Brennstoffkreislauf

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Geschlossener Uran-Plutonium Brennstoffkreis mit thermischen Reaktoren

Der nukleare Brennstoffkreislauf beschreibt die Gesamtheit der Versorgung von Kernreaktoren, insbesondere von Kernkraftwerken, mit Kernbrennstoff und der Behandlung und Entsorgung von abgebranntem Kernbrennstoff. Er umfasst im Falle der Kernspaltung den Uranbergbau bzw. Thoriumbergbau, die Konversion der Erze für die Kernbrennstoffproduktion oder Anreicherung, die Urananreicherung die Brennstoffherstellung, die Brennstoffnutzung sowie das Erbrüten von neuem Brennstoff in Kernreaktoren, die Wiederaufbereitung, Wiederanreicherung und Herstellung von Brennstoff aus Wiederaufbereitetem Material und zuletzt die Endlagerung.

Inhaltsverzeichnis

Grundlegende Abschnitte des Brennstoffkreislaufs

Eine Erklärung der einzelnen Abschnitte des Brennstoffkreislaufs wobei manche optional sind. Es ist auch eine feingliedrigere Betrachtung möglich auf die in diesem Übersichtsartikel jedoch verzichtet wird.

Rohstoffgewinnung

Uranerz steht am Beginn des Uran-Plutonium Brennstoffkreislaufs

Gewinnung Nuklearer Brennstoffe und Brutstoffe aus der Natur. Siehe Uranbergbau und Thoriumbergbau für Spaltungsreaktoren, für Fusionsreaktoren sind Wasser und Lithium die bedeutendsten Rohstoffe. Lithiumsalze werden auch für nicht-nukleare Anwendungen (Lithiumbatterien, Leichmetalllegierungen, Lithiumfett,...) in großem Maßstab abgebaut; die Nutzung als Brutstoff für Kernfusionsreaktoren würde den Weltbedarf nur geringfügig erhöhen. Dieser Abschnitt schließt in der Regel auch die Verarbeitung des Naturstoffs (meist Erz) zu einem Konzentrat (z.B. Yellow Cake im Fall von Uran) mit ein.

Konversion

Verarbeitung und Aufkonzentrierung des Bergbauprodukts (z.B. Yellow Cake, Thorium-Seltenerdkonzentrat) für die direkte Produktion von Kernbrennstoff oder Brutstoff oder für die Anreicherung. Siehe Urankonversion.

Anreicherung

Anreicherung nutzbarer Isotope gegenüber nicht oder nicht direkt nutzbaren Isotopen. Von Bedeutung ist hier die Anreicherung von thermisch spaltbarem Uran-235 gegenüber Uran-238 sowie potenziell zukünftig auch die Anreicherung von Deuterium gegenüber Protium für die Produktion von Brennstoff für thermonukleare Kernfusionsreaktoren sowie die Anreicherung von Lithium-6 gegenüber Lithium-7 als Brutstoff für thermonukleare Reaktoren.

Kann Natururan direkt als Brennstoff oder Brutstoff in entsprechenden Reaktoren genutzt werden kann fallweise auf eine Urananreicherung verzichtet werden. Ein Nebenprodukt der Urananreicherung ist abgereichertes Uran. Dieses wird heute in großen Mengen zwischengelagert um es eines Tages als Brutstoff in Brutreaktoren nutzen zu können.

Brennstoffproduktion

Die Herstellung von fertigen Brennelementen oder Fluidbrennstoff.

Brennen im Reaktor

Bezeichnet das "Verbrennen" von Kernbrennstoff durch eine Kernspaltungs- oder Kernfusionsreaktion. Ein Reaktor der mehr Brennstoff verbrennt als er erbrütet wird als Brenner bezeichnet.

Brüten im Reaktor

Der Superphénix im Kernkraftwerk Creys-Malville: Ein schneller Brutreaktor

Bezeichnet das Erbrüten von spaltbarem und fusionierbarem Kernbrennstoff durch eine nukleare Transmutationsreaktion, in der Regel initiiert durch Neutroneneinfang. Reaktoren die mehr Brennstoff erbrüten als sie verbrauchen werden als Brutreaktor bezeichnet. Als Hochkonverter bezeichnet man Reaktoren die annähernd so viel Brennstoff erbrüten wie sie verbrauchen.

Zwischenlagerung

Bezeichnet die Lagerung von abgebranntem Kernbrennstoff oder radioaktivem Abfall (z.B. Spaltprodukte die bei der Wiederaufbereitung abgetrennt wurden) bevor dieser weiter verwertet oder endgelagert wird. Bevor abgebrannter Brennstoff transportiert und wiederaufbereitet werden kann muss er in der Regel einige Zeit zwischengelagert werden bis die aktivsten Spaltprodukte abgeklungen sind. Zwischengelagert wird auch das bei der Urananreicherung abgetrennte abgereicherte Uran-238. Ein kleiner Teil wird für Anwendungen außerhalb des Brennstoffkreislaufs genutzt, der Großteil wird aber gelagert bis um in Zukunft fallweise als Brutstoff genutzt werden zu können.

Transport

Transporte von Kernbrennstoff zwischen den Anlagen der einzelnen Abschnitte des Brennstoffkreislaufs werden aus technischer Sicht bei der Betrachtung des Brennstoffkreislaufs (und auch im folgenden) oft vernachlässigt. Insbesondere in Deutschland sind sie aber politisch zum Teil höchst umstritten, zum Teil (Transporte abgebrannter Brennelemente aus KKW) auch verboten.

Wiederaufbereitung

Die Kerntechnische Anlage Sellafield vereinte zahlreiche Elemente des Kernbrennstoffkreislaufs an einem Standort

In der Wiederaufbereitung wird abgebrannter Brennstoff aus Kernspaltungsreaktoren in seine Bestandteile aufgetrennt. Brut- und Brennstoffe können weiterverwendet werden, Spaltprodukte werden in der Regel endgelagert, teilweise können sie ebenfalls abgetrennt und für andere Anwendungen außerhalb des nuklearen Brennstoffkreislaufs weitergenutzt werden.

Wiederanreicherung

Uran das bei der Wiederaufbereitung anfällt kann für einen Einsatz in Reaktoren erneut angereichert werden. Aufgrund des wesentlich höheren Gehalts an Uran-236 im Vergleich zu Natururan erfolgt die Wiederanreicherung üblicherweise in eigenen Anreicherungsanlagen getrennt von der Natururan-Anreicherung.[1]

Herstellung von wiederaufbereitetem Kernbrennstoff

Wiederaufbereiteter Kernbrennstoff wie etwa MOX enthält üblicherweise einen weit größeren Anteil an Isotopen mit relativ kurzer Halbwertszeit im Vergleich zu Natururan oder angereichertem Natururan. Daher sind bei der Brennstoffherstellung zusätzliche Strahlenschutzmaßnahmen erforderlich, die Herstellung erfolgt weitgehend automatisiert in eigenen Anlagen was -je nach Brennstofftyp- erhebliche Zusatzkosten mit sich bringen kann.

Einsatz von wiederaufbereitetem Kernbrennstoff in Reaktoren

Kernreaktoren müssen für die andere Zusammensetzung von wiederaufbereitetem Brennstoff geeignet sein. In manchen Leichtwasserreaktoren ist etwa der Einsatz von Plutonium aus der Wiederaufbereitung in Form von MOX Brennstoff reaktorphysikalisch problematisch. Wird MOX in thermischen Reaktoren eingesetzt und anschließend erneut wiederaufbereitet ist der Anteil von thermisch nicht spaltbarem Plutonium-240 so hoch das dieses Plutonium anschließend nicht mehr in gewöhnlichen thermischen Reaktoren verwertet werden kann.

