Wie jede andere Technik entwickelt sich die zivile Kerntechnik laufend weiter. Fachleute unterscheiden bisher vier Generationen von Kernkraftwerken bzw. Atomkraftwerken. Die heute in der Schweiz in Betrieb stehenden Anlagen gehören zur zweiten Generation, die sich im industriellen Alltagseinsatz bewährt hat. Durch sorgfältige Wartung und laufende Erneuerungen kann die Betriebsdauer dieser zuverlässigen Anlagen deutlich verlängert werden. Die gilt insbesondere für die Schweiz, wo die Kernkraftwerksbetreiber erheblich Investitionen in ihre Anlagen getätigt haben.

Inzwischen stehen weiterentwickelte Atomkraftwerke (AKW) der dritten Generation bereit, um nach und nach die zweite Generation abzulösen. Die Zukunft der Kernenergie hat also bereits begonnen. Aus heutiger Sicht ist zu erwarten, dass Kernenergie und erneuerbaren Energien in Zukunft einen immer grösseren Teil des Weltenergiebedarfs decken werden.

In den vergangenen Jahrzehnten ist die Entwicklung fortgeschrittener Reaktortypen einer neuen, dritten Generation weltweit vorangetrieben worden. Diese Kernkraftwerke (KKW) sind heute marktreif und bilden die Grundlage für die Neubauten der kommenden Jahre und Jahrzehnte. Die beiden ersten fortgeschrittenen Kernkraftwerke haben 1996 und 1997 in Japan den Betrieb aufgenommen, und fast alle der gegenwärtig weltweit im Bau oder in Planung befindlichen Kernkraftwerke gehören dieser Generation an.

Die Entwicklung der Reaktorsysteme der dritten Generation begann Anfang der 1990er-Jahre. In vielen Fällen handelt es sich um die Weiterentwicklung der zuverlässigen Reaktortypen der zweiten Generation. Dieses Vorgehen ermöglicht es den Konstrukteuren, den allgemeinen technischen Fortschritt der letzten Jahrzehnte mit den praktischen Erfahrungen aus über 12'000 Reaktorbetriebsjahren zu verbinden.

Die Atomkraftwerke der dritten Generation zeichnen sich aus durch:

• mehr Effizienz durch einen geringeren Bedarf an Uran pro produzierte Kilowattstunde
• verbesserte Wirtschaftlichkeit durch standardisierte und robuste Konstruktionsweisen, was Bewilligungsfristen, Bauzeit und Kapitalkosten reduziert
• noch weiter erhöhte Sicherheit durch Weiterentwicklung der Technik.

An die Kernkraftwerke der dritten Generation stellen Konstrukteure und Behörden den Anspruch, dass selbst im schlimmstmöglichen Störfall – so unwahrscheinlich er auch sein mag – die Auswirkungen auf die Anlage beschränkt bleiben. Radioaktive Stoffe dürfen auch in diesem Fall nur in so kleinen Mengen aus der Anlage entweichen, dass die Gefahren für Mensch und Umwelt sehr gering bleiben.

Eine innovative Entwicklung der letzten Jahrzehnte sind die sogenannten passiven Sicherheitssysteme. Sie basieren auf Naturgesetzen wie beispielsweise der Schwerkraft. Im Unterschied zu aktiven Sicherheitssystemen benötigen passive Systeme keine Pumpen oder motorgetriebenen Ventile und funktionieren ohne Energiezufuhr von aussen. Im Falle einer schweren Fehlfunktion im Kraftwerk erfüllen sie ihre Aufgabe auch ohne Eingriffe durch Mensch oder Technik. Viele der Reaktorsysteme der dritten Generation enthalten solche passive Sicherheitssysteme.

Auf dem Weltmarkt bieten gegenwärtig Hersteller aus Europa, Nordamerika, Ostasien und Russland Reaktorsysteme der dritten Generation an.

Die meisten Reaktortypen der dritten Generation gehören zu den bewährten Leichtwasserreaktoren. Das sind jene Reaktoren, die gewöhnliches Wasser (H₂O) als Kühlmittel und gleichzeitig auch als Moderator für die Kernspaltung verwenden. Leichtwasserreaktoren werden in Druckwasser- und Siedewasserreaktoren unterschieden.

Zu den Druckwasserreaktoren der dritten Generation gehört unter anderem der vom US-amerikanischen Unternehmen Westinghouse angebotene AP1000 (Advanced Passive Plant, elektrische Leistung ca. 1100 Megawatt) und der von General Electric (ebenfalls USA) entwickelte Siedewasserreaktor ESBWR (Economic and Simplified Boiling Water Reactor, ca. 1500 Megawatt).

Aus Europa stammen der französisch-deutsche fortgeschrittene Druckwasserreaktor EPR (1600 Megawatt) und der Siedewasserreaktor SWR1000 (1250 Megawatt) von Areva.

AP1000, ESBWR und SWR1000 zeichnen sich durch passive, von Schwerkraft und natürlicher Konvektion (Wärmeübertragung thermischer Energie) angetriebene Sicherheitssysteme aus, die ohne äussere Energiezufuhr funktionieren. Im Falle einer schweren Fehlfunktion könnten diese Anlagen während drei Tagen ohne Eingriff der Operateure sich selbst überlassen werden, ohne dass es zu einer gefährlichen Situation kommt. Im Fall eines Kernschmelzens könnte die Schmelze im Reaktordruckgefäss zurückgehalten und die Wärme abgeführt werden. Zudem vereinfacht das robuste Design den Bau und Betrieb dieser Reaktorsysteme. Ausführlichere Informationen finden Sie im Kapitel Sicherheit.

Beim europäischen EPR würde im höchst unwahrscheinlichen Fall einer Kernschmelze der geschmolzene Kern auf einer speziellen Ausbreitungsfläche innerhalb des Reaktorgebäudes aufgefangen, wo die Wärme kontrolliert abgeführt wird. Die Anlage ist zudem mit vier voneinander unabhängigen Sicherheitssystemen ausgerüstet, die auch räumlich sauber getrennt sind (Prinzip der Redundanz). Schliesslich schützt eine zweite Betonschale das Reaktorgebäude gegen äussere Einflüsse wie beispielsweise ein Flugzeugabsturz.

In Entwicklung stehen zudem kleine, neuartige Reaktoren, die im Baukastensystem zu grossen Produktionseinheiten zusammengebaut werden können. In der industriellen Umsetzung bereits weit fortgeschritten ist der Pebble Bed Modular Reactor (PBMR). Bei diesem System handelt es sich um einen gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktor, der Temperaturen von bis zu 900 °Celsius erreicht. Der PBMR ist eine Weiterentwicklung eines in Deutschland erprobten Hochtemperatur-Reaktors. Eine Anlage mit rund 165 Megawatt Leistung soll demnächst in Südafrika als Prototyp gebaut werden. Beim PBMR ist der Kernbrennstoff in billardkugelgrosse Graphitkugeln eingeschlossen. Ein Kernschmelzen ist aus physikalischen Gründen nicht möglich.