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:

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

Ich rechne:

Laut dieser Liste https://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:

https://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

43 Kommentare zu “Bronze – Eisen – Thorium”

  1. schotti sagt:

    https://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.

    https://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…
    https://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

    https://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.

    https://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.

    https://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:

    https://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.

    https://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 https://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.

    https://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.

    https://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

    https://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

    https://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.
    https://de.wikipedia.org/wiki/Uran%28IV%29-fluorid

    ist ein grüner kristalliner Feststoff…

    https://en.wikipedia.org/wiki/Uranyl_nitrate
    Solubility in water ~660 g/L
    https://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):

    https://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 ?

    https://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 …

    https://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:

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

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

    https://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…"

    https://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 ?

    https://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…"

    https://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…."

    https://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 https://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: https://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."

    https://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.

    https://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"

    https://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)

    https://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
    https://en.wikipedia.org/wiki/European_Pressurized_Reactor
    https://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:

    https://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 ?:
    https://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 https://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:

    https://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….

  12. schotti sagt:

    https://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

  13. schotti sagt:

    https://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 ?

  14. 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 https://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.
    https://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…"
    https://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
    https://de.wikipedia.org/wiki/Alphastrahlung :

    Alphastrahlung ist die am leichtesten abzuschirmende ionisierende Strahlung.
    https://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 :
    https://blog-imgs-43-origin.fc2.com/g/e/i/geigercounter001/gammacheck_003.jpg
    https://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:
    https://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

  15. 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
    https://de.wikipedia.org/wiki/Transponder
    https://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….

  16. schotti sagt:

    https://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

    https://de.wikipedia.org/wiki/Bergfreiheit
    https://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 ?
    https://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! …"
    https://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….
    https://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….

    https://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…
    https://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 %

  17. schotti sagt:

    https://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.

  18. 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
    https://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.
    https://www.schottie.de/?p=8490#comment-42639
    https://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 <https://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:
    https://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.

  19. schotti sagt:

    https://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
    https://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….
    https://de.wikipedia.org/wiki/Thiruvananthapuram
    https://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…

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

    https://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:

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

    Ich rechne:

    Laut dieser Liste https://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:

    https://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…"

  20. schotti sagt:

    Marx hilft auch nicht bei der Kernfusion …
    https://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 ?
    https://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

  21. schotti sagt:

    Peak oil = peak people ?

    Copyright for this headline and article: https://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

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

    https://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.

  22. 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 …

  23. schotti sagt:

    https://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 …

    https://thorenergy.no/

  24. 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

  25. 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.

  26. 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 …

  27. schotti sagt:

    xbbbbbbbb

  28. 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 : https://www.schottie.de/?p=11405 )

    Zurück zu meiner Frage:

    Warum hat sich diese gigantische Rohstoffverschwendung
    weltweit durchgesetzt ?

    C: https://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/https://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,"

  29. schotti sagt:

    Ich rechne in diesem Jahrhundert nicht mit einem funktionieren Fusions-Reaktor.

    Deshalb sollten wir unsere heutigen Entscheidungen
    nicht von der Realisierung dieses schönen Traumes abhängig machen.

    Vielleicht wird er wahr und wir können tatsächlich irgendwann einen D-D-Reaktor bauen.

    T(ritium) ist zu teuer. zZt. 20 Mio Dollar/kg. Das ist teurer als das was an Fusionsenergie drinsteckt.

    Und ob das geplante Brüten von T aus Li im ITER funktioniert sei dahingestellt.

    Insbesondere auch an der Wirtschaftlichkeit von ITER habe ich berechtigte Zweifel.

    Die Fusionslobby erzählt seit 70 Jahren – 1952 wurde die erste H-Bombe gezündet – immer wieder,
    dass man es in zwanzig Jahren dann aber nun wirklich schafft.

    Die Situation könnte ähnlich sein wie beim Goldmachen aus Blei.

    Jahrhundertelang probierte man und bezahlte diese Versuche.

    Heute geht das sogar im Schwerionenbeschleuniger, aber ein Gramm dürfte eine Milliarde Euro kosten.

    Ja, das Ziel D-D-Reaktor ist verlockend.

    Aber bedenken Sie, dass der erste Atomreaktor von Fermi zwei Jahre VOR der A-Bombe funktionierte.

    Heute, 70 Jahre nach der H-Bombe, gibt es immer noch keinen H-Reaktor.

    Die Fusionslobby schafft es trotzdem immer wieder Milliarden locker zu machen.

    Niemandem ausser mir ist zB aufgefallen, zumindest nicht öffentlich,
    dass die Laserfusion in der NIF bei 4 Mrd Dollar Investment 
    bisher nur einige Schüsse pro Tag mit einer Energiernte von einigen zehn MJ erlaubt.

    Das sind einige kWh-th mit einem Marktwert unter einem Dollar.

    4 NIF-Mrd abgeschieben auf zehn Jahre = ca. 1 Mio/Tag
    sind heute um den Faktor EINE MILLION von break even entfernt.

    2. Zur Transmutation:

    U-233 aus Th-232 erzeugt weniger Atom"müll".

    Das ist aber weniger mein Argument sondern die Th-Reserve.

    Frankreich hat zB 10.000 t Thorium als Metall herumliegen…

    Man kann Pu-239 aus reinem U-238 herstellen (Schneller Brüter).

    Man kann auch ein abgebranntes Brennelement ( Rest ca. 94 % reines U-238) transmutieren:

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

    Wenn ich über die Forschungsmilliarden zu entscheiden hätte würde ich 

    1. Das Earth-1-Experiment machen um zu klären was wir denn nun mit dem "Müll" machen.

    2. Einen kleinen gausicheren Thorium-Reaktor bauen, vermutlich einen LWR.

  30. schotti sagt:

    "The breeding ratio attained by Shippingport's third core
    was 1.01 …"

    https://en.wikipedia.org/wiki/Shippingport_Atomic_Power_Station

    https://en.wikipedia.org/wiki/Uranium-233

    https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-14338834.html :

    "… wird die Plutonium-Verdoppelungszeit auch in den modernsten Brütern 50 Jahre betragen. Da ein Atomreaktor indes nur 20 bis 25 Jahre arbeiten kann, drohen die Brüter-Experimente das ganze strategische Konzept der Atom-Partei in Frage zu stellen: Wenn während der Lebenszeit eines Brüters kein zweiter versorgt werden kann, wird das System unwirtschaftlich. Ehe es weltweit läuft, würden Jahrhunderte vergehen…"

    https://de.nucleopedia.org/wiki/Brutreaktor :

    … 1977 wurde das Kernkraftwerk Shippingport, das erste Kernkraftwerk der Welt mit Druckwasserreaktor, zu Versuchszwecken mit einem Thorium-Uran Brutreaktorkern ausgestattet mit dem ein Brutfaktor von 1,014 erzielt werden konnte, womit auch das Funktionieren des thermischen Thoriumbrüters in der Praxis erwiesen war (und das sogar mit einem neutronenökonomisch suboptimalen Leichtwasserreaktor). Es konnte damit auch gezeigt werden das es möglich ist viele gängige Leichtwasserreaktoren nachträglich zu Thorium-Brutreaktoren umzurüsten

    https://www.nuklearforum.ch/sites/default/files/folder-pdf/170101_Faktenblatt_Thorium_d_Web.pdf :

    Nachteilig beim ThoriumKreislauf
    ist, dass das (waffenfähige) Uran-
    233 chemisch abgetrennt werden kann. Andererseits
    erschwert die starke Strahlung der
    Zerfallsprodukte des neben dem Uran-233
    immer auch vorhandenen Urans-232 einen
    solchen Missbrauch…"

    https://www.kernenergie.ch/de/uran-und-radioaktivitaet/rohstoff-uran-vorkommen-abbau.html

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

    "Die erreichbaren Brutraten sind bei einem solchen thermischen Brüter aber geringer als beim schnellen Brüter…

  31. schotti sagt:

    § 2 Begriffsbestimmungen

    Im Sinn dieses Gesetzes ist:
    1.
    Kernbrennstoff:
    a)
    Plutonium 239 und Plutonium 241,
    b)
    Uran 233 und Uran 235,
    auch in Verbindungen, Legierungen, keramischen Erzeugnissen und Mischungen;
    2.
    Brennelement: aus einer Vielzahl von Brennstäben montierte Anordnung, in der der Kernbrennstoff im Kernreaktor eingesetzt wird;
    3.
    Brennstab: geometrische Form, in welcher der Kernbrennstoff, ummantelt mit Hüllmaterial, im Kernreaktor eingesetzt wird;
    4.
    Kettenreaktion: Prozess, bei dem Neutronen durch Spaltung von Kernbrennstoffen weitere Neutronen freisetzen, die wieder zur Spaltung von weiterem Kernbrennstoff führen;
    5.
    Kernreaktor: geometrische Anordnung von Brennelementen beziehungsweise Brennstäben sowie anderen technischen Komponenten in einer Art, dass dort eine sich selbsttragende, kontrollierte Kettenreaktion stattfinden kann;
    6.
    Betreiber: derjenige, der Inhaber einer Genehmigung zum Betrieb einer Anlage zur Spaltung von Kernbrennstoff zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität ist.
    Nichtamtliches Inhaltsverzeichnis
    § 3 Steuertarif

    Die Steuer für ein Gramm Plutonium 239, Plutonium 241, Uran 233 oder Uran 235 beträgt 145 Euro.

    https://www.gesetze-im-internet.de/kernbrstg/BJNR180400010.html

    Gesendet: Freitag, 29. Juni 2018 um 10:06 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: kontaktbuero-rohstoffe@bgr.de
    Betreff: Anfrage an die DERA

    Sie schreiben auf Seite 28 zu Uran:

    Uranreserven von etwa 2,8 Mt (Kostenkategorie < 80 USD/kg U) Sie schreiben auf Seite 31 zu Thorium: Für 2010 werden gut 0,8 Mt Reserven sowie 5 Mt Ressourcen ausgewiesen.  Meine Frage: Bei Wikipedia finden Sie hier : https://de.wikipedia.org/wiki/Thorium : " In der Erdkruste kommt Thorium mit einer Häufigkeit von 7 bis 13 mg pro kg vor; damit ist es doppelt bis dreimal so häufig wie Uran. " Das widerspricht Ihren Zahlen. Warum ? https://www.bgr.bund.de/DE/Themen/Energie/Downloads/Energiestudie-Kurzf-2011.pdf?__blob=publicationFile&v=3

    Seite 28 – 

    Ende 2010 befanden sich 62 Kernkraftanlagen in 15 Ländern im Bau, darunter in China, in der Russischen Föderation, Südkorea, Indien, Slowakei und Bulgarien. Von den weltweit 443 in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken mit einer GesamtBruttoleistung von 396,2 GWe (Datf 2011) wurden rund 68.971 t Natururan verbraucht. Der Hauptteil mit 53.671 t stammte aus der Bergwerksproduktion.

    Mit Uranreserven von etwa 2,8 Mt (Kostenkategorie < 80 USD/kg U) steht dabei aus geologischer Sicht auch bei einem absehbar steigenden Bedarf für die nächsten Jahrzehnte ein ausreichendes Potenzial zur weltweiten Versorgung zur Verfügung.  Thorium Thorium gilt aus wissenschaftlicher Sicht als mögliche Alternative zum Uran. Derzeit wird es aber nicht für die Energieerzeugung genutzt. Weltweit sind keine mit Thorium gespeisten kommerziellen Reaktoren in Betrieb. Thorium-Vorkommen werden dennoch durch die in den letzten Jahren zunehmende Explorationen nach anderen Elementen (Uran, Seltenen Erden, Phosphat) mit erfasst und bewertet. Für 2010 werden gut 0,8 Mt Reserven sowie 5 Mt Ressourcen ausgewiesen. Kernaussagen Kernbrennstoffe • Aus geologischer Sicht ist in absehbarer Zeit kein Engpass bei der Versorgung mit Kernbrennstoffen zu erwarten. Die globalen Uranvorräte sind sehr umfangreich und liegen derzeit bei 2,8 Mt Reserven (Kostenkategorie < 80 USD/kg U) und 11,4 Mt Uranressourcen. • Die Produktion erfolgt überwiegend in politisch stabilen Ländern. Kasachstan, Kanada und Australien sind, mit einem Anteil von über 60 % an der Weltproduktion, die größten Uran produzierenden Länder der Welt. Kanadas Großlagerstätte McArthur River liefert dabei alleine 14 % des Welturans. Die zivile Nutzung der Atomenergie macht langfristig nur Sinn, wenn man Brutrate grösser 1 schafft. Ich schlage deshalb eine NUKLEARE DENKPAUSE vor. Weniger wegen des Atommüllproblems. Ein Castor-Behälter ruht auch in einem U-Bahn-Tunnel gefahrlos für Jahrzehnte. Meine NUKLEARE DENKPAUSE ist deshalb zwingend erforderlich, weil die weltweit ca. 500 AKW-Betreiber, davon einige in Deutschland, sich keine ernsthaften Gedanken darüber machen, WAS sie da jeden Tag unwiderruflich verbrennen: Das extremst seltene Isotop U-235. Von dem auf der Erde seit der Entstehung des Sonnensystems nur ca. 70.000 Tonnen übrig sind. Verglichen mit ca. 10.000.000 t Natururan und ca. 30.000.000 t abbaubarem Thorium. Es gibt im Universum nur drei wirtschaftlich verwertbare kettenreaktionsfähige Isotope: U-233, U-235 und Pu-239. Nur eines kommt in der Natur vor: U-235. Und wenn wir das verballert haben gibt es keine Neutronen zum Brüten mehr. Dann ist Uran nur noch ein wertloses Metall. Und das geht schnell: 70.000 t U-235 haben einen Heizwert von ca. 140 Milliarden Tonnen Steinkohle. Die Welt verbraucht zur Zeit ca. 7 Mrd t Steinkohle, 1 Mrd t Braunkohle, 5 Mrd t Öl und 2 Mrd t Erdgas. zusammen ca. 14 Mrd t Steinkohleäquivalent. Nach zehn Jahren wäre das Uran alle - die fossilen Energieträger reicht(e)n ca. 200 Jahre. Dafür lohnt sich der Aufwand und der Ärger nicht. Ich schlage vor, sofort in Deutschland mit der Planung und dem Bau eines U-233-Produktionsreaktors zu beginnen. Der Anfang hierzu ist diese EMail. Copyright: https://www.schottie.de/?page_id=56

  32. schotti sagt:

    Gesendet: Dienstag, 10. Juli 2018 um 14:03 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de, BerlinPCO@state.gov, "Claus Faltin" , "Claus S. Faltin" , presse.botschaftchina@gmail.com

    Betreff: FAST breeder … SLOW breeder … or NO breeder ?

    According to the Plutonium Management and Disposition Agreement, which was signed in 2000 and amended in 2010, Russia and the United States agree to dispose of 34 tons of excess weapon plutonium each. Russia plans to use the plutonium as fuel in its sodium-cooled fast reactors BN-600 and BN-800. This article analyzes BN-800 core models with and without breeding blankets for the plutonium isotopic vector in spent fuel, plutonium production in breeding blankets, breeding ratios for different plutonium concentrations in fuel, and possible annual material throughput. It finds that any spent fuel in the core contains less than 90 wt% plutonium-239,

    but using breeding blankets the reactor can be configured to be a net producer of plutonium,

    even with a breeding ratio below one… 

    https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/08929882.2014.952578

    RS: … minus the losses in the PUREX process 

    Gesendet: Montag, 09. Juli 2018 um 18:26 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    Who in the US/DOE is responsible
    and interested in my work ?

    Gesendet: Montag, 09. Juli 2018 um 18:21 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de

    Betreff: update für Herrn Botschafter Wladimir Grinin

    Ich überlege, wer in diesem Haus
    der richtige Gesprächspartner für mich ist:

    Der Sitz der Föderalen Atomagentur in Moskau

    https://de.wikipedia.org/wiki/F%C3%B6derale_Agentur_f%C3%BCr_Atomenergie_Russlands

    Gesendet: Freitag, 18. November 2016 um 17:48 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de

    Betreff: ergänzend an Herrn Botschafter Wladimir Grinin … 

    1. Start EARTH-1

    2. Listen my advise – not BRC´s advise – for America´s nuclear future

    3. Cancel all CO2 laws and international treaties

    4. Speak with Mr. Putin about NEO-defense

    Best regards from Berlin in Germany

    and good luck !

    https://www.schottie.de/?page_id=56

    Literature:

    https://www.schottie.de/?p=11424

    https://www.schottie.de/?p=11405

    https://www.schottie.de/?p=9755

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

    Gesendet: Dienstag, 29. März 2016 um 11:46 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de
    Betreff: Sehr geehrter Herr Botschafter Grinin

    Ich würde mich freuen,

    wenn Sie mich in den nächsten Tagen zu einem Gespräch einladen.

