De HTGR

De Pebble Bed High Temperature Gas-cooled Reactor

De gemeente Opmeer in Noord-Holland is al enige tijd bezig om een Small Modular Reactor op haar grondgebied te krijgen om in 2040 CO2-neutraal te zijn, netcongestie te vermijden en energiezekerheid te verkrijgen. Opmeer heeft in 2025 opdracht gegeven voor een haalbaarheidsonderzoek, dat in september 2025 beschikbaar kwam. Selectie voor de reactor-technologie in het onderzoek was gedefiniëerd als: "Een ideale SMR is van generatie III (bewezen technologie) met maximaal 80 MWth thermisch vermogen (20-25 MWe) door een gevestigde organisatie, waarvoor reeds een First-of-a-Kind-project loopt". Men kwam uit op de PWR20 van Last Energy als 'goede fit', maar Last Energy gaf aan niet in Nederland te willen bouwen. De eVinci van Westinghouse was ook een goede fit, maar te duur en viel dus ook af. De PB-HTGR van Allseas was in hetzelfde onderzoek geen goede fit, omdat het een Gen-IV reactor betrof.
    In februari 2026 verscheen het SMR Opmeer fase 2 eindrapport. Daarin wordt gesteld dat de spelregels in NL betreffende SMR's zijn (worden) veranderd en dat visie en besluiten komen te liggen bij de provincie (en niet bij de gemeente); bij het eerste SMR-project zal zelfs het Rijk optreden als coördinerend bevoegd gezag. Het fase-2 eindrapport heeft klaarblijkelijk de kriteria voor de SMR-selectie gewijzigd, want het komt nu met twee nieuwe Gen-IV reactoren als optie: de Allseas 25 MWe PB-HTGR en de Copenhagen Atomics 40 MWe TMSR. De risico's en onzekerheden van de PB-HTGR worden hieronder verder belicht; die van de TMSR hier. Het rapport hanteert een zgn. Technology Readyness Level om aan te geven hoever verwijderd een bepaald reactor-type is van succesvolle en veilige commerciële markt-implementatie. Maar de TRL wordt voor kernreactor-technologie vaak alleen toegepast voor een bepaald type reactor van een bepaald ontwerp van een ontwerpbureau of fabrikant omdat de technologie en veiligheid ervan behoorlijk verschilt per ontwerp-categorie. Een TRL van 7-8 (system prototype demonstration in operational environment - system complete and qualified) toekennen aan de Allseas PB-HTGR is dan ook erg misleidend. Die TRL 7-8 geldt namelijk voor de hele categorie HTGR en de Allseaes PB-HTGR is maar één type HTGR die zelfs nog niet helemaal op papier papier staat. TRL 6 zou beter passen.
    De gemeente (bij monde van wethouder ter Veen) staat nu op het punt een intentie-overeenkomst (letter of intent) te tekenen met Allseas voor installatie van een HTGR die tussen 2035 en 2040 volledig opgeleverd zou moeten zijn. Het Nederland/Zwitserse bedrijf Allseas heeft zelf nagenoeg geen ervaring met het ontwerpen en bouwen van kernreactoren.  Allseas is sinds juni 2025 (!) een samenwerking aangegaan met TNO, NRG Pallas, en TU Delft voor het ontwerp van een PB-HTGR. Ook is in 2025 een partnership afgesloten met het Zuid-Afrikaanse STL Nuclear (in 2024 gefuseerd met het Zuid-Afrikaanse Stratek Global), dat de HTMR-100 heeft ontworpen. De HTMR-100 heeft een vermogen van 35 MWe, de Allseas HTGR krijgt een vermogen van 25 MWe. Het vermoeden is dus dat met STL Nuclear een aangepaste HTMR-100 'light' ontworpen zal gaan worden met een kleiner vermogen. De HTMR-100 is reeds een voltooid ontwerp en is klaar voor de bouw van een demo.
    Allseas zegt dat zelfs oplevering van hun HTGR in 2030 mogelijk is. Politici zijn veelal enthousiast, over dit plan, maar de vraag is of de planning en financiering haalbaar zijn. Allseas partner NRG Pallas (v/h NRG) is in het bezit van een eigen PB-HTGR ontwerp genaamd ACACIA, dat ca. 25 jaar in de la heeft gelegen. De TU Delft en de Universiteit Utrecht hebben in het verleden via promotie onderzoek (zie bijv. dit onderzoek) ook veel research gedaan naar de PB-HTGR.

