Können auch »alte« Kernkraftwerke Atommüll recyceln?

Immer mehr Menschen haben davon gehört, dass man »Atommüll«, also gebrauchten Kernbrennstoff, wiederverwerten kann. Das Verfahren heißt »Partitionierung und Transmutation«. Was eher wenig bekannt ist: Dazu braucht es nicht unbedingt neue Reaktoren wie etwa Flüssigsalzreaktoren oder Schnelle Brüter. Auch die vorhandenen Kernkraftwerke sind prinzipiell in der Lage, Reststoffe zu verwerten, sodass im Idealfall nur noch Spaltprodukte mit einer Halbwertszeit von wenigen Jahrzehnten im Atommüll zurückbleiben. Allerdings gibt es noch technische Hürden.

Frankreich: Mischoxid-Brennstoffe (MOX)

Bereits heute ist die Wiederaufbereitung von gebrauchtem (»abgebranntem«) Brennstoff durch das PUREX-Verfahren etabliert. Die Abkürzung PUREX steht für »Plutonium-Uranium Recovery by Extraction«. Dabei werden Uran und Plutonium von den übrigen Reststoffen abgetrennt und als sogenannter Mischoxid-Brennstoff (MOX) wiederverwertet. Der zurückbleibende Abfall strahlt deutlich kürzer: Durch die Entfernung des langlebigen Plutoniums ist er nach etwa 5.000–10.000 Jahren abgeklungen. Das ist wenig im Vergleich zur direkten Endlagerung von gebrauchtem Kernbrennstoff: Dieser enthält mehr als 100.000 Jahre lang eine potenziell gefährliche Plutoniumkonzentration. Das MOX-Verfahren bringt also eine Verbesserung um den Faktor 10–20. Vor allem Frankreich nutzt das Verfahren; zum Teil wird es auch in Deutschland eingesetzt. In der Vergangenheit nutzten etwa alle Konvoi- und Vor-Konvoi-Anlagen sowie die SWR-72-Kernkraftwerke (Gundremmingen) zum Teil MOX-Brennstoff.

Allerdings hat PUREX auch Schwächen. So kann das Plutonium aus abgebranntem MOX-Brennstoff nicht ohne weiteres für neuen MOX-Brennstoff verwendet werden. Das liegt daran, dass der Anteil von Plutonium-Isotopen, die in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren nicht spaltbar sind, mit jedem Recyclingzyklus steigt. Darüber hinaus werden bei diesem Verfahren weitere strahlende Reststoffe, die nicht Uran oder Plutonium sind („minore Actinoide“), nicht recycelt. Wäre das möglich, könnte der Zeitraum, in dem der verbleibende Müll gefährlich ist, nochmals um den Faktor 10 gesenkt werden – also auf weniger als 1.000 Jahre. Dieses Problem ist aber keineswegs unlösbar, und man braucht dazu nicht einmal auf neuartige Kernkraftwerke zurückzugreifen.

Remix: die russische Methode

Ein möglicher Lösungsansatz wird seit einigen Jahren in Russland verfolgt. Im sogenannten Remix-Brennstoff wird das bei der Wiederaufbereitung gewonnene Plutonium nicht mit Uran aus der Wiederaufbereitung gemischt, sondern mit „frischem“ Uran. Der so gewonnene Brennstoff ist ebenfalls ein Mischoxid-Brennstoff (MOX), er enthält aber weniger Plutonium und dafür mehr spaltbares Uran-235. Die „alten“ Plutonium-Isotope werden so stärker im neuen Brennstoff verdünnt. Dadurch wird ein prinzipiell unbegrenztes Recycling des anfallenden Plutoniums in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren möglich. Mit dem Remix-Verfahren lassen sich auch die minoren Actinoide verwerten. Allerdings muss man sie vorher aufwendig von den anderen Reststoffen trennen.

Der Nachteil des Remix-Verfahrens ist, dass (relativ gesehen) weniger Plutonium verwertet werden kann als im konventionellen MOX-Verfahren. Außerdem ist die Herstellung von jeder Art Mischoxid-Brennstoff aufgrund der höheren Strahlenschutzanforderungen erheblich aufwendiger als die Herstellung normalen Brennstoffs aus angereichertem Uran. Fortschritte bei der Brennstoffherstellung, vor allem im Bereich Automatisierung, könnten diesen Nachteil aber in Zukunft reduzieren.