    Ich kann und möchte Ihnen und der Regierung Russlands

    einen Vorschlag zur Endlagerung

    des zivilen und militärischen Atommülls

    Ihres und auch meines Landes machen.

    Bitte lassen Sie von Ihren Fachleuten diese beiden Videos
    und mein EARTH-1-Projekt prüfen:

    https://www.schottie.de/?p=11405

    Hochachtungsvoll

    Rainer Schottlaender

    Gesendet: Dienstag, 24. Juni 2014 um 14:56 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de, challenge@ostp.gov, "Timothy Frazier"

    Betreff: Fw: update c/o Herr Botschafter Wladimir M. Grinin

    Kontrollieren Sie meine Rechnung, sehr geehrter Herr Botschafter Wladimir M. Grinin :

    The Sedan Crater   from https://en.wikipedia.org/wiki/Sedan_%28nuclear_test%29

    Der diesem SEDAN-Experiment verwendete Sprengkopf mit 104-kT https://de.wikipedia.org/wiki/Trinitrotoluol
    kann maximal 104 x 4,184 x 10^12 Joules
    = 4,25 x 10^14 ( J = Ws = kg x m^2/s^2 ) mechanische Energie freisetzen.

    Dividiert durch

    – siehe https://en.wikipedia.org/wiki/Sedan_%28nuclear_test%29 

    12 Millionen Tonnen = 1,2 x 10^9 Kilogramm herausgeschleuderter Masse
    ergibt vmax = sqrt ( (4,25 : 12) x 10^5 ) = ca. 200 m/s

    Aufgrund des Impulserhaltungssatzes würde das bei einem N(ear)E(arth)O(bject)
    – mit zB ca. 1 km Durchmesser mit zB 1,2 Milliarden Tonnen Masse –
    zu einer Geschwindigkeitsänderung von 2 m/s führen.

    Entdeckt man das NEO 4 Monate = ca. 10 Millionen Sekunden vor impact,

    dann kann man es so um maximal 20.000 km ablenken.

    publiziert hier : https://www.schottie.de/?p=9755

    Gesendet: Montag, 16. Juni 2014 um 14:34 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de, challenge@ostp.gov
    Betreff: update c/o Herr Botschafter Wladimir M. Grinin

    "Laut SPIEGEL hätten die USA, Russland, Großbritannien, Frankreich, China, Indien, Pakistan, Israel und Nordkorea zu Jahresbeginn über etwa 16.300 Atomsprengköpfe verfügt…"

    http://www.schottie.de/?p=9755 :

    Kein einziger ist startklar

    für den Fall eines Nuklearschlages

    zwecks Abwehr eines erdbahnkreuzenden Meteoriten.

    Gesendet: Montag, 16. Juni 2014 um 14:29 Uhr

    Betreff: Re: update c/o Herr Botschafter Wladimir M. Grinin

    https://www.fas.org/faspir/2001/v54n1/weapons.htm

    In order to be fully contained, nuclear explosions at the Nevada Test Site must be buried

    at a depth of 650 feet for a 5 kiloton explosive

    � 1300 feet for a 100-kiloton explosive …

    Gesendet: Donnerstag, 13. Februar 2014 um 18:59 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de
    Betreff: c/o Herr Botschafter Wladimir M. Grinin

    Sehr geehrter Herr Putin :

    Danke für die Olympischen Spiele.
    Die Fernsehbilder erfreuen mich jeden Tag.

    Bitte lassen Sie die nun folgende EMail
    von qualifizierten Wissenschaftlern und Ingenieuren prüfen.

    Februar 15 …. "Meteorite Day"

    Publiziert 17. Februar 2013 | Von https://www.schottie.de

    People forget fast – but the threat stays.

    NASA and ESA will confirm that we need the whole 21st century to improve step by step our knowledge and ability for

    DETECTION AND DEFLECTION OF COMETS AND ASTEROIDS.

    For this I think it makes sense to declare by law one day of the year to remember.

    Wie Ostern und Pfingsten.

    Russlands Präsident Wladimir Putin. Foto: Sergei Ilnitsky/Archiv (©dpa – Deutsche Presse-Agentur GmbH) :
    " Astronomisch sei der Vorfall für Experten von Interesse wegen eines möglichen Frühwarnsystems …."

    I am an expert for this, Mr. Putin :

    Für die Abwehr eines grossen erdbahnkreuzenden Asteroiden braucht man eine Atomwaffe.

    Wie in meinem proposal A279 vom 5. Juli 1990 erstmalig veröffentlicht

    und hier https://www.schottie.de/?p=9418  erneut abgeschätzt

    ist es erforderlich, den Sprengkopf/warhead vor der Detonation möglichst tief im Objekt zu plazieren.

    Gibt es in Ihrem Arsenal eine Atomwaffe, die fünfzig  Meter Granit durchschlägt und danach immer noch zündfähig ist ?

    Ваш арсенал ядерного оружия, которое ломается пятьдесят метров,

    а затем гранита по-прежнему горючий ?

    Deren Zündmechanismus 5 Millisekunden lang 400.000 g standhält ?

    Momentaner Stand der Technik hierzu laut https://de.wikipedia.org/wiki/Kernwaffe :

    Bunkerbrecher

    Nukleare bunkerbrechende Waffen sollen tief in die Erde eindringen, um unterirdische und gehärtete Bunker zu zerstören. Es ist ausgeschlossen, dass die Bomben, aus der Luft abgeworfen, tief genug unter die Oberfläche eindringen können und die Explosion vollkommen unterirdisch abläuft. Somit wird ein Bombenkrater erzeugt und hochradioaktives Material wird in die Luft ausgeworfen. Ebenso sind durch die erzeugten Erschütterungen großflächige Zerstörungen um das eigentliche Ziel herum zu befürchten. Es gibt im US-Arsenal bereits eine »Bunker Buster«: die B-61-11, die laut des im Januar 2002 veröffentlichten Überprüfungsberichts (Nuclear Posture Review, NPR) der US-Atomwaffenpolitik eine Sprengkraftgröße von mehr als fünf Kilotonnen hat und damit keine »Mini-Nuke« ist. Diese Waffe dringt aus einer Höhe von gut 13.000 Metern nur bis zu sieben Meter in die Erde und 2–3 Meter in gefrorenen Boden ein. Die USA haben etwa 50 dieser Bomben zur Verfügung…."

    https://translate.google.de/#de/en/Ich%20beanspruche%20das%20Copyright%20f%C3%BCr%20die%20hier%20erstmals%20dokumentierte%20Ideen%20%22Meteorite%20Day%22%20und%20meinen%20Vorschlag%20f%C3%BCr%20den%20Zweck%20Asteroidenabwehr%20eine%20spezielle%20Nuklearwaffe%20zu%20konstruieren

    I claim the copyright for the first time documented ideas "Meteorite Day"

    and for my suggestion to construct a specific purpose Asteroid Defense Nuclear Weapon…………….. Weiterlesen →

    Gesendet: Sonntag, 04. August 2013 um 10:26 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: info@russische-botschaft.de
    Betreff: Guten Morgen Herr Botschafter Wladimir M. Grinin

    Es ist mir eine Freude
    Ihnen diese Kopie meiner gestrigen Nachricht zu schicken.

    Ich arbeite weiter an diesen Themen.

    Wenn ich nichts weiter höre
    werde ich mich vielleicht in einigen Wochen
    noch einmal melden.

    mfg Rainer Schottlaender, Dipl.-Phys.

    Your message addressed to the President of Russia has been accepted and will be considered by the Presidential Directorate responsible for handling appeals from citizens and organisations in the order established by applicable laws.

    https://eng.news.kremlin.ru/

    Dear Mr. President Putin:

    I am an entrepreneur/inventor/physicist living in Berlin.
    I do research with my money on my risk since 25 years
    and have found some very interesting worldwide new results.

    Some of them are interesting for you and your nation:

    1.
    Is it possible to dispose Russias and world´s nuclear waste deep in the earth magma ?
    To find an answer on this important question I have proposed a thrilling, easy new experiment described here:
    https://www.schottie.de/?p=5085

    2.
    The future of nuclear energy might be THORIUM. This material is much more abundant than the very rare U-235 which is today used for energy production. I have worked a little bit on a patent application BRENNELEMENT FÜR EINEN U-233 PRODUKTIONSREAKTOR. You can speak my language german, so just take a quick look on this:
    https://www.schottie.de/?p=8490

    3.
    My first scientific project during my two very productive years in California was asteroid research. I was not succesful although (or maybe because … )  I was one of the very early pioneers: Some of my ideas are still today, 24 years later, of value. I have published your foto and your statement regarding this here:
    https://www.schottie.de/?p=9755

    Please have your experts to answer this question:

    Ваш арсенал ядерного оружия, которое ломается пятьдесят метров,
    а затем гранита по-прежнему горючий ?

    (by Google translator)

    Best regards
    Rainer Schottlaender, Dipl.-Phys, more info here: https://www.schottie.de/?page_id=56

    ****************

    Milliardär gesucht … Billionaire needed

    Publiziert 9. Mai 2013 | Von https://www.schottie.de/?p=10179

    Ist es technisch machbar und millionenjahresicher unseren Atommüll tief im Erdmagma zu endlagern ?
    Is it feasible and safe for millions of years to dispose our nuclear waste deep in the earth magma ?
    Das Video zeigt die Vorbereitungen für ein weltweit noch nie durchgeführtes Experiment.
    This video shows my preparations for the new, valuable and thrilling "keyhole-experiment":
    Weiterlesen →

    Unterstützen Sie den Start von EARTH-1 Support this great new experiment

    Publiziert 29. Januar 2012 | Von https://www.schottie.de/?p=5085

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

    Hier auf meinem Schreibtisch steht weiterhin startklar die 1702 g schwere Wolframsonde (Smp 3422 C)
    die ich an einem hitzefesten Draht versenken will. (Siehe Video, Webartikel).
    Einige hundert Meter.
    Hundert Kilometer kosten einige Millionen Euro, die ich nicht habe.

    Dieses "Schlüsselloch-Experiment" im Hinterkopf – ich bin fit und startklar –
    habe ich weitergeforscht anstatt mich über meine ignorante Umwelt zu ärgern.

    Dabei stiess ich auf eine weitere grandiose Idee:

    Die Erschliessung des milliardenwerten unerschöpflichen grössten Lavasees der Welt
    und seine – sanfte – industrielle Nutzung.

    Studieren Sie hier die ersten Ideen:

    Copyright Rainer Schottlaender, Dipl.-Phys., 12587 Berlin
    Entstanden durch die hiermit erfolgte Erstveröffentlichung…

    World's first volcano power plant design +++ Bau eines Vulkankraftwerkes

    Publiziert 13. August 2013 | Von https://www.schottie.de/?p=10436

    Nach der Kraftwerksidee überlegte ich als nächstes die Nutzung
    für die Düngemittelindustrie und für die Baustoffindustrie.

    Dann las ich von den grossen emittierten SO2-Mengen
    und überlegte dass man dort eine Schwefelsäurefabrik hinstellen
    oder das SO2 von dort aus importieren könnte.

    Zunächst einmal muss geklärt werden, wieviel Jato SO2 der Nyiragongo emittiert,
    was ein schönes Nebenprodukt meines EARTH-1-Experimentes wäre.

    Es sollen in der akuten Ausbruchssituation –  Überlaufen mit Vorwarnzeit trifft es besser –
    laut Internet bis zu unglaublichen 70.000 Tagestonnen SO2 sein.

    Ich schätze im Durchschnitt könnten es einige tausend Tonnen pro Tag sein, also zB eine Mio t SO2/a

    Vorgestern kam vom Patentamt meine Registrierung VERFAHREN ZUR HERSTELLUNG VON STEINWOLLE.

    Allerdings suche ich keine juristische sondern eine unternehmerische Lösung und zwar mit Ihnen, Herr Christmann,
    auch deshalb eine Kopie dieser EMail an Rockwool.

    Birke Hinz von BASF hat trotz mehrfacher Anfrage noch nicht reagiert.

    Letzter Stand ist, dass ich weitergeforscht habe und nun eine Möglichkeit sehe
    wie man mit möglichst geringem Energieaufwand das SO2 aus dem Lavasee "erntet".

    Der Kongo ist ab Kisangani schiffbar und der Transport von Goma dorthin wohl möglich und wirtschaftlich.

    mfg
    Rainer Schottlaender

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

    Gesendet: Dienstag, 04. Oktober 2016 um 10:08 Uhr
    Von: "Dr. W…
    An: "Rainer Schottlaender"

    Betreff: AW: an Melzer/Schacht/Helfricht/Schröder/ Haerendel/Krug und andere

    Interessante Idee, das mit China.

    Warum nicht Putin?

    Gruß 
    W.

    Von meinem Samsung Gerät gesendet.

    ——– Ursprüngliche Nachricht ——–
    Von: Rainer Schottlaender
    Datum: 04.10.2016 09:12 (GMT+01:00)
    An: holger.schacht@berliner-kurier.de, "Helfricht, Dr. Jürgen" , Melzer.Chris@dpa.com, Pressestelle@dpa.com, "Schröder,Hilmar" , Gerhard Haerendel , chefredaktion@stern.de, georg.arens@bmub.bund.de, mechthild.caspers@bmub.bund.de
    Betreff: an Melzer/Schacht/Helfricht/Schröder/ Haerendel/Krug und andere

    Nachdem jahrelang in Deutschland

    – auch von Ihnen –

    meine zukunftsweisenden Ideen

    – inbesondere EARTH-1-

    ignoriert

    und meine Person ausgegrenzt wird,

    überlege ich mir, ob ich mich an China wende:

    https://www.china-botschaft.de/det/ :

    presse.botschaftchina@gmail.com

    Abteilung für Wissenschaft und Technik

    YIN Jun, Gesandter-Botschaftsrat

    Tel: 030-27588 242

    Ich rufe dort an:

    "Die gewählte Rufnummer ist nicht vergeben"

    Ich versuche 27588-0

    "Morgen ist wieder alles ganz normal.

    Heute am 4. 1ß. wird der chinesische Nationalfeiertag am 1. 10. nachgefeiert."

    "Weil er auf einen Samstag fiel".

    Ich denke:

    Interessante Idee.

    Ein f(r)eier Tag mehr…

    Hier mehr zu meinen Ideen:

    https://www.schottie.de

  33. schotti sagt:

    It is possible – but quite difficult – to design thorium fuels that produce more U-233 in thermal reactors than the fissile material they consume (this is referred to as having a fissile conversion ratio of more than 1.0 and is also called breeding). Thermal breeding with thorium requires that the neutron economy in the reactor has to be very good

    There is potential application to Enhanced Candu 6 (EC6) and ACR-1000 reactors fueled with 5% plutonium (reactor grade) plus thorium. In the closed fuel cycle, the driver fuel required for starting off is progressively replaced with recycled U-233, so that on reaching equilibrium 80% of the energy comes from thorium.

    A unique thorium-fuelled light water breeder reactor operated from 1977 to 1982 at Shippingport in the USA3 – it used uranium-233 as the fissile driver in special fuel assemblies that had movable 'seed' regions which allowed the level of neutron moderation to be gradually increased as the fuel agede. The reactor core was housed in a reconfigured early PWR. It operated with a power output of 60 MWe (236 MWt) and an availability factor of 86% producing over 2.1 billion kWh. Post-operation inspections revealed that 1.39% more fissile fuel was present at the end of core life, proving that breeding had occurred. A 2007 NRC report quotes a breeding ratio of 1.01. Chemically reprocessing the fuel was not attempted.