De HTGR is een zgn. Gen-IV reactor-ontwerp. Zoals de naam al zegt gebeurt de koeling van de reactor-kern door een gas, en dat is het (inerte) edelgas Helium. Er zijn verschillende varianten van de HTGR, maar wij bespreken hier de meest populaire en gangbare: de Pebble Bed HTGR (ook wel PB-HTGR genoemd). De prototype- en demo-reactoren van dit type die momenteel in bedrijf zijn, zijn respectievelijk de Chinese HTR-10 (10 MWt, sinds 2020) en HTR-PM (2x250 MWt, sinds 2021), beiden ontworpen door de Chinese INET Tsing Hua University. In de ontwerp-fase bevinden zich nog de Nederlandse Allseas HTGR (25MWe), de Amerikaanse X-Energy Xe100  en het Zuid-Afrikaanse Stratek Global met de HTMR-100. Stratek Global heeft een variant ontwikkeld van de Zuid-Afrikaanse PMBR-reactor, die ontwikkeld is in de periode 1994-2009 door PMBR Ltd, maar waar in 2010 de stekker werd uitgetrokken doordat er toen geen afnemers en investeerders te vinden waren. De krediet-crisis en het AVR-Jülich rapport waren daar o.m. debet aan. Stratek Global is klaar om een demo-reactor van hun HTMR-100 te bouwen en wacht op investeerders. X-Energy leidt al een paar jaar grote verliezen. Het bedrijf verkeert in een 'high cash-burn/high growth/pre-revenue' fase, maar wordt o.a. nog gesteund door Amazon voor in totaal $ 1,2 miljard. Het bedrijf wil in 2026 naar de beurs in de hoop meer nieuw kapitaal aan te kunnen trekken.

De historie van de Pebble Bed High Temperature Gas cooled Reactor gaat terug tot 1947. In dat jaar werd door Farrington Daniels, werkend voor het Amerikaanse Argonne National Laboratory, een prototype ontworpen die de naam kreeg 'Daniels Pile". De enige overeenkomst met een PB-HTGR is dat de reactor door Helium gekoeld werd en de splijtstof Uranium-235 was. Volgens het patent bevonden zich In de reactor-ruimte uniforme vormen ('pebbles') BeO2 (moderator)  en gelijkvormige vormen UO2 (splijtstof), waartussen het Helium stroomde. Het project werd vroegtijdig afgeschoten door de Atomic Energy Commission en is nooit gebouwd. De Duitser Rudolf Schulten werkte het idee van een Helium gekoelde en gemodereerde stapel splijtstof in 1956 veel dieper uit en tot een ontwerp, dat in 1967 resulteerde in een gebouwde experimentele PB-HTGR van Forschungs Zentrum Jülich (FZJ). De eerste HTGR die dus gebruik maakte van TRISO pebbles. De reactor maakte ook electriciteit en kreeg de naam Arbeitsgemeinschaft Versuchs Reaktor (AVR), maar werd in 1988 definitief stilgelegd vanwege aanhoudende veiligheidsrisico's, technische problemen en financiële overwegingen. In naam bleek de AVR zeker een 'experimentele' reactor, want er ging héél veel mis! Incidenten, storingen, zware R.A.-vervuiling van de omgeving, ontwerpfouten en ook nog allerlei andere technische mankementen die bewust onder de pet gehouden werden. De situatie bleek zo ernstig dat Rainer Moormann, een Duitse expert op het gebied van reactor-veiligheid die werkte bij FZJ, besloot als klokkeluider op te treden. Moormann had al een aantal wetenschappelijke papers over de 'uitdagingen' van de AVR op zijn naam staan, maar in 2009 verscheen een artikel van zijn hand in Nuclear Engineering Journal met de naam "AVR prototype pebble bed reactor: a safety re-evaluation of its operation and consequences for future reactors". Het artikel bevat een waslijst van (ontwerp-)problemen. De bevindingen in het artikel werden onderschreven door een rapport van onderzoeks-groep van onafhankelijke experts. Toen bekend werd dat het Chinese INET concrete plannen had om de HTR-10 prototype reactor te gaan bouwen, publiceerde Moormann samen met Ju Li en R. Scott Kemp in 2018 in Joule (Cell Press) een artikel "Caution Is Needed in Operating and Managing the Waste of New Pebble-Bed Nuclear Reactors".

