Transmutation (Umwandlung) von langlebigem radioaktivem Abfall in kürzerlebigen Abfall
Was bedeutet Transmutation? Wie weit ist man damit und inwiefern könnte das eine bessere Lösung für den radioaktiven Abfall sein?
Jedes Jahr werden 150 TWhelektrisch in deutschen Kernkraftwerken erzeugt, dabei fallen etwa 4000 kg Plutonium, 260 kg Neptunium, 270 kg Americium und 40 kg Curium und etwa 19 Tonnen Spaltprodukte (vorrrangig Technetium-99 und Iod-129) an.
Die Idee der Umwandlung dieser langlebigen, zum Teil radiotoxischen Nuklide durch Neutronenbestrahlung in kürzerlebige ist nicht neu.
Dazu wäre es auch möglich die Nuklide in einen normalen Kernreaktor unterzubringen und dort mit Neutronen zu bestrahlen. Die neue Idee von C.D. Bowman vom Los Alamos National Laboratory, die er 1992 in einer sehr
ausführlichen Arbeit in Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A320 (1992) Seiten 336-367) veröffentlichte, und die dann von Carlo Rubbia
(Physik-Nobelpreisträger 1984) vom Europäischen Zentrum für Teilchenphysik CERN aufgegriffen und vorangetrieben wird, erzeugt die Neutronen durch Spallation. Dazu werden bspw. Protonen mit Hilfe eines Beschleunigers auf 1 GeV beschleunigt. Treffen diese auf ein massives Target, so schlagen sie eine große Anzahl von Neutronen aus den Atomkernen der Targetatome heraus (Spallation). Die umzuwandelnden Nuklide würden dann um dieses Target angeordnet, damit die Neutronen mit ihnen reagieren können. Der große Vorteil wäre, da dieses System inhärent sicher ist, da sobald der Beschleuniger abgeschaltet würde, die Neutronenstrahlung aussetzen würde (kein Nachzerfall). Solche Beschleuniger arbeiten nur mit absolutem Vakuum und exakter Fokusierung des Strahls. Geringste Störungen würden zu einem sofortigen Ausfall der Anlage führen, d. h. die Anlage abschalten. Das wirtschaftliche Interesse für solche Anlagen wird daraus erweckt, da sich darüber hinaus noch Energie aus diesen Systemen abziehen läßt, die größer ist, als die hineingesteckte Energiemenge für den Beschleuniger.
Die wissenschaftliche Forschung auf diesem Gebiet wird vorallem vom CEA in Frankreich und in den USA vorangetrieben. Deutschland ist nur
wenig und mit sehr kleinen Arbeitsgruppen von den Forschungszentren Jülich und Karlsruhe daran beteiligt. Mit der Forschung stehen wir ganz am Anfang. Selbst so einfache Dinge, wie die Bestimmung der
Umsetzungsraten (cross section) bei diesen Neutronenenergien müssen erst in Experimenten bestimmt werden.
Bei aller Euphorie, damit den radioaktiven Abfall verringern (bzw. die Zeit für die sichere Endlagerung verkürzen) zu können, muß man
sich gewisse grundlegende Dinge vor Augen halten. Erstens wird das Spallationstarget, welches mit fast relativistischen Energien an Protonen bestrahlt wird, sehr heiß. Die dabei entstehende Schmelze muß gehandhabt
werden. Ein fast aussichtsloses ingenieurtechnisches Vorhaben scheint mir zu sein diese Schmelze gegen das Beschleunigervakuum abzuschirmen. Zum zweiten sind kernphysikalische Umwandlungsreaktionen Reaktionen mit
sehr kleinem Stoffumsatz. Das heißt, daß die zu bestrahlenden Nuklide ständig, möglichst kontinuierlich aus dem Reaktor entfernt werden müssen und einer chemischen Aufarbeitung zugeführt werden müssen. Diese
Verfahrensschritte werden noch viel umfassender sein, als bei den heute üblichen Wiederaufarbeitungsanlagen für abgebrannte Kernbrennstoffe. Ganz neue chemische Verfahren sind notwendig (Chemie in Salzschmelzen
bspw. und Elektrochemische Verfahren) und die Anlagen, die dann technisch eingesetzt werden können, werden wesentlich größer und sehr viel komplizierter als heutige Wiederaufarbeitungsanlagen.
Nuklide
|
kg/Jahr
|
Halbwertszeit/
in Jahren
|
|
|
|
Pu-238
|
4.52
|
88
|
Pu-239
|
166
|
2.4 x 104
|
Pu-240
|
76.7
|
6.6 x 103
|
Pu-241
|
25.4
|
14.4
|
Pu-242
|
15.5
|
3.8 x 105
|
Np-237
|
14.5
|
2.1 x 106
|
Am-241
|
16.6
|
432
|
Am-242m
|
0.022
|
141
|
Am-243
|
2.99
|
7.4 x 103
|
Cm-243
|
0.011
|
28.5
|
Cm-244
|
0.58
|
18.1
|
Tabelle 1: Diese Mengen an Actinidenelementen (berechnet nach 10 Jahre Lagerung und einem typischen Abbrand von 33'000 MWtagen per Tonne Uran) werden jährlich von
einem typischen Druckwasserreaktor bei 3.0 GW produziert.
Nuklide
|
kg/Jahr
|
Halbwertszeit/
in Jahren
|
|
|
|
Se-79
|
0.17
|
6.5 x 104
|
Kr-85
|
0.4
|
10.7
|
Sr-90
|
13.1
|
28.8
|
Zr-93
|
22.7
|
1.5 x 106
|
Tc-99
|
24.6
|
2.1 x 105
|
Pd-107
|
7.2
|
6.5 x 106
|
Sn-126
|
0.9
|
1 x 105
|
I-129
|
5.69
|
1.6 x 107
|
Cs-135
|
9.4
|
3 x 106
|
Cs-137
|
31.8
|
30
|
Sm-151
|
0.4
|
90
|
Tabelle 2: Diese Mengen an Spaltprodukten (berechnet nach 10 Jahre Lagerung und einem typischen Abbrand von 33'000 MWtagen per Tonne Uran) werden jährlich von einem typischen
Druckwasserreaktor bei 3.0 GW produziert. Die rot hervorgehobenen Nuklide eignen sich nicht für die Transmutation, bspw. wegen zu geringer Einfangquerschnitte für Neutronen.
weitere technische Details bald hier!
weitere Quellen:
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