Transmutation langlebiger Abfälle

Langlebige radioaktive Abfallstoffe insbesondere die "minoren Aktinide", Isotope der Transurane Neptunium, Americium und Curium die vor allem im Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf entstehen können durch Bestrahlung, etwa durch Bestrahlung mit Neutronenstrahlung in einem Reaktor in kurzlebigere, spaltbare oder inaktive umgewandelt werden. In schnellen Reaktoren können minore Aktinide zum Teil auch direkt gespalten werden. Da der Einsatz dieser Isotope reaktorphysikalisch problematisch ist wurden hier beschleunigergetriebene Transmutationsanlagen[2][3] (auch "nuklearer Energieverstärker" oder -nach dem Erfinder- Rubbiatron) oder Hybridreaktoren zur Transmutation dieser Reststoffe vorgeschlagen.

In den folgenden Beschreibungen des nuklearen Brennstoffkreislaufs wird implizit angenommen das die minoren Aktinide -sofern ihre Transmutation nicht explizit beschrieben wird- zusammen mit den Spaltprodukten im Endlager entsorgt werden.

Konditionierung von Abfällen

Fallweise kann es vorteilhaft sein abgebrannten Kernbrennstoff oder Spaltprodukte aus der Wiederaufbereitung für eine Langzeitlagerung, insbesondere eine Endlagerung, chemisch zu binden, zu "konditionieren". Das verbreitetste Konditionierungsverfahren für hochradioaktive Abfälle ist die Verglasung.

Im folgenden wird die Konditionierung vernachlässigt.

Endlagerung von Abfällen und Abklingen

Spaltprodukte und andere radioaktive Reststoffe für die es keine Verwendung mehr gibt müssen so lange sicher endgelagert werden bis sie (weitgehend) zerfallen sind und damit keine Gefahr mehr für Mensch und Umwelt darstellen. Auch eine langfristige Zwischenlagerung stellt eine Option dar bis der Brennstoffkreislauf erweitert wird und die vormaligen Abfallstoffe genutzt werden können insbesondere wenn der "Abfall" noch Uran, Thorium oder Transurane in signifikanten Mengen enthält. Abgebrannter Brennstoff von Fusionsreaktoren beinhaltet keine langlebigen radioaktiven Stoffe, eine Endlagerung ist daher unnötig. Allerdings fallen auch in Fusionsreaktoren fallweise langlebig radioaktive Sekundärabfälle an die aber nicht zum Brennstoffkreislauf gehören da es sich um Aktivierungsprodukte und nicht um abgebrannten Kernbrennstoff handelt. Bei Brennstoffkreisläufen an deren Ende nur kurzlebige Spaltprodukte übrigbleiben ist es auch denkbar diese so lange "zwischenzulagern" bis sie ungefährlich sind.

Arten des nuklearen Brennstoffkreislaufs

Es gibt zahlreiche Konzepte für die Umsetzung eines nuklearen Brennstoffkreislaufs. Die Auswahl eines entsprechenden Brennstoffkreislaufs ist dabei sowohl Gegenstand wirtschaftlicher Optimierungen als auch politischer Entscheidungen und gegenwärtiger technischer Machbarkeit (letzteres trifft insbesondere auf Brennstoffkreisläufe zu die Kernfusionsreaktoren beinhalten). Bisher wurden nur wenige Optionen für Brennstoffkreisläufe tatsächlich in größerem Maßstab in die Praxis umgesetzt.

Beachtlich ist das fallweise mehrere Brennstoffkreisläufe weitgehend (bis auf die Rohstoffgewinnung) oder sogar völlig unabhängig parallel zueinander existieren können. Das kann etwa der Fall sein wenn verschiedene Reaktoren eingesetzt werden deren Wiederaufbereitungsprozess nicht direkt kompatibel ist.

Offener Brennstoffkreislauf

Im offenen Brennstoffkreislauf wird der Kernbrennstoff ausschließlich direkt aus Natururan und gegebenenfalls ergänzend Thorium gewonnen, der abgebrannte Kernbrennstoff wird ohne Wiederaufbereitung direkt endgelagert. Verschiedene Formen dieser einfachsten Variante des nuklearen Brennstoffkreislaufs sind heute weltweit weit verbreitet. Der Grund für die Beliebtheit des offenen Brennstoffkreislaufs sind die hohen mit der Wiederaufbereitung verbundenen Investitionskosten in Kombination mit relativ günstig verfügbarem Natururan und günstig verfügbarer Anreicherungsverfahren.

Brennstoffkreislauf mit Natururanreaktoren

Uranerz wird direkt, ohne Anreicherung, zu Brennstoff verarbeitet, in Reaktoren genutzt und anschließend endgelagert oder bis zu einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs zwischengelagert. Besondere Verbreitung erlangte dieser Brennstoffkreislauf in Kanada, Indien und Argentinien mit Schwerwasser-Druckwasserreaktoren (insbesondere CANDU und Derivate) sowie zwischenzeitlich in Großbritannien und Frankreich mit gasgekühlten MAGNOX bzw. UNGG Reaktoren.

Anstelle einer Endlagerung kann auch eine Langzeit-Zwischenlagerung erfolgen, mit der Aussicht das der abgebrannte Kernbrennstoff in Zukunft bei einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs weitergenutzt werden kann.

Brennstoffkreislauf mit Anreicherung

Dieser Brennstoffkreislauf ist um eine Urananreicherung erweitert sodass auch Reaktoren genutzt werden können die angereichertes Uran als Brennstoff nutzen. Dieser Brennstoffkreislauf ist heute zusammen mit Leichtwasserreaktoren weltweit weit verbreitet, in der UdSSR bzw. Russland wurden und werden auch RBMK Reaktoren in diesem Brennstoffkreislauf genutzt, in Großbritannien AGR Reaktoren.[4]

Auch hier kann anstelle einer Endlagerung auch eine Langzeit-Zwischenlagerung erfolgen, mit der Aussicht das der abgebrannte Kernbrennstoff in Zukunft bei einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs weitergenutzt werden kann.

Uran-Thorium-Brennstoffkreislauf

Bei diesem Brennstoffkreislauf wird hochangereichertes Uran mit Thorium als Brutstoff kombiniert.[5] Bei zunehmendem Uranabbrand wird durch die hohe so erreichbare Konversionsrate laufend spaltbares Uran-233 nachgebildet. Dieser Brennstoffkreislauf ermöglicht einen höheren Abbrand der Brennelemente und einen geringeren Natururanverbrauch im Vergleich zum Einsatz von schwach angereichertem Uran wobei dafür allerdings zusätzlich Thorium verbraucht wird welches aber wesentlich billiger als Uran ist. Dieser Brennstoffkreislauf wurde in der Vergangenheit vor allem in der BRD und den USA für thermische Hochtemperaturreaktoren angedacht[6] ist aber auch für andere thermische Reaktoren wie Leichtwasserreaktoren oder Schwerwasserreaktoren eine Option; der maximale Abbrand von LWR Brennelementen ist aber gegenwärtig zu klein als das sich diese Option wirklich auszahlen würde. Eine Möglichkeit ist auch die Kombination von Uranbrennelementen mit Thorium oder Uran-Thorium Brutelementen. In letzteren baut sich mit zunehmendem Abbrand so viel Uran-233 auf das sie die Rolle der Brennelemente übernehmen können. Dies wurde im Block 1 des Kernkraftwerk Indian Point umgesetzt.

Auch in diesem Brennstoffkreislauf ist fallweise eine Langzeit-Zwischenlagerung anstelle einer Endlagerung sinnvoll.