    Research reactor 'Kamini': India has been operating a low-power U-233 fuelled reactor at Kalpakkam since 1996 – this is a 30 kWth experimental facility using U-233 in aluminium plates (a typical fuel-form for research reactors). Kamini is water cooled with a beryllia neutron reflector. The total mass of U-233 in the core is around 600 grams. It is noteworthy for being the only U-233 fuelled reactor in the world, though it does not in itself directly support thorium fuel R&D. The reactor is adjacent to the 40 MWt Fast Breeder Test Reactor in which ThO2 is irradiated, producing the U-233 for Kamini.

    https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/thorium.aspx

    #######

    A major feature of the process is that it is readily adaptable for waste processing in existing fuel reprocessing facilities…

    https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/07366298508918504

    https://books.google.de/books?id=uIVHDwAAQBAJ&pg=PT63&lpg=PT63&dq=horwitz+turex&source=bl&ots=7gL7dHlAZP&sig=9oWi6_tfMy0oVm5-jOqW1hvpcIo&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwiq6pPbkq7cAhUFYVAKHbiFDlMQ6AEIQDAD#v=onepage&q=horwitz%20turex&f=false

    "NON-TRU is defined as containing less than 100 nCi of alpha emitting nuclides per gram of material"

    https://books.google.de/books?id=2pr3AgAAQBAJ&pg=PA187&dq=curie++nci+plutonium&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwifrrupla7cAhWEyKQKHczlDCoQ6AEIKzAA#v=onepage&q=curie%20%20nci%20plutonium&f=false :

    1 Curie = 3,7 x 10^10 Bq = desintegrations per second

    1 Rad = 0,01 Joules absorbed energy per kg tissue

    1 Gray = 1 Gy = 1 Joule/kg = 100 rad

    1 Sievert = 1 Sv = 100 rem

    https://de.wikipedia.org/wiki/Sievert_(Einheit) :

    Offizielle Einheit anstelle des Sievert war bis zum 1. Januar 1978 das Rem (rem). Ein Sievert entspricht 100 rem.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Becquerel_(Einheit)#Bezug_zu_anderen_Einheiten :

    Eine Beziehung zwischen der Aktivität eines Stoffes und der schädigenden Wirkung für den Menschen ist nicht direkt herstellbar. Die unterschiedlichen Strahlenarten, die bei einem Zerfall auftreten, besitzen unterschiedliche kinetische Energien und Wirkungsquerschnitte, wodurch sie sich in ihren toxischen Wirkungen unterscheiden. Die Energiedosis unterschiedlicher Strahlungsarten wird in der Einheit Gray angegeben. Um sie hinsichtlich der schädigenden Wirkung (relative biologische Wirksamkeit) für Organismen besser vergleichen zu können, wird sie mit einem Gewichtungsfaktor multipliziert, dem Strahlungswichtungsfaktor, die sich ergebende Äquivalentdosis wird in der Einheit Sievert angegeben. Nur in Sievert angegebene Dosen sind daher ohne Kenntnis der Strahlenart miteinander vergleichbar….

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

    Substanz Beschreibung DCF Aufnahme Halbwertszeit
    137Caesium Element 1.3 * 10−8 Sv/Bq 30,2 Jahre
    131Iod Element 2.2 * 10−8 Sv/Bq
    0.7 * 10−8 Sv/Bq
    1.3 * 10−8 Sv/Bq
    43 * 10−8 Sv/Bq
    350 * 10−8 Sv/Bq Ingestion
    Inhalation
    Ganzkörper
    Schilddrüse
    Schilddrüse Kleinkind 8 Tage
    226Radium Element 22 * 10−8 Sv/Bq 1.600 Jahre
    90Strontium Element 2.8 * 10−8 Sv/Bq 28,6 Jahre
    40Kalium Element 0.45 * 10−8 Sv/Bq 1,28*109 Jahre
    60Cobalt Element 0.54 * 10−8 Sv/Bq 5,2 Jahre
    210Polonium Element 60 * 10−8 Sv/Bq 138 Tage
    18F-2-FDG Kontrastmittel 2 * 10−11 Sv/Bq intravenöse Injektion 109,8 Minuten

    https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/thorium.aspx :

    India's plans for thorium cycle

    With huge resources of easily-accessible thorium and relatively little uranium, India has made utilization of thorium for large-scale energy production a major goal in its nuclear power programme, utilising a three-stage concept first proposed at the University of Chicago in 1944:
    Pressurised heavy water reactors (PHWRs) and light water reactors fuelled by natural uranium producing plutonium that is separated for use in fuels in its fast reactors and indigenous advanced heavy water reactors.
    Fast breeder reactors (FBRs) will use plutonium-based fuel to extend their plutonium inventory. The blanket around the core will have uranium as well as thorium, so that further plutonium (particularly Pu-239) is produced as well as U-233.
    Advanced heavy water reactors (AHWRs) will burn thorium-plutonium fuels in such a manner that breeds U-233 which can eventually be used as a self-sustaining fissile driver for a fleet of breeding AHWRs. The final core of the Shippingport reactor in the USA demonstrated this.
    In all of these stages, used fuel needs to be reprocessed to recover fissile materials for recycling.India is focusing and prioritizing the construction and commissioning of its fleet of 500 MWe sodium-cooled fast reactors in which it will breed the required plutonium which is the key to unlocking the energy potential of thorium in its advanced heavy water reactors. This will take another 15-20 years, and so it will still be some time before India is using thorium energy to any extent. The 500 MWe prototype FBR under construction in Kalpakkam was expected to start up in 2014, but 2018 is now the target date.In 2009, despite the relaxation of trade restrictions on uranium, India reaffirmed its intention to proceed with developing the thorium cycle.Weapons and non-proliferationThe thorium fuel cycle is sometimes promoted as having excellent non-proliferation credentials. This is true, but some history and physics bears noting.The USA produced about 2 tonnes of U-233 from thorium during the 'Cold War', at various levels of chemical and isotopic purity, in plutonium production reactors. It is possible to use U-233 in a nuclear weapon, and in 1955 the USA detonated a device with a plutonium-U-233 composite pit, in Operation Teapot. The explosive yield was less than anticipated, at 22 kilotons. In 1998 India detonated a very small device based on U-233 called Shakti V. However, the production of U-233 inevitably also yields U-232 which is a strong gamma-emitter, as are some decay products such as thallium-208 ('thorium C'), making the material extremely difficult to handle and also easy to detect.U-233 classified by IAEA in same category as high enriched uranium (HEU), with a significant quantity in terms of safeguards defined as 8 kg, compared with 32 kg for HEU.Further InformationNotesa. Neutron absorption by Th-232 produces Th-233 which beta-decays (with a half-life of about 22 minutes) to protactinium-233 (Pa-233) – and this decays to U-233 by further beta decay (with a half-life of 27 days). Some of the bred-in U-233 is converted to U-234 by further neutron absorption. U-234 is an unwanted parasitic neutron absorber. It converts to fissile U-235 (the naturally occuring fissile isotope of uranium) and this somewhat compensates for this neutronic penalty. In fuel cycles involving the multi-recycle of thorium-U-233 fuels, the build up of U-234 can be appreciable. [Back]b. A U-233 nucleus yields more neutrons, on average, when it fissions (splits) than either a uranium-235 or plutonium-239 nucleus. In other words, for every thermal neutron absorbed in a U-233 fuel there are a greater number of neutrons produced and released into the surrounding fuel. This gives better neutron economy in the reactor system.. [Back]c. MSRs using thorium will likely have a distinct 'blanket' circuit which is optimised for producing U-233 from dissolved thorium. Neutron moderation is tailored by the amount of graphite in the core (aiming for an epithermal spectrum). This uranium can be selectively removed as uranium hexafluoride (UF6) by bubbling fluorine gas through the salt. After conversion it can be directed to the core as fissile fuel. [Back]d. Spallation is the process where nucleons are ejected from a heavy nucleus being hit by a high energy particle. In this case, a high-enery proton beam directed at a heavy target expels a number of spallation particles, including neutrons. [Back]e. 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 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. [Back]f. Blanket fuel is designed to reach 100 GWd/t burn-up.

  34. schotti sagt:

    Aufgrund der weltweit extrem knappen U-235 Reserve kann nach heutiger Technik 
    die "Ölzeit" durch Nutzung von Atomenergie nur etwa um ein bis drei Jahrzehnte verlängert werden.

    Wie geht es weiter ?

    Es gibt weltweit bisher keinen U-233 Produktionsreaktor mit Brutrate grösser 1.

    Es scheint sogar unklar zu sein
    , mir zumindest heute , ob man dieses Ziel
    mit einem Pu-239-Produktionsreaktor (Schneller Brüter) erreicht hat oder erreichen kann.

    Ich zitiere:

    "In der Praxis wurde aber bisher eine maximale Konversionsrate von 0,7 verwirklicht,
    das Funktionieren einer Brutreaktoren-Wirtschaft somit bisher nicht im großen demonstriert…"

    Quelle : https://de.wikipedia.org/wiki/Plutonium

    Andere Optionen gibt es vermutlich nicht.

    Neutronenproduktion durch Spallation oder durch ADS …

    https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/accelerator-driven-nuclear-energy.aspx

    … anstatt durch Kettenreaktion
    zwecks Erschliessung der U-238 und Th-232 Weltreserve ist machbar.

    Aber auch wirtschaftlich ?

    Es gibt ausser U-233, Pu-239 und U-235 keine verwertbaren kettenreaktionsfähigen Isotope = Rohstoffe
    für zivile Energieproduktion. 

    https://de.wikipedia.org/wiki/Commissariat_%C3%A0_l%E2%80%99%C3%A9nergie_atomique_et_aux_%C3%A9nergies_alternatives

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

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

    https://en.wikipedia.org/wiki/Yves_Br%C3%A9chet

    Bei Spaltung durch thermische Neutronen liegt {\displaystyle \eta } \eta für die leicht spaltbaren Nuklide 233U, 235U und 239Pu nur knapp über 2,0. Bei Spaltung durch schnelle Neutronen der Energie 1 MeV dagegen setzt 239Pu etwa 2,8 Neutronen frei.[9] Dadurch kann auch bei Verlusten von rund 0,5 Neutronen pro im Brennstoff absorbiertem Neutron noch deutlich mehr als 1 neuer spaltbarer Kern pro gespaltenem Kern erzeugt werden….

    https://de.wikipedia.org/wiki/Brutreaktor#Kernspaltungsprozess_im_Brutreaktor

    Wie lange bleibt ein Brennstab im Reaktor und was passiert mit ihm danach?

    Antwort
    von bit77
    vor 7 Jahren

    Das ist unterschiedlich. Es kommt darauf an mit welcher Leistung er gefahren wurde. Dann werden in einem Reaktor nicht alle Brennstäbe ausgetauscht, denn es müssen in jedem neuner-Pack Stäbe ein alter Stab in der mitte sein, denn die starke Neutronenstrahlung des alten Stabes setzt die Kettenreaktion der äusseren 8 Stäbe erst in Gang, denn die Kritikalität neuer Brennstäbe ist zu gering. Dann sitzen zwischen den Stäben auch noch Steuerstäbe bzw. Steuerleisten, die je nach Leistungsbedarf rauf und runter gefahren werden. Die Stäbe "brennen" also von unten nach oben ab, dabei erbrüten sie auch noch andere Isotope wie zB. Cäsium, Americium, usw, deren Anteil sich auch noch auf die Lebensdauer auswirkt. Manche Isotope verlängern sie, manche verkürzen sie. Sicher aber ist: wenn die Steuerstäbe fast ganz ausgefahren sind und der Reaktor seine Höchstleistung nicht mehr erreicht, dann müssen sie raus in ein Abklingbecken, weil sonst 1. zu viele andere, unerwünschte Stoffe erbrütet werden und 2. die Reaktorleistung niedriger wird bei höherer Strahlungs- und damit Materialbelastung. Nach der Lagerung im Abklingbecken werden die Brennstäbe wieder aufbereitet, dazu wird das darin enthaltene Uran bzw. Plutonium wieder extrahiert, also in Säure aufgelöst und (bei Uran) in die Gasphase überführt (Uranhexafluorid) und das noch enthaltene U239 bzw. U235 mittels einer Gaszentrifuge ausgeschleudert. Die verwertbaren Isotope werden wiederum in Zirkoniumstäbe verschweißt und wieder im Kernkraftwerk verwendet. Dies ist jetzt erstmal ein kurzer Überblick. Es kommt auch noch drauf an, die wievielfache Kritikalität des Kernbrennstoffs im Reaktor vorhanden ist. Die Standardbaureihe der russischen Atom-Eisbrecher haben rund 230 kg Brennmaterial an Bord und sie müssen alle 6 Jahre 150 kg Brennmaterial austauschen. Die Reaktoren liefern eine Dauerleistung von 250.000 PS….6 Jahre Lang mit 180 kg Brennstoff. Das ist Power…Im Kraftwerk Biblis wurden in 25 Jahren 4 oder 5 mal der Reaktor geöffnet um einen Teil der Brennelemente zu erneuern.

    https://www.zeit.de/1991/49/die-atommacht-von-hanau/seite-3 :

    Für vier MOX-Brennelemente, das ist ein Viertel der für die jährliche Nachladung eines durchschnittlichen Druckwasserreaktors geplanten Menge, müßte das EVU gut 14,3 Millionen Mark bezahlen, für vier vergleichbare Uran-Elemente nur knapp 4 Millionen. Für das Plutonium in vier MOX-Elementen müssen sechzehn abgebrannte aufgearbeitet werden, das kostet etwa 37,8 Millionen Mark. Addiert man beides, ergibt sich die stattliche Summe von circa 52,1 Millionen für vier MOX-Brennelemente, gegenüber 4 Millionen für solche aus Uran. MOX ist also etwa dreizehnmal teurer als Uran.

    RS: Der Preis ist zweitrangig. Bedenklicher ist bei dieser Plutonium-Produktion die zu geringe Brutrate von 0.25. Sie würde in einer Plutoniumwirtschaft die Weltreserven an dem einzigen natürlichen kettenreaktionsfähigen Isotop U-235 von ca. 70.000 t auf ca. 100.000 t erhöhen. Das entspricht etwa 270 Mrd Tonnen https://de.wikipedia.org/wiki/Steinkohleeinheit . Bei einem https://de.wikipedia.org/wiki/Weltenergiebedarf von ca. 14 Mrd t Öleinheiten = 20 Mrd t SKE würde die Plutoniumwirtschaft nur 13 Jahre die Öl-Gas-Kohle-Zeit verlängern. Die Frage, ob eine Pu-239-Brutrate grösser 1 inzwischen möglich ist – inclusive aller Verluste – ist mir weiterhin unklar.

    Mit Sicherheit unbewiesen ist diese Frage für die U-233-Produktion. 

  35. schotti sagt:

    Gesendet: Dienstag, 28. August 2018 um 10:30 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: georg.arens@bmub.bund.de, Mechthild.Caspers@bmu.bund.de, "Tim Frazier" , "Claus S. Faltin" , "Claus Faltin" , BerlinPCO@state.gov, info@russische-botschaft.de
    Betreff: U-233 / EARTH-1
    " After 300,000 MWD (electrical) of normal reactor operation for power generating purposes (over a one year period), the U-233 yield in our charge will be 25,000 to 50,000 grams …

    https://patents.google.com/patent/US4393510

    RS: 50 kg´s U-233 is by far not enough for a thorium  powered economy

    C: https://www.schottie.de/?p=8490#comment-121852

    Gesendet: Sonntag, 05. August 2018 um 18:38 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: georg.arens@bmub.bund.de, "Caspers, Mechthild" , gerald.hennenhoefer@bmu.bund.de
    Betreff: AKW Biblis / Hennenhöfer / EARTH-1

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

    Mandel verwirklichte das 16-MW-Versuchskernkraftwerk in Kahl mit Siedewasserreaktor als erstes Kernkraftwerk in der Bundesrepublik Deutschland, durchgesetzt gegen Bedenken der Reaktor-Sicherheitskommission des Bundesministeriums für Atomkernenergie und Wasserwirtschaft….

    …Zum anderen teilte Mandel die Auffassung, dass die Versorgung
    mit dem Kernbrennstoff Uran 235 knapp werde…"

    Studiere und überdenke hierzu : 

    https://www.schottie.de/?p=8490#comment-121852

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

    Der Reaktorkern von Biblis A besteht aus 193 Brennelementen 

    mit insgesamt rund 45.000 Brennstäben und etwa 100 Tonnen Urandioxid…"

    ….Auch die Presse hält sich mit kritischen Artikeln jahrelang zurück, wie eine 1974 vom Bundesforschungsministerium veranlasste Studie belegt: In nur 123 von 20.000 analysierten Zeitungsartikeln aus den Jahren 1970 bis 74 werden Bedenken gegen die Technologie geäußert oder Bürgerinitiativen erwähnt…

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

     Der Leiter der Abteilung Reaktorsicherheit und Strahlenschutz des Bundesumweltministeriums Gerald Hennenhöferverhinderte die von der hessischen Landesregierung bereits beschlossene Stilllegung des KKW Biblis jedoch per bundesaufsichtlicher Weisung….

    RS: Derselbe Herr Hennenhoefer

          unterdrückt und ignoriert mein EARTH-1 Projekt seit zehn Jahren.

