der Schnelle Brüter mit Pu239 aus U-238
    und/oder ein langsamer Brüter mit U-233 aus Th-232.

    Ich frage:

    Kann man einen Thoriumreaktor mit Brutrate 1,2 bauen ?

    (Allein für diese Frage sollte mir die DPG den Otto-Hahn-Preis
    und die damit verbundenen 50.000 Euro
    für die Anerkennung meiner bisherigen Forschungen
    und meine weitere Arbeit bezahlen.
    Das extrem seltene U-235 zu verfeuern ist langfristig Schwachsinn
    und wird sich im 21sten Jhd über den Preis von alleine regeln.)

    4. EARTH-1 sollte sofort gestartet werden.

    5. Wir brauchen heute sofort 1 (einen) von 357375 km^2 Deutschland
    für ein unterirdisches atomschlagsicheres 100-Jahre-Zwischenlager.

    6. Ich empfehle meinen durch Staat und Medien
    jahrzehntelang erfolgreich desinformierten Mitbürgern weiter
    …. sofort das Kyotoprotokoll zu kündigen
    …. meine 37 Thesen für CO2
    …. und diesen blog zu studieren:

    C: http://www.schottie.de

  28. schotti sagt:

    Deutschlands heutiger Energieverbrauch von 4000 TWh-th (davon 600 TWh-el = 1500 TWh-th) lässt sich mit etwa 500 AKWs mit je 1 GW jahrtausendelang durch Th-232 sicherstellen.

  29. Pingback:Work for Donald Trump ! | Schottie.de

  30. schotti sagt:

    Allerdings sind die erreichbaren Brutfaktoren im LFTR kleiner als im Schnellen Brüter….
    https://de.wikipedia.org/wiki/Fl%C3%BCssigsalzreaktor#Kontinuierliche_Aufbereitung
    Die US-Regierung unter Richard Nixon investierte einen erheblich größeren Entwicklungsaufwand in den schon weiter fortgeschrittenen „Schnellen Brüter“ als in den MSBR.[18] 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.[19][20] Diese MSBR-Evaluierung kam zu dem eher ernüchternden Ergebnis:[11] …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 (ausgeprägte Korrosion im MSRE), 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. Von einigen heutigen LFTR-Befürwortern wird die Evaluierung als manipuliert bezeichnet, was zum Gegenvorwurf der Verschwörungstheorie führte…“

    Ich denke: Entscheidend ist Brutrate grösser 1 für Th232-U-233 damit U 235 ersetzt werden kann …

  31. schotti sagt:

    xbbbbbbbb

  32. schotti sagt:

    Gesendet: Sonntag, 21. Januar 2018 um 10:10 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“
    An: angela.merkel@bundestag.de, georg.arens@bmub.bund.de, „Helfricht, Dr. Jürgen“ , gerhard@sabathil.eu, „Philipp Lengsfeld MdB – intern“ , customercare@volkswagen.de, vorzimmer.pet2@bundestag.de, info@3sat.de, 3sat@orf.at, 3sat@srf.ch, 3sat@ard.de, vw@volkswagen.de, patent@volkswagen.de, peter.hart@bmub.bund.de, RSII3@bmu.bund.de, RSflJ@bmu.bund.de, kersten.steinke@bundestag.de, maileingang@bmub.bund.de, poststelle@bmub.bund.de, mechthild.caspers@bmub.bund.de, chefredaktion@afp.de, info@dpa.com, Info@faz.net
    Betreff: weiter zur Konstruktion eines sicheren Atomreaktors

    Gestern habe ich in meinem Lieblingscafe zwei Joints geraucht
    und die Idee skizziert.

    Die Ingenieure von General Electric und Siemens sind erfahrener als ich.

    GE darf sich bitte per EMail melden und meinen „Turnhallenreaktor“ 
    weiter entwickeln und optimieren.

    Vielleicht kennt ein Leser dieser EMail die Antwort
    auf eine andere Frage, die ich mir seit langem stelle:

    Warum wird in den ca. 400 AKWs weltweit nur das U-235 verbrannt ?

    Ein Kilogramm Natururan besteht aus 7 g kettenreaktionsfähigem U-235
    und 993 g nicht kettenreaktionsfähigem U-238.

    Wenn ich mir ein Kilogramm Zucker kaufe
    werfe ich die Tüte ja auch nicht nach dem ersten Löffel weg.

    Und jammere herum, wo und wie man die fast volle Tüte „Müll“ entsorgt…

    (… überdenke hierzu : http://www.schottie.de/?p=11405 )

    Zurück zu meiner Frage:

    Warum hat sich diese gigantische Rohstoffverschwendung
    weltweit durchgesetzt ?

    C: http://www.schottie.de/?p=8490

    Gesendet: Freitag, 19. Januar 2018 um 16:17 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“

    Betreff: Edward Teller had my idea 60 years earlier… zur Konstruktion eines sicheren Atomreaktors

    Gesendet: Freitag, 19. Januar 2018 um 11:43 Uhr
    Von: „Rainer Schottlaender“

    Betreff: zur Konstruktion eines sicheren Atomreaktors

    Stand der Technik:

    https://de.wikipedia.org/wiki/Druckwasserreaktor

    Weltweit gibt es nach Angaben der Internationalen Atomenergie-Organisation rund 279 dieser Reaktoren 

    Kernreaktor-Typ, bei dem Wasser als Moderator und Kühlmittel dient. Der Betriebsdruck des Wassers wird anders als beim Siedewasserreaktor so hoch gewählt, dass es bei der vorgesehenen Betriebstemperatur nicht siedet.[1] Die Brennstäbe sind daher gleichmäßig benetzt, die Wärmeverteilung an ihrer Oberfläche ist ausgeglichen und die Dampfphase mit ihrer besonderen Korrosionswirkung entfällt. Die gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein ruhiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie.

    Aufbau eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor

    https://de.wikipedia.org/wiki/Siedewasserreaktor
    20 % der weltweiten nuklearen Energiegewinnung[1]). Im Gegensatz zum DWR mit Primär- und Sekundärkreislauf verfügt der SWR nur über einen einzigen Dampf-Wasser-Kreislauf. Der Kreislauf des radioaktiv belasteten Kühlmittels ist somit nicht auf den Sicherheitsbehälter (Containment) beschränkt. Der erreichbare Wirkungsgrad eines SWR-Kraftwerks liegt geringfügig über dem Wert von DWR-Kraftwerken, da das Wasser im Reaktor selbst verdampft und die zusätzliche Wärmeübertragung im Verdampfer entfällt. Druck und Temperatur sind kleiner als beim DWR.

    Der Siedewasserreaktor wurde vom Argonne National Laboratory und General Electric in der Mitte der 1950er Jahre entwickelt. Der wichtigste gegenwärtige Hersteller ist GE Hitachi Nuclear Energy, ein Unternehmen mit Hauptsitz inWilmington (North Carolina), das auf die Konzeption und den Bau dieser Art von Reaktor spezialisiert ist.

    Schema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktorr
    Der Reaktordruckbehälter ist zu ungefähr zwei Dritteln mit Wasser gefüllt. 

    Die Dampfmenge beträgt bei einem Siedewasserreaktor typischerweise etwa 7000 Tonnen pro Stunde.

    Das Versagen der Kühlung des Reaktors außer Betrieb führt zur Überhitzung und nachfolgend zum Schmelzen der Brennstäbe (Kernschmelze). Die Brennstabhüllen, welche in der Regel aus Zirkaloy bestehen, reagieren bei hoher Temperatur chemisch mit Wasser. Dabei wird Wasserstoff gebildet. Bei der Vermischung mit Luft entsteht ein explosionsfähiges Gemisch, das zu heftigen Knallgasexplosionen im Reaktorgebäude führen kann.

    Die klassische deutsche Sicherheitsphilosophie für Kernkraftwerke nahm an, dass als größter anzunehmender Unfall (GAU) ein Bruch der Hauptkühlmittelleitung mit vollständigem Verlust des Kühlwassers eintritt. Dieser sog. Auslegungsstörfall sollte als Genehmigungsvoraussetzung ohne massive Verstrahlung der Umwelt noch beherrscht werden können. Kommt es zur teilweisen oder vollständigen Kernschmelze, so sammelt sich eine bis zu 2400 °C[4] heiße radioaktive Schmelze am Boden des Reaktordruckbehälters an und kann das Durchschmelzen des Behälterbodens bewirken. Wenn die radioaktive Schmelze den Reaktordruckbehälter sowie den Sicherheitsbehälter durchdrungen hat, wird ein Großteil der Radioaktivität des Reaktors in die Umwelt freigesetzt. Dieses Ereignis wird als Super-GAU bezeichnet,

    https://de.wikipedia.org/wiki/Forschungsreaktor_Haigerloch

    Nachbau des Reaktors im Atomkeller-Museum

    Spätere Berechnungen ergaben, dass der Reaktor etwa die eineinhalbfache Größe hätte haben müssen, um kritisch zu werden.

    Die US-amerikanische Spezialeinheit Alsos fand die Anlage am 23. April 1945 und demontierte sie am darauf folgenden Tag.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Druckr%C3%B6hrenreaktor

    Brennelemente eines CANDU-Reaktors

    Die bei der Kernspaltung anfallenden Spaltfragmente emittieren nach einigen Millisekunden bis Minuten das restliche 1 % der Neutronen als verzögerte Neutronen. Für die friedliche Nutzung der Kernspaltung sind diese 1 % verzögerte Neutronen extrem wichtig, da ohne sie die Kettenreaktion in einem Kernreaktor nicht regelbar wäre.

    Siehe auch: Kritische Masse, Kritikalität, Multiplikationsfaktor, Prompt kritisch, Verzögertes Neutron

    https://de.wikipedia.org/wiki/Verz%C3%B6gertes_Neutron

    Sie machen nur etwa 1 % oder weniger der insgesamt freigesetzten Neutronen aus,

    sind aber entscheidend für die Regelbarkeit von Kernreaktoren.

    Für die Spaltung von U-235 durch ein thermisches Neutron gilt:[3]

    Gruppe Halbwertszeit (s) Anteil (Prozent aller emittierten Neutronen)
    1 55,90 0,0221
    2 22,73 0,1467
    3 6,25 0,1313
    4 2,30 0,2647
    5 0,608 0,0771
    6 0,230 0,0281

    Die verzögerten Neutronen werden einzeln in Übergängen zwischen diskreten Kernzuständen emittiert. Ihr Energiespektrum (alle Zeitgruppen zusammengenommen) lässt sich trotzdem grob wie das der prompten Neutronen durch eine Maxwell-Verteilung darstellen. Allerdings ist es erheblich weicher. Die mittlere Energie beträgt nur ca. 0,45 MeV.[4]

    Während die verzögerten Neutronen bei Uran-235 0,67 % ausmachen, beträgt ihr Anteil bei Plutonium-239 nur 0,22 %. Daher ist in Brutreaktoren und auch bei der Zumischung von MOX-Brennelementen in Leichtwasserreaktoren der Abstand zwischen den Zuständen verzögert kritisch und prompt kritisch kleiner und erfordert eine feinere Steuerung.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kritikalit%C3%A4t

    Mit k = 1 + β genügen die prompten Neutronen alleine zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion. Der Zustand ist unsicher, da die kleinste zufällige Erhöhung von k die Anordnung prompt überkritisch macht. Da solche zufälligen kleinen Schwankungen immer auftreten, ist die prompte Kritikalität die Grenze, bei deren Erreichen ein Reaktor „durchgeht“.

    https://de.wikipedia.org/wiki/TRIGA

    Der erste Prototyp ging am 3. Mai 1958 in San Diego in Betrieb. Er wurde erst 1997 stillgelegt.