Denaturierter Uran-Thorium Brennstoffkreislauf

Um die Gewinnung von Kernwaffenfähigem Material zu erschweren wurde vorgeschlagen Ländern mit fragwürdigen Absichten fertigen Kernbrennstoff zu verkaufen der eine Mischung aus Thorium, Uran-233 und Natururan oder abgereichertem Uran enthält. Dieser Kernbrennstoff soll so preiswert angeboten werden das es sich für die betroffenen Länder nicht auszahlt einen eigenen zivilen Kernbrestoffkreislauf zu etablieren aus dem vergleichsweise einfach waffenfähiges Material abgezweigt werden könnte. Aus diesem denaturierten Thorium-Uran Brennstoff ist eine Gewinnung von kernwaffentauglichem Uran-233, Uran-235 oder Plutonium-239 nur mit sehr großem Aufwand möglich dafür ist aber auch ein geschlossener Brennstoffkreislauf auf Basis dieses Brennstoffs nur wenig praktikabel. Da das Uran-233 nicht in der Natur vorkommt muss es in Brutreaktoren aus Thorium erbrütet und aus einem Land importiert werden das solche sowie eine geeignete Wiederaufbereitungsanlage betreibt[7]. Dargestellt ist hier eine vereinfachte Form ohne genaue Beschreibung des Brennstoffkreislaufs der U-233 Brutreaktoren.

Das Problem dieses Brennstoffkreislaufs ist das er vergleichsweise unökonomisch ist und aus politisch-strategischen Gründen subventioniert werden müsste um gegenüber anderen Brennstoffkreisläufen konkurrenzfähig zu sein. Bisher wurde er daher nicht in der Praxis umgesetzt.

Brennstoffkreislauf mit Laufwellenreaktor

Ein fortschrittlicher offener Brennstoffkreislauf bei dem ein schneller Brutreaktor mit hochabbrennendem Brennstoff eingesetzt wird. Je nach Abbrand wird der Brennstoff im Kern umgeschichtet sodass eine gute Neutronenökonomie erreicht und ein großer Teil (theoretisch bis zu etwa 60%, in der Praxis sind mehr als 20% realistisch) des enthaltenen Urans einschließlich des Uran-238 abgebrannt werden kann ohne das eine Wiederaufbereitung nötig ist. Zum Vergleich: In thermischen Leichwasserreaktoren kann ohne Wiederaufbereitung nur etwa 0,5% des Natururans genutzt werden. Beispiele für geeignete Reaktorkonzepte sind der gasgekühlte schnelle Reaktor EM² von General Atomics oder der natriumgekühlte TerraPower-1 von TerraPower. Bisher wurden entsprechende Laufwellenreaktoren nicht in der Praxis realisiert. Angereicherter Brennstoff ist (im Idealfall) nur für die Erstkerne der ersten Reaktorgeneration erforderlich.[8]

Beachtlich ist das diese Reaktoren auch als "Atommüllfresser" betrieben werden können. Dabei wird anstelle von Natururan abgebrannter Kernbrennstoff thermischer Reaktoren als Brut- und Brennstoff eingesetzt. Fallweise kann dabei sogar auf eine konventionelle Wiederaufbereitung mit Trennung von Uran und Plutonium verzichtet werden. Prinzipiell können Laufwellenreaktoren auch mit Thorium-232 als Brutstoff betrieben werden.

Eine Langzeit-Zwischenlagerung des abgebrannten Brennstoffs anstelle einer Endlagerung für eine zukünftige Wiederaufbereitung ist hier etwas weniger sinnvoll da der Brennstoff keinen ganz so hohen Anteil an nutzbaren Isotope enthält als bei anderen Reaktortypen allerdings ist das dennnoch eine potenziell sinnvolle Option.

Brennstoffkreislauf mit Fluidkernreaktoren

Fluidkernreaktoren wie etwa Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung, Flüssigsalzreaktoren, Gaskernreaktoren oder Plasmakernreaktoren ermöglichen die laufende Entfernung von Spaltprodukten aus dem fluidischen Kernbrennstoff sodass im Idealfall ein vollständiger Abbrand aller zugeführten Spaltstoffe und Brutstoffe ohne externe Wiederaufbereitung erreicht werden kann. Dieser fortschrittliche Brennstoffkreislauf wurde bisher nur im Versuchsmaßstab praktisch umgesetzt. Je nach Reaktorauslegung können Uran oder Thorium, fallweise auch eine Mischung davon als Ausgangsstoffe zum Einsatz kommen. Fallweise ist eine Anreicherung nötig, einige Reaktorkonzepte sehen auch einen dezidierten Brutmantel vor. Dargestellt ist der einfachste Fall dieses Brennstoffkreislaufs mit Uran als Brennstoff bzw. Brutstoff ohne genauere Beschreibung der Fluidbrennstoffaufbereitung im Reaktor und ohne Anreicherung.[9][10][11][12]

Beachtlich ist das auch Fluidkernreaktoren als "Atommüllfresser" betrieben werden können, in diesem Fall dienen abgebrannte Brennelemente thermischer Reaktoren als Brut- und Brennstoff. Ist keine höhere Anreicherung erforderlich kann auf eine externe Wiederaufbereitung verzichtet werden. Übrig bleiben im Idealfall nur kurzlebige Spaltprodukte.

Brennstoffkreislauf mit thermonuklearen Fissionskernreaktoren

In thermonuklearen Fissionsreaktoren findet die Kernspaltung nicht in einer kritischen Anordnung statt und wird primär nicht durch Neutronen initiiert sondern zu einem wesentlichen Teil etwa durch Gammastrahlung (Photofission), Ionenbeschuss oder durch Kollisionen der Atomkerne untereinander in einem ultraheißen Plasma. Einige mögliche Konzepte ähneln damit prinzipiell Kernfusionsreaktoren, die wesentlichen Unterschied sind der Brennstoff und die Betriebsparameter. Thermonukleare Fissionsreaktoren benötigen je nach Auslegung fallweise angereicherten Brennstoff, im Idealfall können sie aber auch Uran-238 und Thorium-232 direkt spalten. Den eingesetzten Kernbrennstoff können sie vollständig verbrennen. Fallweise können sie auch intern oder extern Brüten. Konzepte für solche Reaktoren -jedenfalls für den Einsatz als Energiequelle- wurden bisher nicht ernsthaft verfolgt da die technischen Hürden (insbesondere wenn man einen Gewinn an Nutzenergie in einem Kernkraftwerk erzielen will) enorm hoch und die Vorteile gegenüber anderen Reaktorkonzepten gering sind.

Geschlossener Brennstoffkreislauf

Im geschlossenen Brennstoffkreislauf wird der abgebrannte Brennstoff wiederaufbereitet, spaltbare oder brutfähige Anteile werden teilweise oder vollständig erneut in Kernreaktoren eingesetzt. Damit kann die Ausnutzung des Brennstoffs, insbesondere des Anteils an Brutstoff stark verbessert werden. Dadurch kann auch die Menge des hochradioaktiven Abfalls in Relation zur erzeugten Energiemenge reduziert werden, auch die Endlagerdauer sinkt stark da der übrigbleibende hochradioaktive Abfall keine langlebigen Transurane mehr enthält.

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren

In diesem Brennstoffkreislauf wird der offene Uran-Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren (üblicherweise Leichtwasserreaktoren) um eine Wiederaufbereitung und eine Brennelementfertigung für Plutonium-Uran Brennstoff (üblicherweise MOX) ergänzt. Dieser Brennstoffkreislauf wurde etwa in Frankreich, Belgien oder Großbritannien in industrieellem Maßstab umgesetzt, andere Länder setzten diesen Brennstoffkreislauf in internationaler Zusammenarbeit (Wiederaufbereitung und/oder MOX Brennstofffertigung im Ausland) um. Da bei der Wiederaufbereitung mehr Uran anfällt als für die MOX Produktion benötigt wird kann das übrige Uran wiederangereichert oder in Reaktoren die mit der geringeren Anreicherung auskommen genutzt werden. Anreicherungsanlagen die für die Wiederanreicherung genutzt werden gibt es gegenwärtig in Russland. Abgebrannter Uran-Plutonium Brennstoff hat allerdings einen so hohen Plutonium-240 Gehalt das er nach einer erneuten Wiederaufbereitung nicht in konventionellen thermischen Reaktoren eingesetzt werden kann (das Plutonium-240 ist thermisch nicht spaltbar, man kann den höheren Pu-240 Gehalt wegen spezieller reaktorphysikalischer Effekte wie etwa Spaltresonanzen in konventionellen Reaktoren nicht einfach durch einen entsprechend höheren Gesamt-Pu Anteil kompensieren), man spricht daher auch von einem "twice through"-Brennstoffkreislauf; es ist daher naheliegend einen solchen Brennstoffkreislauf längerfristig um schnelle Reaktoren zu ergänzen. Beim Einsatz von Hochkonvertern mit härterem Neutronenspektrum kann der wiederaufbereitete Uran-Plutonium Brennstoff allerdings fallweise auch ohne schnelle Reaktoren weitergenutzt werden. Bisher wurden solche Reaktoren nicht umgesetzt aber etwa in der BRD, Frankreich, Japan und Russland vorgeschlagen[13][14][15]. Viele herkömmliche LWR lassen sich prinzipiell zu Hochkonvertern umrüsten

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren ohne Uran-Plutonium Auftrennung

In diesem Brennstoffkreislauf wird der offene Uran-Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren (üblicherweise Leichtwasserreaktoren in Kombination mit Schwerwasserreaktoren) um eine Wiederaufbereitung und eine Brennelementfertigung für Plutonium-Uran Brennstoff (üblicherweise MOX) ergänzt. Bei der Wiederaufbereitung werden in diesem Fall lediglich Spaltprodukte teilweise oder vollständig aus dem abgebrannten Brennstoff entfernt welcher dann direkt wiederverwendet wird. Da seine effektive Anreicherung geringer ist als jene von frischem Brennstoff liegt es nahe ihn in Schwerwasserreaktoren einzusetzen die mit einer geringeren Anreicherung auskommen. So kann man etwa abgebrannten LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren weiterverwenden. Vorteilhaft ist hier das die Spaltproduktabtrennung potenziell einfacher und billiger ist als eine Wiederaufbereitung mit Trennung von Uran und Plutonium, zudem ist die Herstellung von CANDU-MOX Brennstoff potenziell etwas einfacher und billiger als die Herstellung von LWR MOX. Sinnvoll ist ein solcher Brennstoffkreislauf insbesondere in Ländern die sowohl Leichtwasserreaktoren als auch Schwerwasserreaktoren oder andere Reaktoren die mit einer geringeren Anreicherung auskommen betreiben. Zu nennen sind hier insbesondere die VR China, Südkorea und auch Indien. Der abgebrannte Uran-Plutonium Brennstoff kann aber auch hier im Normalfall nicht weitergenutzt werden.

Auch wenn nur LWR zur Verfügung stehen kann eine Variante dieses Brennstoffkreislaufs genutzt werden. Das MOX aus der Wiederaufbereitung wird dafür mit relativ stark angereicherten Uran gemischt bis die Gesamtanreicherung hoch genug ist. Diese Variante wird in Russland unter der Bezeichnung REMIX (regenerated mixture) erprobt. Man muss dafür zwar relativ stark angereichertes Uran beisteuern allerdings fällt die Wiederanreicherung weg und man kann auch mit einer schlechteren Plutoniumqualität in weniger gut für MOX geeigneten Reaktoren arbeiten[16].

Thorium-Uran Brennstoffkreislauf ohne Thorium-Uran Auftrennung

In diesem Brennstoffkreislauf wird der offene Thorium-Uran Brennstoffkreislauf mit thermischen und/oder schnellen Reaktoren um eine einfache Wiederaufbereitung mit Spaltproduktabtrennung aber ohne Thorium-Uran Separierung und eine Brennelementfertigung für Wiederaufbereiteten Thorium-Uran Brennstoff (üblicherweise ThMOX) ergänzt; bei der Brennelementfertigung wird eventuell noch frisches Thorium beigemengt um die gewünschte Anreicherung zu erzielen. Bei der Wiederaufbereitung werden in diesem Fall lediglich Spaltprodukte teilweise oder vollständig aus dem abgebrannten Brennstoff entfernt welcher dann direkt wiederverwendet wird. Sinnvoll ist das insbesondere beim Einsatz in Brutreaktoren in denen so potenziell das gesamte Thorium genutzt werden kann. Durch den Verzicht auf die Thorium-Uran Separation kann die Wiederaufbereitung eventuell prozesstechnisch vereinfacht und wirtschaftlicher gestaltet werden. Prinzipiell lässt sich dieser Brennstoffkreislauf sowohl mit thermischen als auch mit Schnellen (Brut-)Reaktoren umsetzen unter anderem aufgrund des tendenziell geringeren Brutfaktors thermischer Reaktoren und dem Größeren Einfluss der Spaltprodukte auf die Neutronenökonomie welcher bei thermischen Brütern die Abbrände beschränkt scheint eine Umsetzung mit schnellen Reaktoren jedoch einfacher möglich. Auch eine Kombination aus thermischen und schnellen Reaktoren ist möglich sowie eine Kombination aus Brütern und Brennern.

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren und schnellen Brennern

Der geschlossene Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren wird hier um eine relativ kleine Anzahl schneller Brenner ergänzt welche den wiederaufbereiteten Uran-Plutonium Brennstoff (2nd Gen MOX) mit hohem Plutonium-240 Gehalt verwerten sollen. Konkret enthält abgebrannter Kernbrennstoff aus Leichtwasserreaktoren üblicherweise etwa 70% thermisch spaltbares Plutonium-239 und 241 und 30% thermisch nicht spaltbares Plutonium-240 und 242, abgebrannter MOX Brennstoff der solches Plutonium enthält kommt auf eine schlechtere Qualität von etwa 50% thermisch spaltbarem Plutonium. Da die Wahrscheinlichkeit das ein Pu-239 Atom ohne Spaltung ein Neutron einfängt im schnellen Spektrum geringer ist und die thermisch nicht spaltbaren Isotope im schnellen Spektrum auch gespalten werden können bleibt das Verhältnis der Plutoniumisotope zueinander im schnellen Reaktor etwa gleich.

Mit diesem Brennstoffkreislauf ist eine vollständige Verwertung des anfallenden Plutoniums möglich wodurch auch der nötige Endlagerzeitraum drastisch sinkt. Allerdings kann das Uran-238 im Natururan auch hier nicht vollständig genutzt werden. Neben Plutonium können auch andere Transurane "minore Aktinide" in schnellen Brennern weitergenutzt werden wodurch die Endlagerdauer noch weiter reduziert werden kann was jedoch reaktorphysikalisch nicht ganz unproblematisch ist.

In einer Variante dieses Brennstoffkreislaufs wird auch auf die Herstellung von wiederaufbereitetem Brennstoff für die thermischen Reaktoren verzichtet und das Plutonium direkt in schnellen Reaktoren genutzt. Das ist vor allem als Übergangslösung potenziell sinnvoll wenn man etwa einen vorhandenen Kraftwerkspark an älteren, Nicht-MOX tauglichen Leichtwasserreaktoren hat oder wenn man auf die aufwendige Herstellung von LWR-MOX (vorerst) verzichten möchte. Das wiederum ist insbesondere sinnvoll wenn man schnelle Reaktoren verwendet deren Brennstoff nicht kompatibel zu jenem der thermischen Reaktoren ist (beispielsweise metallischer Brennstoff in flüssigmetallgekühlten schnellen Reaktoren und MOX in LWR) sodass eine getrennte Produktion für wiederaufbereitetem Brennstoff etabliert werden müsste.

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit schnellen Brütern und Brennern

In diesem Brennstoffkreislauf kommen ausschließlich schnelle Reaktoren zum Einsatz. So kann das gesamte Uran verwertet werden. Zunächst werden die Reaktoren als Brüter betrieben um genug Plutonium für den Start weiterer Brüter zu produzieren. Ist der Kraftwerkspark fertig aufgebaut kann die Kernkonfiguration der Reaktoren geändert werden (etwa durch eine Ausdünnung des Brutmantels) um den Brutfaktor zu reduzieren damit kein unnötiger Plutoniumüberschuss erwirtschaftet wird; der Neutronenüberschuss dieser Reaktoren kann dann aber etwa für andere Transmutationsaufgaben genutzt werden etwa zur Transmutation radioaktiver Abfälle, insbesondere von Transuranen.

Dieser Brennstoffkreislauf gilt in vielen Ländern als Fernziel das aber wohl erst nach der erfolgten Stilllegung der aktuellen Kernkraftwerke mit thermischen Reaktoren in vielen Jahrzehnten erreicht werden kann. Eine Ausnahme ist Australien wo es noch kein Kernkraftwerk gibt wo aber über den Bau schneller Reaktoren vom Typ PRISM nachgedacht wird.

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren und schnellen Brütern

In diesem Brennstoffkreislauf wird der Kernkraftwerkspark um schnelle Brutreaktoren ergänzt, im Idealfall wird der gesamte Brutfaktor des Kraftwerksparks annähernd 1 oder größer sodass fast das gesamte Natururan als Brennstoff ausgenutzt werden kann. Plutonium fällt auch hier nicht als Abfallstoff an sondern wird vollständig genutzt. Das Plutonium das im Brutmantel der schnellen Brutreaktoren gebildet wird hat im Normalfall (je nach Reaktorauslegung) eine sehr hohe Qualität (hoher Plutonium-239 Anteil) und kann genutzt werden um durch Mischung das Plutonium aus thermischen Reaktoren wieder in solchen nutzbar zu machen.

Werden anstelle konventioneller thermischer Reaktoren thermische Hochkonverter eingesetzt kann mit einem relativ geringen Anteil von Brutreaktoren am gesamten Kernkraftwerkspark (etwa 1:10) eine annähernd vollständige Uranausnutzung erreicht werden. Etliche Länder wie etwa Russland, Frankreich und Japan wollen mittel-langfristig einen solchen Brennstoffkreislauf etablieren. Auf eine Urananreicherung kann völlig verzichtet werden wenn das Natururan im Brutmantel eingesetzt wird und der Gesamtbrutfaktor ausreichend hoch ist was wirtschaftlich fallweise sehr vorteilhaft ist; insbesondere war es das vor der Etablierung moderner Anreicherungsanlagen mit Gas-Ultrazentrifugen. Neben Natururan können im Brutmantel auch vorhandene Vorräte an abgereichertem Uran genutzt werden.

Erweiterung des Uran-Plutonium-Brennstoffkreislaufs zur Verwertung minorer Aktinide

In diesem Brennstoffkreislauf werden auch anfallende Neptunium- Americium- und Curium- Isotope verwertet welche im Normalfall mit den Spaltprodukten abgetrennt und im Endlager entsorgt werden. Das kann je nach Auslegung teilweise oder vollstängig nebenbei in konventionellen Reaktoren, insbesondere in schnellen Reaktoren, erfolgen was aber reaktorphysikalisch nicht unproblematisch ist oder auch in speziellen Transmutationsreaktoren. Zwingend erforderlich ist die Abtrennung dieser Elemente bei der Wiederaufbereitung. Durch die Verwertung der minoren Aktinide fallen nur Spaltprodukte als Abfallstoffe an die endgelagert werden müssen. Die nötige Endlagereinschlusszeit sinkt damit auf unter 1000 Jahre, bereits nach weniger als 500 Jahren ist der Abfall weitgehend ungefährlich.

Im Flussdiagramm ist eine Form dieses Brennstoffkreislaufs dargestellt bei der die minoren Aktinide teilweise nebenbei in den schnellen Brutreaktoren, teilweise in eigenen Transmutationsanlagen verwertet werden.

Thorium-Uran Brennstoffkreislauf mit thermischen oder schnellen Brütern

In diesem Brennstoffkreislauf kommen thermische und/oder schnelle Brüter zum Einsatz die Uran-233 als Brennstoff und Thorium-232 als Brutstoff nutzen. Eine Urananreicherung ist hier nicht oder nur für die Erstkerne erforderlich. Die Herstellung und Handhabung des Uran-233 Brennstoffs muss mit besonderen Strahlenschutzmaßnahmen erfolgen da das Nebenprodukt Uran-234 stark gammastrahlende Zerfallsprodukte hat. Ein weiterer Nachteil sind die geringen möglichen Abbrände im Fall thermischer Thoriumbrüter. In diesem Brennstoffkreislauf entstehen fast keine Transurane, die übrigbleibenden Spaltprodukte haben im Schnitt eine kürzere Halbwertszeit als beim thermischen Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf. Die nötige Einschlusszeit bei der Endlagerung reduziert sich so auf wenige hundert Jahre, fallweise kann auf eine klassische geologische Endlagerung gänzlich verzichtet werden.

Gemischter Uran-Plutonium-Thorium-Uran Brennstoffkreislauf mit thermischen Brennern

In diesem Brennstoffkreislauf werden thermische Reaktoren, etwa Leichtwasserreaktoren zunächst mit herkömmlichen Uran-Brennelementen beladen. Das bei der Wiederaufbereitung abgetrennte Plutonium wird jedoch nicht mit Uran sondern mit Thorium zu neuem Brennstoff verarbeitet. Der Vorteil des Thorium-Uran Brennstoffs ist das kein neues Plutonium gebildet wird und das dafür Uran-233 gebildet wird welches in einem erneuten Wiederaufbereitungsschritt abgetrennt werden kann. Die Plutoniumqualität im Kreislauf bleibt so hoch genug für die vollständige Verwendung in thermischen Reaktoren. Das Uran-233 kann anschließend bei einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs in Thoriumbrütern genutzt werden oder wiederum zu Thorium-Uran-233 Brennelementen für die Brennerreaktoren verarbeitet werden.

Mit diesem Brennstoffkreislauf ist es möglich Thorium relativ einfach in einen herkömmlichen Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf einzubinden und gegenüber einem herkömmlichen Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf die Bildung nicht thermisch verwertbarer Transurane und Plutoniumisotope zu reduzieren. Damit ist eine weitgehende Vermeidung der Entstehung langlebiger Transurane als radioaktive Abfallstoffe ohne die Nutzung schneller Reaktoren bzw. von Brutreaktoren möglich. Der Nachteil ist die relativ aufwendige mehrteilige Wiederaufbereitung und Brennstoffproduktion.

Thorium-Plutonium Brennstoff wurde testweise in Deutschland im Kernkraftwerk Lingen und von 2002 bis zu dessen Stilllegung im Kernkraftwerk Obrigheim eingesetzt[17] aber nicht wiederaufbereitet. Problematisch ist das dieser Brennstoff -wenn er nicht wiederaufbereitet wird- bei der Endlagerung sehr lange Einschlusszeiten von etwa 1,1 Millionen Jahren benötigt bis die Radiotoxizität von natürlichem Uranerz erreicht ist.

Gemischter Thorium-Uran-Uran-Plutonium-Brennstoffkreislauf mit thermischen Brütern und Brennern

In diesem gemischten Brennstoffkreislauf dienen sowohl Natururan als auch Thorium als Ausgangsstoffe. Uran-Plutonium und Thorium-Uran Brennstoff können dabei sowohl gemischt als auch getrennt genutzt werden. In ersterem Fall müssen bei der Wiederaufbereitung Thorium, Uran und Plutonium voneinander getrennt werden was verfahrenstechnisch etwas anspruchsvoller ist als die herkömmliche Wiederaufbereitung, in letzterem Fall braucht man für Uran-Plutonium und Thorium-Uran jeweils eine eigene Wiederaufbereitung. Es ist nur schwer möglich in diesem Brennstoffkreislauf einen Gesamtbrutfaktor größer 1 zu erreichen und auf eine Urananreicherung zu verzichten da der Brutfaktor thermischer Brüter im Normalfall nur sehr klein ist; der Einsatz von Uran-Plutonium in thermischen Hochkonvertern kann das Ziel einfacher erreichbar machen. Eine vollständige Verwertung des Plutoniums ist fallwiese möglich (aber nicht einfach) indem Plutonium aus abgebrannten Plutonium-Uran Brennelementen mit Uran-233 angereichertem Uran gemischt wird um dessen Absorption zu kompensieren. Prinzipiell sind jedenfalls etwas unterschiedliche Varianten des Brennstoffkreislaufs möglich je nach Anteil der Brutreaktoren am Kraftwerkspark, Wiederaufbereitungstechnik, Rohstoffkosten usw.. Trotz seiner höheren Komplexität gegenüber einem reinen Uran-Plutonium oder Thorium-Uran Brennstoffkreislauf gilt dieser Brennstoffkreislauf als interessante Option, insbesondere als Übergangslösung.

Gemischter Thorium-Uran-Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Brütern, Brennern und schnellen Brütern

Mit dem zusätzlichen Einsatz schneller Brutreaktoren lässt sich das Ziel der vollständigen Ausnutzung von Uran und Thorium und der Verzicht auf Urananreicherung fallweise leichter erreichen. Schnelle Brutreaktoren können sowohl zum Uran- als auch Thoriumbrüten genutzt werden und besitzen hohe Brutfaktoren. Der Brennstoffkreislauf ermöglicht es -je nach Umsetzung- je nach Rohstoffangebot den Einsatz von Natururan zugunsten von Thorium zu reduzieren und umgekehrt. Im Idealfall kann zwischen 0% und 100% Thoriumeinsatz variiert werden. Der Wiederaufbereitungs- und Brennstoffproduktionsaufwand ist jedoch aufgrund der Doppelgleisigkeit relativ hoch.

Gemischter Thorium-Uran-Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit thermischen Brennern und schnellen Brütern

Durch die hohe Brutrate schneller Brutreaktoren kann auch beim zusätzlichen Einsatz von Thorium auf dezidierte thermische Brüter verzichtet werden. Ein solcher Brennstoffkreislauf ist in Indien angedacht. Der Brennstoffkreislauf ermöglicht es -je nach Umsetzung- je nach Rohstoffangebot sehr flexibel den Einsatz von Natururan zugunsten von Thorium zu reduzieren und umgekehrt.

Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf mit schnellen Reaktoren ohne Uran-Plutonium Auftrennung

Bei schnellen Reaktoren mit Gleichgewichtskern oder Brüterkern ist es relativ einfach möglich bei der Wiederaufbereitung auf eine Plutonium-Uran Separation zu verzichten. Zunächst wird der Kernbrennstoff als Natururan bzw. abgereichertes Uran in den Brutmantel eingeführt, nach einer gewissen Brutphase ist der spaltbare Plutoniumanteil gestiegen und das Brennelement kann in den Kern versetzt werden. Ist es abgebrannt wird es aus dem Kern entfernt, die Spaltprodukte werden entfernt und der enthaltene Brennstoff kann wieder zu neuen Brennstoff verarbeitet werden, gegebenenfalls unter Zugabe von Natururan bzw. abgereichertem Uran. Dieses Konzept ähnelt dem TWR Konzept, durch die Spaltproduktabtrennung ist jedoch eine noch bessere Neutronenökonomie und eine noch bessere Brennstoffausnutzung möglich; prinzipiell ist es möglich einen offenen TWR Brennstoffkreis durch Ergänzung um eine Wiederaufarbeitungsanlage und eine Fertigungsanlage für wiederaufbereiteten Brennstoff zu einem solchen Brennstoffkreislauf zu konvertieren. Ein derartiger Brennstoffkreislauf wurde in den USA im EBR-II in Kombination mit einer pyrochemischen Spaltproduktentfernung durch Metallschmelzextraktion testweise durchgeführt, in jüngerer Vergangenheit wurde es etwa für den gasgekühlten schnellen Reaktor General Atomics EM² vorgeschlagen [18]. Prinzipiell lässt sich mit diesem Konzept fast das gesamte als Brennstoff und Brutstoff zur Verfügung stehende Uran verwerten und spalten, der hochradioaktive Abfall besteht fast nur aus kurzlebigen Spaltprodukten und die Wiederaufbereitung ohne Plutoniumseparation ist proliferationsresistent und vergleichsweise einfach und billig umzusetzen. Geeignete Reaktoren stehen aber gegenwärtig noch nicht in größerer Anzahl zur Verfügung.

Kernfusions-Brennstoffkreislauf

Bei einem Kernfusions-Brennstoffkreislauf kommen thermonukleare Fusionsreaktoren zum Einsatz die üblicherweise die Wasserstoffisotope Tritium (3H) und Deuterium (2H) als Brennstoff nutzen. Es gibt auch alternative Fusionsprozesse mit anderen Fusionsbrennstoffen etwa Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium-3, Helium-3-Helium-3 oder Protium (1H)-Bor-10 die aber technisch noch anspruchsvoller sind, sie werden im folgenden vernachlässigt. Deuterium wird in der Regel aus natürlich vorkommendem Wasserstoff bzw. Wasser angereichert, Tritium kommt in der Natur kaum vor und muss erbrütet werden, etwa aus Lithium-6, Helium-3 oder Deuterium. Fusionsreaktoren können sowohl alleine als auch in Kombination mit Spaltungsreaktoren und Hybridreaktoren (welche die bei der Fusion entstehenden Neutronen zur Spaltung nutzen) in einem Brennstoffkreislauf eingesetzt werden.

Beachtlich ist das bei Kernfusionsreaktoren die nach dem Prinzip der Trägheitsfusion arbeiten "Brennelemente" eingesetzt werden welche laufend nachproduziert werden müssen, bei Anlagen die mit Fluidbrennstoff arbeiten (vor allem magnetischer/elektrischer Plasmaeinschluss) entfällt dieser Schritt. Er wird der Einfachkeit halber im folgenden nicht dargestellt. Je nach Fusionsanlage, insbesondere bei Trägheitsfusionsanlagen kann auch eine Sammlung von unverbranntem Fusionsbrennstoff vorgenommen werden der dann wiederum zur Produktion neuer Brenelemente genutzt werden kann. Diese "Wiederaufbereitung" wird ebenfalls vernachlässigt.