    Daten
    Eigentümer: RWE
    Betreiber: RWE Power
    Projektbeginn: 1969
    Kommerzieller Betrieb: 26. Feb. 1975
    Stilllegung: 18. März 2011
    Stillgelegte Reaktoren (Brutto):

    2  (2.525 MW)
    Planung eingestellt (Brutto):

    2  (2.690 MW)
    Eingespeiste Energie im Jahr 2009: 2524,3 GWh
    Eingespeiste Energie seit Inbetriebnahme: 461.971,262 GWh ….

    … RS: Mal 5 Pfg/cent pro kWh-el

    = … 23 Milliarden DM/Euro

    … bei 1,8 Mrd DM Baukosten

    http://www.schottie.de 

  36. schotti sagt:

    Gesamtes produziertes U3O8 (1) 11,7 Mio. Pfund
    Durchschnittsgehalt (U3O8) 200 ppm oder 0,020 %
    Verhältnis Abraum : Erz 0,1 : 1
    Durchschnittliche Jahresproduktion U3O8 1,17 Mio. Pfund
    Uranausbringungsrate 89 %
    Lebensdauer der Mine 10 Jahre
    IRR (vor Steuer) 20,7 %
    NPV bei 13 % (vor Steuer) 64,14 Mio. USD
    Amortisationszeit (2) 5,32 Jahre
    Direkte Abbaukosten 21,65 USD pro Pfund U3O8
    Anfängliche Investitionsaufwendungen (3) 147,9 Mio. US
    – einschließlich Eventualität von: 20,4 Mio. USD
    Gesamtinvestitionsaufwendungen (4) 162,2 Mio. USD
    Langfristiger Uranpreis 65 USD pro Pfund U3O8
    Langfristiger Dieselpreis 0,70 USD pro Liter
    Langfristiger Schwefelsäurepreis 100 USD pro Tonne
    https://www.dgap.de/dgap/News/corporate/macusani-yellowcake-inc-gibt-fuer-die-uranliegenschaft-colobri-iiiii-vorlaeufiges-positives-wirtschaftlichkeitsgutachten-bekannt-bei-einem-langfristigen-uranpreis-von-usd-pro-pfund-liegt-der-interne-zinsfuss-vor-steuer-bei/?newsID=625600

    https://www.finanzen.net/rohstoffe/uranpreis/chart

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

    Die Weltproduktion von Uran betrug im Jahr 2006 39.603 Tonnen. Große Förderländer sind Australien, Kanada, Russland, Niger, Namibia, Kasachstan, Usbekistan, Südafrika und die USA. Der Verbrauch lag 2006 weltweit bei 66.500 Tonnen und wird von der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) durch den Neubau von Kernkraftwerken für das Jahr 2030 auf 93.775 bis 121.955 Tonnen geschätzt. Der Abbau deckt etwa 60 % des aktuellen Bedarfs, der Rest wird durch Lagerbestände, Wiederaufarbeitung und abgerüstete Kernwaffen gedeckt.[17] Schätzungen der IAEO, Greenpeace und der Atomwirtschaft über die Reichweite der Uran-Vorkommen liegen unterschiedliche Angaben über die weltweiten Ressourcen und den zukünftigen Verbrauch zugrunde. Sie liegen zwischen 20 und 200 Jahren.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Uran/Tabellen_und_Grafiken

    Von 1946 bis zur Produktionseinstellung Ende Dezember 1990 wurden rund 216.400 Tonnen Uran durch die Wismut produziert

    Die förderfähigen Reserven wurden von der Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe (BGR) im Jahre 2008 auf weltweit 1,766 Millionen Tonnen geschätzt…"

    RS:

    Das ist eine Frage des Preises.
    Diese Zahl ca. 2 Mio t erwarte ich bei heutigen ca. 100 $/kg Förderkosten.

    Für unter 1000 $/kg rechne ich pi mal drei Daumen mit 10 Mio t U-238

    = 70.000 t kettenreaktionsfähiges U-235.

    1 t Uran hat den Heizwert von 3 Mio t Steinkohle.

    Die Weltreserve dann 210.000.000.000 t.

    Das reicht als Alternative für C nur für weitere 10 Jahre beim heutigen 

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

  37. schotti sagt:

    In mit schwerem Wasser moderierten Reaktoren (siehe z. B. CANDU)

    fällt Tritium in einer Menge von rund 1 kg pro 5 GWa (Gigawattjahre)  … https://de.wikipedia.org/wiki/Tritium

    Alle zwei Jahre erscheint von der OECD das sog. „Red book", in dem die Uranvorräte nach ihren Förderkosten sortiert aufgelistet sind. Die Vorräte mit aktuell geringeren Förderkosten als 130 USD pro kg Uranmetall, werden mit 5.902.900 Tonnen angegeben…

    https://www.nukeklaus.net/2014/09/24/kohle-gas-oel-kernenergie-teil-2/adminklaus/

    Im Jahre 2012 waren weltweit 437 kommerzielle Kernreaktoren mit 372 GWel in Betrieb,
    die rund 61.980 to Natururan nachgefragt haben. 

    Über die gesamte Flotte und Lebensdauer gemittelt, geht man von einem Verbrauch von rechnerisch
    163 to Natururan für jedes GWel. pro Kalenderjahr aus.

    Heutige Leichtwasserreaktoren haben einen Konversionsfaktor von etwa 0,6. Das bedeutet, bei der Spaltung von 10 Kernen werden gleichzeitig 6 Kerne Plutonium „erbrütet"….

    RS:
    Nur ca. 4 von diesen 6 Pu-Kernen sind kettenreaktionsfähig, Pu-240 nicht.

    Die Grenzwerte für erlaubte Radioaktivitätsabgabe des Atomkraftwerks Fessenheim zum Beispiel liegen bei 925 Milliarden Becquerel/Jahr für radioaktives Material und 74.000 Milliarden Becquerel/Jahr für Tritium (laut einer dpa-Meldung).

    https://www.bund-rvso.de/akw-biblis.html

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernkraftwerk_Biblis#Radioaktivität

    Daten der Reaktorblöcke[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

    Das Kernkraftwerk hat zwei abgeschaltete und zwei verworfene Blöcke:

    Reaktor-
    block[16] Reaktortyp KWU-Baulinie elektrische
    Nettoleistung elektrische
    Bruttoleistung thermische
    Reaktorleistung 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 DWR der
    2. Generation 1.167 MW 1.225 MW 3.517 MW 01.01.1970 25.08.1974 26.02.1975 244 TWh 30.05.2011Atom-Moratorium 62,00 68,617
    Biblis-B Druckwasser-
    reaktor DWR der
    2. Generation 1.240 MW 1.300 MW 3.733 MW 01.02.1972 25.04.1976 31.01.1977 260 TWh 30.05.2011Atom-Moratorium 81,46 70,663

    Biblis war damit nachGundremmingen/Bayern das zweitertragreichste Kernkraftwerk in Deutschland. 

    Der Reaktordruckbehälter wiegt 425 Tonnen.[15] Biblis A verfügt über zwei 80 Meter hohe zwangsbelüftete Ventilatorkühltürme. Der Basisdurchmesser eines Kühlturms beträgt 68 m. Block A gehört zur 2. Generation der deutschen Druckwasserreaktoren und ist der weltweit erste kommerziell genutzte Kernreaktor der 1.300-MW-Klasse. 

    https://books.google.de/books?id=Y-hpBgAAQBAJ&pg=PA254&lpg=PA254&dq=neutronenverlust+tritium&source=bl&ots=IDET9Qn4bA&sig=d2XxFlPfnoImf783zWU53bMrSnA&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwjAlIeRotTfAhX4AWMBHXxuAKgQ6AEwAnoECAgQAQ#v=onepage&q=neutronenverlust%20tritium&f=false

    Seite 256 zu Pu-240 …

    Seite 257 zum Brüten von Th-232 zu U-233 im schnellen Brüter

    https://www.nukeklaus.net/tag/aktinoide/

    Ursprünglich sind wir in Deutschland auch von einer Wiederaufbereitung der Brennelemente ausgegangen.Wir haben sogar rund 7.000 to in Frankreich und England aufbereiten lassen. Der hochaktive Müll – bestehend aus in Glas gelösten Spaltprodukten und minoren Aktinoiden – wird und wurde bereits nach Deutschland zurückgeliefert. Es werden etwa 3.600 solcher Kokillen in Deutschland in ungefähr 130 Castoren (28 Kokillen pro Castor ) „zwischengelagert". Bis zum geplanten Ausstieg im Jahre 2022 werden noch etwa 10.000 to Brennelemente hinzugekommen sein.

    Inzwischen gibt es einen Berg von über 1,6 Millionen to abgereicherten Urans
    mit einem jährlichen Wachstum von etwa 60.000 to.

    https://books.google.de/books?id=f5RnAgAAQBAJ&pg=RA1-PA23&lpg=RA1-PA23&dq=tritium+kg+GWa&source=bl&ots=YtpuXyJmHU&sig=Y3Ntj_QNsVKFaep-vtyn0KE_7zw&hl=de&sa=X&ved=2ahUKEwjDvrKyrNTfAhUCMewKHVo-DBYQ6AEwBHoECAEQAQ#v=onepage&q=tritium%20kg%20GWa&f=false

    Canadian Tritium inventory   25 kg

    1 g T kostet 30.000 $

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

    Schweres Wasser wird in Schwerwasserreaktoren (zum Beispiel Reaktoren des Typs Candu) als Moderator und Kühlmitteleingesetzt, da es im Vergleich zu gewöhnlichem Wasser bei ähnlicher Moderationswirkung erheblich weniger Neutronen absorbiert…

    … RS: Wieviele ?

    https://de.wikipedia.org/wiki/Moderator_(Physik)
    Zum Vergleich verschiedener Moderatoren lässt sich die Moderationsfähigkeit (englisch moderation ratio) verwenden. Sie berechnet sich aus dem mittleren logarithmischen Energiedekrement 

      und dem Quotienten derWirkungsquerschnitte für elastische Neutronenstreuung (σel)

    und Neutroneneinfang (σγ)

    Für thermische Neutronen (0,0253 eV) gilt:
    Moderator ξ σel σγ σel / σγ Moderationsfähigkeit
    Leichtwasser 0,920 25,47 0,33 77,17 71
    Schweres Wasser 0,509 5,57 0,0005 11139,49 5670
    Graphit 0,128 5,25 0,0035 1500 192

    Gesendet: Samstag, 05. Januar 2019 um 17:35 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: popechad@iso.edu
    Betreff: Dear Professor Chad Pope


    Can the EBR-II breed more than 1 kg Pu-239 from 1 kg U-235 ? 

    Asks  

    with best regards from Berlin/Germany

    Rainer Schottlaender

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

    https://www.schottie.de/?page_id=56

    https://neup.inl.gov/SiteAssets/Final%20%20Reports/FY%202014/14-6700%20NEUP%20Final%20Report.pdf

    Page 30 of 200 … Figure 1.1.14. EBR-II Run 138B assembly burnup values. 

    Page 68 of 200 … The fuel consists of 95 wgt. % uranium and 5 wgt. % fissium. 

    Page 78 of 200 … Table 2.1.80 (cont'd). Total Experiment Uncertainty EBR-II Run 138B 

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

    Am gewöhnlichen Wasserstoff gibt es eine Einfangreaktion mit merklichem Wirkungsquerschnitt:

    .
    Diese Absorption am Wasserstoff bewirkt,

    dass ein Leichtwasserreaktor mit Natururan nicht kritisch werden kann…

    https://de.wikipedia.org/wiki/Neutroneneinfang#/media/File:Chart_of_Nuclides_-_Thermal_neutron_capture_cross_sections.png

    https://link.springer.com/content/pdf/bbm%3A978-3-642-87614-1%2F1.pdf

    408 Appendix! Ele- Isotope (%. T!) O"a(v,) [barn] T, O"act(v,) [barn] a; [barn] ment 11 1H HI (~100) (327 ± 2) . 10-3 H2 (0.015) (0.46 ± 0.10) . 10-3 12.4y (0.57 ±0.01) . 10-3 7±1 — 2He He3 (0.00013) 5327±1O n,p 5400±200 1.0±0.7  

    https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/060/28060364.pdf

    Page 1 ……….. H-1 … H-2

    Page 360 … Pu-239 … Pu-240

  38. schotti sagt:

    Der Name leitet sich daraus ab, dass die Kernspaltung nicht im gesamten Reaktor stattfindet, sondern nur in einer bestimmten Zone des Reaktors, welche sich mit der Zeit durch den Kern ausbreitet….

    https://de.wikipedia.org/wiki/Laufwellen-Reaktor

    2010 bekam die Forschung am TWR erneuten Schwung, nachdem Bill Gates und auch die Firma Toshiba Interesse an dieser Technologie ankündigten.

  39. schotti sagt:

    Gesendet: Sonntag, 08. Dezember 2019 um 15:59 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    Betreff: U-233 Brennelement "MATROSCHKA"

    Th-232!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 1
    Helium moderiert und kühlt —————————————>
    Th-232!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 2
    ————————————> 300 m/s He 50 bar
    Th-232!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!< 100 cm>!! 3

    Th-232 Wanddicke 1 cm !!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 4

    —- U-233 !!!!!BRENNSTAB!!!U-233!!!!!!!!U-233 —- 5 < ------------- >. 1,5 kg U-233

    Th-232!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 6

    Th-232!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 7

    Th-232!!einzeln herausnehmbar!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! 8

    Th-232- Brutzylinder Nr.4 von 4 !!! V = 3,14 x 9 cm x

    1 cm x 100 cm = 2.826 cm^3 = 33 kg.

    Zyl 3 = 8 + 3 in Grafik wiegt 26 kg
    Zyl 2 = 7 + 2 18 kg
    Zyl 1 = 6 + 1 11 kg …………………….. Summe : 88 kg Thorium

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

    Gesendet: Sonntag, 08. Dezember 2019 um 10:37 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    https://link.springer.com/chapter/10.1007/978-3-642-50315-3_7

    Gasgekühlte Reaktoren verwenden CO2 oder He als Kühlgas, sie können nicht die hohe Leistungsdichte der flüssiggekühlten Reaktoren erreichen, da sie in der Wärmeabfuhr begrenzt sind.

    Die niedrige spezifische Wärmekapazität des Gases muß durch einen erhöhten Druck, der bei laufenden Reaktoren zwischen 28 und 43 bar liegt, verbessert werden.

    Der schlechte Wärmeübergang an der Brennelementoberfläche läßt keine großen Wärmestromdichten zu. Deshalb kommen im allgemeinen dickere Brennstäbe zum Einsatz, und die Oberfläche wird häufig noch durch Finnen, Rippen oder Aufrauhung künstlich vergrößert.

    Dies ist nicht nötig, wenn der Hüllwerkstoff sehr hohe Temperaturen zuläßt, wie z.B. Graphit…. "

    RS: … unlöschbarer Brand in Tschernobyl. Neutronenverluste.

    "Weniger Leistung" <.....................> hundertfache Weltreserve

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

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

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

    https://translate.google.com/translate?hl=de&sl=en&u=https://en.wikipedia.org/wiki/KAMINI&prev=search

    KAMINI war der erste und ist derzeit der einzige Reaktor auf der Welt,

    der speziell für die Verwendung von Uran-233- Brennstoff entwickelt wurde.

    Die Nutzung der großen Thoriumreserven zur Erzeugung von Kernbrennstoff

    ist eine Schlüsselstrategie des indischen Kernenergieprogramms .

    https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549306000823

    KAMINI is a 30 kW, 233U fuelled research reactor located at Indira Gandhi Centre for Atomic Research (IGCAR), Kalpakkam. The reactor functions as a neutron source with a flux of 1012 n/cm2/s at the core center.

    KAMINI uses plate type of fuel in a reactor tank. Demineralized water is used as moderator, biological shield and coolant. Reflectors are made of beryllium oxide with Zircaloy-2 sheath. Cadmium is used as the absorber material in the safety control plates (SCP) provided for power control and shutdown of the reactor.