Eine weitere Option, welche dem Remix-Verfahren ähnelt, ist das Mischen von Plutonium niedriger Qualität mit Plutonium höherer Qualität. Hier tut sich eine besondere Chance auf: Plutonium höherer Qualität kann man aus abgerüsteten Kernwaffen nehmen. Frankreich macht das schon, Deutschland und die Schweiz haben auch daran teilgenommen. Die deutschen Kernkraftwerke sind übrigens vergleichsweise gut geeignet für die Verwertung von Mischoxiden, auch von solchen mit relativ schlechter Plutoniumqualität.

Trotz der wirtschaftlichen Nachteile wird das Remix-Verfahren in Russland vor allem auch aus wirtschaftlichen Gründen vorangetrieben – anscheinend ist man zuversichtlich, die Automatisierung der MOX-Produktion in naher Zukunft gut im Griff zu haben. Dabei spielt auch der Umstand eine Rolle, dass Russland einerseits unabhängiger von Uran-Importen werden möchte, während andererseits die Produktionskosten der einheimischen Uranminen relativ hoch sind.

Thorium: die neue Brennstoff-Option

Weitere Möglichkeiten bieten sich, wenn man Thorium nutzt. Thorium ist ein Actinoid, das an vielen Orten der Welt natürlicherweise im Erdboden vorkommt. Stellt man Mischoxid-Brennstoff aus Thorium und »verbrauchtem« Plutonium her (TMOX), entsteht beim Einsatz im Reaktor kein weiteres schwer zu verbrennendes Plutonium, sondern Uran-233. Mit jedem Zyklus reduziert sich die Menge an Plutonium, bis am Ende nur noch Uran-233 übrigbleibt. Dies wiederum ließe sich mit Natururan zu neuem Brennstoff verbinden.

Problematisch ist jedoch, dass diese Methode ein Wiederaufbereitungsverfahren erfordert, welches Thorium, Plutonium und Uran voneinander trennen kann. In den etablierten PUREX-Anlagen funktioniert das bisher nicht (siehe unten).

Ein weiteres Problem ist die unvermeidliche Verunreinigung des Uran-233 durch Uran-232, welches stark strahlende Zerfallsprodukte hat. Das erhöht den Strahlenschutzaufwand bei der MOX-Produktion mit Uran-233 erheblich. Dieses Problem könnte in absehbarer Zeit lösbar sein, denn Automatisierung und Kernbrennstoffherstellung schreiten weiter voran.

Die Nutzung von Thorium-Plutonium-Brennstoff wurde schon vor einigen Jahren in Deutschland durch die Firmen Framatome ANP und Kernkraftwerk Obrigheim GmbH erprobt. Allerdings wurde dieser Brennstoff nach der Nutzung nicht wiederaufbereitet, und es wurde auch keine MOX-Produktion etabliert, welche die Nutzung des Uran-233 erlaubt hätte.

Heute wird unter anderem in Russland an derartigem Brennstoff unter der Bezeichnung »REMIX(Th)« gearbeitet. Ein Einsatz in einem Leistungsreaktor oder eine passende Wiederaufbereitungsanlage ist aber bislang nicht bekannt.

»Härter« verbrennen – durch Umrüstung

Wir erinnern uns: Bei jedem Recycling-Zyklus nimmt die Plutonium-Qualität ab. Dieser Effekt ist jedoch deutlich schwächer in Reaktoren mit einem härteren Neutronenspektrum. Ein sogenanntes hartes Spektrum liegt vor, wenn die spaltenden Neutronen nur wenig abgebremst werden. Dann treffen sie schneller, also mit größerer Energie, auf die zu spaltenden Kerne. Dadurch erhöht sich die Wahrscheinlichkeit, dass Plutonium-239-Kerne tatsächlich gespalten werden, anstatt durch Neutroneneinfang zum unerwünschten Plutonium-240 zu werden. (Zudem wird auch das Plutonium-240 mit einer höheren Wahrscheinlichkeit gespalten.)

Für ein solches härteres Neutronenspektrum benötigt man nicht unbedingt neue Reaktoren. Man kann es auch in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren herstellen, indem man ein engeres Brennstabgitter nutzt. Bei Siedewasserreaktoren kann man den Dampfblasengehalt im Kühlmittel erhöhen. Nutzt man Schweres Wasser (D2O) anstelle von normalem Wasser (H2O, Leichtwasser) als Kühlmittel, entsteht derselbe Effekt.