Weltweit gibt es noch kein Kernkraftwerk mit Fusionsreaktor, diese Brennstoffkreisläufe werden dementsprechend bisher nur im Labormaßstab erprobt und haben fast keine wirtschaftliche Bedeutung. Sollte es einmal gelingen Fusionskernkraftwerke wirtschaftlich zu bauen und betreiben bieten diese Brennstoffkreisläufe potenziell viele Vorteile.

Reiner Fusionsbrennstoffkreislauf

In diesem Szenario kommen ausschließlich Fusionsreaktoren und keine Spaltungsreaktoren oder Hybridreaktoren zum Einsatz. Als Brennstoff dienen klassischerweise Deuterium und Tritium, als Brutstoff zur Tritiumproduktion eignen sich Deuterium, Helium-3 und vor allem Lithium-6. Radioaktive Abfallstoffe fallen nur indirekt in Form von Aktivierungsprodukten an, Umfang und Halbwertszeit dieser Abfallstoffe sind von der Konstruktion der Anlage abhängig. Insbesondere in Trägheitsfusionsanlagen kann auch der Brutstoff direkt in den Reaktor eingesetzt werden; hier kommt dann fallweise etwa Lithiumdeuterid als kombinierter Brennstoff+Brutstoff zum Einsatz. Bei magnetischem Einschluss ist die Einbringung von Helium-3 als Brutstoff direkt in den Reaktor möglich. Eine dezidiertes Erbrüten von Tritium in einem Brutmantel ist in der allgemeinen Betrachtung daher -je nach Reaktorauslegung- prinzipiell nicht zwingend erforderlich.[19]

Im Flussdiagramm dargestellt ist eine Variante mit seperatem Tritiumbrüten.

Fusion-Fission-Brennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren

In einem Hybridreaktor werden die schnellen Neutronen die bei der Fusion freigesetzt werden genutzt um Kernspaltungsprozesse einzuleiten und so weitere Energie freizusetzen. Als Rohstoffe kommen hier die Selben wie beim reinen Fusions-Brennstoffkreislauf zum Einsatz, zusätzlich Uran und/oder Thorium. Interne oder externe Wiederaufbereitung für den Spaltbrennstoff kann je nach Konstruktion fallweise zum Einsatz kommen. Da jedes schnell spaltbare Element verwertet werden kann und ausreichend Neutronen zur Transmutation langlebiger Spaltprodukte vorhanden sind bleiben im Idealfall zusätzlich zum Fusionsbrennstoffkreislauf nur kurzlebige Spaltprodukte über. [20][21] Ein wesentlicher Vorteil gegenüber reinen Fusionsreaktoren ist die Tatsache das so bei einer gegebenen Fusionsleistung wesentlich mehr, bis zu über 10 mal mehr, Energie freigesetzt werden kann wodurch solche Reaktoren potenziell technisch wesentlich leicher realisiert werden können als reine Fusionsreaktoren.

PACER Brennstoffkreislauf

In diesem Brennstoffkreislauf kommen Kernkraftwerke vom Typ PACER zum Einsatz welche durch die Detonation von thermonuklearen Sprengkörpern im Teller-Ulam-Design Energie gewinnen. Es handelt sich dabei im Prinzip um einen Fission-Fusion Hybridreaktor mit Trägheitseinschluss wobei die Zündung der Fusionsreaktion in diesem Fall durch einen Nuklearen Fissionssprengkörper erfolgt.

Um Tritium und Plutonium oder Uran-233 zu erbrüten können entsprechende Brutstoffe in den Nieselregen eingebracht werden welcher genutzt wird um die bei der Explosion freigesetzte Wärme aufzunehmen[22][23] oder in eine äußere Hülle um den Sprengkörper; anschließend kann der erbrütete Brennstoff und der übrige Brutstoff aus dem entstandenen Dampf bzw. dessen Kondensat in einer integrierten Wiederaufbereitung abgeschieden werden. Als Fissionsbrennstoff kommen hochangereichertes Uran, Uran-233 oder Plutonium-239 in Frage wobei die letzteren beiden im PACER laufend erbrütet werden können. Problematisch sind Isotope mit einer hohen Neutronenemission wie etwa Plutonium-240 oder verschiedene Americium- oder Curiumisotope; sie können im PACER nur schwer verwertet werden. Als Fusionsbrennstoff bzw. Kernsprengstoff kommt insbesondere eine Kombination von Deuterium und Tritium, reines Deuterium und Lithiumdeuterid oder eine Kombination aus diesen in Frage. Tritium kann ebenfalls laufend nachgebrütet werden wobei auf ein gezieltes Einbringen von Tritium-Brutstoff fallweise verzichtet werden kann wenn Tritiumbrutstoff im Kernsprengstoff enthalten ist.

Da sehr hohe Brutraten erreicht werden können ist die Kombination mit anderen Fusions- oder Fissionskraftwerken naheliegend.

Ein PACER Kraftwerk kann prinzipiell 0% bis zu über 90% der umgesetzten Energie aus der Kernfusion beziehen.

Dargestellt ist im Flussdiagramm beispielhaft eine Brennstoffkreislaufvariante mit integrierter Wiederaufbereitung und Uran/Plutonium, Deuterium/Lithium als Ausgangsstoffe.

Hybridbrennstoffkreislauf mit Tritium-Brüten in Spaltungsreaktoren

In diesem Brennstoffkreislauf kommen sowohl thermonukleare Fusionsreaktoren als auch Spaltungsreaktoren zum Einsatz. Tritium wird in den Spaltungsreaktoren erbrütet was fallweise einfacher ist. Ansonsten existieren der Fusionsbrennstoffkreislauf und der Brennstoffkreislauf der Spaltungsreaktoren nebeneinander.[24]

Im Flussdiagramm dargestellt ist eine beispielhafte Kombination aus Natururanreaktoren in einem offenen Brennstoffkreislauf als Tritiumbrüter; prinzipiell kann auf Seite der Spaltungsreaktoren aber jeder Spaltreaktoren-Brennstoffkreislauf zur Anwendung kommen.

Hybridbrennstoffkreislauf mit Fusionsreaktoren als Transmutationsanlagen

In diesem Brennstoffkreislauf werden die schnellen Neutronen aus Fusionsreaktoren zum Transmutieren langlebiger nuklearer Abfallstoffe aus den Kernspaltungsreaktoren genutzt.[25]

Hybridbrennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren als Brüter und Spaltungsreaktoren

In diesem Brennstoffkreislauf kommen Hybridreaktoren als Brüter zum Einsatz, sie erzeugen mit den bei der Kernfusion freigesetzte Neutronen aus Brutstoff Spaltmaterial der dann wiederum in Spaltungsreaktoren eingesetzt werden kann. Der Brennstoffkreislauf ermöglicht die fast vollständige Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Brutstoffs wobei auf Seiten der Spaltungsreaktoren auch einfache thermische Reaktoren zum Einsatz kommen können. Prinzipiell ist der Brennstoffkreislauf mit und ohne Wiederaufbereitung des Spaltungsbrennstoffs denkbar, eine Wiederaufbereitung erscheint in diesem Fall aber sehr sinnvoll. Wird eine Wiederaufbereitung genutzt ist es relativ einfach möglich sämtliche Transurane zu verwerten, nicht nur Plutonium.