    This article covers the design description, facilities available for experiments and their utilization for research and development. Seven years of operating experience of KAMINI, which is the only reactor using 233U as fuel, are also highlighted…"

    Gesendet = Copyright
    Samstag, 07. Dezember 2019 um 17:23 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    Luftführung beim VW-Käfer
    (blau: Kaltluft, rot: Warmluft)

    Heliummoderierter U-233 Reaktor

    Rohstoffsicher für Jahrtausende

    C: http://www.schottie.de

    Brennstab 1 von 16 …………….. 100 cm lang:

    —————————————————————————————————————————-
    D = 10 mm … pi/4 x D^2 = 78,5 mm^2 … x 100 cm = 78,5 cm^3 x 19,1 g/cm^3 `= 1500 g U-233
    —————————————————————————————————————————-

    KEIN NEUTRON DARF VERLOREN GEHEN

    ——————————————————————————————————————————–10 cm

    Brutzylinder 100 cm x pi x 75 cm^2 = 23550 cm^3

    x Dichte 11,7 g/cm^3 = 275.535 g Th-232

    ——————————————————————————————————————————- 5 cm

    Heliumgas moderiert, umströmt und kühlt Brennelement

    … mit xyz m/s >>>
    ——————————————————————————————————————————– ++++++++++++++++++++++++++++++ Brennelement > 95 % U-233 1.500 g +++++++++ 0 cm
    —————l—————————————————————————————————————-
    Oberfläche = 314 cm^2 wärmestrahlt bei 1000 K … 56.700 W/m^2 … x 0,0314 m^2 = 178 kW
    ! bei 1273 K ……………………………………………… 467 kW
    !
    !
    !
    durch diesen Luftzwischenraum von 4,5 cm !
    ——————————————————————————————————————————- – 5 cm
    konvektiver Wärmeübergang + Abstrahlung

    Th-232

    ——————————————————————————————————————————- -10 cm

    3,14 x (4,5 cm)^2 = 64 cm^2 … x 100 cm = 6400 cm^3 = 0,0064 m^3 … x zB 300 m/s = 1,92 m^3/s

    x 0,1785 kg/m^3He = 342 gHe/s bei 1 bar

    Vergleichbare Wärmestransport-Situation:

    Glühend heisser Auspuff

    Ziel:

    1 kg U-233 pro Jahr in Wärme umwandeln.

    Das entspricht etwa 2000 Tonnen Heizöl = 20.000.000 kWh-th

    / 5000 Jahresbetriebsstunden = 4.000 kW = 4 MW

    Wieviel bezahlt der Fernwärmekunde in Rahnsdorf ?

    Bei 2 cent pro kWh-th für Kraftwerkskohle

    Jahresumsatz meines produzierenden Forschungsreaktors:

    400.000 Euro.

    Maximaler Reaktor-Preis: 5 Jahresumsätze = 2 Mio Euro

    machbar ?

    Aus 1 kg U-233 kann der Reaktor max. 1 kg erbrütetes U-233 für die nächste Ladung

    und 0,2 kg U-233 nach Turex-Trennung für den Verkauf herstellen.

    Du lernst: Jedes heute in 400 AKWs verbrannte U-235 Atom fehlt uns morgen.

    Wenn uns das U-235 ausgeht können wir es nur langsam durch U-233 ersetzen.

    Jedes weitere verbrannte U-235 Atom schwächt die Resource

    dieses einzigen, kettenreaktionsfähigen Isotops.

    Um das Problem zu lösen kopiere ich Heisenbergs Grundideen.

    Der Reaktor sollte bei diesem Preis in einen Container passen.

    Geht das ?

    Moderieren und kühlen mit schwerem Wasser geht.

    Ich probiere hier weltweit Neues.

    Aber wen interessiert das schon ?

    Gesendet: Freitag, 06. Dezember 2019 um 15:01 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: mail@bundestag.de, angela.merkel@bundestag.de, "Erik Marquardt"
    Cc: redaktion@wdr.de, redaktion@welt.de, "Meine GASAG"
    Betreff: Planung und Baugenehmigung für einen 4 MW U-233 Forschungsreaktor in Deutschland

    Einweihung des Rossendorfer Forschungsreaktors im Jahre 1957

    Die folgende Tabelle gibt Auskunft über die durchschnittliche Anzahl der Stöße, die notwendig ist, um ein durch Kernspaltung freigesetztes Neutron (typische Energie etwa 2 MeV) auf thermische Energie abzubremsen.[1]

    Wasserstoff Deuterium Beryllium Kohlenstoff Sauerstoff Uran
    Masse des Kerns in u 1 2 9 12 16 238
    Energiedekrement \xi 1 0,7261 0,2078 0,1589 0,1209 0,0084
    Anzahl der Stöße 18 25 86 114 150 2172

    Für thermische Neutronen (0,0253 eV) gilt:Moderator ξ σel σγ σel / σγ Moderationsfähigkeit
    Leichtwasser 0,920 25,47 0,33 77,17 71
    Schweres Wasser 0,509 5,57 0,0005 11139,49 5670
    Graphit 0,128 5,25 0,0035 1500 192

    Schnelle Neutronen rufen nur selten eine Kernspaltung hervor; ein thermisches Neutron dagegen löst mit viel höherer Wahrscheinlichkeit (Wirkungsquerschnitt) eine neue Kernspaltung aus. Ein moderierter Reaktor benötigt deshalb für die selbsterhaltende Spaltungskettenreaktion eine sehr viel geringere Menge an Kernbrennstoff (siehe auch Kritische Masse) als ein „schneller", ohne Moderator arbeitender Reaktor. In Kernkraftwerken technisch genutzt werden Wasserstoff (als leichtes (gewöhnliches) Wasser), Deuterium (als schweres Wasser) und Kohlenstoff in Form von Graphit.

    Zeitlicher Verlauf der Reaktorleistung nach einem Kühlmittelverlust bei negativem und bei positivem Dampfblasenkoeffizienten

    Dieser Fall trat durch Fehlbedienung beim Reaktorunfall von Tschernobyl ein, bei dem ein Kernkraftwerksreaktor des Typs RBMK mit positivem Dampfblasenkoeffizienten außer Kontrolle geriet.

    Eine Abschirmung gegen Neutronenstrahlung nutzt meist eine Kombination physikalischer Effekte und ist aus mehreren Materialien in Schichten aufgebaut. Ein Moderator, zum Beispiel Wasser, Paraffin, Graphit oder Kunststoff, bremst schnelle freie Neutronen ab. Thermische Neutronen werden beispielsweise von Cadmium oder Bor absorbiert. Die begleitende Gammastrahlung wird insbesondere durch entsprechend starke Beton-, Stahl- und Bleischichten reduziert.

    PDF]
    Vorlesungsskriptum Neutronen und Kernphysik – Atominstitut

    http://www.ati.ac.at › ~neutropt › team › jericha › nkphSkriptum

    27.10.2004 –
    , ….. 6.5.5 Erhaltung der Kettenreaktion und Moderation . …..

    Etwa 10% des Neutronenflusses an der Oberfläche eines Brennelements besteht
    aus schnellen Neutronen, während sich der restliche Fluss gleichmäßig auf die mittleren
    und langsamen Komponenten aufteilt. Die Neutronen hingegen, die einen Reaktor verlassen,
    sind zum großen Teil langsam.

    B10 hat einen Absorptionsquerschnitt von 3835 barn (für 2200m/s Neutronen),

    während Wasserstoff "nur" 0,3 barn und Deuterium sogar nur 0,0005 barn hat.

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

    Zur Überwachung der Unterkritikalität eines Kernreaktors kann die Neutronenstrahlung z. B. einer Radium-Beryllium-Neutronenquelle verwendet werden.

    Neutronen erzeugen durch Streuung an Atomkernen Defekte im Kristallgitter, die meist zur Versprödung des Materials führen.

    Reaktordruckbehälter im Kernkraftwerk Shippingport 1956

    https://de.wikipedia.org/wiki/Reaktordruckbeh%C3%A4lter

    Bei einem Druckwasserreaktor (DWR) wie z. B. in Neckarwestheim 2 hat der RDB eine Höhe von etwa zwölf Metern und einen Innendurchmesser von etwa fünf Metern. Seine Wanddicke beträgt 25 cm.

    Der Boden des RDB besteht aus der halbrunden Bodenkalotte. Daran schließt sich der aus mehreren nahtlos geschmiedeten Ringen zusammengeschweißte zylindrische Mantel des RDB an, gefolgt vom Mantel-Flanschring mit den acht Kühlmittelstutzen. Die Gesamthöhe des RDB beträgt ca. 13 m. Der RDB ist einheitlich aus einem Werkstoff hergestellt. In Deutschland werden für die RDB die Werkstoffe 22 NiMoCr 37 und 20 MnMoNi 45 verwendet.
    https://www.onmeda.de/strahlenmedizin/ionisierende_strahlung_reichweite-reichweite-von-elektronen,-alphateilchen-&-neutronen-2413-9.html

    Das Dosismaximum von Neutronen mit einer Energie von 1 MeV befindet sich in Wasser etwa in 3 cm Tiefe. Danach werden die dann thermischen Neutronen, ähnlich wie γ strahlung, nach einer Exponentialfunktion (e-Funktion) geschwächt.

    In Wasser besitzen Neutronen mit einer Energie von 1 MeV eine Halbwertsschichtdicke von ca. 10 cm.

    In Blei ist der Wert vergleichbar. Die Halbwertschichtdicke von Blei ist deshalb mit der von Wasser vergleichbar; obwohl Blei eine rund 11 mal größere Dichte besitzt, weil nach den Stoßgesetzen die Energieabgabe an ein Proton (des Wassers) sehr viel größer ist als die an den sehr massereichen Bleikern.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Neutronenquelle#Gamma-Beryllium-Neutronenquellen

    Solche Quellen wurden vor allem in der Anfangsphase der Kernphysik für Experimente benutzt.

    Man verwendet sie nach wie vor beispielsweise zur Prüfung und Kalibrierung von Neutronendetektoren, zur Aktivierung mit Neutronen, in Kernwaffen sowie in Kernreaktoren, um auch bei abgeschaltetem (unterkritischem) Reaktor einen messbaren Neutronenfluss zu erzeugen.

    Radium-Beryllium-Neutronenquellen sind bis zu Quellstärken von einigen 107 Neutronen pro Sekunde hergestellt worden.[1] Wegen der langen Halbwertszeit haben sie gegenüber anderen mobilen Neutronenquellen den Vorteil langer Nutzbarkeit.

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

    Beryll

    Im Sonnensystem stellt Beryllium unter den Elementen, die leichter als Eisen sind, das seltenste dar (siehe gelistete Häufigkeiten im Sonnensystem). In der Erdhülle steht es mit einem Massenanteil von 5,3 ppm an 48. Stelle der Elementhäufigkeit.

    Es ist dabei in der oberen kontinentalen Lithosphäre stark angereichert, vergleicht man die Konzentrationen von 1,4 ppm in der unteren kontinentalen Kruste und 0,07 ppm im primitiven Mantel

    der Wärmeausdehnungskoeffizient liegt bei Raumtemperatur etwa bei 11 · 10−6 pro K.[22] Da es nur vier Elektronen pro Atom hat, ist die Wechselwirkung mit Röntgenstrahlung sehr gering. Es ist somit sehr durchlässig für Röntgenstrahlung und wird in Röntgenröhren als Austrittsfenster benutzt. Alphastrahlung kann aus Beryllium Neutronen freisetzen:

    {\displaystyle \mathrm {{}_{4}^{9}Be+{}_{2}^{4}\alpha \to {}_{6}^{12}C+{}_{0}^{1}n} }

    Beryllium kommt auch zur Neutronenvermehrung im Brutmantel (Blanket) zukünftiger Fusionsreaktoren (wie ITER)[63] mittels der (n,2n)-Kernreaktion zum Einsatz. Die Kombination von hoher Neutronenmultiplikation, geringer Absorption und hoher Streuung bietet sehr günstige Eigenschaften für diesen Einsatzzweck.[22]

    {\mathrm {\,^{9}Be+n\rightarrow 2\,\,^{4}He+2\,n-1,57\,MeV}}.

    In der European Synchrotron Radiation Facility wird Beryllium als Material für refraktive Linsen für Röntgenstrahlung (Compound Refractive Lenses, CRL)[64] bis zu einer Energie von 40 keV verwendet
    https://de.wikipedia.org/wiki/Halbwertsschicht

    Halbwertsschichtdicke für Gammastrahlung

    https://de.wikipedia.org/wiki/Mittlere_freie_Wegl%C3%A4nge

    Stöße von Neutronen und Atomkernen sind (gegenwärtig) der wichtigste Fall in der Physik für Stöße von zwei Arten von Teilchen, sie prägen die Reaktorphysik.

    Wenn in der Reaktorphysik von mittlerer freier Weglänge die Rede ist, ist stets die zweite Definition dieser Größe gemeint, also die mittlere freie Weglänge von Neutronen in Materie. Dabei bewegen sich freie Neutronen (Teilchen vom Typ 2 mit einer Teilchendichte n_{2}) in einem Festkörper oder einer Flüssigkeit („Wirtsmedium") i. allg. so chaotisch wie Moleküle in einem Gas.

    Projektive Darstellung des thermischen Neutronenflusses in einem Brennelement eines Druckwasserreaktors bei eingefahrenen Regelstäben. Ergebnis einer reaktorphysikalischen Transportrechnung.

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

    Als erste und älteste Fachzeitschrift, insbesondere für die Gebiete Reaktorphysik und Kerntechnik, wurde die Zeitschrift Nuclear Science and Engineering[6] 1956 gegründet. Die Zeitschrift versteht sich als „Quelle für Informationen über Grundlagen- und angewandte Forschung in allen wissenschaftlichen Bereichen im Zusammenhang mit der friedlichen Nutzung der Kernenergie sowie über Anwendungen von Kernteilchen und Strahlung."
    Sie wird von der American Nuclear Society herausgegeben.
    Eine der 19 Arbeitsgruppen dieser Gesellschaft trägt den Namen Reactor Physics.

    die Frage zu beantworten, ob und warum eine Spaltstoffanordnung (Kernreaktor) kritisch wird, und um Kernreaktionsraten im Reaktor zu berechnen. Ohne Kenntnis räumlich und energetisch hinreichend „aufgelöster" Kernreaktionsraten können beide Fragen nicht beantwortet werden. Die entscheidende Größe Kernreaktionsratendichte ist das Produkt aus Neutronenfluss und der materialabhängigen Größe makroskopischer Wirkungsquerschnitt. Der makroskopische Wirkungsquerschnitt hängt von Teilchendichten und nuklearen Eigenschaften aller Nuklide ab, mit denen sich die Neutronen den Raumbereich „teilen".

    Neutronenflussspektrum des Brennelements eines Druckwasserreaktors in doppelt logarithmischer Darstellung. Das der Berechnung zugrunde gelegte Diskretisierungsgitter ist rechts oben als Miniaturbild dargestellt.

    Beispiel: Neutronenfluss in einem Druckwasserreaktor

    Querschnitte durch Berechnungszellen des betrachteten Druckwasserreaktors: Zelle mit Brennstab und Zelle mit Regelstab-Führungsrohr. Jeweils links Schema der Zelle, rechts die diskretisierte Zelle

    Querschnitt durch ein Viertel eines Brennelements des betrachteten Druckwasserreaktors

    Die erste Abbildung des Artikels zeigt die horizontale Ortsabhängigkeit des thermischen und des schnellen Neutronenflusses über den Querschnitt eines Brennelements eines Druckwasserreaktors in einem stationären Zustand, gewonnen aus einer Neutronentransportrechnung[21] mit dem Zell- und Abbrandprogramm HELIOS 1.8[20] und Wirkungsquerschnitten aus der Kerndatenbibliothek ENDF/B-VI data files (Rose and Dunford, 1990).[22]

    Das Gitter des Brennelements enthält zwei Typen von „Zellen": Brennstabzellen und Führungsrohrzellen. Die Brennstabzelle enthält drei Materialien: Brennstoff (rot), Zirkalloy-Hülle (grün) und Wasser (blau), die Führungsrohrzelle nur das Führungsrohr und Wasser. Die nebenstehende Abbildung zeigt links die beiden Zelltypen und rechts daneben ihre Diskretisierung in 6 bzw. 8 Regionen.

    Das Brennelement ist eine 18×18-Anordnung mit 300 Brennstäben und 24 Regelstabführungsrohren, in die Neutronenabsorber eintauchen können. In dieser Rechnung sind die Regelstäbe gezogen. Da das Brennelement symmetrisch ist, reichte es aus, ein Viertel des Brennelements zu berechnen, das die Grafik zeigt. Das Symmetriezentrum (die Mitte des Brennelement-Querschnitts) ist auf dem Diskretisierungsgitter links oben als kleines schwarzes Quadrat markiert.

    An den Orten der gezogenen Regelstäbe ist der thermische Fluss stark erhöht, im mittleren Teil der ersten Abbildung des Artikels deutlich an den sechs rot bis orange eingefärbten Maxima zu erkennen. Der schnelle Fluss dagegen ist an diesen Orten vergleichsweise niedrig.