    TRIGA-Reaktoren können im Puls-Betrieb gefahren werden. Das heißt, dass der Reaktor ungeregelt bis in den prompt überkritischen Zustand angefahren wird. Der Neutronenfluss und damit die Wärmeleistung steigt sehr schnell an, bis der negative Temperaturkoeffizient der Reaktivität der Brennstäbe den Reaktor wieder unterkritisch macht.[2] Die Impulsdauer beträgt etwa 30 ms. Wegen der Restwärme in den Brennelementen muss der Reaktor dann bis zum nächsten Impuls abkühlen. Bei diesem Betrieb werden sehr hohe Impulsleistungen und Neutronenflussdichten erreicht, die im kontinuierlichen Betrieb nicht möglich wären.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Reaktivit%C3%A4tskoeffizient

    Dies machen sich manche gepulsten Forschungsreaktoren wie der Reaktortyp TRIGA zunutze. Sie dürfen als einzige Reaktoren sogar zur prompten Überkritikalität gebracht werden, da ihr großer negativer Temperaturkoeffizient zuverlässig nach Millisekunden die Rückkehr zur Unterkritikalität bewirkt.[3] Auch beim Forschungsreaktor Haigerloch, der praktisch keine Regelmöglichkeiten hatte, verließ man sich für den Fall, dass er Kritikalität erreicht hätte, auf die Reaktivitätsbegrenzung durch den nuklearen Dopplereffekt.[4]

    https://web.archive.org/web/20150110234716/http://www.ga.com/about-triga

    The prototype TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics) nuclear reactor was commissioned on General Atomics‘ then new site on May 3, 1958. Known as the TRIGA Mark I reactor, it was originally licensed to operate at a power level of 10 kilowatts, but was soon upgraded to 250 kilowatts. This little reactor, because of its inherently safe features, could also be rapidly „pulsed“ to power levels of over 1000 megawatts after which (and without any outside intervention) it would return, in a few thousandths of a second, to a safe low power as a result of the effect of the ubiquitous warm neutrons. This original TRIGA, designated as a nuclear historic landmark because it pioneered the use of unique, inherently safe capabilities in nuclear reactors, operated successfully until 1997, when it was permanently shut down because of its age. The pulsing feature of UZrH fueled reactors, first demonstrated in this prototype TRIGA at General Atomics, are standard among many TRIGA reactors, and special designs of pulsed TRIGA’s in use today routinely achieve power levels of 22,000 MW to test the safety of fuels for nuclear power reactors.

    General Atomics‘ well known TRIGA® nuclear reactor program is completing fifty years of success in the design and operation of its reactors. TRIGA, the most widely used research reactor in the world, has an installed base of over sixty-five facilities in twenty-four countries on five continents. Now the only remaining supplier of research reactors in the United States, General Atomics continues to design and install TRIGA reactors around the world, and has built TRIGA reactors in a variety of configurations and capabilities, with steady state power levels ranging from 20 kilowatts to 16 megawatts. The TRIGA reactor is the only nuclear reactor in this category that offers true „inherent safety,“ rather than relying on „engineered safety.“

    The idea of such a safe reactor was originally conceived by Dr. Edward Teller when a team of scientists was assembled in the „Little Red Schoolhouse“ in San Diego in the summer of 19561.

    The mandate to this distinguished group, working under Dr. Teller, was

    to „design a reactor so safe … that if it was started from its shut-down condition and all its control rods instantaneously removed, it would settle down to a steady level of operation without melting any of its fuel.“

    In other words, „engineered safety,“

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