Wirtschaftliche Aspekte

Aufgrund der großen Energiemenge die aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff gewonnen werden kann hält sich der Kostenanteil der Brennstoffbeschaffung und auch der Wiederaufbereitung und Entsorgung in Relation zu den Gesamtkosten der Kernenergienutzung in Grenzen. Die Wirtschaftlichkeit der einzelnen Brennstoffkreislaufvarianten im Vergleich zueinander ist abhängig von der Verfügbarkeit und dem Preis der Rohstoffe Natururan und Thorium sowie von dem technologischen Entwicklungsstand im Bereich der Reaktortechnik, Wiederaufbereitung und Brennstofffertigung (wobei die Brennstofffertigung freilich wieder unmittelbar mit der Reaktortechnik zusammenhängt)[26]. Komplexere Brennstoffkreise werden aufgrund der Größendegression von Wiederaufbereitungsanlagen und Brennstofffertigungsanlagen vor allem in großem Maßstab wirtschaftlich, für kleinere Länder mit nur einzelnen Kernkraftwerken bieten sich eher einfache Brennstoffkreisläufe an- sofern sie ihren Brennstoffkreislauf nicht in internationaler Zusammenarbeit mit anderen Ländern kombinieren wollen oder können.

Beachtlich ist das -je nach eingesetzter Reaktortechnik- die Herstellung der Brennelemente an sich einen großen Anteil an den Gesamtkosten des Brennstoffs haben kann, sogar einen größeren als die Rohstoffbeschaffung oder die Anreicherung. Das gilt insbesondere für Brennelemente aus der Wiederaufbereitung wie etwa MOX Brennstoff da die Fertigung hier durch die zusätzlichen Strahlenschutzmaßnahmen teurer ist und vor allem hohe Investitionen in die nötigen Produktionsanlagen erfordert. Daher sind Reaktoren mit in der Herstellung vergleichsweise billigen Brennelementen und/oder mit solchen die einen höheren Abbrand zulassen wirtschaftlich interessant. Ein Optimum sind hier Reaktoren mit Fluidbrennstoff bei denen die Kosten für die Brennelementherstellung nahezu komplett entfallen; allerdings sind solche Reaktoren noch nicht verfügbar.

Zur vergleichenden Analyse der Wirtschaftlichkeit verschiedener Brennstoffkreisläufe wurden Berechnungsmodelle entwickelt wie etwa das VISION-Modell von der Advanced Fuel Cycle Initiative des US Energieministeriums.[27]

Problematisch bei der Berechnung ist das die Kosten von Anlagen die es in dieser Form noch nicht gibt oft nur grob abgeschätzt werden können. Auch die langfristige Entwicklung der Rohstoffpreise kann nur schwer abgeschätzt werden ebenso die Anzahl der Anlagen (insbesondere der Kernkraftwerke) die am Ende gebaut wird. Bereits in der Vergangenheit hat sich gezeigt das die Wirtschaftlchkeit zudem zum Teil von unabsehbaren, vielfach irrationalen, politischen Entscheidungen abhängig ist bzw. beeinträchtigt wird. Brennelementsteuern oder willkürlich festgelegte Abgaben für die Entsorgung von Kernbrennstoffen können beispielsweise die Wirtschaftlichkeit unmittelbar beeinflussen, Verbote beispielsweise von Wiederaufbereitungstechnik oder Transporten abgebrannter Brennelemente ebenso. Auch Subventionen und gezielte Förderung bestimmter Brennstoffkreislaufvarianten können die Wirtschaftlichkeitsbetrachtung verzerren.

Einzelnachweise

  1. Use of Reprocessed Uranium: Challenges and Options http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1411_web.pdf
  2. Rubbia et al. ONCEPTUAL DESIGN OF A FAST NEUTRON OPERATED HIGH POWER ENERGY AMPLIFIER http://www-mipp.fnal.gov/raja/energy_amplifier/cer-0210391.pdf
  3. ACATECH Studie Partitionierung und Transmutation http://www.acatech.de/fileadmin/user_upload/Baumstruktur_nach_Website/Acatech/root/de/Publikationen/Projektberichte/acatech_STUDIE_Transmutationsforschung_WEB.pdf
  4. MIT STUDY ON THE FUTURE OF NUCLEAR FUEL CYCLE https://mitei.mit.edu/system/files/The_Nuclear_Fuel_Cycle-6.pdf
  5. IAEA-TECDOC-1450 http://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/te_1450_web.pdf
  6. Kugler, Schulten Hochtemperaturreaktortechnik ISBN: 978-3-540-51535-7
  7. Hargraves THORIUM billiger als Kohle-Strom ISBN-13: 978-1497301856
  8. Once Through and Advanced Fuel Cycles Phillip Finck https://gcep.stanford.edu/pdfs/UVaodfDrAb3BdgeRCpoy-w/08-Finck.pdf
  9. MSR-FUJI General Information, Technical Features, and Operating Characteristics http://www.uxc.com/smr/Library%5CDesign%20Specific/Fuji%20MSR/Papers/MSR-FUJI%20General%20Information,%20Technical%20Features,%20and%20Operating%20Characteristics.pdf
  10. ORNL-5018Program Plan for Development of Molten-Salt Breeder Reactors http://www.energyfromthorium.com/pdf/ORNL-5018.pdf
  11. K.H. Thom Der Gasphasenreaktor – Basis neuer Kerntechnologie ISBN 3-88540-000-6
  12. The concept of Fast Spectrum Molten Salt Reactor (MSFR) http://www.institutfrancais-suede.com/wp-content/uploads/2013/12/stockholm-seminar-msfr-eml-03122013-.pdf
  13. Entwicklungsstand des Fortgeschrittenen Druckwasserreaktors (FDWR) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/019/17019726.pdf
  14. VVER DESIGN DEVELOPMENT FOR OPERATION IN THE CLOSED NUCLEAR FUEL CYCLE http://www.nikiet.ru/eng/images/stories/NIKIET/Publications/Conf/mntk_nikiet_2014/P-21_en.pdf
  15. IAEA Tecdoc-638 Technical aspects of high converter reactors http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_638_web.pdf
  16. Multiple Recycle of Remix Fuel Based on Reprocessed Uranium an Plutonium Mixture in Thermal Reactors http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/cn226p/Session6/ID106Fedorov.pdf
  17. OECD NEA Thorium Fuel in LWRs An Option for an Effective Reduction of Plutonium Stock Piles https://www.oecd-nea.org/science/meetings/arwif2001/35.pdf
  18. General Atomics Energy Multiplier Module EM² http://www.ga.com/energy-multiplier-module
  19. Vorlesungsunterlagen "Alternative nukleare Energiesysteme", H. Rauch, Atominstitut TU Wien
  20. LASL The Fusion-Fission Hybrid As an Alternative to the Fast Breeder Reactor http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/6802010-vExb02/
  21. LLL ROGRESS ON THE CONCEPTUAL DESIGN OF A MIRROR HYBRID FUSION-FISSION REACTOR http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/07/234/7234852.pdf
  22. Seifritz, Nukleare Sprengkörper ISBN: 3-521-061 43-4 (1984)
  23. McCracken, Stott Fusion: The Energy of the Universe ISBN: 0123846560 (2012)
  24. CNIC-01633 AN OVERVIEW OF TRITIUM PRODUCTION http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/35/032/35032523.pdf
  25. Fusion/transmutation reactor studies based on the spherical torus concept http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/fusion-20-preprints/FT_P7-1.pdf
  26. H. Schmale Die prinzipiellen Möglichkeiten der langfristigen Kernenergienutzung im Zusammenhang von Natururanversorgung, Brennstoffkreislauf und Reaktortyp http://publications.rwth-aachen.de/record/70844
  27. Advanced Fuel Cycle Economic Tools, Algorithms, and Methodologies http://www.wmsym.org/archives/2006/pdfs/6314.pdf

Siehe auch

Weblinks