Bij de ontmanteling van de AVR kwamen nieuwe verrassingen aan het licht, die erg duur bleken. Ook werden er dure fouten gemaakt. Tenslotte bleek de eindberging van het HRA niet stabiel en dat zorgde voor nieuwe extra kosten. Voor de Duitsers bleek dit achteraf een héél duur experiment, wat voor hen nooit geleid heeft tot een commercieel product. Het is wél zo dat de HTR-10, HTR-PM, HTGR, Xe100 en HTMR-100 allemaal gebruik maken van licenties van het HTR-MODUL design van de AVR.

Cross section van de AVR Pebble Bed High Temperature Gas-cooled Reactor

Zijn de ontwerp-fouten van de AVR anno 2026 allemaal bekend en gemitigeerd bij de Chinese HTR-PM?

De belangrijkste voordelen (op papier!) van de PB-HTGR zijn:

• Intrinsieke veiligheid van de reactor door gebruik van TRISO-splijtstof dat bestand is tegen temperaturen tot 1620 C. Daardoor blijven splijtingsproducten opgesloten. Door de lage vermogensdichtheid en de hoge warmtecapaciteit van de grafietkern kan de reactor bij een volledig verlies van koelmiddel zijn restwarmte op natuurlijke wijze (via straling en geleiding) afvoeren naar de omgeving. Een negatieve temperatuurcoëfficiënt zorgt ervoor dat als de reactor te heet wordt, de kernreactie vanzelf afneemt door de natuurkundige eigenschappen van de splijtstof, zonder dat er menselijk ingrijpen of actieve veiligheidssystemen nodig zijn. Een volledige meltdown van de reactor is nagenoeg onmogelijk.

• Hoog Rendement en Proceswarmte zorgt voor efficientere elektriciteitsopwekking. Het thermisch rendement ligt rond de 40-50% door de hoge reactor-temperatuur van ca. 750C en is aanzienlijk hoger dan de circa 33% van huidige PWR centrales (300C). De extreme hitte kan ook direct worden gebruikt voor industriele processen zoals waterstofproductie, olieraffinage of grootschalige waterontzilting.

• Operationele Voordelen zoals: verse TRISO-splijtstof wordt aan de bovenkant toegevoegd terwijl verbruikte TRISO aan de onderkant wordt afgevoerd. Dit zorgt voor een zeer hoge beschikbaarheid (tot wel 95%) omdat de reactor niet stilgelegd hoeft te worden voor een splijtstofwissel. Er is ook geen water nodig voor koeling omdat Helium als koelmiddel wordt gebruikt en de reactor bij uitval van de Helium-koeling ook passief gekoeld kan worden via de atmosfeer.

Maar er zijn zeker ook nadelen (zoals gebleken bij de AVR):

• In de heat-exchanger waar het hete Helium zijn warmte afgeeft aan een stoom-circuit, kan een lek ontstaan waardoor er water (als stoom) in de reactor komt. Er ontstaat een zgn. Water Ingress Accident, dat kan leiden tot verhoogde reactor activiteit, vrijkomen van waterstofgas en koolmonoxide door een chemische reactie tussen water en grafiet, en drukverhoging in de reactor waardoor veiligheidskleppen kunnen openen en radioactieve stoffen en gassen vrij kunnen komen. Volgens een Chinese studie uit 2025 is de kans op een ernstige WIA bij de HTR-PM max. ééns in de 100 jaar. Maar dit is alleen een studie/analyse die alléén gedaan is met behulp van modeling/simulation software RELAP5/MOD3.2, TINTE en GASFLOW. Er zijn - voor zover bekend - nooit beperkte open/blind benchmarks geweest met de HTR-PM (wél met de AVR). Een open/blind benchmark test wil zeggen dat de testdata afkomstig uit een gesimuleerd ongeval-scenario in een gemodelleerde test-omgeving vergeleken wordt met de testdata afkomstig van een beperkt experiment met de fysieke reactor. Daarbij wil 'open' zeggen dat de onderzoekers de volledige testdata van het echte experiment krijgen om hun modellen te testen en te kalibreren; 'blind' wil zeggen dat onderzoekers de scenario-test uitvoeren in de gemodelleerde omgeving zonder de echte experimentele testdata vooraf te kennen. Als de voorspelling van de scenario-test in de gemodelleerde test-omgeving overeenkomt met de praktijktest, is de modellering-software gevalideerd.