    Die Zahlen innerhalb der Abbildung geben die Flusswerte in n cm−2s−1

    bei einer spezifischen Wärmeleistung von 37,4 W/g Schwermetall an.[23]

    In diesem Modellfall liegt der schnelle Fluss …. 2,3·1014) Neutronen cm−2s−1,

    der thermische Fluss…………………………………. 4,4·1013) Neutronen cm−2s−1.

    Für die Entwicklung neuer Kernreaktortypen, zum Beispiel eines Salzschmelzenreaktors für den Leistungsbetrieb oder für den Routinebetrieb eines existierenden Kernkraftwerks, ist eine ganze Kette von Programmen erforderlich, u. a. auch weit weniger „aufwendige" Neutronentransportprogramme, die Spezialaufgaben numerisch lösen. Das erste Glied dieser Kette bleibt aber stets ein hochleistungsfähiges Neutronentransportprogramm. Der gängige Typname Zell- und Abbrandprogramm für ein solches Programm umschreibt dessen Leistungsumfang nur andeutungsweise.[25] Diese Zell- und Abbrandprogramme wurden (Stand Jahr 2007) ausschließlich in Fortran unterschiedlicher Versionen geschrieben. Ein Programmsystem dieses Typs kostete im Jahr 2000 mindestens 100000 Dollar.

    Die mittlere freie Weglänge eines Gasmoleküls beträgt in Luft unter Standardbedingungen etwa 68 Nanometer.

    Nachfolgende Tabelle listet ungefähre Zahlen für freie Weglängen für Gasmoleküle bei verschiedenen Drücken auf:
    Druckbereich Druck in hPa Teilchendichte n
    in Moleküle pro cm³ mittlere freie Weglänge \lambda
    Umgebungsdruck 1013 2,7·1019 68 nm
    Grobvakuum 300 … 1 1019 … 1016 0,1 … 100 μm
    Feinvakuum 1 … 10−3 1016 … 1013 0,1 … 100 mm
    Hochvakuum (HV) 10−3 … 10−7 1013 … 109 10 cm … 1 km
    Ultrahochvakuum (UHV) 10−7 … 10−12 109 … 104 1 km … 105 km
    extr. Ultrahochv. (XHV) <10−12 <104 >105 km

    https://de.wikipedia.org/wiki/Neutron#Wirkungen_auf_Materie

    Die von Joliot-Curie und Chadwick verwendete Apparatur zur Identifizierung der 'Unknown radiation', der "Berylliumstrahlung" (rechts die Ionisationskammer).

    Chadwick veröffentlichte seine Entdeckung im Jahr 1932.[11] Die Publikation erschien unter Letters to the Editor, ist knapp eine Seite lang und trug ihm im Jahre 1935 den Nobelpreis für Physik ein.

    Dass gerade die Kombination von Beryllium als Target und Polonium als Alphateilchen-Quelle eine hohe Neutronenausbeute ergibt, erklärt sich nach heutigem Wissen daraus, dass der Energiegewinn (Q-Wert) der {\displaystyle (\alpha ,{\text{n}})}-Reaktion an 9Be mit 5,7 MeV besonders hoch ist und dass 210Po mit 5,3 MeV eine der höchsten natürlichen Alpha-Energien liefert.
    https://de.wikipedia.org/wiki/Neutronenfluss

    Die Energieauflösung wird in Reaktorberechnungen je nach Fragestellung gewählt, vom Gesamtbereich der möglichen Neutronenenergie (10−4 bis 2·107) eV – also gar keiner „Auflösung" – bis hin zu einigen hundert Energieintervallen („Neutronengruppen").

    Bei thermischen Reaktoren reicht für manche Fragestellungen die Unterteilung in zwei Gruppen aus (thermischer Fluss und schneller Fluss; siehe erste Abbildung). Für schnelle Reaktoren sind Berechnungen z. B. oft mit 26 Gruppen durchgeführt worden.[18]

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernreaktor#Kettenreaktion,_thermische_Neutronen,_Moderator

    Ein Brennstab und Uranoxid-Pellets, der Brennstoff der meisten Leistungsreaktoren

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernreaktor#Kettenreaktion,_thermische_Neutronen,_Moderator

    Mittels der Steuerstäbe – bei Druckwasserreaktoren auch über die Konzentration von Borsäure im Wasser – wird der Neutronenfluss auf das jeweils gewünschte Fluss- und damit Leistungsniveau im gerade kritischen Zustand eingeregelt und konstant gehalten; k ist dann gleich 1,0. Etwaige Änderungen von k durch Temperaturanstieg oder andere Einflüsse werden durch Verstellen der Steuerstäbe ausgeglichen. Dies geschieht bei praktisch allen Reaktoren durch eine automatische Steuerung, die auf den gemessenen Neutronenfluss reagiert.

    Falls die aktive Regelung bei wassermoderierten Reaktoren versagt, also die Kritikalität nicht auf 1 zurückgeregelt wird, steigert sich die Leistung über den Nennwert hinaus. Dabei erwärmt sich der Moderator und dehnt sich in der Folge aus oder verdampft. Da moderierendes Wasser jedoch notwendig ist, um die Kettenreaktion aufrechtzuerhalten, kehrt der Reaktor – sofern nur das Wasser verdampft, aber die räumliche Anordnung des Brennstoffs noch erhalten geblieben ist – in den unterkritischen Bereich zurück.
    Dieses Verhalten heißt eigenstabil.

    Technische Daten des Druckwasserreaktors Brokdorf
    • Kernbrennstoff :
    • Anreicherung von U-235:
    • Brennstoffmenge:
    • Thermische Leistung:
    • Elektr.Leistung (netto):
    • Nettowirkungsgrad:
    • Leistungsdichte:
    • Uranverbrauch:
    Urandioxid
    1.9%, 2.5%, 3.5%
    103 t (t = Tonnen)
    3.8 GigaWatt
    1.3 GigaWatt
    35.5%
    92 kW / Liter Volumen
    50 t pro Jahr
    Kraftwerk liefert elektrische Leistung für ca 1-2 Millionen Menschen in D
    (1.3 GigaWatt / 750 Watt = 1.768.000)

    Beispiele für weitere Reaktortypen
    Mit Heliumgas gekühlter Hochtemperatur-Thorium-
    Reaktor alias "Kugelhaufenreaktor"
    Graphitkugeln, 6 cm Durchmesser, 3 verschiedene Sorten,
    homogen gemischt:
    360000 Kugeln, die 1 Gramm Uran-235 als Brennstoff und
    10 Gramm Thorium-232 als Brutstoff enthalten,
    (in Form von Minikügelchen, 35000 pro Graphitkugel).
    Aus Th-232 entsteht Uran-233 als neuer Brennstoff.
    280000 Kugeln Graphit pur, nur zur Moderation
    35000 Kugeln, die Bor enthalten zur Absorption von Neutronen

    →Kontrolle der Kettenreaktion

    k-Faktor (bzw damit definierte Reaktivität) muss nach Erreichen des
    kritischen Wertes (k=1) mittels der beweglichen Steuerstäbe (Neutronenabsorber)
    innerhalb sehr enger Grenzen von ± 0.0001 geregelt werden.

    Nur möglich dank verzögerter Neutronen, 0.7% bei U-235.

    Der Bereich "verzögert überkritisch" k=1.007 darf nicht überschritten
    werden. Sonst steigen Neutronenfluss und Wärme exponentiell an.
    Einige Reaktortypen haben inhärente Selbstregelung. (z.B. Wassermoderierte
    Reaktoren).
    Bei anderen führt "prompt überkritisch" zur Kernschmelze.
    Bei gegebener Stellung der Steuerstäbe hängt Wert von k u.a. von
    Temperatur der Brennelemente, des Moderators und der Vorgeschichte
    des Reaktorbetriebs ab.

    [PDF]
    Kernreaktoren*

    https://www.physik.uni-muenchen.de › lehre › vorlesung › skript26_5_2
    Mit Heliumgas gekühlter Hochtemperatur-Thorium-. Reaktor alias "Kugelhaufenreaktor" … Der mit Graphit moderierte Siedewasser-Druckröhrenreaktor

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernreaktor#Sicherheit_und_Politik

    Besonders der Reaktordruckbehälter ist ständiger Neutronenstrahlung ausgesetzt, die zur Versprödung des Materials führt. Wie schnell das geschieht, hängt unter anderem davon ab, wie die Brennelemente im Reaktor angeordnet sind und welchen Abstand sie zum Reaktordruckbehälter haben. Die Kernkraftwerke Stade und Obrigheim wurden auch deshalb als erste vom Netz genommen, weil hier dieser Abstand geringer war als bei anderen, neueren Kernreaktoren.

    Das HZDR wurde als Forschungszentrum Rossendorf im Jahr 1992 gegründet.[5] Das HZDR hat eine Gesamtfläche von 186 Hektar. Es befindet sich am Standort des 1956 gegründeten Zentralinstituts für Kernphysik (später: Zentralinstitut für Kernforschung) in Dresden-Rossendorf.

    Der Rossendorfer Forschungsreaktor (RFR) hatte eine Nennleistung von 10 Megawatt und war von 1957 bis 1991 in Betrieb. Dieser Forschungsreaktor wurde hauptsächlich als Neutronenquelle für die Herstellung von Radioisotopen, für die Dotierung von Silizium, für Aktivierungsanalysen sowie für die Materialforschung eingesetzt.

    Gesendet: Mittwoch, 04. Dezember 2019 um 11:48 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    Betreff: U-233 , Stand der Technik

    https://www.spiegel.de/spiegel/print/d-9123687.html

    Als "kleinen, aber entscheidenden Schritt zur langfristigen Ausbeutung unserer Thorium-Reserven" hat Rajagopala Chidambaram, der Leiter des indischen Atomenergie-Ministeriums, die Inbetriebnahme des Forschungsreaktors Kamini im Indira-Gandhi-Forschungszentrum bei Madras bezeichnet. Der Reaktor ist weltweit der erste, der mit aus Thorium gewonnenem Brennstoff betrieben wird. Thorium ist ähnlich dem Uran-Isotop U-238 nicht direkt als Brennstoff geeignet, kann aber durch Neutronenbeschuß in Uran-233 umgewandelt werden. Dieses Uran-Isotop eignet sich (wie Uran-235 oder auch das aus U-238 gewonnene Plutonium Pu-239) als Bombenmaterial oder Reaktorbrennstoff. 600 Gramm von dem in Indien aus Thorium erbrüteten U-233 sollen dem Kamini-Reaktor eine Spitzenleistung von 30 kW ermöglichen.

    Die rund 400 000 Tonnen des in indischen Monazitsanden gebundenen Thoriumerzes, so schwärmen die Nuklearplaner des Landes, könnten den Energiebedarf Indiens für ein paar Jahrhunderte decken.

    Im Februar dieses Jahres zog China nach. Die Akademie der Wissenschaften des Landes gab bekannt, sie wolle ein Programm zur Entwicklung eines Flüssigsalz-Thoriumreaktors finanzieren. An die Spitze der Entwicklung setzte sich jedoch Indien. Das Land will bis 2050 ein Drittel seines Stroms mittels Kernkraft erzeugen und dazu seine großen Thorium-Reserven nutzen. Ein Viertel des geschätzten abbauwürdigen Weltvorrats von 1,2 Millionen Tonnen ruht in indischen Böden. Im Atomkraftwerk Kakrapar wird das Metall bereits genutzt, allerdings ist es statt Uran in konventionellen Brennstäben enthalten.

    In Kalpakkam (Tamil Nadu) entsteht zudem ein Schneller Brüter, der aus Thorium das spaltbare Uran-233 erbrüten soll. Die erforderlichen Zündneutronen soll Plutonium liefern. Das Uran-233 wird in einem neu entwickelten Schwerwasser-Reaktor genutzt; ein Prototyp könnte noch 2011 in Betrieb gehen. Damit wäre ein Kernbrennstoff-Kreislauf geschlossen. Mit dieser Technologie könnte das 1,1-Milliarden-Volk seine Stromversorgung für Jahrhunderte sichern.

    https://www.focus.de/wissen/technik/atomkraft/tid-22180/physik-reaktoren-der-zukunft_aid_624007.html

    Numerische Simulation eines Laufwellenreaktors, Rot 238U, Grün 239Pu, Blau Neutronendichte

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

    Abgereichertes Uran als Ausgangsbrennstoff ist reichlich verfügbar, da es als Abfallprodukt bei der Anreicherung von Uran anfällt.[12] Die Lagerbestände der Vereinigten Staaten an abgereichertem Uran bestehen gegenwärtig aus ca. 700.000 Tonnen.
    TerraPower schätzt den Wert der daraus zu generierenden Elektrizität auf 100 Billionen USD.

    Gesendet: Mittwoch, 04. Dezember 2019 um 11:10 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    T (1600 ppm) < T(400 ppm) + 1,6 K zu Task 2: Tasks for Trump and Putin C: 1990 - 9. November 2016 by http://www.schottie.de

    1. Speak about NEO-defense

    2. Cancel all CO2 laws and international treaties

    3. Listen to my advice – not on BRC´s advice – for America´s nuclear future

    4. Start EARTH-1

    Ich mache, inzwischen mit siebzig Lebensjahren, weiter was ich gut kann :

    Erfinden.

    Wie baut man zu task 3 den richtigen Reaktor ?

    Diese zukunftsentscheidende Frage interessiert mich.

    Geht das so wie ich mir das denke ?

    Gesendet: Dienstag, 03. Dezember 2019 um 09:06 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"

    Betreff: Erwärmung der Erdatmosphäre durch CO2

    Das Thema ist von großer politischer und ökonomischer Bedeutung

    und betrifft bereits jetzt finanziell jeden Bürger in Deutschland.

    Klimaforscher (IPCC), Politik und Medien glauben und verbreiten:

    Der gemessene historisch einmalige Temperaturanstieg der Atmosphäre

    wird bedrohlich für die Menschheit.

    Für diesen Temperaturanstieg sei das Treibhausgas CO2 hauptverantwortlich.

    Deshalb müsse das vom Menschen gemachte Kohlendioxyd reduziert

    und perspektivisch auf Null gesenkt werden.

    Klimaskeptiker bezweifeln, dass der Temperatur-Anstieg menschengemacht ist.

    Wir untersuchen hier was passiert,

    wenn wir auf der Erde in den nächsten Jahrhunderten

    weiter fossilen Kohlenstoff nutzen wie bisher.

    In Zahlen:

    Das im Jahr 2300 mögliche Scenario von 1600 ppm CO2 statt heutiger 400 ppm :

    Zur Erwärmung der Erdatmosphäre durch CO2

    von Rainer Schottlaender, Diplomphysiker

    dT/dH = – g/Cp beschreibt den Temperaturverlauf in einer Planetenatmosphäre

    Um zu verstehen wie CO2 die Temperatur beeinflusst beginnen wir bei Null:

    Bild 1 zeigt die hypothetische 0 ppm CO2 Linie – – – – – über Guam

    Bild 3 zeigt bei 1,3,5 und sieben Luftmassen Gegenstrahlung und Absorption:

    Ich betrachte und vermesse Fig.24:

    1600 ppm CO2-Luft verschiebt die Absorption dieser 4,3 µm Bande in Fig.24

    maximal um 2 mm x 4 mm = 8 mm2 bei einer Gesamtfläche von 15 x 120 = 1800 mm2

    Dadurch zu erwartendes dT = dU/U x T/4 = 8/1800 x 300 K/4 = aufgerundet 0,4 K

    Die Messung erfolgte mittags. Nachts liegt der Wert darunter.

    Meine Berechnung des Beitrages der 15 µm Bande zur globalen Erwärmung:

    Hierzu Bild 2: Infrarotspektrum der Erde gemessen vom Satelliten Nimbus

    Bei 667 cm^-1 misst der Satellit Strahlung mit 230 K-Intensität

    = 90 Grad Temperaturdifferenz zu 320 K der Erdoberfläche.

    Zwischen 630 und 700 cm^-1 … 110 Grad Temperaturdifferenz.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Erdatmosph%C3%A4re#/media/Datei:Atmosph%C3%A4re_Temperatur_600km.png

    https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/e/e1/Atmosph%C3%A4re_Temperatur_600km.png/220px-Atmosph%C3%A4re_Temperatur_600km.png

    Durchschnittliche Temperatur und molare Masse der Luft in Abhängigkeit von der Höhe.."

    Die Erhöhung von pCO2 von heutigen 400 ppm

    auf von mir angenommene 1600 ppm im Jahr 2300

    führt zu

    – einer Verschiebung des 667 cm^-1 peaks

    – einem Ausbeulen der Flanken zwischen 700 und 750 cm^-1 und 580 bis 620 cm^-1

    Spektroskopie und Umweltphysik der Atmosphäre …

    https://www.physi.uni-heidelberg.de › ~eisele › schuelerlabor › Spektrosko…

    Ich verfolge die rote Kurve in dieser Grafik von 13 um bis 18 um.

    Mit zunehmender Absorption kommt IR aus immer grösseren Höhen.

    220-K-Strahlung , auch oben in Bild 2 sichtbar,

    kommt aus der kältesten Schicht der Tropopause / Standard-Atmosphäre

    Man sieht in Abb.4 bei 9,6 um …. die Wirkung von nur 3 mm Ozon

    Bereits wenige ppm O3 sättigen diese Absorptionsbande.

    Ich rechne mit global warming

    durch das AuSbeulen der Flanken 12,5 .. 13 µm und 16 … 18 µm.

    und mit global cooling

    durch AuFbeulen bei 14 … 16 µm. (Größere Abstrahlhöhe/Temperatur)

    Ich vermesse Abb.4 mit Zoom 175 % :

    (0,2 W/m^2um) x 1 um = 0,2 W/m^2

    Gesamtintegral ca. 2 W/m^2um x 50 um = 100 W/m^2

    dU/U x T/4 = dT = 0,2/100 x 300/4 = 1,5 K

    Spektrum der Sonne außerhalb der Atmosphäre und am Erdboden

    im Vergleich zum Spektrum eines schwarzen Strahlers mit einer Temperatur von 5250°C …"

    Viermal soviel CO2 in der Luft wie heute

    verursacht mehr Absorption des direkten Sonnenlichtes bei 2000 … 2100 nm

    und damit ein global cooling von ca.

    ( ( 0,1 W/m^2um x 50 nm = 5 W/m^2 ) / 1370 W/m^2 ) x 300 K/4 = 0,3 K

    Saldo: +0,4 K + 1,5 K – 0,3 K = 1,6 K

    Über Tag/Nacht und Bewölkung gemittelt liegt der Wert darunter.

    Mein Ergebnis ist um den Faktor zehn beruhigender als die Lehrmeinung.

    Ich erinnere an die vergleichbare Situation beim Spinat:

    https://www.zeit.de/1997/41/stimmt41.txt.19971003.xml

    Es war ein Kommafehler.

    ——————————————————————————————–

    Profil der Venusatmosphäre:

    https://de.wikipedia.org/wiki/Venus_(Planet)

    g = 8,87 m/s2

    pCO2 = 90 bar.

    https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/f/f0/Venusatmosphere_de.svg/220px-Venusatmosphere_de.svg.png

    Druck- und Temperaturverlauf

    https://de.wikipedia.org/wiki/Venus_(Planet)#/media/Datei:Venusatmosphere_de.svg

    Diese Grafik zeigt: dT/dH = 500 K/50 km = 10 K/km

    https://de.wikibooks.org/wiki/Tabellensammlung_Chemie/_spezifische_W%C3%A4rmekapazit%C3%A4ten

    Cp CO2 = 0,85 J/gK ( Luft 1 J/gK)

    g/Cp = 8,87 m/s^2 / 0,85 J/gK = ……….. 10 K/km

    Die Formel dT/dH = – g/Cp erklärt den Temperaturverlauf einer Planetenatmosphäre.

    Dieser wird bestimmt von der spezifischen Wärme Cp der Gashülle

    und der Schwerkraft.

    Nicht von den Strahlungseigenschaften der 90 bar/96 % CO2-Venus-Lufthülle.

    Das gilt vergleichbar für Planet Erde

    mit dT/dH = 5 … 8 K/km und 1 bar/99% O2/N2-Atmosphäre.

    Zur zukunftsentscheidenden T(CO2)-Frage hier die vom IPCC lautstark angeführte

    Lehrmeinung:

    Der Strahlungsantrieb (RF für radiative forcing, auch \Delta F) kann über eine lineare Beziehung mit der Änderung der globalen Gleichgewichtstemperatur an der Erdoberfläche ({\displaystyle \Delta T_{S}}) verknüpft werden:[2]

    {\displaystyle \Delta T_{S}=\lambda \Delta F}

    Mit λ = Parameter der Klimasensitivität mit der Einheit K/(W/m2).

    Der durch die die Zunahme der CO2-Konzentrationen verursachte Strahlungsantrieb lässt sich wie folgt näherungsweise berechnen:[1][3]

    {\displaystyle \Delta F=5,35{\mathrm {W} \over \mathrm {m} ^{2}}\cdot \ln {C \over C_{0}}}

    Mit C = CO2-Konzentration der zu betrachtenden Atmosphäre in ppm, C0= Ausgangskonzentration der Vergleichsatmosphäre in ppm, \Delta F = resultierender Strahlungsantrieb in W/m²…"

    Auf Venus angewendet :

    DeltaF

    = 5,35 W/m^2 x ln (90 bar pCO2/0,0004 bar pCO2) = 12,3

    = 65 Watt/m^2

    Tatsächlich wärmestrahlt 737-K-Venusboden 5,67 x 7,37^4

    = 16728 Watt/m^2

    https://de.wikipedia.org/wiki/Venus_(Planet)#Atmosph%C3%A4re :

    Der starke Treibhauseffekt (man spricht hier auch vom Venus-Syndrom) ist hauptsächlich durch die Masse an Kohlendioxid bedingt, aber auch die geringen Spuren von Wasserdampf und Schwefeldioxid haben daran einen wesentlichen Anteil.

    Er sorgt am Boden für eine mittlere Temperatur von 464 °C (737 K).[1]

    Das liegt sehr weit über der ohne Treibhauseffekt berechneten Gleichgewichtstemperatur von −41 °C (232 K),…"

    Ich korrigiere "wesentlich" mit diesem Gedankenexperiment:

    Mein 1 m^2 Schreibtisch

    stehe in dieser Minute auf der Venusoberfläche.

    Über mir 50.000 Meter dicke Luft:

    Zusammensetzung der Venus-Atmosphäre

    Wikipedia = IPCC lehrt:

    " .. In Bodennähe wurden bislang nur geringe Windgeschwindigkeiten von 0,5 bis 2 m/s gemessen. Durch die hohe Gasdichte entspricht das auf der Erde immerhin der Windstärke 4, das heißt, es kommt einer mäßigen Brise gleich, die Staub bewegen kann. Von dem auf die Venus einfallenden Sonnenlicht erreichen nur zwei Prozent die Oberfläche und ergeben eine Beleuchtungsstärke von etwa 5000 Lux.

    Die Sichtweite dort beträgt wie an einem trüben Nachmittag rund drei Kilometer…"

    Wie weit kommt die Infrarotstrahlung ? …

    "… Dass die Atmosphäre der Venus von außen völlig undurchsichtig ist, liegt nicht an der großen Masse und Dichte der Gashülle , sondern hauptsächlich an einer stets geschlossenen Wolkendecke.

    Diese befindet sich mit ihrer Unterseite in einer Höhe von etwa 50 km und ist rund 20 km dick. Ihr Hauptbestandteil sind zu etwa 75 Masseprozent Tröpfchen aus Schwefelsäure"

    …. durch diese Schwefelsäure-Wolken.

    Zurück zur Erde:

    https://wiki.bildungsserver.de/klimawandel/index.php/Treibhauseffekt

    Hier werden 350 – 324 W/m^2 = 26 W/m^2 angegeben.

    = 16 % von 168 …. = 11 % von 235

    … dU/U = 0,11 = 4 dT/T ….. dT = 288 K x 0,11/4

    = 8 K durch alle Spurengase ……………nicht 33 K

    Davon 2 K CO2-bedingtes global warming

    Die Atmosphäre hat bereits mit diesen 2 Grad geantwortet.

    Es ändern sich in Zukunft nur die Flanken und Zentren der Absorptionsbanden.

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

    nach Kiehl and Trenberth (2009)

    Hier angegeben: 356 – 333 = 23 W/m^2 netto IR Strahlung

    CO2-bedingt von mir vorläufig angenommene 5 W/m^2

    1600 ppm CO2 ändert die Zahlen.

    Das "Ausbeulen" der 15 um Flanke verkleinert das Atmosphärische Fenster.

    Ich rechne mit 39 statt 40 W/m^2.

    —————————————————

    Ungeklärt :

    Wohin führt die C-14 Spur ?:

    https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/e/e2/Radiocarbon_bomb_spike.svg/300px-Radiocarbon_bomb_spike.svg.png

    14C in der Atmosphäre.[1]

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernwaffen-Effekt :

    " Seit dem Verbot der oberirdischen Kernwaffentests nimmt das 14C/12C-Verhältnis

    in der Atmosphäre wieder ab …

    In der Erdatmosphäre befinden sich 3000 Gigatonnen CO2,[2]

    die im Mittel alle 3–5 Jahre vollständig ausgetauscht werden,[3]

    wodurch die durch die Kernwaffenversuche eingebrachte Menge …. "

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

    C-14-O2 Moleküle markieren chemisch fast identische

    normale atmosphärische C-12-O2-Moleküle und begleiten deren Lebensweg .

    Was geschah und geschieht

    mit den bisher von der Menschheit emittierten

    500 GtC x 44/12 = 1833 Gigatonnen CO2-Molekülen ?

    Irrt das nobelpreisgekrönte IPCC auch in dieser Frage ?

    https://www.seilnacht.com/Lexikon/cbilanz.gif

    Hierzu ein Experiment:
    Schotti´s Klimaglobus
    Von schotti am 16. Februar 2011 Quelle: https://www.schottie.de/?p=650

    Unsere Erde im Massstab 1 zu 2,6 mal 10 hoch 21 by volume

    500 Gramm Wasser simulieren den Ozean

    1,5 Liter Luft in dieser 2 Liter Glasflasche die 4 mal 10 hoch 18 qbm Atmosphäre

    unter Normalbedingungen 1013 mbar.

    Ich injiziere mit einer Spritze CO2 und messe wie schnell sich wieviel löst.

    Das Gerät plus CO2-Messkopf plus eine Reparatur/Eichung kostete mich 1000 DM.

    Copyright 1990 – 2. Dezember 2019 : http://www.schottie.de

  40. schotti sagt:

    Heisenberg tauchte Uranwürfel in schweres Wasser:

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

    Die Frage wielange weltweit der Brennstoff reicht,

    hat man sich damals gar nicht und später nie ernsthaft gestellt.

    Das Militär entwickelte für viele Milliarden Euro die ersten Reaktoren

    für die schnellstmögliche maximale Plutoniumproduktion.

    Die Technik wurde dann ein Jahrzehnt später von der Industrie in unseren heutigen AKWs verwendet.

    Resultat:

    Es gibt weltweit ca. 400 Reaktoren, die allesamt das extrem seltene U-235 verbrennen.

    Das sind geschätzt 400 x 1 GW x 8000 Jahresbetriebsstunden = 3200 TWh-el

    Vergleiche: Weltprimärenergieverbrauch ist ca. 160.000 TWh-th

    Irgendwann wird sich die Menschheit von C verabschieden müssen.

    Mehr als 4000 GtC,

    also 8mal soviel wie die bisher seit 1850 abgebauten 500 GtKohlenstoff ,

    wird sich nicht wirtschaftlich fördern lassen

    (10 m Flöz waren es im Ruhrgebiet, 100 m Flözdicke ist noch da)

    Ersetzt man C durch U und/oder Th,

    dann reicht das Welt-Uran-235 nur für ein paar Jahrzehnte.

    Jeder weitere gebaute zivile Atomreaktor mit U-235 macht kaum Sinn.

    Es muss geklärt werden,

    ob Plutonium und/oder Thoriumwirtschaft überhaupt möglich ist.

    Der erste schnelle Brüter EBR I/II hatte eine Brutrate 1,3.
    Es entsteht 30 % nicht kettenreaktionsfähiges Pu240.
    Pu-U-Trennung und Entsorgung usw kostet weiteres Geld = Energie.
    Bill Gates hypothetischer Laufwellenreaktor und andere Versuche gibt es.

    Ich konzentriere mich auf das, was noch keiner gemacht/versucht hat,

    trotz weltweit vorhandener tausendfacher Kompetenz:

    Es gibt keinen U-233 Reaktor.

    Man muss einen Prototypen bauen,

    um die Möglichkeit einer Thoriumwrtschaft zu beweisen.

  41. schotti sagt:

    What a nice day.

    Die Vögel zwitschern und der Specht hämmert.
    Nachher wenn die Sonne kommt und es wärmer wird werde ich locker meine 20 Minuten joggen,
    was übrigens Mr. Trump auch guttun würde. Schön langsam in seinem Alter.
    Und wenn es nur ein paar Meter am Anfang sind.

    Zuvor dürfen Sie mich gerne auf dieser gesunden und lehrreichen Runde Gehirnjogging begleiten:

    Zum unerledigten Punkt 3:

    https://www.schottie.de/?p=11545

    Zum Warmlaufen empfehle ich Ihnen dieses

    GEDANKENEXPERIMENT ZU CORONA UND ZUR ENERGIEWENDE

    https://www.schottie.de/?p=11424#comment-130189

    Jetzt zur Zukunft der Atomenergie:

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

    Der Weltenergiebedarf ist die Menge an Primärenergie, die weltweit im Jahr benötigt wird. 2014 lag der Weltprimärenergiebedarf bei 574 Millionen Exajoule (574 EJ, 13.699 Megatonnen Öleinheiten). Darunter befand sich eine Stromerzeugung von 21.963 TWh (79 EJ). Bei der Nutzung dieser Energie wurden ca. 32,4 Mrd. Tonnen Kohlenstoffdioxid freigesetzt

    Wird in einem Reaktor eine Tonne U-238/U-235/Pu-239/U-233/Th-232 gespalten,
    entspricht das etwa 2 Millionen Tonnen Öl.

    Obige 13,7 Mt erfordern etwa jährlich aufjerundet 7.000 Tonnen spaltbares Material.

    Da im Natururan nur 0,7 % U-235 enthalten sind demnach etwa 1 Million Tonnen Uran pro Jahr.

    Wenn wir das so machen, gibt es in 100 Jahren (entspricht 100 Millionen Tonnen) kein abbauwürdiges Uran mehr.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Uran#Abbau

    Die Weltproduktion von Uran betrug im Jahr 2006 39.603 Tonnen. Große Förderländer sind Australien, Kanada, Russland, Niger, Namibia, Kasachstan, Usbekistan, Südafrika und die USA. Der Verbrauch lag 2006 weltweit bei 66.500 Tonnen und wird von der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) durch den Neubau von Kernkraftwerken für das Jahr 2030 auf 93.775 bis 121.955 Tonnen geschätzt. Der Abbau deckt etwa 60 % des aktuellen Bedarfs, der Rest wird durch Lagerbestände, Wiederaufarbeitung und abgerüstete Kernwaffen gedeckt

    Jetzt sind wir  beim  AtomKern des Problems:

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

    "Nach Angaben der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEA) sind 442 Reaktoren mit einer installierten elektrischen Gesamtnettoleistung von rund 390,482 Gigawatt (GWe) in Betrieb, um elektrischen Strom zu erzeugen (Stand 22. Februar 2019, Informationsstand: 26. Februar 2020[1]). 50 Reaktoren befinden sich im Bau ….."

    … was wenig Sinn macht:

    Fast alle dieser Reaktoren verbrennen weiterhin das extrem seltene U-235 , nur sehr wenig/e U-238.

    Sie lernen und ich erinnere für mich selbst:

    https://www.spektrum.de/lexikon/physik/abgebrannte-brennelemente/44

    abgebrannte Brennelemente: 

    Zusammensetzung des Kernbrennstoffs bei Leichtwasserreaktoren vor und nach dem Einsatz im Reaktor…"

    Diese 94,48 % "abgebranntes" Uran werden als Atom"müll" bezeichnet und behandelt.

    Dieses Uran ist keineswegs "abgebrannt".

    Das technische Problem ist, dass man für die Nutzung der 100%/0,7% = 140fachen U-238-Weltreserve

    einen Schnellen Brüter braucht. 

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

    Entscheidend für eine funktionierende Plutoniumwirtschaft ist die Brutrate des Reaktors und die Gesamtbilanz

    inclusive Trennung des Pu-239 vom U-238 ( https://de.wikipedia.org/wiki/PUREX-Prozess )

    Daran arbeitet zwar fast niemand in Deutschland,

    aber tausende Ingenieure und Forscher in den USA, Russland, China, Indien, Frankreich und England.