Druckwasserreaktoren mit einem härteren Spektrum wurden in den 1970er und 1980er Jahren vor allem in Frankreich und in der Bundesrepublik Deutschland entwickelt, zum Teil auch in den USA. Insbesondere wurden damals Möglichkeiten geschaffen, bereits vorhandene Kernkraftwerke entsprechend umzurüsten. In Deutschland bezeichnete man derartige Reaktoren als »Hochkonverter« (aufgrund der höheren Konversionsrate von Uran-238 zu Plutonium-239) oder auch als »fortschrittlicher Druckwasserreaktor«.

Während die Entwicklung dieser Technik in den 1990er Jahren in Deutschland und Frankreich aus wirtschaftlichen und politischen Gründen aufgegeben wurde, griffen Japan und Russland das Konzept auf und verfolgen es bis heute weiter. In Japan geschieht das durch die Weiterentwicklung des fortschrittlichen Siedewasserreaktors ABWR zum HP-ABWR und zum RMWR sowie der Weiterentwicklung des fortschrittlichen Druckwasserreaktors APWR von Mitsubishi zum HP-APWR.

Halten wir fest: Die deutschen Druckwasserreaktoren könnten sich zu Reaktoren mit einem härteren Neutronenspektrum umrüsten lassen. Dafür müssten lediglich die Deckel der Druckbehälter und die Kerneinbauten getauscht werden, was relativ einfach möglich ist. Dadurch könnte mehr Plutonium gespalten werden, ohne dass ungünstige Reststoffe entstehen.

DWR- und FDWR-Brennelemente im Querschnitt

Wiederaufbereitung und Brennstofffertigung: Wo stehen wir?

Leider teilen alle genannten Optionen ein Problem: Sie erfordern Fortschritte in den Bereichen Wiederaufbereitung und Brennstofffertigung. Auch die neuartigen Schnellen Reaktoren der Generation IV stehen vor diesem Problem: Man muss aus dem gebrauchtem Brennstoff Uran und Plutonium sowie idealerweise auch Americium, Neptunium, Curium (ggf. auch Thorium) extrahieren. Nur dann kann man daraus neuen Brennstoff fertigen. Das etablierte PUREX-Wiederaufbereitungsverfahren erlaubt nur die Trennung von Uran, Plutonium und Neptunium von den Spaltprodukten. Curium und Americium lassen sich damit nicht extrahieren.

Der auf dem PUREX-Verfahren basierende THOREX-Prozess ermöglicht die Abtrennung von Uran und Thorium. THOREX-Anlagen sind technisch etwas aufwendiger als PUREX-Anlagen, vor allem, weil Thoriumoxid nicht in Salpetersäure löslich ist, sondern nur in einer Mischung aus Flusssäure und Salpetersäure. THOREX-Anlagen müssten neu gebaut werden, was Milliarden kostet.

Mit Prozessen wie Diamex/Sanex lassen sich Americium und Curium aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses extrahieren. Dies könnte möglicherweise in kleinen Anlagen geschehen, da dieser Abfallstrom selbst relativ klein ist. Allerdings wurden diese Verfahren bislang nicht großtechnisch umgesetzt.

Auch fortschrittliche pyrochemische Prozesse erlauben eine Abtrennung von Americium und Curium, etwa der amerikanische PYROX-Prozess, der ähnliche PYROREP-Prozess, an dem auch im ITU gearbeitet wird, oder der russische DOVITA-Prozess.

MOX-Produktion: Alles andere als trivial

In einigen Fällen könnte sogar ein vereinfachtes Wiederaufbereitungsverfahren genutzt werden, bei dem nur ein Großteil der Spaltprodukte abgetrennt wird. Im Fall abgebrannten Thorium-Uran-Plutonium-Brennstoffs etwa könnte man einfach die Spaltprodukte entfernen, frisches Thorium und Plutonium hinzufügen und den Brennstoff erneut einsetzen. Aufgrund der hohen Gamma-Aktivität des enthaltenen Urans sind bei der Fertigung des MOX-Brennstoffs in diesem Fall erhebliche Strahlenschutzmaßnahmen erforderlich. Wenn man diese Maßnahmen aber ohnehin einsetzt, ermöglichen sie es auch, einen Restgehalt an stark strahlenden Spaltprodukten im Brennstoff zu belassen, was Einsparungen im Bereich der Wiederaufbereitung möglich machen kann.

Die Fertigung von MOX-Brennstoff stellt allerdings ebenfalls ein erhebliches Problem dar. Während Deutschland in diesem Bereich in den 1980ern neben Frankreich weltweit führend war, hat man heute völlig den Anschluss verloren, und es existiert kaum noch Know-how in diesem Bereich. Die existierenden Anlagen für die Fertigung von MOX-Brennstoff, etwa in Frankreich, eignen sich aus Strahlenschutzgründen nicht für die Herstellung von MOX mit einem erhöhten Gehalt von Spaltprodukten oder Uran-232; letzteres fällt bei der Wiederaufbereitung von thoriumhaltigen Brennstoff an.

Die MOX-Produktion ist zudem teuer. Das ist vor allem im Zusammenhang mit dem Remix-Verfahren problematisch, weil relativ viel MOX-Brennstoff gefertigt werden muss, um eine relativ kleine Menge Plutonium zu verwerten. Fortschrittliche Schnelle Reaktoren haben hier immerhin den Vorteil, dass sie für die Verwertung einer gegebenen Menge Plutonium und minorer Actinoide viel weniger Brennstoff brauchen. Ihr Brennstoff darf einfach einen viel höheren Anteil dieser Stoffe enthalten.

Bei der MOX-Brennstoffproduktion sind aber einige Fortschritte absehbar. Speziell in Russland scheint man, wie bereits beschrieben, zuversichtlich zu sein, dass die Fertigung von MOX- bzw. Remix-Brennstoff bald mit heimischem Natururan konkurrieren kann. Dafür sind wohl Verbesserungen in der Automatisierung der Brennstofffertigung verantwortlich.

Deutschland: Politische Hürden müssen weg

In jedem Fall müsste man politische Hürden aus dem Weg räumen, wenn man eine dieser Optionen in Deutschland weiter verfolgen wollte. Derzeit verbietet das Atomgesetz jede Art von Atommüll-Recycling. Ansonsten müsste man sich ansehen, welcher Weg auch wirtschaftlich der sinnvollste wäre, auch im Zusammenhang mit einer möglichen internationalen Zusammenarbeit bei Wiederaufbereitung und MOX-Fertigung.

Quellen


Titelbild: Abklingbecken im Kernkraftwerk San Onofre, USA. Quelle: Nuclear Regulatory Commission, Wikimedia Commons.


Dominic Wipplinger

Dominic Wipplinger studiert Elektrotechnik, ist Beisitzer im Vorstand des Nuklearia e. V. und in der Österreichischen Kerntechnischen Gesellschaft aktiv. Er hat in etlichen Kernkraftwerken als Messtechniker gearbeitet.

4 Gedanken zu „Können auch »alte« Kernkraftwerke Atommüll recyceln?

  1. Brennelementeherstellung aus schwach strahlendem Natururan bzw. schwach angereichertem Uran ist unkompliziert. MOX-Herstellung mit stark strahlendem Pu ist schwieriger. Soweit verstanden. Das heißt doch, daß es sich auf lange Sicht eben doch lohnen wird, für Pu und Th neue Reaktoren zu bauen, die keine festen Brennstäbe brauchen, sondern Flüssigbrennstoff verwenden, oder?

  2. Ein Hinweis auf den BN-800 mit seinen schnellen Neutronen und den damit verbundenen Vorteilen hätte diesem sehr ausführlichen Artikel nicht geschadet.

  3. Bewundernswert finde ich, dass Menschen wie Herr Wipplinger in einem Land, das noch weniger für Kernenergie ist, als Deutschland, sich so tief in eine Materie einarbeiten !! Es lässt hoffen, dass sie vielleicht im Berufsleben auch einmal eine Chance bekommen, im Heimatland ihre Fähigkeiten einzusetzen.
    Dazu meine besten Wünsche !
    PS: bitte verlieren Sie nicht aus dem Auge, dass es diese PU-Problematik bei der HTR-Kugelbett-Technologie nicht gibt. da hat man zwar die Wiederaufarbeitung bisher nicht durchgeführt. Es soll aber in Petten dafür ein Verfahren entwickelt worden sein

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