• Er kan ook een Air Ingress Accident ontstaan in de reactor. Dat kan gebeuren als er een lek in het Helium koelcircuit ontstaat en alle druk (in de HTR-PM 70-89 bar) in de reactor wegvalt (Depressurized Loss Of Forced Cooling incident (DLOFC)). Helium is veel lichter dan lucht en heet Helium nog eens veel meer lichter. Veel lucht kan dus heel snel toestromen in de reactorkern, waardoor de temperatuur in eerste instantie snel zal toenemen en de kans bestaat op een grafiet-brand (zoals in Tsjernobyl).  In tweede instantie zal de temperatuur van de reactorkern weer dalen door de negatieve temperatuur-coëfficiënt.  Een massive AIA kan bijvoorbeeld ontstaan door een DEGB (Double-Ended Guillotine Break. Dat is een volledig op een lasnaad gescheurde hoofdleiding van het koelsysteem. Bij een PB-HTGR is dat bij de coaxiale dubbele gasbuis die uit de reactor komt en naar de heat-exchanger gaat.  In het circuit kan dan lucht toetreden. Dit heeft tot gevolg dat het grafiet van de reflectoren en de TRISO-splijtstof in brand kan vliegen door de toegevoerde zuurstof. Er ontstaan hoge R.A. emissies. Maar de toegevoerde stikstof (N-14) kan ook  neutronen invangen via een zgn. n-p-reactie en transmuteren tot het radioactieve Koolstof-14 (én brandbaar waterstofgas). Een DEGB is voor de HTR-PM door een Chinese onderzoeksgroep met TINTE gemodelleerd, en de studie is gepubliceerd in 2016. Er Is niet gevalideerd met beperkte praktijktests aan de HTR-PM. Voor wat betreft de oxidatie van grafiet is wel gevalideerd met een praktijktest m.b.v. de NACOK-faciliteit (NAturzug im Core mit Korrosion) van Forschungs Zentrum Jülich.

• In de AVR ontstonden zgn. Hot Spots in de reactor-kern. Men was niet in staat om die te signaleren en men kon ook niet één specifieke oorzaak aanwijzen. Het gevolg van de Hot Spots was dat de SiliciumCarbide beschermlaag van sommige TRISO pebbles kon barsten en R.A.  splijtingsproducten zich konden verspreiden in de reactor-kern en daarbuiten. R.A. splijtingsproducten bleken ook bij bepaalde condities vrij te kunnen komen door diffusie door de laag SiliciumCarbide heen van het TRISO. De Chinezen denken dit Hot Spot probleem ge-tackled te hebben in de HTR-10/HTR-PM door de temperatuur van het hete Helium koelgas dat de reactor-kern verlaat te beperken tot max. 750C. Dat betekent overigens dat de temperatuur van het TRISO gemiddeld ongeveer 150C hoger is. Dit hebben ze bereikt door: 

  1. de splijtstof-densiteit van de TRISO te verminderen (dus minder U-235 per m3 in de reactor-kern), 

  2. het introduceren van een multiple recycle scheme van de TRISO-pebbles in de reactor (elke pebble reist dus meerdere malen van boven naar beneden voordat ie geheel verspleten is en de reactor verlaat),

  3. Het Helium-koelcircuit te verruimen, door ook de reactorwand te koelen en het Helium-gas beter te mengen in een plenum

  4. De diameter van de kern kleiner te maken, waardoor vervalwarmte beter naar de (gekoelde) wand afgevoerd wordt.

  5. Door de SiliciumCarbide laag van de TRISO pebbles dikker te maken

• In de AVR en in de Chinese HTR-10 is aangetoond dat, wanneer de koeling werd onderbroken zonder dat de operators de reactor uitschakelden, de reactoren gedurende 24 uur op autonome wijze werden uitgeschakeld door de negatieve temperatuurcoëfficiënt. Maar dit gunstige effect betekent niet dat er geen schade op kan treden: een snelle terugtrekking van regelstaven in de momenteel geplande PB-HTGRs leidt tot een sterke toename van de reactiviteit in de reactorkern (en dus vermogenstoename), die op zijn minst TRISO pebbles kan oververhitten en beschadigen (met vrijkomende R.A. splijtingsproducten tot gevolg) vóórdat de reactor zelfstandig wordt uitgeschakeld door de negatieve temperatuur coëfficiënt.  

• Er ontstaat in de reactor C-14 stof in hoge concentraties waar splijtingsproducten zich aan hechten. Dat stof kan in grote hoeveelheden naar buiten komen bij ongelukken als een AIA. C-14 is een beta-straler met een halfwaarde-tijd van 5730 jaar. Bij inwendig gebruik (inademen of eten) in hoge concentraties leidt dit tot kanker. Maar koolstof-14 kan ook via CO2 in de voedselketen (via planten en dieren) terecht komen in de naaste omgeving van de reactor.

• TRISO is een dure brandstof door de hoge productie-kosten, maar ook door het relatief dure (proliferatie gevoelige) HALEU (19,75% U-235). Per MWh is HALEU TRISO voor een PBBHTGR 3 á 4 keer duurder dan LEU voor een (gewone) LWR reactor. De hoge burn-up van TRISO in een HTGR daarentegen, hoeft zeker geen economisch voordeel te zijn doordat de kapitaalkosten van de voorraad ongebruikt TRISO in de reactor natuurlijk hoog zijn en het ontwerp van de reactor ook nog eens speciale aanpassingen voor TRISO vraagt. https://www.neutronixenergy.com/triso

• Het TRISO Spent Nuclear Fuel  (SNF) kan niet ge-reprocessed of gescheiden worden en dient in zijn geheel afgevoerd te worden. Het volume per GWh is minimaal 10 maal dat van een gewone LWR reactor. Het SNF is en blijft brandbaar vanwege het (radioactieve) grafiet in de TRISO. Volgens Moormann zijn speciale dure containers nodig om het SNF langdurig in op te slaan. In Duitsland hebben die containers wanden van 37cm dik en een inhoud van 2.000 pebbles. In China hebben de containers wanden van 2 cm staal en een inhoud van 40.000 pebbles! De Nederlandse ANVS zal hoogst waarschijnlijk de Duitse norm volgen.

• De ontmantelingskosten van een PB-HTGR zijn veel hoger dan van een LWR. Zo is gebleken bij de Duitse AVR. Er zat bijv. in en om de reactor nl. overal radioactief grafietstof (C-14) en geaccumuleerde splijtingsproducten in stofvorm dat makkelijk in de atmosfeer komt en dat dus zeer kostenverhogend is om te isoleren en verzamelen.

    Rainer Moormann en Scott Kemp hadden in 2018 al in hun artikel in Joule (Cell Press) "Caution Is Needed in Operating and Managing the Waste of New Pebble-Bed Nuclear Reactors" al gewaarschuwd voor mogelijke veiligheids-issues met de Chinese HTR-PM. Zij bleken niet de enige.

    Naar aanleiding van de 'IAEA International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety: Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs' in oktober 2022 is een studie verschenen van een van de deelnemers R. Vadi: IAEA-CN308-089: A REVIEW OF THE REQUIREMENTS OF THE LICENSING PROCEDURE FOR THE HTR-PM. De studie bevat een aantal zorgen en uitdagingen omtrent de veiligheid van de HTR-PM. De studie uit o.a. zorgen m.b.t. een Air Ingress Accident en Water Ingress Accident (zoals genoemd hierboven), maar ook het ontbreken van een veiligheids-analyse van het selective undercooling phenomonen. Dit houdt in dat de viscositeit van Helium-gas stijgt met de temperatuur en de wrijvings-weerstand tussen de TRISO-pebbles neemt af bij hogere temperatuur. Beide fenomenen hebben tot gevolg dat de piektemperatuur van de splijtstof hoger kan worden dan verwacht/berekend/verantwoord. Ook ontbrak een veiligheids-analyse van de  (her-)distibutie (tot 6-10 x) van de TRISO-pebble gedurende het totale verblijf ervan in de reactorkern. Bij onjuiste TRISO her-distributie kan dit ook de max. temperatuur van de TRISO overschrijden. Een andere zorg is de aarbevings-gevoeligheid van de co-axiale pijp-verbinding van het primaire koelcircuit tussen reactor en warmte-wisselaar, die bij breuk makkelijk tot een AIA of WIA kan leiden. De studie uit ook bedenkingen over het natuurlijke koelcircuit door passieve warmte-afvoer bij toekomstige klimaat-opwarming. Door verhoogde omgevingstemperatuur en hoge luchtvochtigheid kan dat onvoldoende zijn, zeker als er geen koelwaterbron voorhanden is.

Het moge duidelijk zijn dat Allseas/NRG-Pallas nog veel ontwikkelingswerk te doen heeft aan hun PB-HTGR, want zelfs de momenteel verst ontwikkelde PB-HTGR - de Chinese commerciële HTR-PM - heeft nog behoorlijk wat potentiële (niet onderzochte) veiligheids-issues. Als Allseas een prototype-/demo-/FOAK-reactor van hun PB-HTGR ergens wil bouwen, lijkt ons dat te risicovol om dat in Nederland te doen. Een eventuele FOAK (First of a Kind) versie in Opmeer lijkt ons sowieso geen goed idee vanwege de nabijheid van de stad Alkmaar.