    Meine Anfrage via Russische Botschaft wie hoch die Brutrate des Kommerziellen Reaktors BN-800 ist

    blieb bisher erwartungsgemäss unbeantwortet. Das läuft überall so wie bei Ihnen  

    Es reicht mir leider nicht Wikipedia zu befragen:

    https://de.wikipedia.org/wiki/BN-Reaktor

    Die BN-Reaktoren sollen ein Brutverhältnis bis zu 1,3 erreichen können, also 30 % mehr Plutonium aus Uran-238 erzeugen können, als sie in der gleichen Zeit an spaltbarem Material verbrauchen…."

    Das ist nur die halbe Wahrheit.

    Im Schnellen Brüter entsteht meines bisherigen Wissens etwa 30 % des nicht kettenreaktionsfähigen Isotops Pu-240.

    Damit ist die Brutrate kleiner 1 mit allen Folgen…

    Jetzt zu Thorium:

    Ich denke im Moment nicht, dass der Flüssigsalzreaktor der richtige Weg ist:

    https://de.wikipedia.org/wiki/Fl%C3%BCssigsalzreaktor

    Vielleicht bin ich voreilig, denn die Chinesen und Russen sind mindestens so schlau wie ich.

    Im Gegensatz zu Uran kommt Thorium in der Natur als reines Isotop Th-232 vor.

    Das ist echt spannend und fast philosophisch:

    Alle schweren Elemente und jedes Atom Ihres Körpers entstand nach dem angeblichen Urknall

    und vor der Entstehung unserer Sonne… 

    Zurück in die Gegenwart. In wenigen Minuten kommen die RKI-Zahlen …

    Gesendet: Freitag, 03. April 2020 um 09:07 Uhr
    Von: "Rainer Schottlaender"
    An: "Claus Faltin" , "Claus Faltin"
    Betreff: Thorium … Stand der Technik
    Das Salz verursacht immense Korrosionsprobleme, zudem ist die Strahlenbelastung aufgrund der vielen Spaltprodukte hoch und es entstehen große Mengen radioaktiven Tritiums, die unaufhaltbar in die Umgebung entweichen. Die US-Regierung stoppte das Projekt.

    Foto: Idaho National Laboratory Prototyp eines Atomjets in den 50er-Jahren in Idaho (USA)

    https://www.ausgestrahlt.de/informieren/akw-generation-iv/

    https://www.focus.de/wissen/technik/atomkraft/tid-22180/physik-reaktoren-der-zukunft_aid_624007.html

    Physik Reaktoren der Zukunft

    Angesichts dieser Vorzüge setzen einige Staaten auf die Thorium-Technologie. So kündigte in Japan der Wirtschaftsverband Kaidanren im Oktober 2010 laut Medienberichten den Bau des weltweit ersten kommerziellen Flüssigsalz-Thoriumreaktors durch die japanische Firma International Thorium Energy & Molten-Salt Technology an. Die Entscheidung dafür fiel, weil diese Reaktoren unter normalem Druck arbeiten und nicht, wie die Reaktorgefäße von Uranmeilern, unter hohem Druck stehen. Dies könne die Kosten für die Erdbebensicherheit senken, denn bei einem Leck erstarre die austretende Salzschmelze sofort und stelle keine Gefahr dar. Ob sich nach Fukushima an dem Plan etwas änderte, ist nicht bekannt. Die Internetseite der Firma ist derzeit nicht erreichbar.

    Im Februar dieses Jahres zog China nach. Die Akademie der Wissenschaften des Landes gab bekannt, sie wolle ein Programm zur Entwicklung eines Flüssigsalz-Thoriumreaktors finanzieren. An die Spitze der Entwicklung setzte sich jedoch Indien. Das Land will bis 2050 ein Drittel seines Stroms mittels Kernkraft erzeugen und dazu seine großen Thorium-Reserven nutzen. Ein Viertel des geschätzten abbauwürdigen Weltvorrats von 1,2 Millionen Tonnen ruht in indischen Böden. Im Atomkraftwerk Kakrapar wird das Metall bereits genutzt, allerdings ist es statt Uran in konventionellen Brennstäben enthalten.

    In Kalpakkam (Tamil Nadu) entsteht zudem ein Schneller Brüter, der aus Thorium das spaltbare Uran-233 erbrüten soll. Die erforderlichen Zündneutronen soll Plutonium liefern.

    Das Uran-233 wird in einem neu entwickelten Schwerwasser-Reaktor genutzt; ein Prototyp könnte noch 2011 in Betrieb gehen. Damit wäre ein Kernbrennstoff-Kreislauf geschlossen. Mit dieser Technologie könnte das 1,1-Milliarden-Volk seine Stromversorgung für Jahrhunderte sichern.

    Nur für Norwegen gilt dies nicht. Vor zwei Jahren gab das Land seine Pläne zum Bau eines Thorium-Reaktors auf. Grund ist eine Studie, die Norwegens rot-grüne Regierung 2007 bei der Strahlenschutzbehörde Statens Strålevern in Auftrag gegeben hatte. Sie nahm den gesamten Thorium-Brennstoffkreislauf unter die Lupe. Das Ergebnis überraschte. Konventionelle Reaktoren, verlautbarte die Behörde, führen zur radioaktiven Belastung von Luft und Wasser, es bestehe ein erhebliches Unglücksrisiko, auch unkontrollierte Kettenreaktionen seien möglich, und im schlimmsten Fall eine Kernschmelze – gleich, ob die Meiler mit Uran- oder Thorium-Brennstoff arbeiten.

    Ende des Mythos

    Auch wenn im Thorium-Reaktor die Kettenreaktion leicht zu stoppen sei, so die Studie weiter, gebe es ein Unfallrisiko durch die Nachzerfallswärme, die nur durch funktionierende Kühlsysteme abgeführt werden könne. Deshalb sei die Wahrscheinlichkeit einer Kernschmelze für Uran- oder Thoriumbrennstoff gleich. Zudem lasse sich das Uran-233 doch militärisch missbrauchen, Terroristen könnten es deshalb für „nichtfriedliche Zwecke" nutzen. Tatsächlich wurde es 1955 von den USA in einigen Bombenexplosionen als Kernwaffenmaterial getestet, dann aber gerade wegen der Gammastrahlung seiner Beiprodukte zugunsten von Plutonium aufgegeben. Es soll auch in indischen Atomwaffen vorhanden sein.

    Hinzu komme, dass auch die Thorium-Technologie das Atommüllproblem nicht lösen könne. Ein Thorium-Reaktor produziere zwar weniger und kürzer strahlenden Atommüll als ein Uran-AKW. Dafür strahle er stärker, was Transport und Lagerung erschwere. Dies läuft der Argumentation, mit der ihre Befürworter für die Thorium-Reaktoren werben, klar zuwider. Weiterer Streit ist also auch um diese Technologie programmiert, zumindest in Europa.

    In Deutschland sowieso. Hier hat man sich mit dem THTR 300 wohl ganz von dieser Energieerzeugungs-Option verabschiedet. Der alte Meiler steht jetzt unter „sicheren Einschluss" auf der Wiese. Vor 20 Jahren wurde sein imposanter Trockenkühlturm gesprengt, und 1995 verschwanden die letzten Brennelement-Kugeln im Zwischenlager Ahaus. „Uran ist so was vom vergangenen Jahrhundert – jetzt kommt das neue grüne Atom", orakelte die US-Zeitschrift „Wired" unlängst. Hierzulande ist dagegen auch die Thorium-Technologie bereits von gestern – mag sie in anderen Ländern noch so zukunftsträchtig erscheinen.
    ——————————————————————————————–

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernenergie_nach_L%C3%A4ndern

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

    https://de.wikipedia.org/wiki/Kernenergie_in_Frankreich#Brutreaktoren

    In Frankreich wurden in der Vergangenheit auch zwei Schnelle Brüter betrieben, das Kernkraftwerk Phénix und das Kernkraftwerk Superphénix. Beide wurden aus wirtschaftlichen Gründen vorzeitig stillgelegt.

    https://de.wikipedia.org/wiki/Thorium#Vorkommen

    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 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.

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

    Brennstoff-Brutprozess[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]
    Das natürliche Uran besteht zu 99,3 % aus dem nicht spaltbaren Isotop 238U und nur zu 0,7 % aus dem spaltbaren Isotop 235U. Für den Betrieb der meisten Kernspaltungsreaktoren (z. B. Leichtwasserreaktor) muss es vor Herstellung der Brennelemente technisch aufwändig auf etwa 3 bis 4 % 235U angereichert werden.

    Im Betrieb jedes Uranreaktors wird ein Teil des vorhandenen 238U durch Neutroneneinfang in 239U umgewandelt. Dieses geht von selbst durch zwei aufeinander folgende β−-Zerfälle in das spaltbare 239Pu über, das teilweise parallel zum 235U noch im Reaktor wieder gespalten[6] wird, teilweise aber auch später nach Wiederaufarbeitung des gebrauchten Brennstoffes zu neuen Mischoxid-Brennelementen verarbeitet werden kann.

    Das „Brüten" im eigentlichen Sinne, also ein Überschuss des so erzeugten über den zugleich verbrauchten Brennstoff, gelingt aber nur in einem Reaktor, der ohne Moderator arbeitet, einem schnellen Brüter, denn nur bei der Spaltung durch ein schnelles Neutron ist die durchschnittliche Zahl neu freigesetzter Neutronen pro Spaltung dafür hoch genug (siehe Kernspaltungsprozess im Brutreaktor). Der Überschuss drückt sich darin aus, dass das Brutverhältnis (manchmal auch Brutrate oder Konversionsrate genannt), die Zahl neu erzeugter Brennstoffatome pro verbrauchtem Brennstoffatom, über 1,0 liegt.

    Der schnelle Brüter heißt also nicht so, weil er „schnell brütet", sondern weil er zur Kernspaltung schnelle statt thermischer (abgebremster) Neutronen verwendet.

    …ein weiteres Neutron muss einen neuen spaltbaren Kern erzeugen, um den gespaltenen Kern zu ersetzen, also ein Brutverhältnis von 1,0 zu erreichen. Hinzu kommen aber unvermeidliche Neutronenverluste durch Leckage nach außen und durch Absorptionsvorgänge, die weder zu Spaltung noch zu Pu-Produktion führen, nämlich Absorption im Strukturmaterial, in Spaltprodukten, im Kühlmittel und in den Steuerstäben.

    Beispiele für Brutreaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]
    Betrieb Land Ort Name elektr. Leistung
    in MW Bemerkung
    von bis
    1946 1952 USA New Mexico Clementine 0,025 Erster Brutreaktor, diente 6 Jahre als Neutronenquelle für die Forschung
    1951 1964 USA Idaho EBR-I 0,2 Zweiter Brutreaktor, lieferte die erste nuklear erzeugte, elektrische Energie (auch Chicago Pile 4), partielle Kernschmelze 1955 (INES: 4)
    1961 1964 USA New Mexico LAMPRE
    Schmelze aus Plutonium und Eisen als Spalt- und Brutstoff mit Natrium als Kühlmittel
    1961 1994 USA Idaho EBR-II 20
    1962 1977 Großbritannien Dounreay DFR 14
    1963 1972 USA Detroit FERMI 1 61 Untersuchung der Wirtschaftlichkeit, partielle Kernschmelze 1966 (INES: 4), Stilllegung wegen Problemen 1972
    1967 1983 Frankreich Cadarache Rapsodie 40 Testreaktor
    1973 1999 Kasachstan Aqtau BN-350 150 Erster Brutreaktor der russischen BN-Baureihe
    1974 2010 Frankreich Marcoule (Gard) Phénix 250 Am 1. Februar 2010 offiziell abgeschaltet[17]
    1974 1994 Großbritannien Dounreay PFR 250
    1977 1991 Deutschland Karlsruhe KNK I+II 20 Testreaktor
    1978
    Japan Jōyō
    100 Forschungsreaktor
    1980 1992 USA Washington FFTF 400 Experimenteller Reaktor, 1992 in Hot-Standby abgeschaltet und seit 2002 im Abbau befindlich
    1980 heute Russland Belojarsk 3 BN-600 600 Seit Abschaltung von Creys-Malville 1996 und bis zur Inbetriebnahme von Belojarsk 4 im Jahr 2014 weltgrößter Brüter; kein Containment
    1985 heute Indien Kalpakkam FBTR 13 Testreaktor, thermische Leistung 40 MW
    1986 1996 Frankreich Creys-Mépieu Superphénix 1180 1996 nach Zwischenfällen vom Netz genommen (INES: 2), nach Regierungsentscheidung 1998 auch aus Kostengründen endgültig abgeschaltet, seit 2006 im Abbau.
    1994 2017[18] Japan Fukui Monju 280 Nach einem schweren Störfall im Jahr 1995 wurde der Testbetrieb am 6. Mai 2010 wieder aufgenommen, infolge weiterer Zwischenfälle jedoch inzwischen beendet.
    — — Deutschland Kalkar SNR-300 327 Bauarbeiten 1991 eingestellt, wurde nie in Betrieb genommen
    2010 heute Volksrepublik China CIAE nahe Peking CEFR 20 „China Experimental Fast Reactor", Testreaktor, seit 21. Juli 2010 in Betrieb[19]
    2014
    Indien Kalpakkam PFBR 500 Prototyp / Demonstrationsreaktor, Umwandlung von Thorium in U-233[20], Inbetriebnahme für 2015 geplant, nach aktuellem Stand (Nov. 2018) aber noch im Bau[21]
    2014 heute Russland Belojarsk 4 BN-800 800 Produktivreaktor, kritisch seit Juni 2014, ab 2015 in Betrieb[22]
    [2023]
    Volksrepublik China Xiapu-1 CFR-600
    „China Demonstration Fast Reactor", geplant für 2023[23]
    Thermische Brüter[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]
    Siehe auch: Thorium, Kernkraftwerk THTR-300 und Rudolf Schulten

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

    Die Idee eines Laufwellenreaktors stammt aus den 1950er Jahren und wurde seitdem immer wieder aufgegriffen und weiterentwickelt. Dieses Konzept eines Reaktors, der seinen eigenen Brennstoff erbrütet und gleich selbst verbraucht, wurde erstmals 1958 von Saveli Feinberg erforscht. Feinberg sprach dabei vom Prinzip breed-and-burn[1] (zu Deutsch erbrüten und verbrennen). Es wurde 1979 von Michael Driscoll,[2] 1988 von Lev Feoktistov,[3] 1995 von Edward Teller & Lowell Wood[4], 2000 von Hugo van Dam,[5] 2001 von Hiroshi Sekimoto[6] und wird seit 2006 von Bill Gates' TerraPower verfolgt.[7][8]

    Numerische Simulation eines Laufwellenreaktors, Rot 238U, Grün 239Pu, Blau Neutronendichte

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

    Etwa 95 % des bisher angefallenen abgereicherten Urans, weltweit geschätzt etwa 1,1 Millionen Tonnen, wird immer noch in Form von Uranhexafluorid (UF6) in großen, speziellen Stahltanks gelagert, meist (aber nicht ausschließlich) in unmittelbarer Nähe der Anreicherungsanlagen, in denen es ursprünglich anfiel. Diese Art der Zwischenlagerung ist offiziell von der IAEO genehmigt und kann solange fortgesetzt werden, bis das abgereicherte Uran einer Verwendung zugeführt wird. Kritisch zu betrachten ist allerdings, dass Uranhexafluorid mit Wasser sehr heftig reagiert und als Reaktionsprodukt giftige Flusssäure bildet.

    https://fissionliquide.fr/2013/06/08/la-reserve-francaise-de-thorium/

    En 2012 la France a consommé 489,5 Twh d'électricité. A ce niveau de consommation, les 8500 tonnes dans la réserve française pourraient fournir les besoins en électricité de la France pendant 190 ans. On n'aura pas besoin d'aller chercher le thorium par extraction minière pendant un moment ! Mais quand ce sera nécessaire, le coût et l'impact sur l'environnement seront négligeables.

    Im Jahr 2012 verbrauchte Frankreich 489,5 TWh Strom. Bei diesem Verbrauch könnten die 8.500 Tonnen in der französischen Reserve 190 Jahre lang den französischen Strombedarf decken. Wir müssen für eine Weile kein Thorium durch Bergbau holen! Bei Bedarf sind die Kosten und die Auswirkungen auf die Umwelt jedoch vernachlässigbar….

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

    1. … Sagt wer ?

    2. Theoretisch ja … 20 TWh/t ….?

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