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Transmutation

Transmutation (Umwandlung) von langlebigem radioaktivem Abfall in k├╝rzerlebigen Abfall

Was bedeutet Transmutation? Wie weit ist man damit und inwiefern k├Ânnte das eine bessere L├Âsung f├╝r 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 k├╝rzerlebige ist nicht neu. Dazu w├Ąre es auch m├Âglich 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 ausf├╝hrlichen Arbeit in Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A320 (1992) Seiten 336-367) ver├Âffentlichte, und die dann von Carlo Rubbia (Physik-Nobelpreistr├Ąger 1984)  vom Europ├Ąischen Zentrum f├╝r 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 gro├če Anzahl von Neutronen aus den Atomkernen der Targetatome heraus (Spallation). Die umzuwandelnden Nuklide w├╝rden dann um dieses Target angeordnet, damit die Neutronen mit ihnen reagieren k├Ânnen. Der gro├če Vorteil w├Ąre, da dieses System inh├Ąrent sicher ist, da sobald der Beschleuniger abgeschaltet w├╝rde, die Neutronenstrahlung aussetzen w├╝rde (kein Nachzerfall). Solche Beschleuniger arbeiten nur mit absolutem Vakuum und exakter Fokusierung des Strahls. Geringste St├Ârungen w├╝rden zu einem sofortigen Ausfall der Anlage f├╝hren, d. h. die Anlage abschalten. Das wirtschaftliche Interesse f├╝r solche Anlagen wird daraus erweckt, da sich dar├╝ber hinaus noch Energie aus diesen Systemen abziehen l├Ą├čt, die gr├Â├čer ist, als die hineingesteckte Energiemenge f├╝r 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 J├╝lich 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 m├╝ssen erst in Experimenten bestimmt werden.

Bei aller Euphorie, damit den radioaktiven Abfall verringern (bzw. die Zeit f├╝r die sichere Endlagerung verk├╝rzen) zu k├Ânnen, mu├č man sich gewisse grundlegende Dinge vor Augen halten. Erstens wird das Spallationstarget, welches mit fast relativistischen Energien an Protonen bestrahlt wird, sehr hei├č. Die dabei entstehende Schmelze mu├č 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 hei├čt, da├č die zu bestrahlenden Nuklide st├Ąndig, m├Âglichst kontinuierlich aus dem Reaktor entfernt werden m├╝ssen und einer chemischen Aufarbeitung zugef├╝hrt werden m├╝ssen. Diese Verfahrensschritte werden noch viel umfassender sein, als bei den heute ├╝blichen Wiederaufarbeitungsanlagen f├╝r abgebrannte Kernbrennstoffe. Ganz neue chemische Verfahren sind notwendig (Chemie in Salzschmelzen bspw. und Elektrochemische Verfahren) und die Anlagen, die dann technisch eingesetzt werden k├Ânnen, werden wesentlich gr├Â├čer 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 j├Ąhrlich 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 j├Ąhrlich von einem typischen Druckwasserreaktor bei 3.0 GW produziert. Die rot hervorgehobenen Nuklide eignen sich nicht f├╝r die Transmutation, bspw. wegen zu geringer Einfangquerschnitte f├╝r Neutronen.

 

weitere technische Details bald hier!

 

weitere Quellen: