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Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-22T17:50:34Z

Ralph Fischer: /* Urheberrechtsverletzung */

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines <sup>238</sup>U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für <sup>238</sup>U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

::::::Ganz so einfach ist das nicht; das Material im Rücklauf besteht ja nicht nur aus Spaltprodukten sondern zum überwiegenden Teil aus ungespaltenen Transuranen Ohne genaue Zahlen zu kennen müsste der Rücklaufmassenstrom aus dem Kern wenigstens 10 mal so groß sein. Aber unter Berücksichtigung des Brutprozesses kann man den Reaktor durchaus mit abgebranntem LWR-Brennstoff füttern, das stimmt. Der LWR-Brennstoff müsste aber mit einem transuranreicheren Spaltstoff aus der PPU gemischt werden. In der Praxis würde das dann eher so aussehen (Daumenpeilung!): 10g pro Sekunde verlassen den Reaktorkern in Richtung PPU. In der PPU werden aus diesen 10g pro Sekunde 1g Spaltprodukte abgeschieden. Die verbliebenen 9g, bestehend aus Uran und Transuranen werden nun mit 1g an frischem Brutmaterial, eben etwa aus abgebranntem LWR-Brennstoff gemischt und kommen dann zurück in den Reaktor. Wie dem auch sein; ich halte den DFR aufgrund seines Entwicklungsstands hier nicht für explizit berücksichtigenswert. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:00, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::Das werden wohl etwas mehr als 10 Gramm die da pro Sekunde durchfliessen. Und in dem ganzen Reaktor sind einige Tonnen. Wir reden also über parts per million, die da pro Minute ersetzt werden. Das eigentlich interressante ist, das man die alten Brennstäbe nicht grossartig aufbereiten muss, sondern nur in Chlorid überführt. Die Spaltprodukte werden dann erst in der PPU ausgefiltert. Das macht die Wiederaufbereitung so preiswert, das man auch endlich mal das alte U238 verwenden kann und nicht immer nur neues nimmt. [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf
::Die Aussage ist generell falsch. In Frankreich und Russland wird das Uran, das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa regulär wiederverwendet: Ein Teil wird (in Frankreich) für die Herstellung von MOX-Brennstoff verwendet, der Rest wird "wiederangereichert", also erneut einer Urananreicherung unterzogen. Dabei entsteht, wie bei der normalen Anreicherung, angereichertes Uran aus welchem wiederum Brennstoff hergestellt wird und abgereichertes Uran. In manchen Fällen wird ein solches Recycling aber nicht durchgeführt. Das hat aber nichts damit zu tun dass das Uran so stark strahlt. Bei Natururan-Reaktoren, etwa MAGNOX, ist das Uran das bei der Wiederaufbereitung anfällt etwa praktisch abgereichert und daher relativ wertlos, Natururan ist die bessere Alternative, sowohl für die MOX-Produktion als auch als Ausgangsprodukt für die Anreicherung. Eine sinnvolle Verwendung im Brennstoffkreislauf wäre nur in schnellen Reaktoren möglich. Einige Länder haben oder hatten auch zwar eine Wiederaufbereitung aber keine MOX-Produktion (etwa USA, GB). Dort werden nicht nur Uran sondern auch Plutonium aus der Wiederaufbereitung nicht verwendet sondern gelagert.[[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 16:34, 18. Mär. 2019 (CET)
:::Willst du wirklich behaupten, das die IAEA lügt, nur weil dir die Zahl nicht in den Kram passt ? Die nehmen das alte Zeug nicht. Warum auch, wenn es viel billiger und einfacher ist, die grossen Bestände aus der Abreicherung zu nutzen. Das wird alles eingelagert und auf besser Zeiten gewartet.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 18:50, 22. Mär. 2019 (CET)

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)
::::::::Pu-243 ist kein minores Aktinid sondern... Plutonium... aber ich nehme an du meinst Americium-243. Dieses könnte theoretisch problematisch sein ist aber tatsächlich unproblematisch weil es nur in verschwindend geringen Mengen im abgebrannten Kernbrennstoff vorhanden ist. Siehe dazu etwa: Demnach enhält eine Tonne Schwermetall aus recht hoch abgebranntem Druckwasserreaktorbrennstoff lediglich 1,75g Americium-243 (siehe: https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/ADSNF/SOAR_final.pdf ). Die Aktivitätskonzentration und Radiotoxizität ist geringer als jene von Radium in manchen Uranerzen. Auch die Zerfallsprodukte des Neptunium-237 sind relativ unproblematisch. Nicht weil sie es isoliert betrachtet wären sondern weil sie durch ihre im Vergleich zum Mutternuklid viel kürzeren Halbwertszeit schneller zerfallen als sie entstehen. Uran-233 ist auch nicht gefährlicher als etwa das in der Natur als Bestandteil der Uran-238 Zerfallsreihe vorkommende Uran-234. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:28, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::::Es gibt kein PU-234. Alles über PU-239 heisst auch PU... PU240, PU241, usw. Aber ja, ich meine Americum. Und auch wenn es nur 1,75Gramm davon gibt, die werden trotzdem zu PU-239 zerfallen. Das sollte nicht in die Umwelt und deshalb ist es wichtig, das der Müll auch nach 5000 Jahren noch sicher verwahrt ist. Es ist auch müssig zu spekulieren, wie gefährlich die einzelnen Stoffe sind, sie sind erst am Ende der Zerfallskette völlig ungefährlich und das dauert hundertausende von Jahren. Deshalb ist Transmutation ein wichtiges Thema, denn damit kann man das drastisch abkürzen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man <u>nach</u> der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Benutzer Diskussion:TZV

2019-03-20T20:04:10Z

Ralph Fischer: /* Wiederaufbereitung */

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== Strahlend Weiß ==

Jetzt, wo es langsam wärmer wird, robb ich mich an einen artikel zum "Nuklearen Winter" ran. Hast du dazu hintergrundmaterial? ich hab schon [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese|hier]] gesammelt. Allerdings hab ich den eindruck, dass sich die diskussion darüber nur auf die usa beschränkte, und die SU nur 1-2 studien dazu rausließ. BTW, ich hätte auch noch gerne deine meinung zur plausibilität des ganzen. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:32, 11. Feb. 2014 (CET)
:Hehe, nette Anekdote - bei uns hat es heute leicht geschneit, vielleicht hat ja Nordkorea wieder mal ne Erprobung vorgenommen! ;D Nein, dazu habe ich leider nichts, habe mich damit auch bisher kaum beschäftigt. Ich halte das eher für eine nette Theorie, aber wie viel Wahrheit und Plausibilität daran ist, kann ich nicht beurteilen. Ich denke mal, auch hinsichtlich der bisherigen Explosionsstärken, dass ein nuklearer Winter auch nach mehreren Detonationen nicht eintreten wird. Leider habe ich auch nicht wirklich viel Zeit mich damit zu befassen, da ich privat aktuell ziemlich ausgelastet bin und bzgl. Artikel aktuell ziemlich auf Hinkley Point versteift bin, weil ich bei den Magnox-Anlagen einfach nicht technisch durchblicke. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 17:45, 11. Feb. 2014 (CET)
::''„bei uns hat es heute leicht geschneit, vielleicht hat ja Nordkorea wieder mal ne Erprobung vorgenommen!“'' - ich bin weggebrochen vor lachen xD!! Jo, das ergibt sich auch nach durchsicht der quellen. Ich werd mich am Buch [http://mitpress.mit.edu/books/nuclear-winters-tale A Nuclear Winter's Tale] orientieren. Ähnlich wie beim Strahlenrisiko werden hier auch gesellschaftliche hintergründe und politik beleuchtet. Gruß und frohes Schaffen, vom 18:06, 11. Feb. 2014 (CET)

== HP & Kastrate ==

Moin! Der [[Kernkraftwerk Hinkley Point|HP-artikel]] is echt gut geworden, war sicher mühsam. Nun husch [[Vorlage:Bereits gewusst|ins Körbchen]]! Was mir schon seit ein paar Wochen auffiel: Hast du die Reiter auf der Hauptseite kastriert? Bis auf "Seite" sind die nicht mehr klickbar. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:15, 17. Mär. 2014 (CET)
:Danke, das war auch sehr viel Arbeit. Insbesondere Hinkley Point A und B und der Tatsache, dass ich die Briten irgendwie nie ausstehen konnte! :D Nein, aber ab Hinkley Point C schrieb sich das alles ganz gut. Was mich aber ärgert ist die Beschichte von HPA und HPB, die so abrupt um einige Jahrzehnte springt. Zwar hätte ich da noch etwas reinfüllen können, aber nichts interessantes, da die Blöcke einfach very well liefen. Potential war zwar noch drinnen, ich hab auch noch einiges, wie beispielsweise die Behauptung, dass das Gelände mit radioaktiven Abfällen kontaminiert sei und daher die hohe Strahlenbelastung stammte (das mit dem Uran im Untergrund wird auch nur einmalig bei der Standortevaluierung genannt, heute ist das fast vergessen, dass die erhöhte Hintergrundstrahlung natürlichen Ursprungs ist), sowie noch andere Spielereien, allerdings ging mit Hinkley Point ehrlich gesagt mittlerweile auf die Nerven, weshalb ich den gestern einfach einstellen musste! ;) Also man kann sagen, da ist noch Raum nach oben, das aber nur Optional. Mal sehen, der erste UK-Artikel, vielleicht folgen noch einige, aber mein Lieblingsgebiet ist das nicht, da ich mit den Magnox und den AGR technisch nicht sehr vertraut bin. Nicht mal Experten konnten meinem Aufruf auf Facebook folgen. Zwar hat ein Kollege jemanden kontaktiert, der in Sizewell A arbeitete, aber der konnte wegen den technologischen Differenzen zwischen den Blöcken, sowie ich das verstanden habe, keine Rückschlüsse ziehen. Wo ich mich eventuell mal drüber machen werde sind die Bauprogramme selbst, die sind sehr interessant, auch im Bezug auf die HTR-Entwicklung und die des SGHWR. Ich sehe aber eher mittelfristig Potential, dass ich was zu Dungeness schreibe (auch warum Dungeness C leider nicht mehr zur Debatte steht) und zu Sizewell (und falls der WWER lizenziert wird zur eventuellen Erstanlage, die seitens Rosatom für Bradwell favorisiert wird). Wie dem auch sei, ich schau, dass ich die Sesamstraße jetzt [[Benutzer:TZV/Spielwiese 7|komplettierte - KEKSE!!!]] Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:54, 17. Mär. 2014 (CET)
::à propos kümmelmonster: ich bin fast von stuhl gefallen, also ich [http://www.faz.net/aktuell/wirtschaft/wirtschaftspolitik/atomkraft-fukushima-die-strahlenbilanz-12882021.html das las]. Wie konnte das durch die redaktionelle selbstzensur kommen? ''Wenn es um das Atom geht, klaffen öffentliche Wahrnehmung und wissenschaftlicher Beleg meilenweit auseinander. Bis heute hat die zivile Nutzung der Kernkraft keinen nachweisbaren vorzeitigen Krebstod verursacht (zugegeben, die Folgen von Tschernobyl sind höchst umstritten). „Das böse Ende kommt erst noch“, entgegnen darauf alle Alarmisten; es ist das übliche Totschlagargument..'' Unfassbar, dass sowas in Deutschland noch geschrieben werden darf. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:17, 6. Apr. 2014 (CEST)
:::Der Artikel war der Renner gestern auf Facebook. Zu Fukushima äußere ich mich aber noch kaum, da ich den Überblick verloren habe in den zu 90% von Unsinn durchsetzten Artikeln, die tag für tag veröffentlicht werden. Ich persönlich werde daher dazu - außer den KKW-Artikel - keinen Unfallartikel schreiben, weil ich es schlicht nicht nachvollziehen kann, was denn nun richtig und was falsch ist. Zwar gibt es offizielle Berichte, die sich aber auch gegenseitig wiedersprechen. Bei Tschernobyl ist das eindeutiger - insbesondere mit den zusätzlichen Hintergrundinformationen die ich habe. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:47, 7. Apr. 2014 (CEST)
::::schön, dann wird die Arbeitsteilung ja klar: Tschernobyl für dich, Fukushima für mich ;) Ich hab die Ereignisse auch seit einem Jahr nicht mehr verfolgt, und den Überblick verloren. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:20, 8. Apr. 2014 (CEST)

== Geo Coord ==
Moin! In den Infoboxen tauchen im abschnitt "koordianten" die koordinaten doppelt auf, einmal mit, einmal ohne weltkugel. beide verlinken auf Spezial:GeoCoord. Siehe auch [[Vorlage:Infobox_Kernkraftwerk]]. Bewußt oder Fehler? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 12:42, 14. Mai 2014 (CEST)
:Hm, der Fehler tritt bei mir nicht auf. Hast du mal die Zwischenablage des Browsers geleert? Normalerweise sollte das dann funktionieren. Wenn es danach noch vorliegen sollte, muss ich das über die Vorlage direkt regeln, was ich eigentlich umgehen will. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:33, 16. Mai 2014 (CEST)
::wenn ich den cache leere und nicht mehr angemeldet bin, siehe ich nur die koordinaten einfach und ohne kugel. wenn ich mich wieder anmelde so wie jetzt, sehe ich sie doppelt und ne weltkugel. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:27, 16. Mai 2014 (CEST)
:::Kann eigentlich nicht sein, das muss trotzdem an dem Browser liegen. Wie gesagt, bei mir läuft das ohne Probleme. Eigentlich weißt es darauf hin, dass beim Anmelden etwas vorgeladenes geladen wird, da es keine Änderung an der Vorlage gibt, wenn man die Nucleopedia anonym oder angemeldet nutzt. Sehr suspekt... [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:58, 16. Mai 2014 (CEST)
::::hmm warten wir mal ab. wenn mein moto g kommt, kann ich mal von dort aus auf die nucli zugreifen. ich vermute, es wird dann so sein wie du sagst: problemlos. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:14, 17. Mai 2014 (CEST)
:::::Na okay. Also bei meinem Kollegen liegt auch kein Problem vor. Du kannst höchstens mal die Seite purgen, dann könnte das klappen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 09:03, 17. Mai 2014 (CEST)
Also, auch nach einigem rumprobieren: Beim Moto G mit Chrome wird die koordinate beim [[CEFR]] nur einfach angezeigt, beim firefox am PC aber immernoch doppelt, trotz cache-löschung. Liegts vlt am browser? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:24, 8. Aug. 2014 (CEST) <small>PS: Ist der [[CEFR]] Gen IV oder einfach nur ein schneller Brüter? Mich würde z.B. intressieren, ob er nach SCRAM sofort auf Naturkonvektion gehen kann, und was das Containment so zu Flugzeugen sagt. Spontan würde ich vermuten, das aufgrund der geringen Leistung nichtmal ein Kernfänger nötig ist, und die passive Wärmeabfuhr von t=0 an problemlos möglich sein müsste. PPS: China hat mehrere Zeitzonen, was "exakt 10:00 Uhr chinesischer Zeit" relativ macht.</small>
:Hmmm, gefällt mir nicht so wirklich. Mal so NSA-Like: Welche FF-Version hast du und was für AddOns? Der CEFR wird wie auch viele andere Reaktoren dieser Generation deklariert. Das Problem ist halt wie bei anderen Generationseinstufungen, dass es dazu keine eindeutigen Normen gibt. Details über den CEFR stehen mir aktuell nicht zur Verfügung, würde mehr Recherche erfordern. AEP hatte glaube ich dazu mal was geschrieben, sowie nuclear-energy.ru. Einen Kernfänger hat er [http://nucleopedia.org/CEFR_Bottom.PNG], das war auch schon bei schnellen Reaktoren der zweiten Generation der Fall. Das mit den Zeitzonen prüfe ich so machbar wie möglich nach. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:57, 8. Aug. 2014 (CEST)
::ABP und NoScript, der Rest spielt keine Rolle, weil er die Seite nicht "manipuliert". Das mit dem Kernfänger gefällt mir, aber warum steht das nicht im Artikel? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 01:58, 9. Aug. 2014 (CEST)
:::Komisch. Also bei dir steht im Falle des CEFR auf gut Deutsch einmel 39° 44′ 27″ N, 116° 1′ 49″ O, und dann noch einmal 39° 44′ 27″ N, 116° 1′ 49″ O drinnen? Ist das nur auf die Infoboxen bezogen oder ist das auch oben rechts neben der Weltkugel der Fall? - das mit dem Kernfänger habe ich nicht mit erwähnt, da Kernfänger in Brutreaktoren normalerweise standardmäßig zum Einsatz kommen - in den verschiedensten Konstruktionen. Eigentlich wollte ich das mal in den Artikel [[Kernfänger]] mit integrieren, irgendwie ist diese Idee aber meinerseits nicht mehr aufgegriffen worden. Gerade zum BN-Kernfänger gibt einige [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T3.2/T3.2.rogozhkin.pdf schöne Dokumente]. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/066/33066895.pdf Hier] sind einige Bauformen zu finden. Wie dem auch sei, ich habe noch einige Informationen beim CEFR hinzugefügt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 10:32, 9. Aug. 2014 (CEST)
gut! ursprünglich war oben rechts weltkugel-koordinaten, und in der infobox kooridnaten-weltkugel-koordinaten. nachdem du nun ein wenig rumgefummelt hast, ist es oben afaik gleich geblieben, aber in der infobox steht jetzt nur noch eine koordiante. keine dopplung, keine weltkugel mehr. jutt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:40, 9. Aug. 2014 (CEST)
:Wunderbar! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:39, 9. Aug. 2014 (CEST)

== Grafenrheinfeld ==

Moin! Beim [[Kernkraftwerk_Grafenrheinfeld#Wissenswertes]] werden äpfel mit birnen verglichen, wenn man ölmengen (kwh = energie) mit leistung (MW) vergleicht. Es müsste heißen "öl pro jahr" oder "die energie, die das KKW in einem jahr erzeugt, entspricht xvy tonnen öl". Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:37, 22. Mai 2014 (CEST)
:Servus, danke für das drüber gehen! ;) Ja, das ist ein schlechter Vergleich, werde das so raus nehmen, stand aber genau so 1:1 in der Quelle drinnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 00:42, 22. Mai 2014 (CEST)
::jutt. Dann ab in die [[Vorlage:Bereits gewusst|Wundertüte]] damit! --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:36, 22. Mai 2014 (CEST)

== Google Index ==

Moin! Die Benutzerseiten und -unterseiten werden bei google indexiert und in der suche angezeigt. Kann man(n) das nicht abstellen? Bei Wiki ist es zumindest so. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:14, 18. Jun. 2014 (CEST)
:Kann man, sollte auch, allerdings übergeht der Google-Bot seit neustem robots.txt. Mal sehe, hab etwas geändert, vllt. läuft's jetzt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:23, 18. Jun. 2014 (CEST)
::funzt. nur deine benutzer haupt- und unterseiteseiten erscheinen noch, allerdings von 14.4. bzw 22.5. Die Disk-Seite von König von letztem jahr ist auch dabei. Vmtl browser-chronik meinerseits. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:40, 19. Jun. 2014 (CEST)
:::Ich habe [http://de.nucleopedia.org/robots.txt robots.txt] dem Google-Bot über die Google Webmastertools eingepflegt, anscheinend arbeitet er es nach und nach ab. Ich speichere keine Browserchronik und der Chache leert sich nach Browserneustart, bei mir sind die Seiten schon weg. Mal abwarten bis alles neu gecrawlt wurde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 17:52, 19. Jun. 2014 (CEST)
::::jupp, bei mir jetzt auch. Sehr schön. Gruß vom 9 kg Erdbeeren pürierenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:45, 19. Jun. 2014 (CEST)
:::::Veggieday bei dir? hehehe ;D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:51, 19. Jun. 2014 (CEST)
lol ne, waren erdbeeren pflücken. Es wurden mehr, dann mehr, dann immer mehr...und als wir am Ende waren, waren eben 9kg im Korb. Und die mussten jetzt eben verwertet werden. Die pürierung war schon vorher geplant, aber sicher nicht in 12 großen gläsern. Und von dem rest (ja, den hab's auch noch, etwa 1000g) wurde noch erdbeermarmelade versucht. Jetzt ist das ganze püree eingefroren oder die marmelade kühlt kopfüber im glas ab...geschafft! Fragt sich nur, wer das alles essen soll. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:11, 19. Jun. 2014 (CEST)

== Koop-Modus ==

Moin! Kannst du mal ein paar worte [[Benutzer:TZV/Spielwiese_5|dazu]] sagen? ich bin neugierig. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 22:44, 20. Sep. 2014 (CEST)
:Na klar! Es geht darum, dass ich vor einiger Zeit die Nuklearia kritisiert hatte, da ging es darum, dass einige Themen nicht tief genug behandelt werden, Fallbeispiel war die Transmutation. Jedenfalls hat sich die Diskussion gezogen, sodass beide Seiten, also ich und einige Nuklearia-Vorstandsmitglieder zu den Schluss kamen, dass eine Kooperation durchaus interessant wäre, sodass die Nuklearia ihre Informationen nach wie vor in dieser Fülle anbietet, dann für die Tiefe der Informationen auf die Nucleopedia verweist. Dazu werden die Artikel, wie auf der Seite beschrieben, in Kooperation mit der Nuklearia erstellt. Es führt einerseits dazu, dass die Nuklearia ihre Angaben stärker unterfüttern kann und einen festeren Sockel für ihre Informationen bereitstellen kann, sekundär führt es zum Wachstum der Nucleopedia, also eine win-win-situation. Jedenfalls hatte ich diesen Kooperationsvorschlag in dieser Form ausgearbeitet und diesen an Rainer Klute zur Zustimmung seitens der Nuklearia übergeben, sodass am Montag eine Mehrheit für die Kooperation erreicht wurde. Aktuell ist noch einiges in Ausarbeitung, eine Pressemitteilung ist dazu noch geplant. Ansonsten läuft alles wie gewohnt frei und unabhängig weiter, das heißt Fakten zählen und werden auch nicht durch andere Personen verzerrt. Gibt es sonst noch Fragen dazu? :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 10:15, 21. Sep. 2014 (CEST)
::ok, ganz nette idee. Kernkraft ist ein komplexes thema. ich hatte vor jahren bereits die idee, zum thema brennstoffkreislauf, kkw, endlager etc mal eine eigene homepage zu erstellen, um das ganze faktenbasiert darzustellen. dann kam die nucleopedia, und jetzt bin ich hier!! die nuklearia stand im prinzip vor demselben problem, dh man muss ein vorurteilsbehaftetes thema an den mann/die frau bringen. das wird kompliziert, man kommt vom hundertsten ins tausende. letztlich ist die darstellung durch eine enzyklopädie das sinnvollste, wenn die weltanschauung/ideologie/prinzipien/"Die memetische Wolke" oder wie man das auch nennen mag divergiert. Etwas unklar ist mir nur eins: "''Das Erstellen von Artikeln innerhalb der Nucleopedia in Kooperation bedeutet einerseits, dass die Nuklearia die Themen vorgibt, sowie zur Qualitätssicherung und für den entsprechenden Umfang der Artikel Beihilfe leistet.''" Was bedeutet "die Themen vorgibt", und "Beihilfe leistet". Gibt es einen sowjet der die themen die abgearbeitet werden müssen vorgibt, und ein edit-team der nuklearia, welche hier hilfestellung leisten? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 12:37, 21. Sep. 2014 (CEST) <small>PS: die PR der Nuklearia war in den letzten Monaten gegen Null. Als Pro-KE-Blog ist das ganz nützlich, auch was die kommentare zur metapolitik (das meinungs-/ideologieumfeld) angeht. Die seiten nucleopedia.de und nuklearia.de ergänzen sich deshalb prima.</small>
:::Ich schon mal glücklich, dich hier zu haben, denn so eine Enzyklopädie alleine aufzubauen wäre eine riesige Aufgabe gewesen - da hatte ich als ich mit dem ke-wiki startete utopische Vorstellungen! ;) Aber ich denke genau das ist das Problem, dass diese Einzelwebsites nicht nur im Bezug den Umfang der Themen auch unterschiedlich abweichen können, sodass Widersprüche entstehen. Andere Organisationen haben das ganz gut geregelt, denn der BUND oder sonstige Anti-Vereine schreiben gegeneinander ab, meistens mit Greenpeace in der Pole-Position. "die Themen vorgibt" heißt im Bezug auf die Kooperation, und nur dort, dass die Nuklearia beispielsweise eine aktive Kampagne zur Transmutation startet (die es schon gibt) und dann sagt ''hey, wir bräuchten dazu mehr Hintergrund um unsere Informationen zu Unterfüttern''. Hier käme die Nucleopedia zum Einsatz, die mit interessierten Mitgliedern der Nuklearia ("Beihilfe leistet", zumal ich eine Qualitätssicherung der Artikel gefordert habe, das heißt spätestens am Ende schaut sich sowieso einer von der Nuklearia den Artikel an) den Artikel ausarbeitet. An einen direkten ''Sowjet'' gibt es nicht, nein, denn in der Regel entstehen beispielsweise Flyer zu bestimmten Themen eher Freiwillig, das heißt [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Radioaktivit%C3%A4t_und_Strahlung in etwa so]. Die suchen die Quellen dazu zusammen, arbeiten einen Flyer aus und listen sie dort auf. Das non plus ultra ist das nicht. Ich denke aber, dass man dann auf dieser Basis eine genauere Aufarbeitung vornehmen kann. Dieses Thema ist zwar schon sehr genau hier von Dir behandelt worden, vielleicht gibt es aber noch Nischenartikel. Abseits davon könnte es dann auch leichter fallen große Artikel zu schreiben. Da es nach wie vor auf freiwilliger Basis entsteht müsste man schauen, wohin das führt. Ich denke mal wenn ein Testlauf erfolgreich verläuft, kann man es so belassen, wenn nicht muss man Optimierungen an dem Konzept vornehmen. Dass die PR der Nuklearia bei null liegt ist mir klar, das habe ich auch festgestellt. Allerdings muss man hier noch differenzieren, dass der Verein an sich bis auf ein interview bei Russia Today in den großen Medien relativ wenig Anklang gefunden hat. Es liegt auch einerseits daran, dass der Verein noch formiert und nächsten Monat rund ein Jahr erst besteht. Da ist noch Raum nach oben. Abseits davon kann die Nucleopedia eine Art Plattform dafür sein auch auf diesen Verein aufmerksam zu machen - zumindest fände ich die Reaktion interessant, wenn Greenpeace, die regelmäßig vorbei gucken, auf einmal was von Nuklearia in einem Artikel liest, hehe! ;D Falls Dir noch Optimierungsmöglichkeiten einfallen, dann sag mir ruhig Bescheid. Das kann man dann entsprechend vorschlagen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:55, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::jupp. man(n) könnte auf der hauptseite den abschnitt "Vernetzung" überarbeiten, und einen link auf die nuklearia als partnerseite setzen, vlt mit dem logo. Oder willst du das QR-Dings weiterführen? ggf müsste man(n) schaun, wie man beides dort unterbringt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:07, 21. Sep. 2014 (CEST)
:::::Ich werde die Verlinkung Wikiintern vorerst vornehmen. Das heißt, das QR-Dingen fliegt raus, dafür hatte ich leider auch keine Zeit mehr etwas auszuarbeiten. Innerhalb der Nucleopedoa bekommt die Nuklearia diese auf der Spielwiese begonnene Projektseite [[Nucleopedia:Nuklearia]], auf der von der Hauptseite als Kooperation verlinkt wird. So sieht zumindest primär der Plan aus. Ich hoffe nur, dass die Nuklearia das auch auf die Beine bekommt, dass die Kooperation auch etwas Handfestes wird. Eigentlich bin ich ja scharf in die Kritik gegangen mit der Nuklearia, auch wegen [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Aufgaben vieler ausstehender Vorhaben] die binnen eines Jahres schon umgesetzt werden hätten können, aber aufgrund der Argumentationen und der ähnlichen Aktivität wie in der Nucleopedia hoffe ich, dass sich etwas zusammen rappeln lässt. Abseits davon will ich eventuell der Nuklearia als Vereinsmitglied beitreten, der Antrag ist schon ausgefüllt, nur noch nicht abgeschickt. Vielleicht kann man als Mitglied da mehr bewirken. Ich finde es nur schade, dass da vieles nicht vorangeht, obwohl die Zeitspanne schon sehr groß war. Klar geschieht das alles in er Freizeit, wie in der Nucleopedia auch, aber man muss halt auch mal dran bleiben! ;) Also ich habe die Hoffnung nicht ganz verloren und hoffe, dass auch entsprechend unterstützender Wind aus der Nuklearia kommt, dass die Kooperation erfolgreich wird - denn die Hoffnung stirbt zuletzt! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:18, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::::meine ist schon gestorben, aber das hat eher weltanschauliche gründe. ich konnte mich nie begeistern, der Nuklearia beizutreten. schlechte abstammung, sozusagen. naja, vielleicht raffen die sich mal. Die frage ist für mich nur, was dann [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Hauptseite damit] passiert? Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:44, 21. Sep. 2014 (CEST) -es
:::::::Das mit den Weltanschauungen kenne ich auch. Keine Ahnung was mit dem Nuklearia-Wiki passiert, damit befasse ich mich auch nicht, weil es nicht zu dem Bereich gehört, der mich jetzt zu interessieren hätte. Ich meine, das was dort bisher binnen eines Jahres entstanden ist, ist Informationssalat, wie er [http://wiki.piratenpartei.de/AG_Nuklearia etwa bei den Piraten] existiert. Damit lässt sich nur beim Arbeiten etwas anfangen, das heißt es zu strukturieren, die aktuellen Seiten scheinen aber eher Organisatorisch eine Existenzberechtigung zu haben. Aber wie gesagt, in der Piratenpartei war das auch nicht anders - abseits davon habe ich mich aber schärfst in der Diskussion belehren lassen, da habe ich ziemlich in die Wunde gestochert, dass der Verein nichts mit der AG Nuklearia in der Piratenpartei zu tun hat, sondern überparteilich arbeitet. Ich habe dazu zwar andere Anschauungen, da ich meine, dass sich ein Verein auch abhängig machen kann wenn es nur genug einer bestimmten Fraktion sind, aber das ist ein anderes Thema. jedenfalls ist das aktuell Datenwust, mit dem ich selbst oft zu kämpfen habe und ich daher Informationen beim Recherchieren meistens jetzt direkt einarbeite oder irgendwo in einem Entwurf als ausgeschriebener Form dokumentiere. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:55, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::::::jutt. schön das du das hier so offen ansprichst, so direkt wollte ich dann doch nicht darauf hinweisen. Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:26, 21. Sep. 2014 (CEST) -es
:::::::::Ich bin in solchen sehr direkt - denn wenn man eine Meinung hat, sollte man sie auch ausdrucksstark äußern und auch entsprechend validieren. Die Diskussion daran ist für mich das interessante und schöne! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 14:28, 21. Sep. 2014 (CEST)

==Wŏlsŏng & Shin-Wŏlsŏng==
Moin! Schön geschrieben, nur ein paar fragen:
*Wŏlsŏng-Ter'''r'''assen...was ist das? google wirft nix aus. was sacht die quelle den im orischinal?
*...auf einem Kilometer langen(?) Felsmassiv erbaut... -> einem einen Kilometer langen Felsmassiv.... oder ...auf ein Kilometer Lagen Felsmassiv....?
Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:10, 28. Sep. 2014 (CEST) -es
:Servus!
:* Direkt als Ter'''r'''assen, ;), werden die heute nicht mehr Bezeichnet, das ist eine alte Bezeichnung. Das Teil wird auch als Japanwall bezeichnet. Das Original nennt aber im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk diesen Namen, deshalb habe ich es genommen.
'* Die Terrassen sind viele Kilometer lang. Dazu vielleicht, was ich nicht ein gearbeitet habe [http://www.kns.org/jknsfile/v43/JK0430437.pdf?PHPSESSID=2d3b18b9d415e3c564b40853e16fe3d7 das hier]. Dort hast du sowohl die Busan-Ebene, als auch die Pohang-Ebene drauf. Die Schreibweise passt also, keine Angst! ^^
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:22, 28. Sep. 2014 (CEST)
::nettes paper. vlt noch in die standortdetails einarbeiten? schließlich sind die verwerfungen so schön eingezeichnet? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:44, 28. Sep. 2014 (CEST)

== [[Krümmel]] ==

Moin! Gut geschrieben, und danke noch für die Ergänzung wegen dem virus! Wann kommt das Ding in die Wundertüte? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:37, 16. Nov. 2014 (CET)
:Merci, KKK gar fertig zu machen kostete auch Überwindung wegen dem Mist von 2007. Bin leider nur per Handy online weil ich nicht zuhause bin, wäre dir daher verbunden, wenn du das in die Wundertüte packst. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 01:53, 17. Nov. 2014 (CET)
::erl. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:14, 17. Nov. 2014 (CET)

==[[Advanced Passive]]==

Hallo, hab hier einige Fragen dazu. Gruss--[[Spezial:Beiträge/92.104.144.101|92.104.144.101]] 13:50, 17. Nov. 2014 (CET)

== Glückwunsch! ==

...zu mehr als 100.000 Aufrufen. Der Zähler auf der Hauptseite ist nun erstmals sechsstellig! Ich komme leider in der letzten Zeit kaum noch zum schreiben. Das mit dem Nuklearen Winter schiebt sich also noch. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:22, 9. Feb. 2015 (CET)
:Danke, auch an Dich, dass du immer wieder mit qualitativen Artikeln dazu beiträgst, solche Ziele auch zu erreichen! ;) Bei mir ist es aktuell auch ziemlich eng, weshalb ich nur die letzten drei Nischenartikel geschrieben hatte - schnell und einfach, auch wenn sich das mit den Reaktoren von Deir ez-Zor und Nyongbyon dann doch hingezogen hatte und ich mich ein bisschen auf deren Aufbau versteift hatte. Freue mich wenn ich wieder was von Dir lesen kann! Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 00:56, 10. Feb. 2015 (CET)
::einschub: http://www.science-skeptical.de/ bringt gerade viel über den jährlichen versuch der lügenpresse, die geschichte umzuschreiben. sollte das in den artikel [[kernkraftwerk]] rein? oder wird der absatz dann zu lang? später wird das sowiso in dem unfall-artikel zum kkw landen. Gruß, vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:54, 15. Mär. 2015 (CET)
:::Sry, war eine Woche nicht zuhause, konnte daher nicht antworten. Ich denke das kann man schon erwähnen, da das ja mittlerweile gang und gebe wird durch weglassen oder geschickte Formulierungen die Geschichte und Wahrheit umzuschreiben. Unfallartikel ist relativ, wie bereits einmal gesagt, an diesen Artikel werde ich mich bestimmt nicht heran trauen! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:54, 20. Mär. 2015 (CET)
::::kein problem. habs nun ergänzt. um den unfall kann ich mich dann kümmern...langfristig. ganz langfristig xD. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 01:02, 21. Mär. 2015 (CET)

== PRISM ==
Moin,

lange nichts mehr gesagt hier. Bin gerade ausgelastet, deshalb. Beim Artikel [[GE-Hitachi_PRISM#Karenzzeit]] sind die Beschreibungen m.E. etwas unvollständig. Die Wärme muss abgeführt werden, was mit der Reaktivität erstmal nichts direkt zu tun hat. Das der Reaktor sich selbst abschaltet und in einen sicheren Zustand fährt ist schön, verhindert aber zB Natriumsieden durch Nachzerfallswärme nicht - es sein denn, die Wärmekapazität des Behälters ist so groß, dass die Nachzerfallswärme gespeichert werden kann, bis die passive Wärmeabfuhr aus dem gebäude dem der Nachzerfallswärme entspricht. Das dürfte allerdings nach meiner schätzung viele tage oder eine woche oderso dauern. Meines Wissens gibt es dafür passive Kühlschleifen?

Helen Caldicott ist gelernte ärztin, hat von kerntechnik keine ahnung, und sollte deshalb nicht als stichwortgebenerin aufgeführt werden. schließlich kann ein esoteriker in 5 min mehr behaupten, als ein physiker in seinem ganzen leben wiederlegen kann. Das beim erreichen des Siedepunktes eine nukleare Explosion ausgelöst wird halte ich zb für unsinn, da natrium die neutronen praktisch nicht moderiert. generell ist es doch so, dass der wirkungsquerschnitt steigt, wenn die neutronen abgebremst werden. deshalb benötigen schnelle reaktoren auch einen höheren spaltstoffanteil (=anreicherungsgrad), damit überhaupt eine kettenreaktion erhalten werden kann. wenn ich nun das natrium wegnehme, werden die neutronen noch energiereicher, der wirkungsquerschnitt sinkt. Auch bei der literatur zur [[kernschmelze]] habe ich bei natriumreaktoren nichts dergleichen gefunden.

Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 15:01, 8. Nov. 2015 (CET)

:Sei gegrüßt!
:Vielleicht sieht man dich ja, wenn die Lust und die Zeit besteht, mal wieder öfter! ;) Aber bei mit sieht es auch nicht besser aus, habe aber jetzt drei Wochen zwangspause wegen einem Knochenbruch, nutze die Zeit jetzt um hier einiges zu aktualisieren, sowie die Serverarchitektur neu zu strukturieren und zu aktualisieren. Auch zwangsweise, weil Commons auf https umgestiegen ist, daher musste ich auch die Nucleopedia und das Webserversystem dahinter auf neuen Stand bringen. Neja, soviel zum smalltalk.
:Das mit der Nachwärme ist kein Problem, da es ja das passive Wärmeabfuhr um den Sicherheitsbehälter gibt, der über den Gasspalt eine thermisch leitfähige Verbindung zum Reaktorbehälter darstellt. Das System ist ständig in Betrieb, auch während des Normalbetriebs, und leitet die Nachwärme theoretisch unendlich lange ab. Man sollte darauf genauer hinweisen, das werde ich nachtragen.
:Beim prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall (von einer "nuklearen Explosion" im Sinne eines nuklearen Sprengkörpers zu sprechen ist freilich unsinnig) ist natürlich weniger die Moderation durch das Natrium als die Absorption durch das Natrium relevant. Helen Caldicott ist niemand seriöses, da stimme ich zu, es gibt dazu allerdings von der NRC noch Angaben. Die Annahme ist jedenfalls nicht falsch, allerdings fehlt es aktuell an Material, das einarbeitbar wäre. Es sind nach wie vor noch Lücken im Artikel, die nach und nach gefüllt werden müssen. Das Problem ist, dass vieles aus der Zeit des ALMR und zuvor schwer zugänglich ist und GE den S-PRISM nur auf dem aufgebaut hatte, was bereits im IFR-Programm und im ALMR-Programm entwickelt wurde... Mal sehen, was sich machen lässt ;)
: Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:48, 8. Nov. 2015 (CET)

== Fehler in der Seite "Über Nucleopedia" ==

Hallo, die Einführung in Nukleopedia, die ich leider nicht bearbeiten darf, enthält einige grammatikalische Fehler. Kommas fehlen nach den von mir fett markierten Wörtern

''Die Nucleopedia ist eine freie Enzyklopädische Datenbank auf Basis der '''MediaWiki-Software''', die es ermöglicht, dass sich jeder Benutzer frei und offen am Aufbau einer Enzyklopädie beteiligen kann. Die Nucleopedia hat sich auf den Bereich der Kernenergetik spezialisiert und hat das '''Ziel''', möglichst viel spezialisiertes Wissen zusammenzutragen, sowohl im Bereich der Kernphysik, als auch in den Bereichen Politik, Energie, Wissenschaft und allen an dieses Thema angrenzenden Themengebieten, die auch soziale Themen wie den Bürgerprotest gegen Kernenergie oder den militärischen Bereich mit einschließen. Primär sollen die Informationen so vielfältig wie möglich sein, unabhängig von der eigenen Haltung jeder Person zur Kernenergie, die in vielen Ländern sehr gespalten ist. Die Vorgängerwikis, die Kernenergie-Enzyklopädie oder kurz, ke-wiki waren Vorgängerprojekte der Nucleopedia, die im kleinen Maßstab das Konzept erprobten. Die Nucleopedia selbst soll einen großen, internationalen Maßstab '''annehmen''', um das Wissen auch in anderen Sprachen außer Deutsch übermitteln zu können.'' --[[Benutzer:Eio|Eio]] ([[Benutzer Diskussion:Eio|Diskussion]]) 08:55, 13. Jan. 2016 (CET)

:Hallo Eio und willkommen in der Nucleopedia! Leider war ich einige Zeit beschäftigt, weshalb ich erst jetzt zum Antworten komme. Die Fehler bessere ich aus, die Seite wird jedoch mal in Zukunft noch detailgetreuer gestaltet werden. Zu deiner anderen Frage: Es ist nicht möglich das Benutzerkonto mit der Wikipedia zu verbinden. Das geht nur innerhalb der Projekte der Wikimedia Foundation. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:52, 22. Jan. 2016 (CET)
:Nachtrag: Diese Seiten kannst du bearbeiten, wenn du automatisch bestätigt bist. Dies erfolgt dann, wenn du deine Email-Adresse bestätigt hast. [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:57, 22. Jan. 2016 (CET)

== WWER-1200 ==
Hi, der [[WWER-1200]] ist zu einem wunderbaren Artikel gereift! Schreibst du noch eine [[Vorlage:Bereits gewusst]]? Gruß, nach einiger Zeit mal wieder, vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 09:45, 4. Mär. 2017 (CET)
:Hey, vielen Dank! War auch ein großer Brocken an Arbeit, allerdings frage ich mich mittlerweile wie umfangreich ein guter Artikel sein muss, der wirklich viel Wissen umfasst. Ich denke, man kann es auf die Spitze treiben, wie ich sie zumindest aktuell im [[WWER-1200]]-Artikel sehe. Ein Bereits Gewusst schreibe ich, kein Problem! ;) Beste Grüße und danke für das mal wieder vorbeischauen [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:06, 4. Mär. 2017 (CET)

== Schlechtschreibprüfung ==

Moin. Mir ist grade beim Reinkopieren aufgefallen dass neuer Text in der Editierbox einer Rechtschreibprüfung unterzogen wird, was ewig dauert. Ich hab keine Möglichkeit gesehen das abzustellen. Ist das etwas das serverseitig mitläuft? So langsam wie das ist könnte ich fast meinen, mein text wird vom Client zum Server wort für wort gesendet, und auf dem sowieso schon langsamen nucleopedia Server geprüft.

Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 15:08, 26. Mär. 2017 (CEST)

:erledigt. Ein feature von edge. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:39, 27. Mär. 2017 (CEST)

::Dachte ich mir, solche langsamen Erweiterungen versuche ich zu vermeiden. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:21, 31. Mär. 2017 (CEST)

:::Könntest du bitte bei der [[Vorlage:Anmerkungstext]] die Schrift im Anmerkungstext etwas größer machen? Im Edge ist das extrem schlecht zu lesen, und auch im Chrome ist die Schrift m.E. arg klein. Grüße des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:46, 2. Apr. 2017 (CEST)
::::So müsste es besser sein. Das "UL" hat es verunstaltet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:46, 3. Apr. 2017 (CEST)

:::::Top. Du kannst schon mal anfangen gegenzulesen [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]]. Fragen, wünsche, verbesserungsvorschläge willkommen :) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:51, 3. Apr. 2017 (CEST)
::::::Den Artikel habe ich in der Entstehungsphase schon etwas gelesen, finde ihn so gut! Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:29, 5. Apr. 2017 (CEST)
:::::::gut, dann schiebe ich ihn im laufe des abends mal live. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:14, 6. Apr. 2017 (CEST)

== Kleinkram ==

Moin. Weil ich hier schon lange nix mehr gemacht habe, habe ich mir mal einen Schlachtplan zurechtgelegt, was ich so in den nächsten Wochen beginnen könnte. Dabei bin ich auf ein paar Fragen gestoßen:
* Soll langfristig jedes Element einen eigenen Artikel haben? Nicht das ich jetzt losziehen würde und für alle Elemente was anlegen würde, aber [[Uran]] sieht eben aus wie es aussieht. Eine Infobox mit den Daten wie in der Wiki fände ich schicker. Ob man das will und wenn ja, für jedes Element, ist eben die Frage. Das Geile an den Wiki-Infoboxen sind die Isotope und Zerfallsreihen- und Energien. Man kann sich quasi Element für Element durch den radioaktiven Zerfall klicken. Wenig überraschend habe ich Radioaktivität als fehlenden, wichtigen Artikel identifiziert :) Daher kam ich drauf. Die Frage betrifft auch die Nuklidkarte. Wenn dort was klickbar sein sollte, müsste am Ziel eben ein Elementartikel sein. Bei den Radioisotopenbatterien als Folgeartikel sind die Zerfallsenergien wichtig. Ideen und Vorschläge?
* Ich werde in nächster Zeit mal die klein-klein Artikel wie [[Gray]] (redir von [[rad]]), [[Sievert]] (redir von [[rem]]) und [[Becquerel]] (BKL von [[Curie]]) anlegen. Das werden dann so 10-Zeiler mit Umrechnungstabelle, die Umrechungstabelle aus [[Strahlendosis]] käme dann weg. Und vielleicht noch [[Strahlenexposition]] als 100-Zeiler und Datencontainer für ebendiese Exposition. Einheiten wie Becquerel haben in der Wiki eine [https://de.wikipedia.org/wiki/Becquerel_(Einheit) häßliche Infobox]. Die [https://pl.wikipedia.org/wiki/Bekerel polnische] oder [https://en.wikipedia.org/wiki/Becquerel englische] ist hübscher. Sollen die Einheiten in der Nucleopedia ebenfalls eine Box kriegen, oder wie zb in der russischen Wiki keine?
* Wenn ich die Quellenlage so durchforste, sind 50-100% der Geothermie auf Radioaktiven Zerfall zurückzuführen. Woher die Daten wiederrum kommen, wird in den Quellen nie deutlich. Interessant wären tiefenbohrungen, um die Radioaktivität und deren wärme zu bestimmen, um eine definitive aussage treffen zu können. Da hab ich haber noch nix gefunden. Ich würde deshalb langfristig Vulkankraftwerke (aka Geothermiekraftwerke) und Erdwärme auch in die Nucli aufnehmen wollen. Viel lässt sich dazu eh nicht sagen, wenn man die dinge nüchtern betrachtet. Deine Meinung dazu?
* Die Nucleopedia ist wie immer furchtbar langsam und unzuverlässig im laden. (Fatal error: Maximum execution time of 120 seconds exceeded in C:\www\de\includes\HttpFunctions.php on line 1004)
Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:41, 5. Aug. 2017 (CEST)

:Servus, leider etwas spät am melden, da ich auf Montage war, aber nun die Antworten ;)
:* Ich weiß nicht, ob es für jedes Element wirklich sinnvoll wäre einen Artikel zu machen. Durchaus wäre es wünschenswert, die Idee mit der Zerfallsreihe und dem Durchklicken finde ich jedenfalls super. Da ich das nicht reglementieren will, lasse ich Dir da freie Hand.
:* Eine Box könnte man schon machen, ich bin jedenfalls ein großer Freund von Boxen.
:* Könnten wir schon mit reinnehmen, Prinzipiell habe ich da nichts dagegen.
:* Ich werde mal sehen, was ich die nächsten Tage machen kann. Brauche jetzt aber erst mal etwas Erholung von der Montage ;)
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:00, 17. Aug. 2017 (CEST)

::Hallo mal wieder! Die Erholung gönne ich dir 😎! Die Infoboxen hatte ich aber dir überlassen, weil ich mich in den Aufbau erst einarbeiten muss und es bei dir wohl schneller ginge. Aber vielleicht mach ich mal ein paar Gehversuche in die Richtung - wenn das auf dem Schmierblatt geht, da muss ich noch gucken. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:01, 17. Aug. 2017 (CEST)

== Feedback ==

Moin, gib mal bitte [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]] dein Feedback in den nächsten Tagen dazu. Ich hab mich da von der klassischen interpretation des zerfalls und α- β- γ- gelöst. Wenns recht und vollständig ist. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:24, 19. Sep. 2017 (CEST)
:Servus, meines Erachtens sieht das ganz gut aus, aufgrund der Detailfülle habe ich aber den Inhalt sekundär prüfen lassen, sollte aber so passen! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:36, 25. Sep. 2017 (CEST)
::Danke :) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:41, 26. Sep. 2017 (CEST)
:::lief mir grad über den weg, komischer fehler, vielleicht hilfts --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:42, 28. Sep. 2017 (CEST)

Warning: preg_match(): No ending delimiter '/' found in C:\www\de\includes\EditPage.php on line 2070

== Server response time ==

In den letzten Wochen ist die nucleopedia spürbar langsamer geworden. Der Server lässt sich bei einer anfrage orderntlich zeit, ca 20 sec für die erste GET anfrage 🐌, und immernoch >10 sec für load.php, index.php und andere 🐌🐌 (auch wenn load.php der Hauptseite im Edge gecached wird). Auf den Unterseiten ist der GET befehl gegen die eigentliche seite die hauptbremse. Ein Editieren von Seiten ist aufgrund der langen response time von minuten praktisch nicht mehr möglich. Ist der Server überlastet, oder läuft da was im hintergrund mit? Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:26, 7. Dez. 2017 (CET)

PS: Weil editieren praktisch unmöglich ist, nun auch auf dem Wege der email 😶

PPS: Das senden von emails an benutzer, dh an zb dich, scheitert aus einem anderen grund. Deshalb nun direkt per mail an admin@.... mit Bild im anhang

Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:26, 7. Dez. 2017 (CET)

:Grüße dich, habe per Mail geantwortet und mich um die Verbesserung etwas bemüht. Dennoch bitte ich vorerst um Verständnis. Spätestens nächste Woche am Donnerstag sollte es wieder laufen. Gruß aus China! [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:11, 8. Dez. 2017 (CET)

::😍 --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 16:48, 10. Dez. 2017 (CET)
:::So, es sollte wieder flüssiger laufen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 07:06, 15. Dez. 2017 (CET)

== KKW CC ==

Moin! Ich hab zum [[Kernkraftwerk Calvert Cliffs]] ein paar Fragen:

* '' Ohne einen Standort zu nennen, sollte die Anlage bis 193 ans Netz gehen. '' - welches Jahr ist gemeint?
* ''17 Monate nachdem die Baltimore Gas & Electric den Antrag auf eine Baugenehmigung bei der Atomic Energy Commission gestellt hatte, wurde diese am 7. Juli 1969 erteilt. Die Kosten für das Kernkraftwerk haben sich bis dahin um etwa 20 Millionen Dollar erhöht,'' - ist der grund dafür bekannt? Inflation, ökoreligiöse bürokratie, fehlkalkulation? Verglichen mit den vorher genannten zahlen ist die summe schon heftig.
* ''Grund hierfür war, dass 1967, als die Baltimore Gas & Electric die Genehmigung ersuchte, die Public Service Commission in Maryland keinen juristischen Einfluss auf die Standortwahl, was sich allerdings durch eine Gesetzesänderung 1968 änderte und damit Klagen gegen das Kernkraftwerk möglich gewesen wären.'' - lese ich das korrekt, auch wenn der satz grammatikalisch und logisch keinen sinn ergibt: Damals legte der staat das gelände fest, sodass man zwar gegen den staat, aber nicht gegen den betreiber klagen konnte?

gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:34, 2. Jan. 2018 (CET)

:Sei Gegrüßt!
:* 1973 (falls Du den Link bekommen hast, den ich per Mail geschickt habe, kannst Du sogar selber gucken ^^)
:* Gründe werden keine genannt. Ich vermute mal, dass es zusätzliche Forderungen gab seitens der AEC. Allerdings kann ich das mangels Quellen nicht nachweisen. Ich habe zwar versucht aus der Planungs- und Bauperiode mehr Infos zu ziehen, aber das, als auch der Betrieb, ist nur sehr schwer aus dem WWW nachvollziehbar, obwohl die Reaktoren sogar einige Rekorde eingefahren haben und zu den besten Performer weltweit gehören.
:* Ursprünglich konnte der Betreiber irgendwo ein Gelände erwerben und ein Kraftwerk darauf errichten und ans Netz nehmen. Darauf hatte der Staat keinen Einfluss. Das hat sich erst 1968 geändert, dann musste für die Planung und dem Bau des Kraftwerks zuvor die Public Service Commission des zuständigen Staats gefragt werden. Die PSC dient da als Kontrollbehörde, dass die Anlagenerbauer und Betreiber die Kosten nicht endlos, weil unwirtschaftlich, auf die Verbraucher umlegen. Ein Beispielfall ist aktuell Vogtle: Wegen gestiegenen Kosten musste die Georgia Power bzw. Southern Nuclear eine Anfrage bei der PSC machen, ob sie die Anlage weiter bauen darf und die Kosten auf die Verbraucher umlegen darf. Hätte die nein gesagt, wäre der Bau in das Verfahren für einen Baustopp gekommen und hätte Antrag auf Stornierung stellen können. SCANA hat das beispielsweise für Summer-2 und 3 gemacht. Das einzige Unternehmen, für das dieses Verfahren nicht gilt, ist die Tennessee Valley Authority, da es sich hier sowieso gleichzeitig um die Aufsichtsbehörde handelt und in Staatshand ist.
:Beste Grüße und noch ein gesundes neues Jahr 2018 von [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 02:08, 3. Jan. 2018 (CET)

::Gutes Neues zurück! Die Mail an segelbootxxx ist irgendwie verschütt gegangen. Ich hab noch eine weitere Frage: "Die PSC dient da als Kontrollbehörde, dass die Anlagenerbauer und Betreiber die Kosten nicht endlos, weil unwirtschaftlich, auf die Verbraucher umlegen." Nun, dann wechselt der Kunde eben den Anbieter. Oder gilt das nur, wenn der versorger ein monopol besitzt, dh ihm auch das netz gehört, und er nur seinen saft durchleitet? Schließlich kann jeder beliebige kosten verursachen und auf die kunden umlegen. wenn es keiner mehr kauft, wars das eben??? Was ich noch fragen wollte: Fällt dir zu [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]] noch was ein? Bei Details? Eine prominente Nutzung? Das Konzept von 1939 in Amazing Stories sagt mir nur aus dem hinterkopf radium... Fällt dir dazu noch was ein? Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:39, 3. Jan. 2018 (CET)
:::Soll ich die Mail noch mal schicken oder hast Du sie gefunden? Zur PSC: Du hast es im Prinzip mit dem Monopol erfasst. Georgia Power (als Teil der noch größeren Southern Company) hat ähnlich wie beispielsweise die South Carolina Gas & Electric (als Tochter der größeren SCANA) ein sehr großes regionales Monopol. Die Public Service Commission dient daher als regulierende für diese öffentlichen Versorgungsunternehmen und können durch ihr Veto verhindern, dass es zu starken Fehlentwicklungen zulasten der Verbraucher kommt. Die PSC reguliert nicht nur die Energieversorger, sondern auch die Telekommunikation, Gastarife, Internet und andere Infrastruktur. Im Prinzip alles was mit Infrastruktur zu tun hat. Zu dem Artikel: Mir füllt dazu nicht sehr vielmehr ein, als auf den acht Seiten in der Atomwirtschaft Atomtechnik stehen. Allerdings ist dort unter Punkt 2.3 die dynamische Umwandlung mit dem Antreiben einer Turbine erklärt, woran die Niederlande lange übrigens geforscht haben. Auch welches Isotop für was eingesetzt werden kann. Mein Lieblingsbeispiel ist aber der Einsatz in Uhren, der aber zu diesen Zeitpunkt noch in der Entwicklung war. Ansonsten ist noch interessant sind Herzschrittmacher, wie sie in den 1970ern implantiert wurden bei um die 3000 Patienten. Bete Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 14:41, 4. Jan. 2018 (CET)
::::Vielen Dank für die Infos und den link in der mail! Was RTGs und umwandlungsarten angeht habe ich noch vorlesungsunterlagen aus meiner energiesysteme vorlesung. Der artikel Radionuklidbatterie in der wikipedia würde von mir vor vieeeelen jahren überarbeitet, was man heute noch an den abschnitten Radionuklidbatterie#Brennstoffe und #Wandler am besten sieht...Viele infos und wenig bequellung, weil vorlesungsunterlagen. Wenn das thema Radionuklidbatterie von mir in der nukli angegangen wird, kann ich deine schatzkammer mit meinen studienunterlagen vereinen und dann ....muhahahahaha! Teuflische Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:06, 4. Jan. 2018 (CET)

== Formelparser fehlt? ==

Auf der Seite [[Radionuklid]]:

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): {}^{A}_{Z} \text{Element}

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): - dN = N_0 \lambda dt

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): N(t) = N_0 e^{- \lambda t}

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): t_{1/2} = \frac{\ln 2}{\lambda}

Das gleiche auch auf der Seite [[Radioaktivität]]:

Erwartet wurden aber durch Messungen an 12C-Kernen 12u. Heisenberg kam auf die Idee, da Masse und Energie nach der einsteinschen Formel E = m c2 dasselbe sind, den Massendefekt Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): \Delta m als Energie zu verstehen: E = (12,095652u - 12u) c2 = 89,2 MeV.

Dürfte alle Seiten betreffen. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:18, 25. Jan. 2018 (CET)
:PS: Hattest du vorher einen anderen als die Wikipedia verwendet? Hier sahen die Formeln immer so grob aus.... --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:19, 25. Jan. 2018 (CET)
::Hallo, ja, die Erweiterung scheint nicht ganz zu funktionieren wie sie soll. Die alte Version, die ich auf dem alten Server verwendet hatte, funktioniert im neuen Wiki nicht mehr und die Erweiterung, die ich bei MediaWiki runterladen kann, funktioniert nur so wie aktuell und bringt Fehler. Habe da schon einige Stunden verbraucht das zum laufen zu bringen, bisher aber ziemlich erfolglos. Was ebenfalls derzeit nicht funktioniert ist [[MediaWiki:common.js]]. Die Bilder, Navigationsleisten und auch die Karten in den KKW-Infoboxen sind derzeit deshalb nicht klappbar. Ich bin dran, bzw. jemand der mir hilft, aber das ist aktuell eine harte Nuss. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:13, 27. Jan. 2018 (CET)
:::Hi. Ich hab gerade einen Rundgang gemacht und Navigationsleisten und auch die Karten in den KKW-Infoboxen sind bei mir ein- und ausklappbar. Das einzige was immer noch nicht klappt ist der Formelparser [https://www.mediawiki.org/wiki/Manual:Enable_TeX/problems#Error_:_Failed_to_parse_(Missing_texvc_executable)]. Hier ist vermutlich noch keine Lösung in Sicht? Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:13, 30. Mär. 2018 (CEST)
::::Servus, leider hat sich dazu noch keine direkte Zeit ergeben das Problem zu lösen, bin derzeit noch im Ausland unterwegs. Den Rest habe ich zum laufen gebracht, ja. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:37, 5. Apr. 2018 (CEST)

== Pripjat Ergänzungen ==

*Hierzu wurde ein Berechnungskoeffizient von 1,4 genutzt. - Was ist damit gemeint?
*Als Normwohnfläche wurden 9 Quadratmeter festgelegt und 7 Quadratmeter pro Person gewährt. - 9m² zum Wohnen und 7 m² für???
*eine Polymersubstanz auf der Evakuierungsroute versprüht um die Straßen zu dekontaminieren - vermutlich um die weitere Kontamination einzuschränken?

Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:06, 4. Mai 2018 (CEST)
: Sei gegrüßt!
:* 1,4 der erwarteten Menge, um noch mal knapp 40% Reserve zu haben. Heißt sollten 10000 neue Einwohner dabei kommen, würde mit der Bauspitze die Zahl überschritten, weshalb dann stattdessen 14000 Einwohner erwartet wurden und entsprechend Wohnraum geplant und gebaut wurde.
:* Die 7 Quadratmeter ist sozusagen die Mindestsicherung, die sind in den 9 Quadratmetern schon mit berücksichtigt. 2 Quadratmeter gibt es dann sozusagen generell als Spielraum obendrauf. Sozialismuslogik :D
:* Die Polymersubstanz war dazu da, die Stoffe zu binden. Dadurch waren die Straßen einfacher zu reinigen. Das Zeug musste danach nur noch abgekehrt werden.
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:01, 6. Mai 2018 (CEST)

== Verfügbarkeit ==

Ich wollte nur kurz Bescheid sagen, dass ich ab sofort für Artikel/Projekte verfügbar bin. Wegen [[Benutzer_Diskussion:Segelboot#10_Jahre_unabh.C3.A4ngige_Kernenergie-Informationen|hier]] undso. <small>PS: Es wäre schön, wenn das Parser-Problem gelöst würde....</small> Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:03, 4. Aug. 2018 (CEST)
:Grüß Dich! Finde ich klasse! Wir konzentrieren uns derzeit auf den [[Benutzer:TZV/BN-800|BN-800]]. Derzeit habe ich viel Material bisher Kreuz und quer gesammelt, sowie schon einen ganzen Pack an Grafiken gezeichnet, von denen ich ein paar erst hochgeladen habe. Es steht schon etwas Inhalt drinnen, die bisherigen Reaktorsystem-Erklärungen und Wechselmechanismen sind aber derzeit unbelegt und teilweise auch nicht richtig. Also wenn du Lust hast kannst du ja mal drüber gucken und wenn du willst dich irgendwo einer Sache annehmen. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:58, 4. Aug. 2018 (CEST)
::Gibt es eigentlich eine Perspektive für das Parser-Problem? Das sieht nicht gut aus so :( Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:08, 5. Aug. 2018 (CEST)
:::Also ich habe es mehrfach versucht und bin nicht dahinter gestiegen, warum ich nur eine Fehler-Meldung erhalte. Ich kann meinen IT-Spezialisten mal fragen, ob er sich der Sache annehmen kann. Ansonsten bin ich meinerseits, warum es nicht mehr geht, mit meinem Latein am Ende. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:42, 5. Aug. 2018 (CEST)
::::Das wäre schön. Sonst müsste man(n) die Formeln als Bild einbinden. Oder ein anderes math-Programm verwenden, wenn es das gibt. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:14, 5. Aug. 2018 (CEST)

== OGV ==

Moin! Kann es sein, dass es in der Nucleopedia nicht möglich ist, ein OGV einzubinden und abzuspielen? Mein Bömbchen [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese#Zweites_Atomzeitalter|hier]] will nicht. Viele Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:30, 3. Okt. 2018 (CEST)
:Servus! Es war mal möglich, anscheinend scheint aber die Erweiterung derzeit nicht zu funktionieren. Ich werde mich am Ende der Woche darum kümmern. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:36, 3. Okt. 2018 (CEST)

== Wiederaufbereitung ==

Also gut, was war daran jetzt schon wieder falsch ?
Die Links sind drin und es ist nicht meine Schuld das niemand altes U238 haben will.

Nutzbar sind primär die Bestandteile U-235 (ca 0,86%) und das erbrütete PU-239 (ca. 0,93%). Theoretisch ebenfalls nutzbar ist das U-238 (ca. 94,5%, je nach Abbrand/Elementkonfiguration)<ref>https://docplayer.org/58871560-Der-brennstoffkreislauf-und-die-entsorgung-eines-kernkraftwerks.html</ref>. Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet. Laut IAEA wurden 2006 nur 2,3% des weltweiten Reaktorbedarfs aus aufbereitetem Uran gedeckt<ref>https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>. Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.

<references />

:Hallo, all dies habe ich dazu bereits auf deiner Diskussionsseite angesprochen:
:# Nach wie vor handelt es sich um eine Aussage um ein oder mehrere spezifische Verfahren. Die Wiederaufbereitung umfasst nicht nur Plutonium, und hat daher nichts im Abschnitt ''Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung'', weil er allgemeine Informationen enthält und keine spezifischen zu einzelnen Aufbereitungsprozessen. Das gehört daher, wie erwähnt, in einen Unterabschnitt. Da deine erste Quelle das zu allgemein darstellt, ist nicht ersichtlich welches Verfahren hier gemeint ist. Ich behandle sie daher auch nicht weiter.
:# Deine prozentuale Angabe mag für Leichtwasserreaktoren stimmen, ist aber erneut eine sehr spezifische Angabe, die nicht generell auf alle Anlagen angewendet werden kann, weshalb es in diesem Bereich nichts zu suchen hat. Man kann es als spezifische Angabe zu dem richtigen Aufbereitungsprozess nennen, das spricht nichts dagegen.
:# Die Aussage ''Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet.'' kommt in deiner zweiten Quellenangabe, die ich im folgenden mehrfach nennen werde, überhaupt nicht vor. Ich finde hier auf Seite 47 als Hauptursache eher diesen Satz ''There are regulatory limitations in some countries due to restrictive back end policies, including potential bans on using reprocessed uranium as it relates to the closed fuel cycle.'' - und der hat im übertragenen Sinne mit dem Proliferationsrisiko zu tun, wenn du es genau begründen willst, kannst Du da gerne mal weiter recherchieren.
:# ''Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.'' - ebenfalls so zu unspezifisch und unvollständig. Ebenfalls auf Seite 47 und 48 wird dies genau erklärt, insbesondere Punkt 6.1.3 solltest du mal durchlesen. Mal abgesehen davon, dass Du für diesen Teil keine Quelle angegeben hast und wohl eher eine Eigenmeinung darstellt, sollte der Satz gänzlich fallen und eher durch die belegten Angaben aus dem Dokument ersetzt werden. Meines Erachtens gehört aber diese Information eher in einen Artikel zur Brennstofffertigung, nicht in einen allgemeinen Artikel zur Wiederaufbereitung.
: Wenn du Antwortest, bitte setze deine Antwort vollständig unter diesen Beitrag und zerstückel nicht den Absatz. Vergiss das Einrücken mit '''::''' vor deinem Absatz bitte nicht. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:41, 12. Mär. 2019 (CET)
::2,3% kann man durchaus als "kaum" bezeichnen. Das ist immerhin besser als nichts.
::Und auf Seite 48 steht unter 6.1.2: Based on such figures, the WNA market forecast is the following:Over the 2010–2015 period, RepU loaded into reactors would represent 2.5% of the world reactor needs
::Zu Deutsch: Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme an recyceltem Uran.
::Weiss jemand was MDU in Verbindung mit RepU bedeutet ? S.48, Punkt 6,1,3)[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:22, 14. Mär. 2019 (CET)

:::Hallo! Es ist nach wie vor eine eigene Interpretation von Dir, die aber wie gesagt vom gleichen PDF nicht gestützt wird, da verschiedene Szenarien angenommen werden. Dazu verweise ich Dich noch mal auf die Punkte, die ich oben angesprochen habe. Aus deinem zitierten Satz geht im übrigen nur eine Prognose der Ist-Nutzung hervor, keine Annahme über einen langfristigen Zeitraum, weshalb Du eigentlich mit diesem Satz eine Interpretation erneut nicht belegt hast. MDU ist im übrigens im Dokument beschrieben als abgereichertes Uran, das aus aufbereiteten MAGNOX-Brennelementen zurückgewonnen wurde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:04, 17. Mär. 2019 (CET)
::::Hallo ! Was ist am Satz der IAEA:"In 2006, however, RepU loaded into reactors was 2.3% of world reactor needs" zu interpretieren ? Das ist eine wichtige Zahl, weil sie die ganze Recycle Thematik ad absurdum führt. Wenn du aktuellere Zahlen hast kannst du die gerne zitieren, aber es gehört auf jeden Fall in einen objektiven Bericht über Wiederaufbereitung - einfach weil die Zahl zeigt, das da viel zu wenig passiert und es nur Alibifunktion hat. Das muss besser werden. Wo gehört es denn deiner Meinung nach rein ?

Benutzer Diskussion:TZV

2019-03-14T22:22:34Z

Ralph Fischer: /* Wiederaufbereitung */

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== Strahlend Weiß ==

Jetzt, wo es langsam wärmer wird, robb ich mich an einen artikel zum "Nuklearen Winter" ran. Hast du dazu hintergrundmaterial? ich hab schon [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese|hier]] gesammelt. Allerdings hab ich den eindruck, dass sich die diskussion darüber nur auf die usa beschränkte, und die SU nur 1-2 studien dazu rausließ. BTW, ich hätte auch noch gerne deine meinung zur plausibilität des ganzen. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:32, 11. Feb. 2014 (CET)
:Hehe, nette Anekdote - bei uns hat es heute leicht geschneit, vielleicht hat ja Nordkorea wieder mal ne Erprobung vorgenommen! ;D Nein, dazu habe ich leider nichts, habe mich damit auch bisher kaum beschäftigt. Ich halte das eher für eine nette Theorie, aber wie viel Wahrheit und Plausibilität daran ist, kann ich nicht beurteilen. Ich denke mal, auch hinsichtlich der bisherigen Explosionsstärken, dass ein nuklearer Winter auch nach mehreren Detonationen nicht eintreten wird. Leider habe ich auch nicht wirklich viel Zeit mich damit zu befassen, da ich privat aktuell ziemlich ausgelastet bin und bzgl. Artikel aktuell ziemlich auf Hinkley Point versteift bin, weil ich bei den Magnox-Anlagen einfach nicht technisch durchblicke. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 17:45, 11. Feb. 2014 (CET)
::''„bei uns hat es heute leicht geschneit, vielleicht hat ja Nordkorea wieder mal ne Erprobung vorgenommen!“'' - ich bin weggebrochen vor lachen xD!! Jo, das ergibt sich auch nach durchsicht der quellen. Ich werd mich am Buch [http://mitpress.mit.edu/books/nuclear-winters-tale A Nuclear Winter's Tale] orientieren. Ähnlich wie beim Strahlenrisiko werden hier auch gesellschaftliche hintergründe und politik beleuchtet. Gruß und frohes Schaffen, vom 18:06, 11. Feb. 2014 (CET)

== HP & Kastrate ==

Moin! Der [[Kernkraftwerk Hinkley Point|HP-artikel]] is echt gut geworden, war sicher mühsam. Nun husch [[Vorlage:Bereits gewusst|ins Körbchen]]! Was mir schon seit ein paar Wochen auffiel: Hast du die Reiter auf der Hauptseite kastriert? Bis auf "Seite" sind die nicht mehr klickbar. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:15, 17. Mär. 2014 (CET)
:Danke, das war auch sehr viel Arbeit. Insbesondere Hinkley Point A und B und der Tatsache, dass ich die Briten irgendwie nie ausstehen konnte! :D Nein, aber ab Hinkley Point C schrieb sich das alles ganz gut. Was mich aber ärgert ist die Beschichte von HPA und HPB, die so abrupt um einige Jahrzehnte springt. Zwar hätte ich da noch etwas reinfüllen können, aber nichts interessantes, da die Blöcke einfach very well liefen. Potential war zwar noch drinnen, ich hab auch noch einiges, wie beispielsweise die Behauptung, dass das Gelände mit radioaktiven Abfällen kontaminiert sei und daher die hohe Strahlenbelastung stammte (das mit dem Uran im Untergrund wird auch nur einmalig bei der Standortevaluierung genannt, heute ist das fast vergessen, dass die erhöhte Hintergrundstrahlung natürlichen Ursprungs ist), sowie noch andere Spielereien, allerdings ging mit Hinkley Point ehrlich gesagt mittlerweile auf die Nerven, weshalb ich den gestern einfach einstellen musste! ;) Also man kann sagen, da ist noch Raum nach oben, das aber nur Optional. Mal sehen, der erste UK-Artikel, vielleicht folgen noch einige, aber mein Lieblingsgebiet ist das nicht, da ich mit den Magnox und den AGR technisch nicht sehr vertraut bin. Nicht mal Experten konnten meinem Aufruf auf Facebook folgen. Zwar hat ein Kollege jemanden kontaktiert, der in Sizewell A arbeitete, aber der konnte wegen den technologischen Differenzen zwischen den Blöcken, sowie ich das verstanden habe, keine Rückschlüsse ziehen. Wo ich mich eventuell mal drüber machen werde sind die Bauprogramme selbst, die sind sehr interessant, auch im Bezug auf die HTR-Entwicklung und die des SGHWR. Ich sehe aber eher mittelfristig Potential, dass ich was zu Dungeness schreibe (auch warum Dungeness C leider nicht mehr zur Debatte steht) und zu Sizewell (und falls der WWER lizenziert wird zur eventuellen Erstanlage, die seitens Rosatom für Bradwell favorisiert wird). Wie dem auch sei, ich schau, dass ich die Sesamstraße jetzt [[Benutzer:TZV/Spielwiese 7|komplettierte - KEKSE!!!]] Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:54, 17. Mär. 2014 (CET)
::à propos kümmelmonster: ich bin fast von stuhl gefallen, also ich [http://www.faz.net/aktuell/wirtschaft/wirtschaftspolitik/atomkraft-fukushima-die-strahlenbilanz-12882021.html das las]. Wie konnte das durch die redaktionelle selbstzensur kommen? ''Wenn es um das Atom geht, klaffen öffentliche Wahrnehmung und wissenschaftlicher Beleg meilenweit auseinander. Bis heute hat die zivile Nutzung der Kernkraft keinen nachweisbaren vorzeitigen Krebstod verursacht (zugegeben, die Folgen von Tschernobyl sind höchst umstritten). „Das böse Ende kommt erst noch“, entgegnen darauf alle Alarmisten; es ist das übliche Totschlagargument..'' Unfassbar, dass sowas in Deutschland noch geschrieben werden darf. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:17, 6. Apr. 2014 (CEST)
:::Der Artikel war der Renner gestern auf Facebook. Zu Fukushima äußere ich mich aber noch kaum, da ich den Überblick verloren habe in den zu 90% von Unsinn durchsetzten Artikeln, die tag für tag veröffentlicht werden. Ich persönlich werde daher dazu - außer den KKW-Artikel - keinen Unfallartikel schreiben, weil ich es schlicht nicht nachvollziehen kann, was denn nun richtig und was falsch ist. Zwar gibt es offizielle Berichte, die sich aber auch gegenseitig wiedersprechen. Bei Tschernobyl ist das eindeutiger - insbesondere mit den zusätzlichen Hintergrundinformationen die ich habe. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:47, 7. Apr. 2014 (CEST)
::::schön, dann wird die Arbeitsteilung ja klar: Tschernobyl für dich, Fukushima für mich ;) Ich hab die Ereignisse auch seit einem Jahr nicht mehr verfolgt, und den Überblick verloren. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:20, 8. Apr. 2014 (CEST)

== Geo Coord ==
Moin! In den Infoboxen tauchen im abschnitt "koordianten" die koordinaten doppelt auf, einmal mit, einmal ohne weltkugel. beide verlinken auf Spezial:GeoCoord. Siehe auch [[Vorlage:Infobox_Kernkraftwerk]]. Bewußt oder Fehler? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 12:42, 14. Mai 2014 (CEST)
:Hm, der Fehler tritt bei mir nicht auf. Hast du mal die Zwischenablage des Browsers geleert? Normalerweise sollte das dann funktionieren. Wenn es danach noch vorliegen sollte, muss ich das über die Vorlage direkt regeln, was ich eigentlich umgehen will. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:33, 16. Mai 2014 (CEST)
::wenn ich den cache leere und nicht mehr angemeldet bin, siehe ich nur die koordinaten einfach und ohne kugel. wenn ich mich wieder anmelde so wie jetzt, sehe ich sie doppelt und ne weltkugel. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:27, 16. Mai 2014 (CEST)
:::Kann eigentlich nicht sein, das muss trotzdem an dem Browser liegen. Wie gesagt, bei mir läuft das ohne Probleme. Eigentlich weißt es darauf hin, dass beim Anmelden etwas vorgeladenes geladen wird, da es keine Änderung an der Vorlage gibt, wenn man die Nucleopedia anonym oder angemeldet nutzt. Sehr suspekt... [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:58, 16. Mai 2014 (CEST)
::::hmm warten wir mal ab. wenn mein moto g kommt, kann ich mal von dort aus auf die nucli zugreifen. ich vermute, es wird dann so sein wie du sagst: problemlos. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:14, 17. Mai 2014 (CEST)
:::::Na okay. Also bei meinem Kollegen liegt auch kein Problem vor. Du kannst höchstens mal die Seite purgen, dann könnte das klappen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 09:03, 17. Mai 2014 (CEST)
Also, auch nach einigem rumprobieren: Beim Moto G mit Chrome wird die koordinate beim [[CEFR]] nur einfach angezeigt, beim firefox am PC aber immernoch doppelt, trotz cache-löschung. Liegts vlt am browser? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:24, 8. Aug. 2014 (CEST) <small>PS: Ist der [[CEFR]] Gen IV oder einfach nur ein schneller Brüter? Mich würde z.B. intressieren, ob er nach SCRAM sofort auf Naturkonvektion gehen kann, und was das Containment so zu Flugzeugen sagt. Spontan würde ich vermuten, das aufgrund der geringen Leistung nichtmal ein Kernfänger nötig ist, und die passive Wärmeabfuhr von t=0 an problemlos möglich sein müsste. PPS: China hat mehrere Zeitzonen, was "exakt 10:00 Uhr chinesischer Zeit" relativ macht.</small>
:Hmmm, gefällt mir nicht so wirklich. Mal so NSA-Like: Welche FF-Version hast du und was für AddOns? Der CEFR wird wie auch viele andere Reaktoren dieser Generation deklariert. Das Problem ist halt wie bei anderen Generationseinstufungen, dass es dazu keine eindeutigen Normen gibt. Details über den CEFR stehen mir aktuell nicht zur Verfügung, würde mehr Recherche erfordern. AEP hatte glaube ich dazu mal was geschrieben, sowie nuclear-energy.ru. Einen Kernfänger hat er [http://nucleopedia.org/CEFR_Bottom.PNG], das war auch schon bei schnellen Reaktoren der zweiten Generation der Fall. Das mit den Zeitzonen prüfe ich so machbar wie möglich nach. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:57, 8. Aug. 2014 (CEST)
::ABP und NoScript, der Rest spielt keine Rolle, weil er die Seite nicht "manipuliert". Das mit dem Kernfänger gefällt mir, aber warum steht das nicht im Artikel? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 01:58, 9. Aug. 2014 (CEST)
:::Komisch. Also bei dir steht im Falle des CEFR auf gut Deutsch einmel 39° 44′ 27″ N, 116° 1′ 49″ O, und dann noch einmal 39° 44′ 27″ N, 116° 1′ 49″ O drinnen? Ist das nur auf die Infoboxen bezogen oder ist das auch oben rechts neben der Weltkugel der Fall? - das mit dem Kernfänger habe ich nicht mit erwähnt, da Kernfänger in Brutreaktoren normalerweise standardmäßig zum Einsatz kommen - in den verschiedensten Konstruktionen. Eigentlich wollte ich das mal in den Artikel [[Kernfänger]] mit integrieren, irgendwie ist diese Idee aber meinerseits nicht mehr aufgegriffen worden. Gerade zum BN-Kernfänger gibt einige [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T3.2/T3.2.rogozhkin.pdf schöne Dokumente]. [http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/33/066/33066895.pdf Hier] sind einige Bauformen zu finden. Wie dem auch sei, ich habe noch einige Informationen beim CEFR hinzugefügt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 10:32, 9. Aug. 2014 (CEST)
gut! ursprünglich war oben rechts weltkugel-koordinaten, und in der infobox kooridnaten-weltkugel-koordinaten. nachdem du nun ein wenig rumgefummelt hast, ist es oben afaik gleich geblieben, aber in der infobox steht jetzt nur noch eine koordiante. keine dopplung, keine weltkugel mehr. jutt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:40, 9. Aug. 2014 (CEST)
:Wunderbar! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:39, 9. Aug. 2014 (CEST)

== Grafenrheinfeld ==

Moin! Beim [[Kernkraftwerk_Grafenrheinfeld#Wissenswertes]] werden äpfel mit birnen verglichen, wenn man ölmengen (kwh = energie) mit leistung (MW) vergleicht. Es müsste heißen "öl pro jahr" oder "die energie, die das KKW in einem jahr erzeugt, entspricht xvy tonnen öl". Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:37, 22. Mai 2014 (CEST)
:Servus, danke für das drüber gehen! ;) Ja, das ist ein schlechter Vergleich, werde das so raus nehmen, stand aber genau so 1:1 in der Quelle drinnen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 00:42, 22. Mai 2014 (CEST)
::jutt. Dann ab in die [[Vorlage:Bereits gewusst|Wundertüte]] damit! --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:36, 22. Mai 2014 (CEST)

== Google Index ==

Moin! Die Benutzerseiten und -unterseiten werden bei google indexiert und in der suche angezeigt. Kann man(n) das nicht abstellen? Bei Wiki ist es zumindest so. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:14, 18. Jun. 2014 (CEST)
:Kann man, sollte auch, allerdings übergeht der Google-Bot seit neustem robots.txt. Mal sehe, hab etwas geändert, vllt. läuft's jetzt. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:23, 18. Jun. 2014 (CEST)
::funzt. nur deine benutzer haupt- und unterseiteseiten erscheinen noch, allerdings von 14.4. bzw 22.5. Die Disk-Seite von König von letztem jahr ist auch dabei. Vmtl browser-chronik meinerseits. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:40, 19. Jun. 2014 (CEST)
:::Ich habe [http://de.nucleopedia.org/robots.txt robots.txt] dem Google-Bot über die Google Webmastertools eingepflegt, anscheinend arbeitet er es nach und nach ab. Ich speichere keine Browserchronik und der Chache leert sich nach Browserneustart, bei mir sind die Seiten schon weg. Mal abwarten bis alles neu gecrawlt wurde. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 17:52, 19. Jun. 2014 (CEST)
::::jupp, bei mir jetzt auch. Sehr schön. Gruß vom 9 kg Erdbeeren pürierenden [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:45, 19. Jun. 2014 (CEST)
:::::Veggieday bei dir? hehehe ;D Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:51, 19. Jun. 2014 (CEST)
lol ne, waren erdbeeren pflücken. Es wurden mehr, dann mehr, dann immer mehr...und als wir am Ende waren, waren eben 9kg im Korb. Und die mussten jetzt eben verwertet werden. Die pürierung war schon vorher geplant, aber sicher nicht in 12 großen gläsern. Und von dem rest (ja, den hab's auch noch, etwa 1000g) wurde noch erdbeermarmelade versucht. Jetzt ist das ganze püree eingefroren oder die marmelade kühlt kopfüber im glas ab...geschafft! Fragt sich nur, wer das alles essen soll. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:11, 19. Jun. 2014 (CEST)

== Koop-Modus ==

Moin! Kannst du mal ein paar worte [[Benutzer:TZV/Spielwiese_5|dazu]] sagen? ich bin neugierig. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 22:44, 20. Sep. 2014 (CEST)
:Na klar! Es geht darum, dass ich vor einiger Zeit die Nuklearia kritisiert hatte, da ging es darum, dass einige Themen nicht tief genug behandelt werden, Fallbeispiel war die Transmutation. Jedenfalls hat sich die Diskussion gezogen, sodass beide Seiten, also ich und einige Nuklearia-Vorstandsmitglieder zu den Schluss kamen, dass eine Kooperation durchaus interessant wäre, sodass die Nuklearia ihre Informationen nach wie vor in dieser Fülle anbietet, dann für die Tiefe der Informationen auf die Nucleopedia verweist. Dazu werden die Artikel, wie auf der Seite beschrieben, in Kooperation mit der Nuklearia erstellt. Es führt einerseits dazu, dass die Nuklearia ihre Angaben stärker unterfüttern kann und einen festeren Sockel für ihre Informationen bereitstellen kann, sekundär führt es zum Wachstum der Nucleopedia, also eine win-win-situation. Jedenfalls hatte ich diesen Kooperationsvorschlag in dieser Form ausgearbeitet und diesen an Rainer Klute zur Zustimmung seitens der Nuklearia übergeben, sodass am Montag eine Mehrheit für die Kooperation erreicht wurde. Aktuell ist noch einiges in Ausarbeitung, eine Pressemitteilung ist dazu noch geplant. Ansonsten läuft alles wie gewohnt frei und unabhängig weiter, das heißt Fakten zählen und werden auch nicht durch andere Personen verzerrt. Gibt es sonst noch Fragen dazu? :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 10:15, 21. Sep. 2014 (CEST)
::ok, ganz nette idee. Kernkraft ist ein komplexes thema. ich hatte vor jahren bereits die idee, zum thema brennstoffkreislauf, kkw, endlager etc mal eine eigene homepage zu erstellen, um das ganze faktenbasiert darzustellen. dann kam die nucleopedia, und jetzt bin ich hier!! die nuklearia stand im prinzip vor demselben problem, dh man muss ein vorurteilsbehaftetes thema an den mann/die frau bringen. das wird kompliziert, man kommt vom hundertsten ins tausende. letztlich ist die darstellung durch eine enzyklopädie das sinnvollste, wenn die weltanschauung/ideologie/prinzipien/"Die memetische Wolke" oder wie man das auch nennen mag divergiert. Etwas unklar ist mir nur eins: "''Das Erstellen von Artikeln innerhalb der Nucleopedia in Kooperation bedeutet einerseits, dass die Nuklearia die Themen vorgibt, sowie zur Qualitätssicherung und für den entsprechenden Umfang der Artikel Beihilfe leistet.''" Was bedeutet "die Themen vorgibt", und "Beihilfe leistet". Gibt es einen sowjet der die themen die abgearbeitet werden müssen vorgibt, und ein edit-team der nuklearia, welche hier hilfestellung leisten? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 12:37, 21. Sep. 2014 (CEST) <small>PS: die PR der Nuklearia war in den letzten Monaten gegen Null. Als Pro-KE-Blog ist das ganz nützlich, auch was die kommentare zur metapolitik (das meinungs-/ideologieumfeld) angeht. Die seiten nucleopedia.de und nuklearia.de ergänzen sich deshalb prima.</small>
:::Ich schon mal glücklich, dich hier zu haben, denn so eine Enzyklopädie alleine aufzubauen wäre eine riesige Aufgabe gewesen - da hatte ich als ich mit dem ke-wiki startete utopische Vorstellungen! ;) Aber ich denke genau das ist das Problem, dass diese Einzelwebsites nicht nur im Bezug den Umfang der Themen auch unterschiedlich abweichen können, sodass Widersprüche entstehen. Andere Organisationen haben das ganz gut geregelt, denn der BUND oder sonstige Anti-Vereine schreiben gegeneinander ab, meistens mit Greenpeace in der Pole-Position. "die Themen vorgibt" heißt im Bezug auf die Kooperation, und nur dort, dass die Nuklearia beispielsweise eine aktive Kampagne zur Transmutation startet (die es schon gibt) und dann sagt ''hey, wir bräuchten dazu mehr Hintergrund um unsere Informationen zu Unterfüttern''. Hier käme die Nucleopedia zum Einsatz, die mit interessierten Mitgliedern der Nuklearia ("Beihilfe leistet", zumal ich eine Qualitätssicherung der Artikel gefordert habe, das heißt spätestens am Ende schaut sich sowieso einer von der Nuklearia den Artikel an) den Artikel ausarbeitet. An einen direkten ''Sowjet'' gibt es nicht, nein, denn in der Regel entstehen beispielsweise Flyer zu bestimmten Themen eher Freiwillig, das heißt [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Radioaktivit%C3%A4t_und_Strahlung in etwa so]. Die suchen die Quellen dazu zusammen, arbeiten einen Flyer aus und listen sie dort auf. Das non plus ultra ist das nicht. Ich denke aber, dass man dann auf dieser Basis eine genauere Aufarbeitung vornehmen kann. Dieses Thema ist zwar schon sehr genau hier von Dir behandelt worden, vielleicht gibt es aber noch Nischenartikel. Abseits davon könnte es dann auch leichter fallen große Artikel zu schreiben. Da es nach wie vor auf freiwilliger Basis entsteht müsste man schauen, wohin das führt. Ich denke mal wenn ein Testlauf erfolgreich verläuft, kann man es so belassen, wenn nicht muss man Optimierungen an dem Konzept vornehmen. Dass die PR der Nuklearia bei null liegt ist mir klar, das habe ich auch festgestellt. Allerdings muss man hier noch differenzieren, dass der Verein an sich bis auf ein interview bei Russia Today in den großen Medien relativ wenig Anklang gefunden hat. Es liegt auch einerseits daran, dass der Verein noch formiert und nächsten Monat rund ein Jahr erst besteht. Da ist noch Raum nach oben. Abseits davon kann die Nucleopedia eine Art Plattform dafür sein auch auf diesen Verein aufmerksam zu machen - zumindest fände ich die Reaktion interessant, wenn Greenpeace, die regelmäßig vorbei gucken, auf einmal was von Nuklearia in einem Artikel liest, hehe! ;D Falls Dir noch Optimierungsmöglichkeiten einfallen, dann sag mir ruhig Bescheid. Das kann man dann entsprechend vorschlagen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:55, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::jupp. man(n) könnte auf der hauptseite den abschnitt "Vernetzung" überarbeiten, und einen link auf die nuklearia als partnerseite setzen, vlt mit dem logo. Oder willst du das QR-Dings weiterführen? ggf müsste man(n) schaun, wie man beides dort unterbringt. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:07, 21. Sep. 2014 (CEST)
:::::Ich werde die Verlinkung Wikiintern vorerst vornehmen. Das heißt, das QR-Dingen fliegt raus, dafür hatte ich leider auch keine Zeit mehr etwas auszuarbeiten. Innerhalb der Nucleopedoa bekommt die Nuklearia diese auf der Spielwiese begonnene Projektseite [[Nucleopedia:Nuklearia]], auf der von der Hauptseite als Kooperation verlinkt wird. So sieht zumindest primär der Plan aus. Ich hoffe nur, dass die Nuklearia das auch auf die Beine bekommt, dass die Kooperation auch etwas Handfestes wird. Eigentlich bin ich ja scharf in die Kritik gegangen mit der Nuklearia, auch wegen [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Aufgaben vieler ausstehender Vorhaben] die binnen eines Jahres schon umgesetzt werden hätten können, aber aufgrund der Argumentationen und der ähnlichen Aktivität wie in der Nucleopedia hoffe ich, dass sich etwas zusammen rappeln lässt. Abseits davon will ich eventuell der Nuklearia als Vereinsmitglied beitreten, der Antrag ist schon ausgefüllt, nur noch nicht abgeschickt. Vielleicht kann man als Mitglied da mehr bewirken. Ich finde es nur schade, dass da vieles nicht vorangeht, obwohl die Zeitspanne schon sehr groß war. Klar geschieht das alles in er Freizeit, wie in der Nucleopedia auch, aber man muss halt auch mal dran bleiben! ;) Also ich habe die Hoffnung nicht ganz verloren und hoffe, dass auch entsprechend unterstützender Wind aus der Nuklearia kommt, dass die Kooperation erfolgreich wird - denn die Hoffnung stirbt zuletzt! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:18, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::::meine ist schon gestorben, aber das hat eher weltanschauliche gründe. ich konnte mich nie begeistern, der Nuklearia beizutreten. schlechte abstammung, sozusagen. naja, vielleicht raffen die sich mal. Die frage ist für mich nur, was dann [http://wiki.nuklearia.de/index.php/Hauptseite damit] passiert? Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:44, 21. Sep. 2014 (CEST) -es
:::::::Das mit den Weltanschauungen kenne ich auch. Keine Ahnung was mit dem Nuklearia-Wiki passiert, damit befasse ich mich auch nicht, weil es nicht zu dem Bereich gehört, der mich jetzt zu interessieren hätte. Ich meine, das was dort bisher binnen eines Jahres entstanden ist, ist Informationssalat, wie er [http://wiki.piratenpartei.de/AG_Nuklearia etwa bei den Piraten] existiert. Damit lässt sich nur beim Arbeiten etwas anfangen, das heißt es zu strukturieren, die aktuellen Seiten scheinen aber eher Organisatorisch eine Existenzberechtigung zu haben. Aber wie gesagt, in der Piratenpartei war das auch nicht anders - abseits davon habe ich mich aber schärfst in der Diskussion belehren lassen, da habe ich ziemlich in die Wunde gestochert, dass der Verein nichts mit der AG Nuklearia in der Piratenpartei zu tun hat, sondern überparteilich arbeitet. Ich habe dazu zwar andere Anschauungen, da ich meine, dass sich ein Verein auch abhängig machen kann wenn es nur genug einer bestimmten Fraktion sind, aber das ist ein anderes Thema. jedenfalls ist das aktuell Datenwust, mit dem ich selbst oft zu kämpfen habe und ich daher Informationen beim Recherchieren meistens jetzt direkt einarbeite oder irgendwo in einem Entwurf als ausgeschriebener Form dokumentiere. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:55, 21. Sep. 2014 (CEST)
::::::::jutt. schön das du das hier so offen ansprichst, so direkt wollte ich dann doch nicht darauf hinweisen. Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:26, 21. Sep. 2014 (CEST) -es
:::::::::Ich bin in solchen sehr direkt - denn wenn man eine Meinung hat, sollte man sie auch ausdrucksstark äußern und auch entsprechend validieren. Die Diskussion daran ist für mich das interessante und schöne! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 14:28, 21. Sep. 2014 (CEST)

==Wŏlsŏng & Shin-Wŏlsŏng==
Moin! Schön geschrieben, nur ein paar fragen:
*Wŏlsŏng-Ter'''r'''assen...was ist das? google wirft nix aus. was sacht die quelle den im orischinal?
*...auf einem Kilometer langen(?) Felsmassiv erbaut... -> einem einen Kilometer langen Felsmassiv.... oder ...auf ein Kilometer Lagen Felsmassiv....?
Gruß des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:10, 28. Sep. 2014 (CEST) -es
:Servus!
:* Direkt als Ter'''r'''assen, ;), werden die heute nicht mehr Bezeichnet, das ist eine alte Bezeichnung. Das Teil wird auch als Japanwall bezeichnet. Das Original nennt aber im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk diesen Namen, deshalb habe ich es genommen.
'* Die Terrassen sind viele Kilometer lang. Dazu vielleicht, was ich nicht ein gearbeitet habe [http://www.kns.org/jknsfile/v43/JK0430437.pdf?PHPSESSID=2d3b18b9d415e3c564b40853e16fe3d7 das hier]. Dort hast du sowohl die Busan-Ebene, als auch die Pohang-Ebene drauf. Die Schreibweise passt also, keine Angst! ^^
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:22, 28. Sep. 2014 (CEST)
::nettes paper. vlt noch in die standortdetails einarbeiten? schließlich sind die verwerfungen so schön eingezeichnet? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:44, 28. Sep. 2014 (CEST)

== [[Krümmel]] ==

Moin! Gut geschrieben, und danke noch für die Ergänzung wegen dem virus! Wann kommt das Ding in die Wundertüte? Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:37, 16. Nov. 2014 (CET)
:Merci, KKK gar fertig zu machen kostete auch Überwindung wegen dem Mist von 2007. Bin leider nur per Handy online weil ich nicht zuhause bin, wäre dir daher verbunden, wenn du das in die Wundertüte packst. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 01:53, 17. Nov. 2014 (CET)
::erl. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:14, 17. Nov. 2014 (CET)

==[[Advanced Passive]]==

Hallo, hab hier einige Fragen dazu. Gruss--[[Spezial:Beiträge/92.104.144.101|92.104.144.101]] 13:50, 17. Nov. 2014 (CET)

== Glückwunsch! ==

...zu mehr als 100.000 Aufrufen. Der Zähler auf der Hauptseite ist nun erstmals sechsstellig! Ich komme leider in der letzten Zeit kaum noch zum schreiben. Das mit dem Nuklearen Winter schiebt sich also noch. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:22, 9. Feb. 2015 (CET)
:Danke, auch an Dich, dass du immer wieder mit qualitativen Artikeln dazu beiträgst, solche Ziele auch zu erreichen! ;) Bei mir ist es aktuell auch ziemlich eng, weshalb ich nur die letzten drei Nischenartikel geschrieben hatte - schnell und einfach, auch wenn sich das mit den Reaktoren von Deir ez-Zor und Nyongbyon dann doch hingezogen hatte und ich mich ein bisschen auf deren Aufbau versteift hatte. Freue mich wenn ich wieder was von Dir lesen kann! Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 00:56, 10. Feb. 2015 (CET)
::einschub: http://www.science-skeptical.de/ bringt gerade viel über den jährlichen versuch der lügenpresse, die geschichte umzuschreiben. sollte das in den artikel [[kernkraftwerk]] rein? oder wird der absatz dann zu lang? später wird das sowiso in dem unfall-artikel zum kkw landen. Gruß, vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:54, 15. Mär. 2015 (CET)
:::Sry, war eine Woche nicht zuhause, konnte daher nicht antworten. Ich denke das kann man schon erwähnen, da das ja mittlerweile gang und gebe wird durch weglassen oder geschickte Formulierungen die Geschichte und Wahrheit umzuschreiben. Unfallartikel ist relativ, wie bereits einmal gesagt, an diesen Artikel werde ich mich bestimmt nicht heran trauen! ^^ Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:54, 20. Mär. 2015 (CET)
::::kein problem. habs nun ergänzt. um den unfall kann ich mich dann kümmern...langfristig. ganz langfristig xD. Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 01:02, 21. Mär. 2015 (CET)

== PRISM ==
Moin,

lange nichts mehr gesagt hier. Bin gerade ausgelastet, deshalb. Beim Artikel [[GE-Hitachi_PRISM#Karenzzeit]] sind die Beschreibungen m.E. etwas unvollständig. Die Wärme muss abgeführt werden, was mit der Reaktivität erstmal nichts direkt zu tun hat. Das der Reaktor sich selbst abschaltet und in einen sicheren Zustand fährt ist schön, verhindert aber zB Natriumsieden durch Nachzerfallswärme nicht - es sein denn, die Wärmekapazität des Behälters ist so groß, dass die Nachzerfallswärme gespeichert werden kann, bis die passive Wärmeabfuhr aus dem gebäude dem der Nachzerfallswärme entspricht. Das dürfte allerdings nach meiner schätzung viele tage oder eine woche oderso dauern. Meines Wissens gibt es dafür passive Kühlschleifen?

Helen Caldicott ist gelernte ärztin, hat von kerntechnik keine ahnung, und sollte deshalb nicht als stichwortgebenerin aufgeführt werden. schließlich kann ein esoteriker in 5 min mehr behaupten, als ein physiker in seinem ganzen leben wiederlegen kann. Das beim erreichen des Siedepunktes eine nukleare Explosion ausgelöst wird halte ich zb für unsinn, da natrium die neutronen praktisch nicht moderiert. generell ist es doch so, dass der wirkungsquerschnitt steigt, wenn die neutronen abgebremst werden. deshalb benötigen schnelle reaktoren auch einen höheren spaltstoffanteil (=anreicherungsgrad), damit überhaupt eine kettenreaktion erhalten werden kann. wenn ich nun das natrium wegnehme, werden die neutronen noch energiereicher, der wirkungsquerschnitt sinkt. Auch bei der literatur zur [[kernschmelze]] habe ich bei natriumreaktoren nichts dergleichen gefunden.

Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 15:01, 8. Nov. 2015 (CET)

:Sei gegrüßt!
:Vielleicht sieht man dich ja, wenn die Lust und die Zeit besteht, mal wieder öfter! ;) Aber bei mit sieht es auch nicht besser aus, habe aber jetzt drei Wochen zwangspause wegen einem Knochenbruch, nutze die Zeit jetzt um hier einiges zu aktualisieren, sowie die Serverarchitektur neu zu strukturieren und zu aktualisieren. Auch zwangsweise, weil Commons auf https umgestiegen ist, daher musste ich auch die Nucleopedia und das Webserversystem dahinter auf neuen Stand bringen. Neja, soviel zum smalltalk.
:Das mit der Nachwärme ist kein Problem, da es ja das passive Wärmeabfuhr um den Sicherheitsbehälter gibt, der über den Gasspalt eine thermisch leitfähige Verbindung zum Reaktorbehälter darstellt. Das System ist ständig in Betrieb, auch während des Normalbetriebs, und leitet die Nachwärme theoretisch unendlich lange ab. Man sollte darauf genauer hinweisen, das werde ich nachtragen.
:Beim prompt überkritischen Kernzerlegungsstörfall (von einer "nuklearen Explosion" im Sinne eines nuklearen Sprengkörpers zu sprechen ist freilich unsinnig) ist natürlich weniger die Moderation durch das Natrium als die Absorption durch das Natrium relevant. Helen Caldicott ist niemand seriöses, da stimme ich zu, es gibt dazu allerdings von der NRC noch Angaben. Die Annahme ist jedenfalls nicht falsch, allerdings fehlt es aktuell an Material, das einarbeitbar wäre. Es sind nach wie vor noch Lücken im Artikel, die nach und nach gefüllt werden müssen. Das Problem ist, dass vieles aus der Zeit des ALMR und zuvor schwer zugänglich ist und GE den S-PRISM nur auf dem aufgebaut hatte, was bereits im IFR-Programm und im ALMR-Programm entwickelt wurde... Mal sehen, was sich machen lässt ;)
: Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 23:48, 8. Nov. 2015 (CET)

== Fehler in der Seite "Über Nucleopedia" ==

Hallo, die Einführung in Nukleopedia, die ich leider nicht bearbeiten darf, enthält einige grammatikalische Fehler. Kommas fehlen nach den von mir fett markierten Wörtern

''Die Nucleopedia ist eine freie Enzyklopädische Datenbank auf Basis der '''MediaWiki-Software''', die es ermöglicht, dass sich jeder Benutzer frei und offen am Aufbau einer Enzyklopädie beteiligen kann. Die Nucleopedia hat sich auf den Bereich der Kernenergetik spezialisiert und hat das '''Ziel''', möglichst viel spezialisiertes Wissen zusammenzutragen, sowohl im Bereich der Kernphysik, als auch in den Bereichen Politik, Energie, Wissenschaft und allen an dieses Thema angrenzenden Themengebieten, die auch soziale Themen wie den Bürgerprotest gegen Kernenergie oder den militärischen Bereich mit einschließen. Primär sollen die Informationen so vielfältig wie möglich sein, unabhängig von der eigenen Haltung jeder Person zur Kernenergie, die in vielen Ländern sehr gespalten ist. Die Vorgängerwikis, die Kernenergie-Enzyklopädie oder kurz, ke-wiki waren Vorgängerprojekte der Nucleopedia, die im kleinen Maßstab das Konzept erprobten. Die Nucleopedia selbst soll einen großen, internationalen Maßstab '''annehmen''', um das Wissen auch in anderen Sprachen außer Deutsch übermitteln zu können.'' --[[Benutzer:Eio|Eio]] ([[Benutzer Diskussion:Eio|Diskussion]]) 08:55, 13. Jan. 2016 (CET)

:Hallo Eio und willkommen in der Nucleopedia! Leider war ich einige Zeit beschäftigt, weshalb ich erst jetzt zum Antworten komme. Die Fehler bessere ich aus, die Seite wird jedoch mal in Zukunft noch detailgetreuer gestaltet werden. Zu deiner anderen Frage: Es ist nicht möglich das Benutzerkonto mit der Wikipedia zu verbinden. Das geht nur innerhalb der Projekte der Wikimedia Foundation. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:52, 22. Jan. 2016 (CET)
:Nachtrag: Diese Seiten kannst du bearbeiten, wenn du automatisch bestätigt bist. Dies erfolgt dann, wenn du deine Email-Adresse bestätigt hast. [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:57, 22. Jan. 2016 (CET)

== WWER-1200 ==
Hi, der [[WWER-1200]] ist zu einem wunderbaren Artikel gereift! Schreibst du noch eine [[Vorlage:Bereits gewusst]]? Gruß, nach einiger Zeit mal wieder, vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 09:45, 4. Mär. 2017 (CET)
:Hey, vielen Dank! War auch ein großer Brocken an Arbeit, allerdings frage ich mich mittlerweile wie umfangreich ein guter Artikel sein muss, der wirklich viel Wissen umfasst. Ich denke, man kann es auf die Spitze treiben, wie ich sie zumindest aktuell im [[WWER-1200]]-Artikel sehe. Ein Bereits Gewusst schreibe ich, kein Problem! ;) Beste Grüße und danke für das mal wieder vorbeischauen [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:06, 4. Mär. 2017 (CET)

== Schlechtschreibprüfung ==

Moin. Mir ist grade beim Reinkopieren aufgefallen dass neuer Text in der Editierbox einer Rechtschreibprüfung unterzogen wird, was ewig dauert. Ich hab keine Möglichkeit gesehen das abzustellen. Ist das etwas das serverseitig mitläuft? So langsam wie das ist könnte ich fast meinen, mein text wird vom Client zum Server wort für wort gesendet, und auf dem sowieso schon langsamen nucleopedia Server geprüft.

Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 15:08, 26. Mär. 2017 (CEST)

:erledigt. Ein feature von edge. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:39, 27. Mär. 2017 (CEST)

::Dachte ich mir, solche langsamen Erweiterungen versuche ich zu vermeiden. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:21, 31. Mär. 2017 (CEST)

:::Könntest du bitte bei der [[Vorlage:Anmerkungstext]] die Schrift im Anmerkungstext etwas größer machen? Im Edge ist das extrem schlecht zu lesen, und auch im Chrome ist die Schrift m.E. arg klein. Grüße des [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:46, 2. Apr. 2017 (CEST)
::::So müsste es besser sein. Das "UL" hat es verunstaltet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:46, 3. Apr. 2017 (CEST)

:::::Top. Du kannst schon mal anfangen gegenzulesen [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]]. Fragen, wünsche, verbesserungsvorschläge willkommen :) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:51, 3. Apr. 2017 (CEST)
::::::Den Artikel habe ich in der Entstehungsphase schon etwas gelesen, finde ihn so gut! Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:29, 5. Apr. 2017 (CEST)
:::::::gut, dann schiebe ich ihn im laufe des abends mal live. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:14, 6. Apr. 2017 (CEST)

== Kleinkram ==

Moin. Weil ich hier schon lange nix mehr gemacht habe, habe ich mir mal einen Schlachtplan zurechtgelegt, was ich so in den nächsten Wochen beginnen könnte. Dabei bin ich auf ein paar Fragen gestoßen:
* Soll langfristig jedes Element einen eigenen Artikel haben? Nicht das ich jetzt losziehen würde und für alle Elemente was anlegen würde, aber [[Uran]] sieht eben aus wie es aussieht. Eine Infobox mit den Daten wie in der Wiki fände ich schicker. Ob man das will und wenn ja, für jedes Element, ist eben die Frage. Das Geile an den Wiki-Infoboxen sind die Isotope und Zerfallsreihen- und Energien. Man kann sich quasi Element für Element durch den radioaktiven Zerfall klicken. Wenig überraschend habe ich Radioaktivität als fehlenden, wichtigen Artikel identifiziert :) Daher kam ich drauf. Die Frage betrifft auch die Nuklidkarte. Wenn dort was klickbar sein sollte, müsste am Ziel eben ein Elementartikel sein. Bei den Radioisotopenbatterien als Folgeartikel sind die Zerfallsenergien wichtig. Ideen und Vorschläge?
* Ich werde in nächster Zeit mal die klein-klein Artikel wie [[Gray]] (redir von [[rad]]), [[Sievert]] (redir von [[rem]]) und [[Becquerel]] (BKL von [[Curie]]) anlegen. Das werden dann so 10-Zeiler mit Umrechnungstabelle, die Umrechungstabelle aus [[Strahlendosis]] käme dann weg. Und vielleicht noch [[Strahlenexposition]] als 100-Zeiler und Datencontainer für ebendiese Exposition. Einheiten wie Becquerel haben in der Wiki eine [https://de.wikipedia.org/wiki/Becquerel_(Einheit) häßliche Infobox]. Die [https://pl.wikipedia.org/wiki/Bekerel polnische] oder [https://en.wikipedia.org/wiki/Becquerel englische] ist hübscher. Sollen die Einheiten in der Nucleopedia ebenfalls eine Box kriegen, oder wie zb in der russischen Wiki keine?
* Wenn ich die Quellenlage so durchforste, sind 50-100% der Geothermie auf Radioaktiven Zerfall zurückzuführen. Woher die Daten wiederrum kommen, wird in den Quellen nie deutlich. Interessant wären tiefenbohrungen, um die Radioaktivität und deren wärme zu bestimmen, um eine definitive aussage treffen zu können. Da hab ich haber noch nix gefunden. Ich würde deshalb langfristig Vulkankraftwerke (aka Geothermiekraftwerke) und Erdwärme auch in die Nucli aufnehmen wollen. Viel lässt sich dazu eh nicht sagen, wenn man die dinge nüchtern betrachtet. Deine Meinung dazu?
* Die Nucleopedia ist wie immer furchtbar langsam und unzuverlässig im laden. (Fatal error: Maximum execution time of 120 seconds exceeded in C:\www\de\includes\HttpFunctions.php on line 1004)
Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:41, 5. Aug. 2017 (CEST)

:Servus, leider etwas spät am melden, da ich auf Montage war, aber nun die Antworten ;)
:* Ich weiß nicht, ob es für jedes Element wirklich sinnvoll wäre einen Artikel zu machen. Durchaus wäre es wünschenswert, die Idee mit der Zerfallsreihe und dem Durchklicken finde ich jedenfalls super. Da ich das nicht reglementieren will, lasse ich Dir da freie Hand.
:* Eine Box könnte man schon machen, ich bin jedenfalls ein großer Freund von Boxen.
:* Könnten wir schon mit reinnehmen, Prinzipiell habe ich da nichts dagegen.
:* Ich werde mal sehen, was ich die nächsten Tage machen kann. Brauche jetzt aber erst mal etwas Erholung von der Montage ;)
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:00, 17. Aug. 2017 (CEST)

::Hallo mal wieder! Die Erholung gönne ich dir 😎! Die Infoboxen hatte ich aber dir überlassen, weil ich mich in den Aufbau erst einarbeiten muss und es bei dir wohl schneller ginge. Aber vielleicht mach ich mal ein paar Gehversuche in die Richtung - wenn das auf dem Schmierblatt geht, da muss ich noch gucken. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 23:01, 17. Aug. 2017 (CEST)

== Feedback ==

Moin, gib mal bitte [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]] dein Feedback in den nächsten Tagen dazu. Ich hab mich da von der klassischen interpretation des zerfalls und α- β- γ- gelöst. Wenns recht und vollständig ist. --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:24, 19. Sep. 2017 (CEST)
:Servus, meines Erachtens sieht das ganz gut aus, aufgrund der Detailfülle habe ich aber den Inhalt sekundär prüfen lassen, sollte aber so passen! :) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:36, 25. Sep. 2017 (CEST)
::Danke :) --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 14:41, 26. Sep. 2017 (CEST)
:::lief mir grad über den weg, komischer fehler, vielleicht hilfts --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 00:42, 28. Sep. 2017 (CEST)

Warning: preg_match(): No ending delimiter '/' found in C:\www\de\includes\EditPage.php on line 2070

== Server response time ==

In den letzten Wochen ist die nucleopedia spürbar langsamer geworden. Der Server lässt sich bei einer anfrage orderntlich zeit, ca 20 sec für die erste GET anfrage 🐌, und immernoch >10 sec für load.php, index.php und andere 🐌🐌 (auch wenn load.php der Hauptseite im Edge gecached wird). Auf den Unterseiten ist der GET befehl gegen die eigentliche seite die hauptbremse. Ein Editieren von Seiten ist aufgrund der langen response time von minuten praktisch nicht mehr möglich. Ist der Server überlastet, oder läuft da was im hintergrund mit? Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:26, 7. Dez. 2017 (CET)

PS: Weil editieren praktisch unmöglich ist, nun auch auf dem Wege der email 😶

PPS: Das senden von emails an benutzer, dh an zb dich, scheitert aus einem anderen grund. Deshalb nun direkt per mail an admin@.... mit Bild im anhang

Gruß vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:26, 7. Dez. 2017 (CET)

:Grüße dich, habe per Mail geantwortet und mich um die Verbesserung etwas bemüht. Dennoch bitte ich vorerst um Verständnis. Spätestens nächste Woche am Donnerstag sollte es wieder laufen. Gruß aus China! [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:11, 8. Dez. 2017 (CET)

::😍 --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 16:48, 10. Dez. 2017 (CET)
:::So, es sollte wieder flüssiger laufen. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 07:06, 15. Dez. 2017 (CET)

== KKW CC ==

Moin! Ich hab zum [[Kernkraftwerk Calvert Cliffs]] ein paar Fragen:

* '' Ohne einen Standort zu nennen, sollte die Anlage bis 193 ans Netz gehen. '' - welches Jahr ist gemeint?
* ''17 Monate nachdem die Baltimore Gas & Electric den Antrag auf eine Baugenehmigung bei der Atomic Energy Commission gestellt hatte, wurde diese am 7. Juli 1969 erteilt. Die Kosten für das Kernkraftwerk haben sich bis dahin um etwa 20 Millionen Dollar erhöht,'' - ist der grund dafür bekannt? Inflation, ökoreligiöse bürokratie, fehlkalkulation? Verglichen mit den vorher genannten zahlen ist die summe schon heftig.
* ''Grund hierfür war, dass 1967, als die Baltimore Gas & Electric die Genehmigung ersuchte, die Public Service Commission in Maryland keinen juristischen Einfluss auf die Standortwahl, was sich allerdings durch eine Gesetzesänderung 1968 änderte und damit Klagen gegen das Kernkraftwerk möglich gewesen wären.'' - lese ich das korrekt, auch wenn der satz grammatikalisch und logisch keinen sinn ergibt: Damals legte der staat das gelände fest, sodass man zwar gegen den staat, aber nicht gegen den betreiber klagen konnte?

gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:34, 2. Jan. 2018 (CET)

:Sei Gegrüßt!
:* 1973 (falls Du den Link bekommen hast, den ich per Mail geschickt habe, kannst Du sogar selber gucken ^^)
:* Gründe werden keine genannt. Ich vermute mal, dass es zusätzliche Forderungen gab seitens der AEC. Allerdings kann ich das mangels Quellen nicht nachweisen. Ich habe zwar versucht aus der Planungs- und Bauperiode mehr Infos zu ziehen, aber das, als auch der Betrieb, ist nur sehr schwer aus dem WWW nachvollziehbar, obwohl die Reaktoren sogar einige Rekorde eingefahren haben und zu den besten Performer weltweit gehören.
:* Ursprünglich konnte der Betreiber irgendwo ein Gelände erwerben und ein Kraftwerk darauf errichten und ans Netz nehmen. Darauf hatte der Staat keinen Einfluss. Das hat sich erst 1968 geändert, dann musste für die Planung und dem Bau des Kraftwerks zuvor die Public Service Commission des zuständigen Staats gefragt werden. Die PSC dient da als Kontrollbehörde, dass die Anlagenerbauer und Betreiber die Kosten nicht endlos, weil unwirtschaftlich, auf die Verbraucher umlegen. Ein Beispielfall ist aktuell Vogtle: Wegen gestiegenen Kosten musste die Georgia Power bzw. Southern Nuclear eine Anfrage bei der PSC machen, ob sie die Anlage weiter bauen darf und die Kosten auf die Verbraucher umlegen darf. Hätte die nein gesagt, wäre der Bau in das Verfahren für einen Baustopp gekommen und hätte Antrag auf Stornierung stellen können. SCANA hat das beispielsweise für Summer-2 und 3 gemacht. Das einzige Unternehmen, für das dieses Verfahren nicht gilt, ist die Tennessee Valley Authority, da es sich hier sowieso gleichzeitig um die Aufsichtsbehörde handelt und in Staatshand ist.
:Beste Grüße und noch ein gesundes neues Jahr 2018 von [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 02:08, 3. Jan. 2018 (CET)

::Gutes Neues zurück! Die Mail an segelbootxxx ist irgendwie verschütt gegangen. Ich hab noch eine weitere Frage: "Die PSC dient da als Kontrollbehörde, dass die Anlagenerbauer und Betreiber die Kosten nicht endlos, weil unwirtschaftlich, auf die Verbraucher umlegen." Nun, dann wechselt der Kunde eben den Anbieter. Oder gilt das nur, wenn der versorger ein monopol besitzt, dh ihm auch das netz gehört, und er nur seinen saft durchleitet? Schließlich kann jeder beliebige kosten verursachen und auf die kunden umlegen. wenn es keiner mehr kauft, wars das eben??? Was ich noch fragen wollte: Fällt dir zu [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese]] noch was ein? Bei Details? Eine prominente Nutzung? Das Konzept von 1939 in Amazing Stories sagt mir nur aus dem hinterkopf radium... Fällt dir dazu noch was ein? Gruß [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:39, 3. Jan. 2018 (CET)
:::Soll ich die Mail noch mal schicken oder hast Du sie gefunden? Zur PSC: Du hast es im Prinzip mit dem Monopol erfasst. Georgia Power (als Teil der noch größeren Southern Company) hat ähnlich wie beispielsweise die South Carolina Gas & Electric (als Tochter der größeren SCANA) ein sehr großes regionales Monopol. Die Public Service Commission dient daher als regulierende für diese öffentlichen Versorgungsunternehmen und können durch ihr Veto verhindern, dass es zu starken Fehlentwicklungen zulasten der Verbraucher kommt. Die PSC reguliert nicht nur die Energieversorger, sondern auch die Telekommunikation, Gastarife, Internet und andere Infrastruktur. Im Prinzip alles was mit Infrastruktur zu tun hat. Zu dem Artikel: Mir füllt dazu nicht sehr vielmehr ein, als auf den acht Seiten in der Atomwirtschaft Atomtechnik stehen. Allerdings ist dort unter Punkt 2.3 die dynamische Umwandlung mit dem Antreiben einer Turbine erklärt, woran die Niederlande lange übrigens geforscht haben. Auch welches Isotop für was eingesetzt werden kann. Mein Lieblingsbeispiel ist aber der Einsatz in Uhren, der aber zu diesen Zeitpunkt noch in der Entwicklung war. Ansonsten ist noch interessant sind Herzschrittmacher, wie sie in den 1970ern implantiert wurden bei um die 3000 Patienten. Bete Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 14:41, 4. Jan. 2018 (CET)
::::Vielen Dank für die Infos und den link in der mail! Was RTGs und umwandlungsarten angeht habe ich noch vorlesungsunterlagen aus meiner energiesysteme vorlesung. Der artikel Radionuklidbatterie in der wikipedia würde von mir vor vieeeelen jahren überarbeitet, was man heute noch an den abschnitten Radionuklidbatterie#Brennstoffe und #Wandler am besten sieht...Viele infos und wenig bequellung, weil vorlesungsunterlagen. Wenn das thema Radionuklidbatterie von mir in der nukli angegangen wird, kann ich deine schatzkammer mit meinen studienunterlagen vereinen und dann ....muhahahahaha! Teuflische Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:06, 4. Jan. 2018 (CET)

== Formelparser fehlt? ==

Auf der Seite [[Radionuklid]]:

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): {}^{A}_{Z} \text{Element}

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): - dN = N_0 \lambda dt

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): N(t) = N_0 e^{- \lambda t}

..bla...mein text..bla...

Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): t_{1/2} = \frac{\ln 2}{\lambda}

Das gleiche auch auf der Seite [[Radioaktivität]]:

Erwartet wurden aber durch Messungen an 12C-Kernen 12u. Heisenberg kam auf die Idee, da Masse und Energie nach der einsteinschen Formel E = m c2 dasselbe sind, den Massendefekt Fehler beim Parsen (Das <code>texvc</code>-Programm wurde nicht gefunden. Bitte zur Konfiguration die Hinweise in der Datei math/README beachten.): \Delta m als Energie zu verstehen: E = (12,095652u - 12u) c2 = 89,2 MeV.

Dürfte alle Seiten betreffen. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:18, 25. Jan. 2018 (CET)
:PS: Hattest du vorher einen anderen als die Wikipedia verwendet? Hier sahen die Formeln immer so grob aus.... --[[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:19, 25. Jan. 2018 (CET)
::Hallo, ja, die Erweiterung scheint nicht ganz zu funktionieren wie sie soll. Die alte Version, die ich auf dem alten Server verwendet hatte, funktioniert im neuen Wiki nicht mehr und die Erweiterung, die ich bei MediaWiki runterladen kann, funktioniert nur so wie aktuell und bringt Fehler. Habe da schon einige Stunden verbraucht das zum laufen zu bringen, bisher aber ziemlich erfolglos. Was ebenfalls derzeit nicht funktioniert ist [[MediaWiki:common.js]]. Die Bilder, Navigationsleisten und auch die Karten in den KKW-Infoboxen sind derzeit deshalb nicht klappbar. Ich bin dran, bzw. jemand der mir hilft, aber das ist aktuell eine harte Nuss. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 12:13, 27. Jan. 2018 (CET)
:::Hi. Ich hab gerade einen Rundgang gemacht und Navigationsleisten und auch die Karten in den KKW-Infoboxen sind bei mir ein- und ausklappbar. Das einzige was immer noch nicht klappt ist der Formelparser [https://www.mediawiki.org/wiki/Manual:Enable_TeX/problems#Error_:_Failed_to_parse_(Missing_texvc_executable)]. Hier ist vermutlich noch keine Lösung in Sicht? Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 19:13, 30. Mär. 2018 (CEST)
::::Servus, leider hat sich dazu noch keine direkte Zeit ergeben das Problem zu lösen, bin derzeit noch im Ausland unterwegs. Den Rest habe ich zum laufen gebracht, ja. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:37, 5. Apr. 2018 (CEST)

== Pripjat Ergänzungen ==

*Hierzu wurde ein Berechnungskoeffizient von 1,4 genutzt. - Was ist damit gemeint?
*Als Normwohnfläche wurden 9 Quadratmeter festgelegt und 7 Quadratmeter pro Person gewährt. - 9m² zum Wohnen und 7 m² für???
*eine Polymersubstanz auf der Evakuierungsroute versprüht um die Straßen zu dekontaminieren - vermutlich um die weitere Kontamination einzuschränken?

Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 20:06, 4. Mai 2018 (CEST)
: Sei gegrüßt!
:* 1,4 der erwarteten Menge, um noch mal knapp 40% Reserve zu haben. Heißt sollten 10000 neue Einwohner dabei kommen, würde mit der Bauspitze die Zahl überschritten, weshalb dann stattdessen 14000 Einwohner erwartet wurden und entsprechend Wohnraum geplant und gebaut wurde.
:* Die 7 Quadratmeter ist sozusagen die Mindestsicherung, die sind in den 9 Quadratmetern schon mit berücksichtigt. 2 Quadratmeter gibt es dann sozusagen generell als Spielraum obendrauf. Sozialismuslogik :D
:* Die Polymersubstanz war dazu da, die Stoffe zu binden. Dadurch waren die Straßen einfacher zu reinigen. Das Zeug musste danach nur noch abgekehrt werden.
:Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:01, 6. Mai 2018 (CEST)

== Verfügbarkeit ==

Ich wollte nur kurz Bescheid sagen, dass ich ab sofort für Artikel/Projekte verfügbar bin. Wegen [[Benutzer_Diskussion:Segelboot#10_Jahre_unabh.C3.A4ngige_Kernenergie-Informationen|hier]] undso. <small>PS: Es wäre schön, wenn das Parser-Problem gelöst würde....</small> Grüße vom [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 17:03, 4. Aug. 2018 (CEST)
:Grüß Dich! Finde ich klasse! Wir konzentrieren uns derzeit auf den [[Benutzer:TZV/BN-800|BN-800]]. Derzeit habe ich viel Material bisher Kreuz und quer gesammelt, sowie schon einen ganzen Pack an Grafiken gezeichnet, von denen ich ein paar erst hochgeladen habe. Es steht schon etwas Inhalt drinnen, die bisherigen Reaktorsystem-Erklärungen und Wechselmechanismen sind aber derzeit unbelegt und teilweise auch nicht richtig. Also wenn du Lust hast kannst du ja mal drüber gucken und wenn du willst dich irgendwo einer Sache annehmen. ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 18:58, 4. Aug. 2018 (CEST)
::Gibt es eigentlich eine Perspektive für das Parser-Problem? Das sieht nicht gut aus so :( Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 18:08, 5. Aug. 2018 (CEST)
:::Also ich habe es mehrfach versucht und bin nicht dahinter gestiegen, warum ich nur eine Fehler-Meldung erhalte. Ich kann meinen IT-Spezialisten mal fragen, ob er sich der Sache annehmen kann. Ansonsten bin ich meinerseits, warum es nicht mehr geht, mit meinem Latein am Ende. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:42, 5. Aug. 2018 (CEST)
::::Das wäre schön. Sonst müsste man(n) die Formeln als Bild einbinden. Oder ein anderes math-Programm verwenden, wenn es das gibt. Gruß, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 21:14, 5. Aug. 2018 (CEST)

== OGV ==

Moin! Kann es sein, dass es in der Nucleopedia nicht möglich ist, ein OGV einzubinden und abzuspielen? Mein Bömbchen [[Benutzer:Segelboot/Spielwiese#Zweites_Atomzeitalter|hier]] will nicht. Viele Grüße, [[Benutzer:Segelboot|Segelboot]] <small>[[Benutzer Diskussion:Segelboot|polier mich!]]</small> 13:30, 3. Okt. 2018 (CEST)
:Servus! Es war mal möglich, anscheinend scheint aber die Erweiterung derzeit nicht zu funktionieren. Ich werde mich am Ende der Woche darum kümmern. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 20:36, 3. Okt. 2018 (CEST)

== Wiederaufbereitung ==

Also gut, was war daran jetzt schon wieder falsch ?
Die Links sind drin und es ist nicht meine Schuld das niemand altes U238 haben will.

Nutzbar sind primär die Bestandteile U-235 (ca 0,86%) und das erbrütete PU-239 (ca. 0,93%). Theoretisch ebenfalls nutzbar ist das U-238 (ca. 94,5%, je nach Abbrand/Elementkonfiguration)<ref>https://docplayer.org/58871560-Der-brennstoffkreislauf-und-die-entsorgung-eines-kernkraftwerks.html</ref>. Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet. Laut IAEA wurden 2006 nur 2,3% des weltweiten Reaktorbedarfs aus aufbereitetem Uran gedeckt<ref>https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>. Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.

<references />

:Hallo, all dies habe ich dazu bereits auf deiner Diskussionsseite angesprochen:
:# Nach wie vor handelt es sich um eine Aussage um ein oder mehrere spezifische Verfahren. Die Wiederaufbereitung umfasst nicht nur Plutonium, und hat daher nichts im Abschnitt ''Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung'', weil er allgemeine Informationen enthält und keine spezifischen zu einzelnen Aufbereitungsprozessen. Das gehört daher, wie erwähnt, in einen Unterabschnitt. Da deine erste Quelle das zu allgemein darstellt, ist nicht ersichtlich welches Verfahren hier gemeint ist. Ich behandle sie daher auch nicht weiter.
:# Deine prozentuale Angabe mag für Leichtwasserreaktoren stimmen, ist aber erneut eine sehr spezifische Angabe, die nicht generell auf alle Anlagen angewendet werden kann, weshalb es in diesem Bereich nichts zu suchen hat. Man kann es als spezifische Angabe zu dem richtigen Aufbereitungsprozess nennen, das spricht nichts dagegen.
:# Die Aussage ''Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet.'' kommt in deiner zweiten Quellenangabe, die ich im folgenden mehrfach nennen werde, überhaupt nicht vor. Ich finde hier auf Seite 47 als Hauptursache eher diesen Satz ''There are regulatory limitations in some countries due to restrictive back end policies, including potential bans on using reprocessed uranium as it relates to the closed fuel cycle.'' - und der hat im übertragenen Sinne mit dem Proliferationsrisiko zu tun, wenn du es genau begründen willst, kannst Du da gerne mal weiter recherchieren.
:# ''Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.'' - ebenfalls so zu unspezifisch und unvollständig. Ebenfalls auf Seite 47 und 48 wird dies genau erklärt, insbesondere Punkt 6.1.3 solltest du mal durchlesen. Mal abgesehen davon, dass Du für diesen Teil keine Quelle angegeben hast und wohl eher eine Eigenmeinung darstellt, sollte der Satz gänzlich fallen und eher durch die belegten Angaben aus dem Dokument ersetzt werden. Meines Erachtens gehört aber diese Information eher in einen Artikel zur Brennstofffertigung, nicht in einen allgemeinen Artikel zur Wiederaufbereitung.
: Wenn du Antwortest, bitte setze deine Antwort vollständig unter diesen Beitrag und zerstückel nicht den Absatz. Vergiss das Einrücken mit '''::''' vor deinem Absatz bitte nicht. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:41, 12. Mär. 2019 (CET)
::::2,3% kann man durchaus als "kaum" bezeichnen. Das ist immerhin besser als nichts.
::::Und auf Seite 48 steht unter 6.1.2: Based on such figures, the WNA market forecast is the following:Over the 2010–2015 period, RepU loaded into reactors would represent 2.5% of the world reactor needs
::::Zu Deutsch: Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme an recyceltem Uran.
::::Weiss jemand was MDU in Verbindung mit RepU bedeutet ? S.48, Punkt 6,1,3)[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:22, 14. Mär. 2019 (CET)

Benutzer Diskussion:TZV

2019-03-11T21:57:11Z

Ralph Fischer: Neuer Abschnitt /* Wiederaufbereitung */

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-10T22:28:24Z

Ralph Fischer:

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines <sup>238</sup>U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für <sup>238</sup>U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

::::::Ganz so einfach ist das nicht; das Material im Rücklauf besteht ja nicht nur aus Spaltprodukten sondern zum überwiegenden Teil aus ungespaltenen Transuranen Ohne genaue Zahlen zu kennen müsste der Rücklaufmassenstrom aus dem Kern wenigstens 10 mal so groß sein. Aber unter Berücksichtigung des Brutprozesses kann man den Reaktor durchaus mit abgebranntem LWR-Brennstoff füttern, das stimmt. Der LWR-Brennstoff müsste aber mit einem transuranreicheren Spaltstoff aus der PPU gemischt werden. In der Praxis würde das dann eher so aussehen (Daumenpeilung!): 10g pro Sekunde verlassen den Reaktorkern in Richtung PPU. In der PPU werden aus diesen 10g pro Sekunde 1g Spaltprodukte abgeschieden. Die verbliebenen 9g, bestehend aus Uran und Transuranen werden nun mit 1g an frischem Brutmaterial, eben etwa aus abgebranntem LWR-Brennstoff gemischt und kommen dann zurück in den Reaktor. Wie dem auch sein; ich halte den DFR aufgrund seines Entwicklungsstands hier nicht für explizit berücksichtigenswert. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:00, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::Das werden wohl etwas mehr als 10 Gramm die da pro Sekunde durchfliessen. Und in dem ganzen Reaktor sind einige Tonnen. Wir reden also über parts per million, die da pro Minute ersetzt werden. Das eigentlich interressante ist, das man die alten Brennstäbe nicht grossartig aufbereiten muss, sondern nur in Chlorid überführt. Die Spaltprodukte werden dann erst in der PPU ausgefiltert. Das macht die Wiederaufbereitung so preiswert, das man auch endlich mal das alte U238 verwenden kann und nicht immer nur neues nimmt. [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)
::::::::Pu-234 ist kein minores Aktinid sondern... Plutonium... aber ich nehme an du meinst Americium-243. Dieses könnte theoretisch problematisch sein ist aber tatsächlich unproblematisch weil es nur in verschwindend geringen Mengen im abgebrannten Kernbrennstoff vorhanden ist. Siehe dazu etwa: Demnach enhält eine Tonne Schwermetall aus recht hoch abgebranntem Druckwasserreaktorbrennstoff lediglich 1,75g Americium-243 (siehe: https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/ADSNF/SOAR_final.pdf ). Die Aktivitätskonzentration und Radiotoxizität ist geringer als jene von Radium in manchen Uranerzen. Auch die Zerfallsprodukte des Neptunium-237 sind relativ unproblematisch. Nicht weil sie es isoliert betrachtet wären sondern weil sie durch ihre im Vergleich zum Mutternuklid viel kürzeren Halbwertszeit schneller zerfallen als sie entstehen. Uran-233 ist auch nicht gefährlicher als etwa das in der Natur als Bestandteil der Uran-238 Zerfallsreihe vorkommende Uran-234. [[Benutzer:Superwip|Superwip]] ([[Benutzer Diskussion:Superwip|Diskussion]]) 15:28, 10. Mär. 2019 (CET)
:::::::::Es gibt kein PU-234. Alles über PU-239 heisst auch PU... PU240, PU241, usw. Aber ja, ich meine Americum. Und auch wenn es nur 1,75Gramm davon gibt, die werden trotzdem zu PU-239 zerfallen. Das sollte nicht in die Umwelt und deshalb ist es wichtig, das der Müll auch nach 5000 Jahren noch sicher verwahrt ist. Es ist auch müssig zu spekulieren, wie gefährlich die einzelnen Stoffe sind, sie sind erst am Ende der Zerfallskette völlig ungefährlich und das dauert hundertausende von Jahren. Deshalb ist Transmutation ein wichtiges Thema, denn damit kann man das drastisch abkürzen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:28, 10. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man <u>nach</u> der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Wiederaufbereitung

2019-03-10T09:16:28Z

Ralph Fischer: In den richtigen Unterpunkt verschoben

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO<sub>2</sub>, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine Pyrochemische Prozesseinheit <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3 Salz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Dadurch kann man Spaltprodukte fast sortenrein entfernen und einlagern.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Nutzbar sind primär die Bestandteile U-235 (ca 0,86%) und das erbrütete PU-239 (ca. 0,93%). Theoretisch ebenfalls nutzbar ist das U-238 (ca. 94,5%, je nach Abbrand/Elementkonfiguration)<ref>https://docplayer.org/58871560-Der-brennstoffkreislauf-und-die-entsorgung-eines-kernkraftwerks.html</ref>. Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet. Laut IAEA wurden 2006 nur 2,3% des weltweiten Reaktorbedarfs aus aufbereitetem Uran gedeckt<ref>https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>. Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO<sub>2</sub>), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem <sup>14</sup>C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO<sub>2</sub>, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. <sup>14</sup>C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr <sup>14</sup>C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für <sup>14</sup>C:

<sup>16</sup>O (n, <sup>3</sup>He) -> <sup>14</sup>C (0,00000005 [[barn]]; <sup>16</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

<sup>17</sup>O (n, α) -> <sup>16</sup>C (0,24 barn; <sup>17</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

<sup>13</sup>C (n, γ) -> <sup>14</sup>C (0,0009 barn; <sup>13</sup>C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

<sup>14</sup>N (n, p) -> <sup>14</sup>C (1,82 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

<sup>15</sup>N (n, d) -> <sup>14</sup>C (0,00025 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des <sup>17</sup>O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop <sup>15</sup>N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem <sup>15</sup>N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Wiederaufbereitung

2019-03-10T09:13:31Z

Ralph Fischer: PPU eingefügt

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO<sub>2</sub>, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

==== Pyrochemische Prozesseinheit (PPU) ====
Die Entwickler des Dual Fluid Reaktors planen für die Wiederaufbereitung eine Pyrochemische Prozesseinheit <ref>https://dual-fluid-reaktor.de/technical/waste/</ref> zu nutzen, in der das UCL3 Salz im laufenden Betrieb gereinigt wird. Dadurch kann man Spaltprodukte fast sortenrein entfernen und einlagern.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Nutzbar sind primär die Bestandteile U-235 (ca 0,86%) und das erbrütete PU-239 (ca. 0,93%). Theoretisch ebenfalls nutzbar ist das U-238 (ca. 94,5%, je nach Abbrand/Elementkonfiguration)<ref>https://docplayer.org/58871560-Der-brennstoffkreislauf-und-die-entsorgung-eines-kernkraftwerks.html</ref>. Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet. Laut IAEA wurden 2006 nur 2,3% des weltweiten Reaktorbedarfs aus aufbereitetem Uran gedeckt<ref>https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>. Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO<sub>2</sub>), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem <sup>14</sup>C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO<sub>2</sub>, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. <sup>14</sup>C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr <sup>14</sup>C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für <sup>14</sup>C:

<sup>16</sup>O (n, <sup>3</sup>He) -> <sup>14</sup>C (0,00000005 [[barn]]; <sup>16</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

<sup>17</sup>O (n, α) -> <sup>16</sup>C (0,24 barn; <sup>17</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

<sup>13</sup>C (n, γ) -> <sup>14</sup>C (0,0009 barn; <sup>13</sup>C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

<sup>14</sup>N (n, p) -> <sup>14</sup>C (1,82 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

<sup>15</sup>N (n, d) -> <sup>14</sup>C (0,00025 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des <sup>17</sup>O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop <sup>15</sup>N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem <sup>15</sup>N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Wiederaufbereitung

2019-03-06T21:58:13Z

Ralph Fischer: /* Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung */

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

Insbesondere in Kombination mit [[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, ist die Wiederaufbereitung der Schlüssel zu einer vielfach besseren Ausnutzung des zur Verfügung stehenden Kernbrennstoffs. Zudem kann dadurch die Menge der hochradioaktiven Abfälle stark reduziert werden.

Prinzipiell möglich sind auch Kernreaktoren, deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird, insbesondere bei [[Fluidkernreaktoren]].

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren, womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO<sub>2</sub>, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp ab.

Nutzbar sind primär die Bestandteile U-235 (ca 0,86%) und das erbrütete PU-239 (ca. 0,93%). Theoretisch ebenfalls nutzbar ist das U-238 (ca. 94,5%, je nach Abbrand/Elementkonfiguration)<ref>https://docplayer.org/58871560-Der-brennstoffkreislauf-und-die-entsorgung-eines-kernkraftwerks.html</ref>. Dieses ist jedoch radioaktiv und unrein und wird deshalb in der Praxis kaum verwendet. Laut IAEA wurden 2006 nur 2,3% des weltweiten Reaktorbedarfs aus aufbereitetem Uran gedeckt<ref>https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>. Niemand erwartet eine nennenswerte Zunahme, denn statt dessen greift man auf die grossen Bestände U-238 aus der Abreicherung von Natururan zurück.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO<sub>2</sub>), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem <sup>14</sup>C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO<sub>2</sub>, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. <sup>14</sup>C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr <sup>14</sup>C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für <sup>14</sup>C:

<sup>16</sup>O (n, <sup>3</sup>He) -> <sup>14</sup>C (0,00000005 [[barn]]; <sup>16</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

<sup>17</sup>O (n, α) -> <sup>16</sup>C (0,24 barn; <sup>17</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

<sup>13</sup>C (n, γ) -> <sup>14</sup>C (0,0009 barn; <sup>13</sup>C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

<sup>14</sup>N (n, p) -> <sup>14</sup>C (1,82 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

<sup>15</sup>N (n, d) -> <sup>14</sup>C (0,00025 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des <sup>17</sup>O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop <sup>15</sup>N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem <sup>15</sup>N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-05T16:04:32Z

Ralph Fischer: /* Brennstoffkreislauf */

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines <sup>238</sup>U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für <sup>238</sup>U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.
::::lg Superwip

:::::Das stimmt, die Anreicherung der abgebrannten Brennstäbe reicht natürlich nicht aus, um einen Reaktor zu starten. Deshalb ist auch die Brutrate von 1 oder mehr so wichtig. Denn wenn der Reaktor erstmal im Regelbetrieb läuft, dann spaltet er tatsächlich pro Minute rund ein Gramm. Und erbrütet offensichtlich auch 1 Gramm U239 aus U238.

:::::Da hat er dann seinen neuen Spaltstoff und was fehlt ? 1 Gramm U238. Passt perfekt.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:04, 5. Mär. 2019 (CET)

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man <u>nach</u> der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Brennstoffkreislauf

2019-03-04T22:07:37Z

Ralph Fischer: Es gibt wirklich gute Gründe für Transmutation

[[Datei:Schema radioaktiver Abfaelle.svg|mini|400px|rechts|Geschlossener Uran-Plutonium-Brennstoffkreis mit thermischen Reaktoren]]
Der nukleare Brennstoffkreislauf beschreibt die Gesamtheit der Versorgung von [[Kernreaktoren]], insbesondere von [[Kernkraftwerk|Kernkraftwerken]], mit [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] und die Behandlung und Entsorgung von abgebranntem Kernbrennstoff. Er umfasst im Falle der Kernspaltung den [[Uranbergbau]] bzw. [[Thoriumbergbau]], die [[Urankonversion|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]].

==Grundlegende Abschnitte des Brennstoffkreislaufs==

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

'''Rohstoffgewinnung'''
[[Datei:Pitchblende371.JPG|miniatur|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, Leichtmetalllegierungen, 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 [[Brennstoff|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 {{Akronym|Protium|Das einfachste Wasserstoff-Isotop}} 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'''
[[Datei:Superphénix 5.jpg|miniatur|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, 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'''
[[Datei:Aerial view Sellafield, Cumbria - geograph.org.uk - 50827.jpg|miniatur|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.<ref>Use of Reprocessed Uranium: Challenges and Options http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>

'''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 unter Umständen so hoch, dass dieses Plutonium anschließend nicht mehr in gewöhnlichen thermischen Reaktoren verwertet werden kann.

'''Transmutation langlebiger Abfälle'''

In den folgenden Beschreibungen des nuklearen Brennstoffkreislaufs wird implizit angenommen, dass die minoren Aktinide -sofern ihre Transmutation nicht explizit beschrieben wird- zusammen mit den Spaltprodukten im Endlager entsorgt werden. Sie sind nicht aussergewöhnlich gefährlich oder langlebig, aber sie starten lange Zerfallsreihen die durchaus auch langlebige oder gefährliche Stoffe enthalten. Unter anderem [[Plutonium]]<ref>https://en.wikipedia.org/wiki/Decay_chain#Actinium_series</ref> Die lange Zerfallszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich.

Deshalb versucht man Lösungen zu finden, wie diese radioaktiven Elemente transmutiert werden können.

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]]<ref>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</ref><ref>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</ref> (auch "nuklearer Energieverstärker" oder -nach dem Erfinder- Rubbiatron) oder Hybridreaktoren zur [[Transmutation]] dieser Reststoffe vorgeschlagen.

'''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 "[[Konditionierung|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 [[Endlagerung|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, dass 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 verfügbaren Anreicherungsverfahren.

====Brennstoffkreislauf mit Natururanreaktoren====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:OFC 1.svg|800px|links]]

</div></div>
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, Rumänien 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, dass der abgebrannte Kernbrennstoff in Zukunft bei einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs weitergenutzt werden kann.

====Brennstoffkreislauf mit Anreicherung====
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[[Datei:OFC 2.svg|800px|links]]

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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.<ref>MIT STUDY ON THE FUTURE OF NUCLEAR FUEL CYCLE https://mitei.mit.edu/system/files/The_Nuclear_Fuel_Cycle-6.pdf</ref>

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

==== Uran-Thorium-Brennstoffkreislauf====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:OFC 3.svg|800px|links]]

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Bei diesem Brennstoffkreislauf wird hochangereichertes Uran mit Thorium als Brutstoff kombiniert.<ref>IAEA-TECDOC-1450 http://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/te_1450_web.pdf</ref> 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<ref>Kugler, Schulten Hochtemperaturreaktortechnik ISBN: 978-3-540-51535-7</ref> 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 dass 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, dass 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====
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[[Datei:OFC 4.svg|800px|links]]

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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, dass es sich für die betroffenen Länder nicht auszahlt, einen eigenen zivilen Kernbrennstoffkreislauf 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 Brutreaktoren, sowie eine geeignete Wiederaufbereitungsanlage betreibt<ref>Hargraves THORIUM billiger als Kohle-Strom ISBN-13: 978-1497301856</ref>. Dargestellt ist hier eine vereinfachte Form ohne genaue Beschreibung des Brennstoffkreislaufs der U-233-Brutreaktoren.

Das Problem dieses Brennstoffkreislaufs ist, dass 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====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:OFC 5.svg|800px|links]]

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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 dass eine Wiederaufbereitung nötig ist. Zum Vergleich: In thermischen Leichtwasserreaktoren 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.<ref>Once Through and Advanced Fuel Cycles Phillip Finck https://gcep.stanford.edu/pdfs/UVaodfDrAb3BdgeRCpoy-w/08-Finck.pdf</ref>

Beachtlich ist, dass 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 Isotopen enthält, als bei anderen Reaktortypen, allerdings ist das dennnoch eine potenziell sinnvolle Option.

====Brennstoffkreislauf mit Fluidkernreaktoren====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:OFC 6.svg|800px|links]]

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Fluidkernreaktoren, wie etwa Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung,<ref>James A. Lane, u.a.: ''FLUID FUEL REACTORS'', ADDISON-WESLEY PUBLISHING COMPANY, INC. 1958. [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio Abgerufen] am 24.02.2019. ([https://www.pdf-archive.com/2019/02/24/fluid-fuel-reactors/fluid-fuel-reactors.pdf Archivierte Version] bei [https://www.pdf-archive.com/ PDF Archive])</ref> [[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.<ref>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</ref><ref>ORNL-5018Program Plan for Development of Molten-Salt Breeder Reactors http://www.energyfromthorium.com/pdf/ORNL-5018.pdf</ref><ref>K.H. Thom Der Gasphasenreaktor – Basis neuer Kerntechnologie ISBN 3-88540-000-6</ref><ref>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</ref>

Beachtlich ist, dass Fluidkernreaktoren auch 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. In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das fehlende Gramm U-238.
Übrig bleiben im Idealfall nur kurzlebige Spaltprodukte.

====Brennstoffkreislauf mit thermonuklearen Fissionskernreaktoren====
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[[Datei:OFC 7.svg|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf 1.svg|800px|links]]

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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, dass er nach einer erneuten Wiederaufbereitung nicht ohne weiteres 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<ref>Entwicklungsstand des Fortgeschrittenen Druckwasserreaktors (FDWR) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/019/17019726.pdf</ref><ref>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</ref><ref>IAEA Tecdoc-638 Technical aspects of high converter reactors http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_638_web.pdf</ref>. Viele herkömmliche LWR lassen sich prinzipiell zu Hochkonvertern umrüsten

====Uran-Plutonium-Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren ohne Uran-Plutonium-Auftrennung====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf2.SVG|800px|links]]

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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, dass 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<ref>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</ref>.

====Thorium-Uran-Brennstoffkreislauf ohne Thorium-Uran-Auftrennung====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf3.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf4.SVG|800px|links]]

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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, dass 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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf4 1.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf5.SVG|800px|links]]

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In diesem Brennstoffkreislauf wird der Kernkraftwerkspark um schnelle [[Brutreaktor|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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf6.SVG|800px|links]]

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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 [[Transmutationsreaktor|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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf7.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf8.SVG|800px|links]]

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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-Plutonium-Brennstoffs ist, dass kein neues Plutonium gebildet wird und, dass 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<ref>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</ref> aber nicht wiederaufbereitet. Problematisch ist, dass 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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf9.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf10.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf11.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf12.SVG|800px|links]]

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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 <ref>General Atomics Energy Multiplier Module EM² http://www.ga.com/energy-multiplier-module</ref>. 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 [[Kernfusionsreaktoren|Fusionsreaktoren]] zum Einsatz die üblicherweise die Wasserstoffisotope Tritium (<sup>3</sup>H) und Deuterium (<sup>2</sup>H) als Brennstoff nutzen. Es gibt auch alternative Fusionsprozesse mit anderen Fusionsbrennstoffen etwa Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium-3, Helium-3-Helium-3 oder Protium (<sup>1</sup>H)-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, dass 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 zu betreiben, bieten diese Brennstoffkreisläufe potenziell viele Vorteile.

====Reiner Fusionsbrennstoffkreislauf====
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[[Datei:Fusion1.SVG|800px|links]]

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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.<ref>Vorlesungsunterlagen "Alternative nukleare Energiesysteme", H. Rauch, [[Atominstitut]] TU Wien</ref>

Im Flussdiagramm dargestellt ist eine Variante mit separatem Tritiumbrüten.

====Fusion-Fission-Brennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Fusion2.SVG|800px|links]]

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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. <ref>LASL The Fusion-Fission Hybrid As an Alternative to the Fast Breeder Reactor http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/6802010-vExb02/</ref><ref>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</ref> Ein wesentlicher Vorteil gegenüber reinen Fusionsreaktoren ist die Tatsache, dass 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====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PACER.SVG|800px|links]]

</div></div>
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 [[Nukleare Fissionssprengkörper|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<ref>Seifritz, Nukleare Sprengkörper ISBN: 3-521-061 43-4 (1984)</ref><ref>McCracken, Stott Fusion: The Energy of the Universe ISBN: 0123846560 (2012)</ref> 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====
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[[Datei:Fusion3.SVG|800px|links]]

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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.<ref>CNIC-01633 AN OVERVIEW OF TRITIUM PRODUCTION http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/35/032/35032523.pdf</ref>

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====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Fusion4.SVG|800px|links]]

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In diesem Brennstoffkreislauf werden die schnellen Neutronen aus Fusionsreaktoren zum Transmutieren langlebiger nuklearer Abfallstoffe aus den Kernspaltungsreaktoren genutzt.<ref>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</ref>

====Hybridbrennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren als Brüter und Spaltungsreaktoren====
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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Fusion5.SVG|800px|links]]

</div></div>
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)<ref>H. Schmale Die prinzipiellen Möglichkeiten der langfristigen Kernenergienutzung im Zusammenhang von Natururanversorgung, Brennstoffkreislauf und Reaktortyp http://publications.rwth-aachen.de/record/70844</ref>. Komplexere Brennstoffkreise werden aufgrund der Größendegression der Kosten 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.<ref>Advanced Fuel Cycle Economic Tools, Algorithms, and Methodologies http://www.wmsym.org/archives/2006/pdfs/6314.pdf</ref>

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 ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Uranbergbau]]
* [[Urankonversion]]
* [[Anreicherung]]
* [[Brennstoff]]
* [[Kernkraftwerk]]
* [[Wiederaufbereitung]]
* [[Brutreaktor]]
* [[Abfallkonditionierung]]
* [[Endlagerung]]

== Weblinks ==
*[http://www.kernenergie.ch/de/uran-und-radioaktivitaet/vom-uranerz-zum-kernbrennstoff-und-wiederaufarbeitung.html Kernenergie.ch: Brennstoffkreislauf in der Schweiz]
*[http://www.kernfragen.de/brennstoffkreislauf Kernenergie.de Brennstoffkreislauf in Deutschland]
*[http://www.kernbrennstoff.de/inhalte/brennstoffkreislauf/brennstoffkreislauf.html Wirtschaftsverband Kernbrennstoff-Kreislauf und Kerntechnik e.V.: Brennstoffkreislauf in Deutschland]

[[Kategorie:Brennstoff]]

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-03-04T16:46:46Z

Ralph Fischer:

== Brennstoffkreislauf ==
Hallo, zu [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14979&oldid=14975 deiner Änderung]: die Quelle dazu ist im Absatz angehängt. Es ist schon wichtig für das Verständnis das es sich hier in der Regel um eine wässrige Lösung handelt. Es sind zwar auch nicht wässrige Uransalzlösungen denkbar aber wohl kaum praktikabel. Das ist aber nicht unbedingt offensichtlich. Ich habe daher den Edit wieder revertiert. Was deine anderen Änderungen angeht: Bevor Informationen entfernt oder geändert werden, sollten auch entsprechende Quellen dafür genannt werden. Das Argument im Artikel [[Wiederaufbereitung]], dass nur reines <sup>238</sup>U aus der Abreicherung verwendet wird, ist nicht ganz richtig und zu allgemein formuliert und zudem ohne ausreichenden Quellennachweis, zumal dieser Teil der Aussage nur für bestimmte Wiederaufbereitungsverfahren richtig ist. Auch die Argumentation, dass Brutreaktoren unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen sind, ist so nicht richtig, ein prominentes Beispiel ist der TWR. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 13:03, 24. Feb. 2019 (CET)

:Hallo, Ich denke da bist du aber falsch informiert. Das einzige worin Uran jemals gelöst wird ist Säure

Selbst im Oakridge MSR Experiment hatten die Schwierigkeiten und Korrosion mit dem hochreinen Salz. Wasser würde sich unter Strahlung zerlegen und der Sauerstoff und Wasserstoff würden fürchterliche Probleme machen.Nicht zu vergessen das Wasser den Siedepunkt viel zu niedrig setzten würde, diese Reaktoren fangen erst bei 800 Grad richtig an zu arbeiten

Die Entwickler des Dual Fluid Reaktor sagen zum Beispiel, das das reguläre Uranoxid aus LWR nicht in den DFR kann, weil sonst der Sauerstoff die Rohre angreift. Deshalb wird es erst unter Luftabschluss auf 2000 Grad erhitzt und in Chlorid gelöst zu UCl3.
[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:51, 24. Feb. 2019 (CET)
:: Hallo, ich bin nicht falsch informiert. Ich lege Dir daher [http://egeneration.org/wp-content/Repository/Fluid_Fueled_Reactor_Book/FLUID%20FUEL%20REACTORS.pdf?fbclid=IwAR2j6-EWGxBswAU_59rEJ_AzKnJ2HJIXt53ESWKvKqFroDW9jgbOdM2Xqio diese Lektüre] einmal näher. Wie man bereits auf Seite 38 erkennen kann, wäre eine solche Kombination ein Brennerreaktor für <sup>238</sup>U. In der Lektüre stehen noch mehr Beispiele in einzelnen Abschnitten, die aber das Spektum jetzt herausreißen würde. Nur weil "irgendjemand" sagt es sei nicht so, dazu ohne Nachweis, dass es wirklich so wäre, muss es noch lange nicht stimmen. Ich werde daher den Satzteil wieder mit Einzelnachweis einfügen und fordere bei erneuten Revert diesen auch mit einer bequellten Gegendarstellung zu widerlegen, was ich aufgrund dieser Fachlektüre ausschließe. Die Information, dass es zu Problemen bei einer solchen Kombination kommen kann, kannst Du gerne mit entsprechenden Einzelnachweisen in den Artikel einfügen. Jedenfalls gibt es diese Kombinationen, wenn auch nur theoretisch. Es handelt sich aber nicht unbedingt einfach nur um Uranylsalz, je nach gewünschter Urankonzentration bekommt bzw. braucht man schon eine saure Lösung. Das muss aber materialtechnisch nicht unbedingt ein Spielverderber sein. Und ja, es kommt zu einer radiolytischen Zersetzung des Wassers aber sehr viel schlimmer als in einem DWR ist das nicht. Das ist nicht böse gemeint, nur wollen wir hier die Informationen breit gefächert und nicht zugeschnitten präsentieren! ;) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 22:38, 24. Feb. 2019 (CET)
::: Also gut, der Satz: "The reactor would use a thorium-uranium fuel as a slurry in heavy water." weist tasächlich auf ein Wassergemisch hin, das ist allerdings kein Salz und vor allem wurde das Konzept nie verwirklicht. Ich kann mir auch nicht vorstellen das heute noch jemand auf die Idee käme, wegen der Probleme die ich oben angeführt habe.
:::Die einzigen Reaktoren mit flüssigem Kern liefen bisher in Oakridge und das waren tatsächlich molten Salt Reaktoren (MSR) ohne Wasser sondern in Fluoridsalz. Der DFR soll ein Chloridsalz haben und bis grade habe ich noch nie von jemandem gehört oder gelesen, der auf so eine Schnapsidee wie Wasserlösung kam. Wasser würde sämtliche Vorteile zunichte machen und mehr Probleme erzeugen, als es löst.
:::Ausserdem ist es unmöglich "schnelle" Reaktoren mit Wasserlösung zu bauen.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:30, 24. Feb. 2019 (CET)

::::Ich habe die weiteren Änderungen im Brennstoffkreislauf-Artikel alle wieder entfernt.

::::Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch.

::::Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Nach weniger als 1000 Jahren sind die verbleibenden minoren Aktiniden nicht mehr gefährlicher als natürlich vorkommendes radioaktives Material.

::::Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.

::::Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen ::::Fluidkernreaktoren sagen (insbesondere auch vom DFR). Es gab immerhin sogar einmal ein Prototypen-Kernkraftwerk eines Leistungsreaktors mit einem Kern aus einer wässrigen Uransalzlösung, das Homogeneous reactor experiment im ORNL.

::::Die Aussage:
::::"In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ::::ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das ::::fehlende Gramm U-238."

::::Halte ich für zu Reaktorspezifisch und insgesamt verzichtbar. In anderen Fluidkernreaktoren wird das freilich ganz anders gelöst. Die Angabe "95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide" ist offensichtlich auch falsch; ein schneller Reaktor wie der Reaktor braucht mehr als etwa 10% ::::Spaltstoff, etwa Uran-235, Plutonium-239 um kritisch werden zu können, in der Praxis eher 15%-20%.

::::lg Superwip

== Urheberrechtsverletzung ==

Hallo, leider geht es nicht, dass Artikel von Dir aus anderen Seiten wahllos kopiert werden. Dafür gibt es Lizenzbedingunge. Da du diese nicht eingehalten hast und eine Urheberrechtsverletzung damit begangen hsst, habe ich dich für drei Tage gesperrt. Der nächste Punkt ist, dass du zwei Artikel erstellt hast, die nicht nur einseitig waren, sondern auch keine Belege beinhalteten. Ich bitte dich daher zukünftig besser die Quellenanforderungen und Objektivitätskriterien durchzulesen, die Links verlinkt sind. Einen entsprechenden Qualitätsstandard wollen wir hier schon halten. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 21:31, 27. Feb. 2019 (CET)
:Sorry, wusste nicht das man Wiki nicht zitieren darf. Muss man dann alles immer ganz neu schreiben ?
:Welche Artikel waren denn jetzt schon wieder einseitig ? [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 21:58, 27. Feb. 2019 (CET)
::Hallo, leider etwas spät die Antwort: Eine Kopie wollen wir hier nicht. Wir wollen uns qualitativ abheben, zumal der neutrale Standpunkt der Wikipedia nicht mit den Objektivitätskriterien übereinstimmt.
:::Also wenn euch Wikipedia zu neutral ist, weil eure "Objektivitätskriterien" beinhalten, das alles mit Kernkraft "Friede Freude Pfannekuchen" ist, solltet ihr vielleicht mal das Wort "Objektiv" bei GOOGLE eingeben.

:::Kernkraft hat ein paar ziemlich hässliche Seiten und die bleiben auch, wenn man die zensiert. Gerade die Wiederaufbereitung ist ein weitgehend nutzloser Drecksprozess. Das muss besser werden und das kann auch besser werden, aber bestimmt nicht durch totschweigen, sondern durch die neuen Reaktoren.

Was die anderen Änderungen anging: sowohl [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Wiederaufbereitung&type=revision&diff=15004&oldid=15000 bei dieser Änderung] sind erneut falsche Informationen eingebaut worden. Ich habe dich bereits in der oberen Diskussion darauf hingewiesen und dich gebeten, einen Einzelnachweis bei erneuten Einfügen anzufügen, außerdem diesen Absatz in den richtigen Brennstoffkreislauf Einzupflegen. Das war erneut nicht der Fall. Abseits davon gibt es das Wort ''verstrahlt'' in der Strahlentechnik nicht und ist in diesem Zusammenhang auch falsch. Ich persönlich halte diese Anmerkung zudem zu allgemein, da sie insgesamt zu Reaktorspezifisch ist.
:Also gut, was soll daran falsch sein ? Flüssigsalzreaktoren wurden in den Kanon der Generation IV Kraftwerke aufgenommen und der Flüssigkern Reaktor mit Wasserlösung nicht.

:Es stimmt, das das Material nicht verstrahlt sondern strahlend ist, aber das kann man korrigieren ohne alles zu löschen.
:Oder meinst du den Part, das nur 2,3% recycelt werden ? Wie ich in der Zusammenfassung geschrieben habe, das steht im Bericht der IAEA auf Seite 14. Die werden das ja wohl wissen.
:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1411_web.pdf

Im Bezug auf [https://de.nucleopedia.org/index.php?title=Brennstoffkreislauf&type=revision&diff=14999&oldid=14985 diese Änderung] gibt es mehrere Punkte:
::* Die Aussage "Die lange Halbwertszeit macht es erforderlich Endlager zu finden, die hundertausende von Jahren sicher sind. Dies erhöht die Kosten beträchtlich." ist falsch. - Begründung: Americium-241, das radiotoxologisch bei weitem bedeutsamste minore Aktinid hat etwa eine Halbwertszeit von nur 432 Jahren und ist nach weniger als 5000 Jahren weitgehend zerfallen. Ob- und in welchem Umfang die Transmutation minorer Aktinide wirtschaftlich sinnvoll ist oder sein kann ist sehr fraglich und sollte keinesfalls bewertet werden.
:::::Wie schön. PU241 ist am schlimmsten und nach 5000 Jahren komplett zerfallen. Saaagenhaft. Alle Probleme weg. Wie schön. Ja. Toll.
:::::PU241 zerfällt allerdings zu U237 Neptunium und weiter zu U233. Alles natürlich völlig harmlos, aber sehr langlebig. Soweit ich weiss war die Atombombe über Nagasaki aus U233
:::::https://de.wikipedia.org/wiki/Neptunium-Reihe
:::::Nicht zu vergessen die nicht ganz so wichtige Reihe des PU243, welches tatsächlich nicht so gefährlich ist, aber letztendlich zu PU239 zerfällt. Und das ist durchaus gefährlich und hat eine Halbwertszeit von 24500 Jahren.Wie du siehst: Deine 5000 Jahre kommen nicht ganz hin.
:::::Das ist der Grund, warum sich kluge Menschen über Transmutation Gedanken machen. Deshalb ist das wichtig und sollte in einem Artikel über Transmutation erwähnt werden.Ganz besonders von einer "objektiven" Seite.
::::::Plutonium ist kein "minores Aktinid". Minore Aktinide sind alle Aktinide mit Ausnahme von Uran und Plutonium. Die Radiotoxizität von Neptunium-237 ist verglichen mit natürlichen Radionukliden so gering das es nicht unbedingt erforderlich scheint den Einschluss dieses Stoffs in einem ::::::Endlager bis zum vollständigen Zerfall zu garantieren.
:::::::Ganz genau, PU239 ist kein minores Aktinid sondern ein echtes Problem. Aber PU243 ist eins, und es zerfällt zu PU239. Also wie kann man da behaupten, das es reicht, minore Aktinide für 5000 Jahre zu lagern ? Soll man dann nach 5000 Jahren das Plutonium entfernen und sicher einlagern ?
:::::::Nicht zu vergessen das Neptunium 237. Ich weiss das das "relativ" ungefährlich ist aber nach dem Zerfall ist es nicht weg - sondern U233[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 17:46, 4. Mär. 2019 (CET)

::* Reaktoren mit einem Kern aus einer in Wasser gelösten Uransalzlösung sind kein theoretisches Konzept sondern als "Water Boiler"-Forschungsreaktoren durchaus verbreitet. Kommerzielle Leistungsreaktoren auf dieser Basis wurden nie umgesetzt aber das mann man erst recht von jeglichen anderen Fluidkernreaktoren sagen (DFR).
::Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:19, 28. Feb. 2019 (CET)
:::Aber In der öffentlichen Diskussion ist bei Fluiden Kernen tatsächlich von MSR die Rede und die sind auch tatsächlich sowohl in der Forschung, als auch im Kanon der Klasse IV Reaktoren.
:::Fluidkernreaktoren auf Wasserbasis werden dort nicht erwähnt, und genau das ist, was ich geschrieben habe. https://de.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_International_Forum [[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Der Brennstoffkreislaufartikel ist bewusst so allgemein wie möglich geschrieben. Er soll sich nicht auf spezifische Reaktortypen beschränken sondern grundsätzliche Varianten des Brennstoffkreislaufs aufzeigen, unabhängig von der konkreten technologischne Umsetzung.

::Noch eine Anmerkung: Falls Du wirklich einen Artikel schreiben möchtest empfehle ich Dir, auf einer Unterseite in deinem Benutzernamensraum zu beginnen, beispielsweise [[Benutzer:Ralph Fischer/Spielwiese]], dabei kannst Du die Unterseite nennen wie du willst und wenn du fertig bist den gesamten Artikel auf den Artikelname verschieben. Dann hast du mehr Zeit und wenn Du möchtest können wir dann vorher noch mal drüber schauen, dann wird das auch für Dich etwas einfacher und vielleicht verständlicher! ;-) Ich mache das ähnlich beispielsweise [[Benutzer:TZV/BN-800]], sammle dort erst mal Belege, fange dann an diese nach und nach durchzusehen, um sie dann in Artikelform zu bringen. Ggf. belegt ein Quellennachweis den anderen auch noch, wodurch man auch Aussagen untermauern kann. Und gerade das ist ja heute in der Kerntechnik das wichtigste, wie du sicherlich weißt! ;-) Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 19:46, 28. Feb. 2019 (CET)
::::Also warum ihr "Thoriumbergbau" gelöscht habt verstehe ich immer noch nicht. Es gibt keinen Thoriumbergbau. Und zwar genau wegen dem, was ich geschrieben habe.[[Benutzer:Ralph Fischer|Ralph Fischer]] ([[Benutzer Diskussion:Ralph Fischer|Diskussion]]) 23:48, 28. Feb. 2019 (CET)
:::::Wenn ich kurz anmerken kann: Normalerweise setzt man <u>nach</u> der Antwort des Vorredners an und zerpflückt nicht die ganze Diskussion, denn jetzt ist die Übersicht ganz weg. Da ich bereits auf alle deine Beiträge entsprechend begründet geantwortet habe, sehe ich eigentlich keinen weiteren Diskussionsbedarf. Einzelnachweis ran und ohne eigene kritische Bewertung schreiben - das ist in diesem Fall mit Bezug auf die Objektivitätskriterien gesagt. Wie geben Informationen wieder und bewerten sie nicht durch eine bestimmte Wortwahl emotional. Durchaus kommen dabei auch kritische Meinungen zur Stimme, allerdings aus der Fachwelt und mit Einzelnachweisen und nicht aus deiner eigenen Meinung heraus. Ansonsten können wir hier nicht das fachliche Niveau halten, das für objektive Artikel nötig ist. Was das Neutralitätsprinzip der Wikipedia angeht ist hierzu übrigens gesagt, dass es emotional einseitig belastet ist. Und das versuchen wir hier eben mit der Objektivität etwas zu diversifizieren. Wie gesagt, ich sage dazu nichts mehr, sollte aber wieder der gleiche Inhalt kommen, ohne Belege und an der richtigen Stelle, sowie das Verschleiern von Informationen weil man einen bestimmten Reaktortyp außerhalb eines eigenen Artikels in den Vordergrund stellen will, dann werde ich die Artikel ggf. teilweise für Bearbeitung sperren müssen. Was den Artikel zum Thoriumbergbau angeht: Der Artikel war ohne Einzelnachweise und Quellen, der Artikel war sehr einseitig und betrachtet die Sache überhaupt nicht, wie sie derzeit ist. Insbesondere die Lage in Indien war falsch bezeichnet, denn hier gibt es tatsächlich bereits reinen Thoriumbergbau vom Department of Energy für die Produktion der Misch-Brennelemente für die dort eingesetzten IPHWR-220. Des weiteren lege ich dir das [https://infcis.iaea.org/THDEPO/Deposits Integrated Nuclear Fuel Cycle Information Systems] der IAEA nahe, in der einige bekannte Thoriumvorkommen gelistet sind, darunter auch einige die aktiv Thorium fördern oder in der Erkundung sind. Zu den indischen Vorkommen wird man leider nicht viel finden, da die Förderung außerhalb der Safeguards stattfindet. Beste Grüße [[Benutzer:TZV|TZV]] ([[Benutzer Diskussion:TZV|Diskussion]]) 15:44, 1. Mär. 2019 (CET)

Benutzer Diskussion:Ralph Fischer

2019-02-28T22:48:51Z

Ralph Fischer:

2019-02-24T22:30:26Z

Ralph Fischer: /* Brennstoffkreislauf */

Brennstoffkreislauf

2019-02-24T16:54:36Z

Ralph Fischer: Änderung 14981 von TZV (Diskussion) rückgängig gemacht. Siehe Diskussion

[[Datei:Schema radioaktiver Abfaelle.svg|mini|400px|rechts|Geschlossener Uran-Plutonium-Brennstoffkreis mit thermischen Reaktoren]]
Der nukleare Brennstoffkreislauf beschreibt die Gesamtheit der Versorgung von [[Kernreaktoren]], insbesondere von [[Kernkraftwerk|Kernkraftwerken]], mit [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] und die Behandlung und Entsorgung von abgebranntem Kernbrennstoff. Er umfasst im Falle der Kernspaltung den [[Uranbergbau]] bzw. [[Thoriumbergbau]], die [[Urankonversion|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]].

==Grundlegende Abschnitte des Brennstoffkreislaufs==

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

'''Rohstoffgewinnung'''
[[Datei:Pitchblende371.JPG|miniatur|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, Leichtmetalllegierungen, 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 [[Brennstoff|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 {{Akronym|Protium|Das einfachste Wasserstoff-Isotop}} 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'''
[[Datei:Superphénix 5.jpg|miniatur|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, 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'''
[[Datei:Aerial view Sellafield, Cumbria - geograph.org.uk - 50827.jpg|miniatur|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.<ref>Use of Reprocessed Uranium: Challenges and Options http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1411_web.pdf</ref>

'''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 unter Umständen so hoch, dass 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]]<ref>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</ref><ref>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</ref> (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, dass 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 "[[Konditionierung|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 [[Endlagerung|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, dass 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 verfügbaren Anreicherungsverfahren.

====Brennstoffkreislauf mit Natururanreaktoren====
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Flowchart ausklappen</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:OFC 1.svg|800px|links]]

</div></div>
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, Rumänien 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, dass der abgebrannte Kernbrennstoff in Zukunft bei einer Erweiterung des Brennstoffkreislaufs weitergenutzt werden kann.

====Brennstoffkreislauf mit Anreicherung====
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[[Datei:OFC 2.svg|800px|links]]

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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.<ref>MIT STUDY ON THE FUTURE OF NUCLEAR FUEL CYCLE https://mitei.mit.edu/system/files/The_Nuclear_Fuel_Cycle-6.pdf</ref>

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

==== Uran-Thorium-Brennstoffkreislauf====
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[[Datei:OFC 3.svg|800px|links]]

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Bei diesem Brennstoffkreislauf wird hochangereichertes Uran mit Thorium als Brutstoff kombiniert.<ref>IAEA-TECDOC-1450 http://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/te_1450_web.pdf</ref> 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<ref>Kugler, Schulten Hochtemperaturreaktortechnik ISBN: 978-3-540-51535-7</ref> 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 dass 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, dass 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====
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[[Datei:OFC 4.svg|800px|links]]

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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, dass es sich für die betroffenen Länder nicht auszahlt, einen eigenen zivilen Kernbrennstoffkreislauf 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 Brutreaktoren, sowie eine geeignete Wiederaufbereitungsanlage betreibt<ref>Hargraves THORIUM billiger als Kohle-Strom ISBN-13: 978-1497301856</ref>. Dargestellt ist hier eine vereinfachte Form ohne genaue Beschreibung des Brennstoffkreislaufs der U-233-Brutreaktoren.

Das Problem dieses Brennstoffkreislaufs ist, dass 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====
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[[Datei:OFC 5.svg|800px|links]]

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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 dass eine Wiederaufbereitung nötig ist. Zum Vergleich: In thermischen Leichtwasserreaktoren 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.<ref>Once Through and Advanced Fuel Cycles Phillip Finck https://gcep.stanford.edu/pdfs/UVaodfDrAb3BdgeRCpoy-w/08-Finck.pdf</ref>

Beachtlich ist, dass 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 Isotopen enthält, als bei anderen Reaktortypen, allerdings ist das dennnoch eine potenziell sinnvolle Option.

====Brennstoffkreislauf mit Fluidkernreaktoren====
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[[Datei:OFC 6.svg|800px|links]]

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Fluidkernreaktoren, wie etwa Reaktoren mit einem Kern aus einer 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.<ref>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</ref><ref>ORNL-5018Program Plan for Development of Molten-Salt Breeder Reactors http://www.energyfromthorium.com/pdf/ORNL-5018.pdf</ref><ref>K.H. Thom Der Gasphasenreaktor – Basis neuer Kerntechnologie ISBN 3-88540-000-6</ref><ref>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</ref>

Beachtlich ist, dass Fluidkernreaktoren auch 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. In Reaktoren mit schnellen Neutronen und einer Brutrate von 1 oder mehr (z.B. [[Dual Fluid Reaktor]]) würde es genügen die alten Brennelemente in Chloridsalz zu überführen und mit ca. 1 Gramm pro Minute in den Rücklauf zu geben. In diesem Fall würde die geplante PPU sämtliche Spaltprodukte ausfiltern und in den Reaktor kämen dann nur die 95% U-238, 2% Plutonium 239 und 2% minore Aktinide. Dies passt perfekt, weil ein Reaktor pro Minute ca. 1 Gramm Material spaltet. Gleichzeitig brütet er 1 Gramm U-238 zu PU-239 und die PPU entfernt 1 Gramm Spaltstoffe. Man ersetzt also das fehlende Gramm U-238.
Übrig bleiben im Idealfall nur kurzlebige Spaltprodukte.

====Brennstoffkreislauf mit thermonuklearen Fissionskernreaktoren====
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[[Datei:OFC 7.svg|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf 1.svg|800px|links]]

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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, dass er nach einer erneuten Wiederaufbereitung nicht ohne weiteres 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<ref>Entwicklungsstand des Fortgeschrittenen Druckwasserreaktors (FDWR) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/019/17019726.pdf</ref><ref>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</ref><ref>IAEA Tecdoc-638 Technical aspects of high converter reactors http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_638_web.pdf</ref>. Viele herkömmliche LWR lassen sich prinzipiell zu Hochkonvertern umrüsten

====Uran-Plutonium-Brennstoffkreislauf mit thermischen Reaktoren ohne Uran-Plutonium-Auftrennung====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf2.SVG|800px|links]]

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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, dass 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<ref>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</ref>.

====Thorium-Uran-Brennstoffkreislauf ohne Thorium-Uran-Auftrennung====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf3.SVG|800px|links]]

</div></div>
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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf4.SVG|800px|links]]

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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, dass 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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf4 1.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf5.SVG|800px|links]]

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In diesem Brennstoffkreislauf wird der Kernkraftwerkspark um schnelle [[Brutreaktor|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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf6.SVG|800px|links]]

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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 [[Transmutationsreaktor|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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf7.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf8.SVG|800px|links]]

</div></div>
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-Plutonium-Brennstoffs ist, dass kein neues Plutonium gebildet wird und, dass 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<ref>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</ref> aber nicht wiederaufbereitet. Problematisch ist, dass 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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf9.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf10.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf11.SVG|800px|links]]

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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====
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[[Datei:Brennstoffkreislauf12.SVG|800px|links]]

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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 <ref>General Atomics Energy Multiplier Module EM² http://www.ga.com/energy-multiplier-module</ref>. 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 [[Kernfusionsreaktoren|Fusionsreaktoren]] zum Einsatz die üblicherweise die Wasserstoffisotope Tritium (<sup>3</sup>H) und Deuterium (<sup>2</sup>H) als Brennstoff nutzen. Es gibt auch alternative Fusionsprozesse mit anderen Fusionsbrennstoffen etwa Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium-3, Helium-3-Helium-3 oder Protium (<sup>1</sup>H)-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, dass 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 zu betreiben, bieten diese Brennstoffkreisläufe potenziell viele Vorteile.

====Reiner Fusionsbrennstoffkreislauf====
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[[Datei:Fusion1.SVG|800px|links]]

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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.<ref>Vorlesungsunterlagen "Alternative nukleare Energiesysteme", H. Rauch, [[Atominstitut]] TU Wien</ref>

Im Flussdiagramm dargestellt ist eine Variante mit separatem Tritiumbrüten.

====Fusion-Fission-Brennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren====
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[[Datei:Fusion2.SVG|800px|links]]

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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. <ref>LASL The Fusion-Fission Hybrid As an Alternative to the Fast Breeder Reactor http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/6802010-vExb02/</ref><ref>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</ref> Ein wesentlicher Vorteil gegenüber reinen Fusionsreaktoren ist die Tatsache, dass 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====
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[[Datei:PACER.SVG|800px|links]]

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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 [[Nukleare Fissionssprengkörper|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<ref>Seifritz, Nukleare Sprengkörper ISBN: 3-521-061 43-4 (1984)</ref><ref>McCracken, Stott Fusion: The Energy of the Universe ISBN: 0123846560 (2012)</ref> 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====
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[[Datei:Fusion3.SVG|800px|links]]

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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.<ref>CNIC-01633 AN OVERVIEW OF TRITIUM PRODUCTION http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/35/032/35032523.pdf</ref>

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====
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[[Datei:Fusion4.SVG|800px|links]]

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In diesem Brennstoffkreislauf werden die schnellen Neutronen aus Fusionsreaktoren zum Transmutieren langlebiger nuklearer Abfallstoffe aus den Kernspaltungsreaktoren genutzt.<ref>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</ref>

====Hybridbrennstoffkreislauf mit Hybridreaktoren als Brüter und Spaltungsreaktoren====
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[[Datei:Fusion5.SVG|800px|links]]

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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)<ref>H. Schmale Die prinzipiellen Möglichkeiten der langfristigen Kernenergienutzung im Zusammenhang von Natururanversorgung, Brennstoffkreislauf und Reaktortyp http://publications.rwth-aachen.de/record/70844</ref>. Komplexere Brennstoffkreise werden aufgrund der Größendegression der Kosten 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.<ref>Advanced Fuel Cycle Economic Tools, Algorithms, and Methodologies http://www.wmsym.org/archives/2006/pdfs/6314.pdf</ref>

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 ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Uranbergbau]]
* [[Urankonversion]]
* [[Anreicherung]]
* [[Brennstoff]]
* [[Kernkraftwerk]]
* [[Wiederaufbereitung]]
* [[Brutreaktor]]
* [[Abfallkonditionierung]]
* [[Endlagerung]]

== Weblinks ==
*[http://www.kernenergie.ch/de/uran-und-radioaktivitaet/vom-uranerz-zum-kernbrennstoff-und-wiederaufarbeitung.html Kernenergie.ch: Brennstoffkreislauf in der Schweiz]
*[http://www.kernfragen.de/brennstoffkreislauf Kernenergie.de Brennstoffkreislauf in Deutschland]
*[http://www.kernbrennstoff.de/inhalte/brennstoffkreislauf/brennstoffkreislauf.html Wirtschaftsverband Kernbrennstoff-Kreislauf und Kerntechnik e.V.: Brennstoffkreislauf in Deutschland]

[[Kategorie:Brennstoff]]

2019-02-23T11:31:48Z

Ralph Fischer:

Durch Wiederaufbereitungsverfahren (auch Wiederaufarbeitungsverfahren genannt) wird abgebrannter [[Brennstoff|Kernbrennstoff]] im Zuge des [[Brennstoffkreislauf|Brennstoffkreislaufs]] zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet, da er üblicherweise noch einen großen Anteil Brut- und Spaltmaterial enthält (im Leichtwasserreaktor enthält abgebrannter Kernbrennstoff üblicherweise noch etwa 94-95 % Uran und 1 % Plutonium). Je nach Art des Kernbrennstoffs und der Reaktoren, in denen er eingesetzt wird, unterscheiden sich die dafür erforderlichen Maßnahmen. Im Fall von Kernspaltungsbrennstoff werden die entstandenen Spaltprodukte im Zuge der Wiederaufbereitung üblicherweise teilweise oder vollständig abgetrennt, fallweise kann auch eine Auftrennung von Spaltstoff und Brutstoff und fallweise minoren Aktiniden erfolgen. Das gegenwärtig verbreitetste Wiederaufbereitungsverfahren ist das [[PUREX]]-Verfahren, ein nasschemisches Verfahren, welches sich für Uran-Plutonium Brennstoff eignet und bei dem Plutonium und Uran voneinander und von den Spaltprodukten getrennt werden können. Abgesehen davon wurden bis heute Dutzende weitere Verfahren mit verschiedenen Vor- und Nachteilen entwickelt und noch etliche weitere vorgeschlagen, die aber bisher nicht großtechnisch umgesetzt wurden.

[[Brutreaktor|Brutreaktoren]], die mehr Spaltstoff durch Brutvorgänge produzieren als sie verbrauchen, sind unvermeidbar auf Wiederaufbereitung angewiesen. Sie führen zu einer wesentlich besseren Ausnutzung des Kernbrennstoffs. Dadurch wird die Menge an hochradioaktivem Müll geringer, aber dafür bleiben die Rückstände aus der Wiederaufbereitung und die Brennstäbe. Da theoretisch nur etwa 10% des Brennmaterials gespalten werden kann, muss das Material bis zu 10 mal aufbereitet werden um komplett verbraucht zu sein.

Wesentlich besser wären deshalb die Konzepte der [[Fluidkernreaktoren]], deren Brennstoff im laufenden Betrieb kontinuierlich aufbereitet wird.

== Geschichte der Wiederaufbereitung ==

=== Frühe militärische Wiederaufbereitung ===
Nachdem man die Tauglichkeit des Elements Plutonium als Kernsprengstoff erkannt hatte, suchte man im Manhattan-Projekt ab 1943 nach Möglichkeiten, dieses Element aus abgebranntem Kernbrennstoff zu extrahieren. Da für die Entwicklung zu Beginn nur mit Hilfe von Teilchenbeschleunigern produzierte Mikrogrammmengen zur Verfügung standen, entschied man sich für ein Verfahren, das auf der selektiven Ausfällung aus einer Lösung basiert, weil ein derartiges Verfahren relativ einfach in diesem Maßstab erprobt werden konnte.

Das Ergebnis dieser Entwicklung war das in der Hanford Site (Washington) umgesetzte ''Bismutphosphatverfahren'', bei dem Plutonium mit Hilfe von Bismutphosphat aus in Salpetersäure aufgelöstem Kernbrennstoff selektiv ausgefällt wird. Die übrige uran- und spaltprodukthaltige Salpetersäurelösung wurde nicht weiterverwendet und wurde (und wird zum Teil bis heute) in großen Tanks zwischengelagert.

Nach dem Krieg begann man in den USA und in anderen Ländern, welche ein Kernwaffenprogramm oder ein Kernenergieprogramm betrieben, alternative Verfahren zur Wiederaufbereitung zu entwickeln, die auch eine Rückgewinnung des Urans erlauben sollten und die dadurch vor allem auch die Abfallvolumina reduzieren sollten. Es wurde auch ein kontinuierlicher Prozessablauf gewünscht, was eine einfachere Automatisierung ermöglichte und wirtschaftliche Vorteile versprach. Neben verschiedenen pyrochemischen Ansätzen wurden vor allem Lösungsmittel-Extraktionen mit Flüssig-Flüssig-Extraktion entwickelt.

In den USA wurde hier zunächst ab 1944 ein Verfahren mit Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel entwickelt (REDOX-Prozess) und ab 1951 großtechnisch umgesetzt, ab 1947 wurde dann Tributylphosphat als Lösungsmittel erwogen (PUREX-Prozess) und ab 1954 großtechnisch umgesetzt. Ein weiteres frühes Verfahren ist das ab 1945 in den USA entwickelte TTA Verfahren mit Thenoyl-trifluoraceton (TTA) als für Plutonium hochselektives Extraktionsmittel. In Großbritannien und Kanada wurde ab 1948 Triglycoldichlorid (Trigly-Prozess), später, ab 1952, Dibutylcarbitol (Butex) als Extraktionsmittel genutzt. In Frankreich wurde von Anfang an (UP1, Inbetriebnahme 1958) auf den PUREX-Prozess nach amerikanischem Vorbild gesetzt.

Ein wesentlicher Unterschied aller militärischen Wiederaufbereitungsverfahren im Vergleich zur späteren zivilen Wiederaufbereitung ist die Tatsache, dass der Kernbrennstoff für die Produktion von möglichst isotopenreinem Plutonium-239 in thermischen Reaktoren nur sehr geringe Abbrände aufwies. Die Menge an Spaltprodukten in Relation zur Menge an Schwermetall war daher eine ganz andere, bei der Aufbereitung von zivilem Leichtwasserreaktorbrennstoff ist die Spaltproduktkonzentration etwa 1000 mal so hoch. Daher konnte der Strahlenschutz in der militärischen Wiederaufbereitung erheblich einfacher umgesetzt werden, auch die Wartung und nachträgliche Modifikation der Anlagen war einfacher.

Diese militärischen Wiederaufbereitungskapazitäten, insbesondere kleinere Anlagen wurden später häufig auch für zivile Zwecke mitgenutzt, etwa zur Wiederaufbereitung von Forschungsreaktorbrennstoff oder um Plutonium als Brennstoff für den Betrieb experimenteller schneller Reaktoren zur Verfügung zu stellen. Auch der Brennstoff militärischer U-Boot Reaktoren und anderer militärischer Leistungsreaktoren wurde häufig wiederaufbereitet da das damals häufig genutzte hochangereicherte Uran sehr teuer war.

=== Erste zivile Anlagen ===
Nachdem in den 1950er Jahren die ersten kommerziellen Kernkraftwerke gebaut wurden, wuchs auch das Interesse in der zivilen Wirtschaft am Bau und Betrieb von Wiederaufbereitungsanlagen zum Schließen des nuklearen Brennstoffkreislaufs.

Die erste rein zivile Wiederaufbereitungsanlage war das Western New York Nuclear Service Cente in West Valley und wurde von Nuclear Fuel Services Inc., einer Tochterfirma des Chemiekonzerns W.R. Grace Company, gebaut und betrieben. Die großtechnisch ausgeführte PUREX Anlage ging 1963 in Bau, 1966 in Betrieb und hatte eine Kapazität von 1 Tonne pro Tag. Auch in Europa gingen kleine zivile Prototypenwiederaufbereitungsanlagen in Betrieb, etwa 1967 die von der OECD finanzierte Eurochemic-Anlage in Mol, Belgien mit einer Kapazität von 400 kg/Tag, 1970 folgte die von der CNEN finanzierte EUREX Anlage in Saluggia, Italien, im Rahmen des [[CIRENE]]-Projekts, die für die Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff, CANDU- und CIRENE-Brennelementen optimiert war, im selben Jahr ging auch die [[Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe]] im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] in Betrieb die mit einer Kapazität von 175 kg/Tag für die Wiederaufbereitung von experimentellem Schnellbrüterbrennstoff aus der [[KNK]] optimiert war. Abgesehen von der wenig erfolgreichen EUREX Anlage basierten all diese Anlagen auf dem PUREX Verfahren das sich damit zumindest vorerst endgültig durchsetzte.

=== Bau großtechnischer ziviler PUREX-Anlagen ===
[[Datei:UsineHague.jpg|miniatur|Die kerntechnische Anlage [[La Hague]] gehört zu den größten Wiederaufbereitungsanlagen der Welt]]
In den 1980er Jahren begann schließlich der Bau großtechnischer, kommerzieller ziviler Wiederaufbereitungsanlagen. Die erste Anlage dieser Art war die PUREX-Anlage UP-2 in [[La Hague]] (Frankreich) mit einer Kapazität von etwa 2,5 Tonnen pro Tag die 1967 in Betrieb ging und bis 1974 betrieben wurde. Ihr folgten die Anlage UP-2-400 (400 Tonnen/Jahr 1976-1990), UP-2-800 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute) und UP-3 (800 Tonnen/Jahr 1990-Heute).

In Großbritannien wurde ab 1983 in [[Sellafield]] die THORP Anlage errichtet die 1992 in Betrieb ging und die über eine Kapazität von 900 Tonnen/Jahr verfügt.

In der Sowjetunion wurde 1978 die Wiederaufbereitungsanlage RT-1 im [[Chemiekombinat Majak]] in der Russischen SSR in Betrieb genommen die eine Kapazität von 400 Tonnen/Jahr besitzt und bis heute in Betrieb ist. Im Bergbau- und Chemiekombinat Schelesnogorsk befindet sich eine weitere Anlage mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau.

In Japan befindet sich die [[Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho]] mit einer Kapazität von 800 Tonnen/Jahr in Bau, sie soll 2021 in Betrieb gehen nachdem die Fertigstellung durch neue Sicherheitsbestimmungen erheblich verzögert wurde.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde ab 1986 die [[Wiederaufbereitungsanlage Wackersdorf]] errichtet, der Bau wurde allerdings 1989 nach Kostenüberschreitungen und massiven Protesten abgebrochen.

=== Entwicklung fortschrittlicher Verfahren ===
[[Datei:Spent nuclear fuel decay sievert.jpg|miniatur|Die notwendige Endlagerdauer und damit die erforderliche Qualität des [[Endlagerung|Endlagers]] ist maßgeblich von der Qualität der Wiederaufbereitung abhängig]]
Bereits in den 1950er Jahren gab es Überlegungen die Kosten der Wiederaufbereitung durch fortschrittliche Verfahren zu reduzieren welche bei gleichem Durchsatz kompaktere, einfachere und damit billigere Anlagen im Vergleich zur PUREX Technik erlauben. Zudem bestand und besteht ein gewisses Interesse darin neben Plutonium und Uran auch andere Elemente aus dem abgebrannten Kernbrennstoff zu extrahieren. Beachtenswert ist auch der Ansatz einen gewissen Spaltproduktanteil im wiederaufbereiteten Brennstoff zugunsten einer einfacheren Aufbereitung in Kauf zu nehmen; die entsprechend höhere Radioaktivität erfordert in diesem Fall allerdings eine vollautomatische Brennstofffertigung. Im Laufe der Zeit wurden mit diesen Zielsetzungen zahlreiche Wiederaufbereitungsprozesse und Teilprozesse entwickelt von denen aber bis heute keiner großtechnisch umgesetzt wurde. Einige Prozesse wurden jedoch bis zur großtechnischen Einsatzreife entwickelt, zu nennen ist insbesondere der US-Amerikanische Pyro-B Prozess und der russische DOVITA Prozess.

Auch nasschemische Verfahren wurden kontinuierlich weiterentwickelt, einerseits mit dem Ziel einer höheren Wirtschaftlichkeit, andererseits mit dem Ziel einer Abtrennung weiterer Elemente, zum Teil spielt auch der bewusste Verzicht auf eine Abtrennung von Plutonium in Reinform (aus politischen Gründen) eine Rolle.

== Wiederaufbereitungsverfahren für Spaltbrennstoff ==
Grundsätzlich sind folgende Wiederaufbereitungsverfahren möglich:
-Teilweise Abtrennung der Spaltprodukte
-Vollständige Abtrennung der Spaltprodukte
-Brutstoffabtrennung
-Spaltstoffabtrennung
-Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff
-Abtrennung der Spaltprodukte und vollständige Trennung aller Aktiniden

Die ersteren beiden Verfahren haben den Vorteil das sie technisch fallweise sehr einfach und [[Proliferation|proliferationsresistent]] sind, der Nachteil ist das der so entstehende neue Brennstoff je nach Reaktortyp aus dem er kommt fallweise einen zu hohen oder zu niedrige Spaltstoffanteil hat. Dieses Problem kann gelöst werden indem er mit frischem hochangereicherten Spaltstoff oder Brutstoff (etwa abgereichertes Uran, Thorium) gemischt wird, ersteres macht den Vorteil der Proliferationsresistenz aber wieder zu nichte. Sind noch nennenswerte Mengen an Spaltprodukten enthalten macht das die Herstellung und Handhabung neuer Brennelemente aus dem wiederaufbereiteten Brennstoff durch deren hohe Redioaktivität und die dementsprechend erforderlichen Strahlenschutzmaßnahmen aufwendig und teuer. Sinn machen solche Verfahren vor allem bei der Nutzung von Brutreaktoren bei denen das Verhältnis von Spaltstoff zu Brutstoff mit zunehmendem Abbrand nicht abnimmt sondern steigt sowie bei der Verwendung von Reaktoren die unterschiedliche Anreicherungen brauchen (etwa Leichtwasser- und CANDU Reaktoren).

Bei der Brutstoffabtrennung wird lediglich der Brutstoff (Uran, Thorium) abgetrennt und weiterverwendet. Das kann insbesondere im Falle von Uran Sinn machen da das Uran abgebrannter Brennelemente in Leichtwasserreaktoren üblicherweise immernoch mehr spaltbares Uran-235 enthält als Natururan. Man vermeidet damit die Proliferationsproblematik, zudem haben viele Länder gar keine Verwendung für Plutonium da sie keine MOX-Brennelementfertigung besitzen.

Die Spaltstoffabtrennung macht insbesondere Sinn wenn man einen großen Bedarf an konzentriertem Spaltstoff hat. Entsprechende Wiederaufbereitungsverfahren wurden vor allem für die militärische Produktion von Plutonium entwickelt und umgesetzt. Für zivile Anwendungen erscheint es wenig sinnvoll den Spaltstoff weiter zu nutzen aber auf das Recycling des Brutstoffs zu verzichten.

Die Abtrennung der Spaltprodukte und Trennung von Brut- und Brennstoff ist die gegenwärtig etablierteste Variante. Man hat hier die größte Flexibilität bei der Zusammensetzung des neuen Brennstoffs bzw. bei der Weiterverwendung der Produkte.

Mit einer zusätzlichen Abtrennung von minoren Aktiniden kann man diese in geeigneten Reaktoren als Spaltstoff nutzen oder zu Spaltstoff transmutieren womit man den Zeitraum über den der verbleibende hochradioaktive Abfall gefährlich ist weiter senken kann.

=== Nasschemische Verfahren ===
Gängige nasschemische Verfahren basieren darauf das der Brennstoff in einer wässrigen Lösung (etwa mit Salpetersäure) gelöst wird. Bei diesem Vorgang werden bereits einige unlösliche Bestandteile abgetrennt, dazu gehören je nach Lösungsmittel unter anderem Edelmetall-Spaltprodukte und/oder Hüllrohre bzw. Hüllrohrreste. Auch gasförmige Spaltprodukte werden beim Auflösen entfernt. Anschließend werden Uran und/oder Thorium und/oder Plutonium und/oder minore Aktinide schrittweise aus der verbleibenden Lösung abgetrennt. Beispielsweise unter Zuhilfenahme spezieller Extraktionsmittel.

==== PUREX ====
Das [[PUREX]] (Plutonium-Uranium-Reduktion-EXtraktionsprozess) Verfahren wurde 1950-1952 am [[Oak Ridge National Laboratory]] entwickelt nachdem das eingesetzte Extraktionsmittel TBP ab 1947 als Plutonium-Uran Extraktionsmittel untersucht wurde, am 4.11.1954 ging die erste großtechnische PUREX Wiederaufbereitungsanlage, der F-Canyon in der [[Savannah River Site]] in Betrieb. Es ermöglicht eine Extraktion von Plutonium, Uran und Neptunium (wobei auf letzteres häufig verzichtet wird) und zeichnet sich im Vergleich zu älteren nasschemischen Verfahren vor allem durch geringere Abfallmengen aus.

Das PUREX Verfahren ist heute hoch entwickelt, optimiert und weltweit etabliert.

Im PUREX Verfahren wird der Brennstoff zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend in rauchender Salpetersäure (welche zur Vermeidung einer kritischen Masse meist mit Gadollinium- oder Cadmiumnitrat versetzt ist) aufgelöst. Dabei werden bereits gasförmige Spaltprodukte (Tritium, Krypton, Xenon, Iod) und Spaltproduktverbindungen ( vor allem Kohlendioxid und Ruthenium(VIII)-oxid) sowie Hüllrohre (die in der Salpetersäure nicht löslich sind) und die ebenfalls unlöslichen Spaltprodukte Molybdän, Zirkonium, Ruthenium, Rhodium, Palladium und Niob abgetrennt.

Anschließend erfolgt eine Flüssig-Flüssig Extraktion, dafür wird die entstandene Lösung mit Wasser verdünnt (3-Molare Salpetersäure) und in Mischern oder Pulskolonnen mit einer Mischung von Dodecan (Kerosin) und Tributylphosphat (TBP) vermengt. Dodecan und TBP sind nicht in der Salpetersäure löslich und schwimmen auf dieser auf. Uran, Plutonium und Neptunium werden dabei an das TBP gebunden und so aus der Salpetersäure extrahiert wobei man sowohl die unterschiedliche Löslichkeit von Plutonium, Uran und Neptunium im TBP verglichen mit Spaltprodukten als auch die Unterschiede in der Reaktionskinetik beim Lösungsvorgang ausnutzt. Bei diesem Schritt werden so bereits über 99% der verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt.

Anschließend wird das Dodecan/TBP "gewaschen" indem es wiederum mit 2-3-Molarer Salpetersäure vermengt wird welche gelöste Spaltproduktspuren abtrennt.

Schließlich werden Uran, Plutonium und fallweise Neptunium mit stark verdünnter Salpetersäure (etwa 0,01-0,1 Molar) aus dem Dodecan/TBP herausgewaschen. Zur Trennung von Uran und Plutonium wird ersteres durch Reduktionsmittel wie etwa Eisen(II)sulfamat oder Hydrazin von Pu4+ zu Pu3+ reduziert (alternativ kann die Oxidation bzw. Reduktion auch elektrochemisch erfolgen) welches schlechter in der organischen Phase löslich ist. Von Bedeutung für die Auftrennung ist je nach Umsetzung auch die unterschiedliche Reaktionskinetik und Löslichkeit in Abhängigkeit von der Temperatur und der Salpetersäurekonzentration.

Plutonium, Uran und fallweise Neptunium werden anschließend noch getrennt von einander weiter gereinigt etwa durch weitere Lösungs- und Extraktionsprozesse. Im Fall des Plutoniums muss dabei sichergestellt werden das sich nirgendwo eine kritische Masse bilden kann. Anschließend werden sie von Nitrat zur weiteren Verwendung zu Oxid umgesetzt. Beispielsweise durch Reaktion mit Kalilauge; dadurch entsteht etwa aus Urannitrat wasserunlösliches Uranoxid und wasserlösliches Kaliumnitrat welches leicht ausgewaschen werden kann.

Zum Entfernen der Spaltprodukte aus der im Prozess genutzten Salpetersäure wird diese kontinuierlich durch Destillation aufbereitet. Das dabei anfallende Spaltproduktnitrat-Konzentrat wird fallweise zu Oxid umgewandelt und kann anschließend weiter aufbereitet werden (etwa zur Extraktion nutzwerter Spaltprodukte). Ansonsten kann es zwischengelagert oder für eine Langzeitlagerung etwa zu Glaskokillen verarbeitet werden.

Beachtlich ist das der ursprüngliche PUREX Prozess (vor allem) in den USA, Großbritannien, Frankreich, der UdSSR bzw. Russland, Japan, Indien und Deutschland teilweise unabhängig voneinander weiterentwickelt, optimiert und implementiert wurde weshalb sich die einzelnen PUREX Anlagen in einigen Bereichen deutlich unterscheiden.<ref>KfK-Berichte KfK1046: Die Wiederaufarbeitung von Uran-Plutonium-Kernbrennstoffen http://bibliothek.fzk.de/zb/kfk-berichte/KFK1046.pdf</ref><ref>Vorlesungsunterlagen TU-Wien Kernbrennstoffkreislauf; Dr. Kronenberg</ref>
<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">Vereinfachtes PUREX Prozessschema (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:PUREX.SVG|mini|800px|links]]

</div></div>

==== PUREX-Modifikationen ====
Der wirtschaftlich erfolgreiche PUREX Prozess wurde mittlerweile mit unterschiedlichen Zielsetzungen weiterentwickelt beispielsweise mit dem Ziel auch thoriumhaltigen Brennstoff wiederaufbereiten zu können oder mit dem Ziel auch andere Aktinide, insbesondere Americium und Curium, abtrennen zu können.

===== UREX =====
Der UREX (von Uranium EXtraction) Prozess ist ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird lediglich Uran abgetrennt, auf eine Abscheidung des Plutoniums wird verzichet. Der verbleibende Abfall kann weiter aufbereitet werden, in diesem Fall wird der UREX Prozess zu einem Teilprozess des UREX+ Verfahrens.

===== UREX+ =====
Unter der Bezeichnung "UREX+" wurden in den USA eine ganze Reihe von Wiederaufbereitungsprozessen entwickelt bei denen im Anschluss an die Uranabtrennung mit dem UREX Verfahren der verbleibende Rest weiter aufgetrennt wird. Dabei können verschiedene Spaltoprodukte und Aktinide für eine gesonderte Abfallbehandlung oder Weiterverwendung schrittweise von den restlichen Spaltprodukten getrennt werden. Bedeutende Teilprozesse sind insbesondere UREX (Abtrennung von Uran und Technetium), FPEX (Abtrennung von Cäsium und Strontium), TRUEX (Abtrennung von Americium, Curium, seltenen Erden), Cyanex 301 (Trennung von Americium, Curium und seltenen Erden) oder TALSPEAK (ebenfalls für die Trennung von Americium, Curium, seltenen Erden) sowie NPEX (Abtrennung von Neptunium und Plutonium). Diese Teilprozesse sind jeweils optional und können je nach Bedarf weggelassen werden.

Zu nennen sind insbesondere die Varianten:

<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 1a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+1a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 2 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+2.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3a (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3a.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 3b (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+3b.SVG|mini|800px|links]]

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<div class="collapsibletemplate collapsed" style="clear:both;">
<div class="collapsibleheader header" style="display:none; font-weight:bold;"><span class="headertext">UREX+ 4 (Flowchart ausklappen)</span></div><div class="body show-on-commons" style="height:auto; width:auto; overflow:auto; text-align:left; border:solid 0px;">

[[Datei:Urex+4.SVG|mini|800px|links]]

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CCD: Chlorierts Kobalt-Dicarbollid als Extraktionsmittel für Cäsium; PEG: Polythylenglycol als Extraktionsmittel für Strontium; beides gelöst in Phenyltrifluormethylsulfon

"A+B" kennzeichnet als Mischung abgetrennte Elemente, "A,B" einzeln abgetrennte Elemente

===== COEX =====
Auch der von AREVA entwickelte COEX Prozess ist eine vereinfachte Variante des PUREX Prozesses. Dabei wird das Plutonium nicht in Reinform abgetrennt sondern als Gemisch mit Uran. Das Uran-Plutonium Verhältnis dieses Gemischs kann dabei in Grenzen variiert werden sodass sich das Produkt für eine direkte Weiterverarbeitung zu Uran-Plutnium Brennstoff eignet; das restliche Uran wird zusammen mit Neptunium separat abgetrennt, anschließend erfolgt eine Trennung von Uran und Neptunium.<ref>COEX process: cross-breeding between innovation and industrial experience http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf</ref>

===== IMPUREX =====
Der IMPUREX (IMproved PUREX) Prozess (auch bekannt als one-cycle PUREX) wurde in den 1980er Jahren am Institut für heiße Chemie im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] entwickelt und zeichnet sich durch einige prozesstechnische Vereinfachungen und Optimierungen gegenüber dem konventionellen PUREX Prozess aus die kompaktere, einfachere und billigere Wiederaufbereitungsanlagen möglich machen sollen.<ref>Journal of Applied Electrochemistry 30: Electrochemical processes for nuclear fuel reprocessing H. SCHMIEDER and U. GALLA Forschungszentrum Karlsruhe</ref>

===== Aqua-Fluor-Prozesses =====
Ein in den 1960er Jahren von GE entwickeltes Hybridverfahren in dem die Reinigung des Urans nach der Grobabtrennung in einem vereinfachten PUREX Prozess trocken durch Fluoridisierung erfolgt.

===== NEXT =====
Der von der JAEA entwickelte NEXT Prozess (New Extraction System for TRU Recovery) ist ebenfalls ein vereinfachter PUREX Prozess. Dabei wird zunächst ein Teil des Urans extrahiert, anschließend werden das verbleibende Uran und alle Transurane gemeinsam extrahiert. Das Transuran-Gemisch wird anschließend zwischengelagert und soll irgendwann entweder weiter aufbereitet oder direkt als Brennstoff für fortschrittliche schnelle Reaktoren genutzt werden.<ref>Solvent Extraction of Actinide Elements in New Extraction System for TRU Recovery (NEXT) http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/fukyu/mirai-en/2006/1_6.html</ref>

===== NUEX =====
Der NUEX Prozess ist ein im vereinigten Königreich entwickeltes Derivat des PUREX Prozesses, er ähnelt im Prinzip dem französischen COEX Prozess. Uran, Plutonium und Neptunium werden gemeinsam abgeschieden, anschließend werden Uran und eine Uran-Neptunium-Plutonium Mischung mit variablem Urananteil voneinander getrennt.

===== Simplified PUREX =====
Ein unter anderem am Bochwar-Institut in Russland entwickelter vereinfachter PUREX Prozess. Dabei werden Uran und Plutonium nach der Trennung voneinander nicht weiter gereinigt und eine gewisse Verunreinigung mit anderen Aktiniden und Spaltprodukten wird in Kauf genommen. Das vereinfacht zwar die Wiederaufbereitung erschwert aber die Brennstoffherstellung da der Strahlenschutzaufwand durch die höhere Aktivität des verunreinigten Brennstoffs steigt.

===== PARC =====
Der PARC Prozess (Partitioning Conundrum-key) ist eine fortschrittliche PUREX Variante welche die Trennung von Uran, Plutonium, Neptunium, Americium und Curium erlaubt. Zudem können die Spaltprodukte Iod und Technetium sowie Kohlenstoff abgeschieden werden.<ref>Research on PARC process for future reprocessing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/008/36008585.pdf</ref>

===== THOREX =====
Unter der Bezeichnung [[THOREX]] (THORium EXtraction) wurden ab Mitte der 1950er Jahren zunächst in den USA, später auch in anderen Ländern Wiederaufbereitungsprozesse entwickelt die auf dem etablierten PUREX Verfahren aufbauen aber für Thorium-Uran Brennstoff geeignet sind. Der THOREX Prozess ist dem PUREX Prozess sehr ähnlich, zum Teil konnten sogar PUREX Anlagen testweise zu THOREX Anlagen umkonfiguriert werden ohne die Anlage selbst umzubauen. Die Auftrennung von Plutonium und Thorium ist bei diesem Prozess allerdings nicht ohne weiteres möglich. Ein Problem ist auch das sich Salpetersäure nicht oder nur sehr eingeschränkt eignet um das Thoriumoxid aufzulösen. Der Salpetersäure wird daher in der Regel Flusssäure beigemischt was aber materialtechnisch anspruchsvoll ist.

===== TRUEX =====
Der in den 1990ern im [[LANL]] entwickelte TRUEX (TRansUranic Extraction)Prozess nutzt zusätzlich zum beim PUREX Prozess eingesetzten Tributylphosphat (TBP) auch Octyl-(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphinoxid (CMPO) als Organisches Extraktionsmittel. Dadurch kann in mehreren Extraktionsstufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium abgetrennt werden. Der Zeitraum über den der Abfall der so praktisch nur noch aus Spaltprodukten besteht sicher gelagert werden muss sinkt gegenüber dem Abfall der PUREX Wiederaufbereitung von etwa 10000 auf etwa 1000 Jahre. Zudem hat das Americium für einige technischen Anwendungen einen gewissen Nutzwert.
<ref>TRUEX processing of plutonium analytical solutions at Argonne National Laboratory http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/219306</ref>

===== UNEX =====
Beim UNEX (UNiversal EXtraction) Prozess werden verschiedene Lösungsmittel verwendet um verschiedene Spaltprodukte und Aktinide die bei der Wiederaufbereitung mit dem PUREX Prozess zurückbleiben für eine gesonderte Behandlung, Lagerung oder Weiterverwendung abtrennen zu können.<ref>Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment http://store.elsevier.com/Advanced-Separation-Techniques-for-Nuclear-Fuel-Reprocessing-and-Radioactive-Waste-Treatment/isbn-9780857092274/</ref>

===== DIDPA =====
Dieser Ende der 1980er vom JAERI entwickelte Prozess nutzt zusätzlich zum vom PUREX Prozess bekannten Tributylphosphat (TBP) auch die namensgebende Diisodecylphosphorsäure (DIDPA) als Extraktionsmittel. Damit können in mehreren Stufen neben Uran, Plutonium und Neptunium auch Americium und Curium sowie Platinmetalle, Cäsium und Strontium abgetrennt werden.<ref>Untersuchungen zur Abtrennung, Konversion und
Transmutation von langlebigen Radionukliden http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/46/109/46109545.pdf</ref><ref>The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements https://books.google.at/books?id=9vPuV3A0UGUC&pg=SL9-PA47&lpg=SL9-PA47&dq=DIDPA+actinide+extraction&source=bl&ots=W-cvO3KUHN&sig=_JaLiUYPEFyQv2FBD-fm_0AjJVg&hl=de&sa=X&ved=0ahUKEwi0t4bbj8nMAhWFthQKHVR8CbkQ6AEIKTAC#v=onepage&q=DIDPA&f=false</ref>

==== TALSPEAK ====
Der TALSPEAK (Trivalent Actinide Lanthanide Separation by Phosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) Prozess wurde in den 1960ern im ORNL und später auch KfK entwickelt und ist damit einer der ältesten Wiederaufbereitungsprozesse der in technischem Maßstab umgesetzt wurde und der für die Extraktion von Americium und Curium bzw. deren Trennung von den Lanthaniden geeignet ist. Auch der TALSPEAK-Prozess ist ein nasschemischer Flüssig/Flüssig Extraktionsprozess mit einem organischen Extraktionsmittel, zum Einsatz kommt hier HDEHP (Di-(2-ethylhexyl)phosphorsäure). Der TALSPEAK Prozess kann mit anderen Prozessen wie etwa PUREX oder UREX zur Extraktion anderer Aktinide kombiniert werden.<ref>Talspeak: a new method of separating americium and curium from the lanthanides by extraction from an aqueous solution of an aminopolyacetic acid complex with a monoacidic organophosphate or phosphonate http://web.ornl.gov/info/reports/1964/3445604437152.pdf</ref>

==== TRAMEX ====
Der TRAMEX-Prozess ist einer der ältesten Prozesse zur Trennung von Americium, Curium und diversen Spaltprodukten. Zur selektiven flüssig-flüssig Extraktion von Americium und Curium aus der mit Salzsäure und Lithiumchlorid versetzten wässrigen Phase in eine organische Phase werden dabei organische Salze, etwa Trialkylamine oder Tetraalkylammoniumsalze eingesetzt. Bei einem Einsatz des TRAMEX-Prozesses in Kombination mit dem PUREX Prozess muss die Nitratlösung aus dem Abfallstrom des PUREX-Prozesses zunächst in eine saure Chloridlösung umgewandelt werden. Es waren aber auch modifizierte Varianten des TRAMEX-Prozesses für Nitratlösungen in Entwicklung.<ref>Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management http://www.springer.com/us/book/9780792356387</ref>

Letztendlich wurde die Entwicklung des TRAMEX-Prozesses allerdings zugunsten anderer Prozesse wie etwa TALSPEAK und DIAMEX/SANEX weitgehend eingestellt.

==== DIAMEX ====
Der von der CEA entwickelte DIAMEX-Prozess (DIAMide EXtraction) dient zur Abtrennung von Americium, Curium und Lanthaniden aus der Abfalllösung des PUREX Prozesses. Dabei wird auf den Einsatz phosphorhaltiger Lösungsmittel verzichtet; die Entsorgung von Radiolyseprodukten der Extraktionslösung wird so einfacher. Als Extraktionsmittel kommt Dimethyldibutyltetradecylmalonsäurediamid (DMDBTDMA) zum Einsatz. Vorteile gegenüber dem TRUEX-Verfahren sind eine einfachere Rückextraktion, eine einfachere Regenaration des Lösungsmittels und weniger Zersetzungsprodukte des Lösungsmittels als Sekundärabfälle; Nachteile beinhalten eine geringe Mitextraktion von Mo, Zr, Fe, Pd und Ru.

==== SANEX ====
Der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess dient zur selektiven Extraktion von Americium und Curium aus dem Produkt des DIAMEX-Prozesses. Dafür wurden im Lauf der Zeit verschiedene Extraktionsmittel entwickelt.

===== GANEX =====
Der GANEX (Grouped actinides extraction) Prozess ist eine Weiterentwicklung des DIAMEX/SANEX Prozesses. Dabei werden die Aktinide gemeinsam extrahiert und unter Nutzung weiterer Lösungsmittel voneinander getrennt.

==== Wässrige elektrochemische Wiederaufbereitung ====
Uranoxid lässt sich -wie man im Zuge der Endlagerforschung herausgefunden hat- nicht nur in Salpetersäure sondern auch etwa in einer wässrigen Ammoniumcarbonatlösung auflösen. Fließt ein elektrischer Strom wobei der Brennstoff (Uranoxid ist ein Halbleiter der in abgebranntem Zustand hochdotiert und damit leitfähig ist) als Anode dient und der Behälter als Kathode kann der (ansonsten recht langsame) Lösungsvorgang beschleunigt werden. Uran und Plutonium bleiben dabei in Lösung, die meisten Spaltprodukte und minore Aktinide fallen als unlösliche Carbonatsalze und Hydroxide an. Die übrigen Spaltprodukte, im Wesentlichen Cäsium, Zirkonium und Molybdän, werden nun mit einem Amidoxim-Ionentauscher gebunden, anschleßend werden Uran und Plutonium durch Zugabe von Ammoniakwasser ausgefällt.<ref>Anodic Dissolution of UO2 Pellet Containing Simulated Fission Products in Ammonium Carbonate Solution http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/18811248.2006.9711087</ref>

==== Bismutphosphat ====
Das Bismutphosphatverfahren basiert auf der selektiven Ausfällung von Plutonium aus einer Lösung und war das weltweit erste Wiederaufbereitungsverfahren. Entwickelt wurde es ab 1942 im Rahmen des Manhattan Projekts in den USA zu einem Zeitpunkt an dem Plutonium nur in Mikrogrammmengen zur Verfügung stand. Daher entschied man sich für ein Fällungsverfahren welches in diesem Maßstab relativ leicht entwickelt werden kann das dafür aber prozesstechnisch aufgrund der Diskontinuität problematisch ist.

Versuche zeigten das sich dafür von allen getesteten Stoffen vor allem Bismutphosphat und Lanthanfluorid eignen, aus Gründen des Korrosionsschutzes entschied man sich für das unproblematischere Bismutphosphat.

Der abgebrannte Kernbrennstoff wird zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Die Lösung muss stark sauer sein um eine Mitfällung des Urans zu vermeiden. Anschließend wird Bismutphosphat hinzugegeben welches Plutonium, Zirkonium und einige seltene Erden aus der Lösung ausfällt. Um reineres Plutonium zu gewinnen wurde der Niederschlag ausgefiltert und wiederum in ein Salpetersäurebad eingebracht wo das unlösliche Plutonium-IV durch Oxydation mit Bichromat oder Wismutat selektiv zu löslichem Plutonium-II Oxid oxydiert (Zirkonium und seltene Erden verbleiben im Niederschlag) und anschließend wieder ausgefällt. Dieser Prozess wurde noch ein mal wiederholt wobei das Plutonium zuletzt durch Reduktion mit Eisen-II niedergeschlagen wird. Anschließend erfolgt ein erneuter Oxydationsschritt und anschließend eine Ausfällung mit Lanthanfluorid welches eine höhere Pu-Konzentration im Niederschlag erlaubt. Anschließend wurde das Plutonium als Peroxid abgetrennt. Für die Herstellung von Kernsprengstoff wurde das Plutonium anschließend zu Metall reduziert und durch metallurgische Verfahren zu hochreinem, als Kernsprengstoff geeignetem Plutonium umgewandelt.

Auf die Rückgewinnung von Uran wurde bei dem Verfahren zunächst verzichtet weshalb das Abfallvolumen sehr groß ist. Zum Teil wurde das Uran allerdings später mit einer Variation des Hexon-Prozesses aus den Abfällen abgetrennt und weitergenutzt.

In größerem Maßstab wurde das Verfahren ab 1944 in den Clinton Engineering Works, später in Oak Ridge angewendet. In großtechnischem Maßstab dann ab Anfang 1945 bis 1951 in Hanford.

==== Hexon ====
Der Hexon Prozess wurde ab 1944 in den USA als Reserveprozess zum Fällungsverfahren (Bismutphosphatverfahren) entwickelt und war der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion. Dabei dient Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel welches damals als Lack-Verdünnungsmittel praktischerweise billig und einfach verfügbar war. Im einfachen Hexon Prozess wird lediglich Uran oder Plutonium extrahiert nicht aber beides. Es wurden verschiedene Varianten für die Extraktion von Uran aus hochangereichertem Brennstoff, für die Extraktion von Plutonium und für die Extraktion von Uran aus Thorium-Uran Brennstoff entwickelt. Ähnlich wie beim PUREX Verfahren wird der Kernbrennstoff im Hexon Prozess zunächst in konzentrierter Salpetersäure aufgelöst. Anschließend muss die Salpetersäurekonzentration durch Verdünnung oder Neutralisation reduziert werden da das Hexon in konzentrierter Salpetersäure nicht beständig ist und zu explosiven Verbindungen nitriert werden kann. Der Lösung wird nun ein Oxydationsmittel hinzugegeben, anschließend wird sie mit dem Hexon gemischt wobei Plutonium und/oder Uran in die Organische Phase übergehen.

==== REDOX ====
Der REDOX-Prozess ist der erste Wiederaufbereitungsprozess auf Basis der Flüssig-Flüssig Extraktion bei dem Uran und Plutonium getrennt voneinander gewonnen werden konnten. Er wurde in den späten ab 1940er Jahren in den USA auf Basis des zuvor entwickelten Hexon Prozesses entwickelt und ab 1948 testweise und 1951-1960 in der dortigen militärischen Wiederaufbereitung großtechnisch umgesetzt, zum Teil auch zur Wiederaufbereitung von hochangereichertem Forschungsreaktor- und Schiffsreaktorbrennstoff. Wie beim Hexon-Prozess auf dessen Basis er entwickelt wurde dient dabei Methylisobutylketon (Hexon) als Extraktionsmittel. Wie beim Purex Prozess werden dabei zunächst Plutonium und Uran gemeinsam extrahiert, durch einen anschließenden Reduktionsprozess (daher REDOX) mit Eisen-II wurde das Plutonium selektiv wieder in die wässrige Phase überführt und so vom Uran getrennt.

Aufgrund diverser Nachteile (unter anderem Nitrierung des Hexons bei hohen Salpetersäurekonzentrationen, schlechte Entfernung der Spaltprodukte Zirkonium, Niob, Cer) wurde der REDOX Prozess bald zugunsten des ähnlichen PUREX Prozesses aufgegeben.

==== TTA ====
Das Extraktionsmittel Thenoyl-trifluoraceton kann als hochselektives Extraktionsmittel zur Flüssig-Flüssig Extraktion von Plutonium genutzt werden was bereits 1945 in den USA erkannt wurde. Durch die hohe Selektivität reicht ein einziger Extraktionsschritt aus. Die Geschwindigkeit der Extraktion stellte sich allerdings als unpraktikabel langsam heraus weshalb das Verfahren nie großtechnisch umgesetzt wurde.

==== Trigly ====
Das Trigly Verfahren war ein ab 1945 in Großbritannien und Kanada entwickeltes und zwischen 1948 und 1956 großtechnisch in Chalk River umgesetztes Verfahren zur flüssig-flüssig Extraktion von Plutonium. Als Extraktionsmittel dient hier Triglykol-dichlorid "Trigly". Die Plutonium-Ausbeute erreichte allerdings nur 90% und das Uran konnte nicht wiederverwendet werden. Daher wurde das Verfahren schließlich eingestellt.

==== Ionentauscher ====
Der erste Wiederaufbereitungsprozess durch Ionentauscher wurde bereits Anfang der 1950er Jahre in Kanada als Ersatz für das unbefriedigende Trigly-Verfahren entwickelt. Dabei wird Plutonium aus einer salpetersauren Kernbrennstofflösung selektiv durch spezielle Anionentauscher adsorbiert. Das Verfahren hatte aber den Nachteil der Diskontinuität und hatte nur eine geringe Kapazität, es wurde nur zwischen 1954 und 1956 umgesetzt, anschließend stoppte Kanada die Wiederaufbereitung gänzlich.

==== BUTEX ====
Der BUTEX Prozess wurde in Großbritannien entwickelt und ähnelt dem PUREX Prozess wobei allerdings (bis auf eine Extraktionsstufe die zur Abscheidung des Ruthens dient) das TBP als Extraktionsmittel durch BUTEX (Dibutoxy-diäthyläther) ersetzt wurde. Das Verfahren wurde ab 1951 in Windscale großtechnisch umgesetzt konnte sich aber unter anderem aufgrund von im Vergleich zum PUREX Prozess höheren Materialkosten nicht durchsetzen.

==== TRPO ====
Der TRPO Prozess wurde in der VR China zur Abtrennung von Actiniden entwickelt. Als Extraktionsmittel kommt hier 30% TRPO (Trialkylphosphinoxid) in Dodekan oder Kerosin zum Einsatz. Da die Löslichkeit der einzelnen Aktinide im TRPO in Abhängigkeit von der Salpetersäurekonzentration unterschiedlich ist ist eine Trennung möglich. Americium und Curium können allerdings nur gemeinsam mit Seltenerdelementen abgeschieden werden.

==== Cyanex ====
Bei diesem Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess welcher dem TRPO Prozess ähnelt kommen die in der konventionellen chemischen Industrie verbreiteten Extraktionsmittel Cyanex-301 (Bis(2,4,4-trimethylpentyl)dithiophosphinsäure) und Cyanex-923 (Phosphinoxidmischung) zum Einsatz.

==== SREX ====
Der SREX (StRontium EXtraction) Prozess ist ein Flüssig-Flüssig Extraktionsprozess der am INEL entwickelt wurde um nutzwertes Strontium-90 aus dem Abfallstrom der PUREX Aufbereitung zu extrahieren.<ref>Demonstration of the SREX process for the removal of Sr-90 from actual highly radioactive solutions in centrifugal contractors http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/565286</ref>

==== FPEX ====
Der FPEX (Fission Product EXtraction) Prozess wurde entwickelt um die Spaltprodukte Cäsium und Strontium durch flüssig-flüssig Extraktion abzuscheiden. Der Prozess kann insbesondere als Ergänzung zum PUREX oder UREX Prozess genutzt werden um diese Spaltprodukte für diverse radiomedizinische und technische Anwendungen zu gewinnen oder um sie durch Transmutation unschädlich zu machen.

==== AHA ====
Mit Hilfe von Acetohydroxamid (AHA) können Plutonium und Neptunium in die Oxidationsstufe 4+ reduziert und so nach vorheriger gemeinsamer Abtrennung von Uran getrennt werden.

==== ARTIST ====
Der ARTIST (Amide-based Radio-resources Treatment with Interim Storage of Transuranic) Prozess wurde vom JAERI entwickelt um alle Aktinide gemeinsam aus abgebranntem Kernbrennstoff abtrennen zu können. Dem Konzept nach wird anschließend das Uran abgetrennt, die Spaltprodukte werden für die Endlagerung konvertiert und die anderen Aktinide werden bis zu einer weiteren Verwendung zwischengelagert. Als Extraktionsmittel kommen N,N-dialkyl-monoamid (BAMA) und für die Uranextraktion N,N-di-(2-ethyl)hexyl-2.2-dimethylpropanamid (D2EHDMPA) in Dodecan zum Einsatz.<ref>Study on Selective Separation of Uranium by N,N-dialkylamide in ARTIST Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/010/36010983.pdf</ref>

==== Kristallisation & Sedimentation ====
Ein Japanisches Konsortium entwickelte einen Wiederaufbereitungsprozess bei dem der Kernbrennstoff zunächst wie üblich in Salpetersäure aufgelöst wird. Um Plutonium mitextrahieren zu können kann dieses bei der Lösung in der Salpetersäure ebenfalls in den 6-wertigen Zustand versetzt werden indem die Lösung bei erhöhter Temperatur und erhöhtem Druck erfolgt. Anschließend wird ein großer Teil des Uranylnitrats und fallweise Plutonylnitrats bei einer Temperatur von -20°C...-30°C selektiv aus der Lösung ausgefällt und durch Filtrieren oder Zentrifugieren abgeschieden; durch eine Temperaturerhöhung kann das abgetrennte Uranylnitrat bzw. Plutonylnitrat erneut verflüssigt und der Vorgang zur Erhöhung des Dekontaminationsfaktors wiederholt werden. In einem weiteren Schritt werden die Spaltprodukte aus der verbleibenden Lösung getrennt indem Natriumcarbonat hinzugegeben wird; dieses führt dazu das zahlreiche Spaltprodukte unlösliche Verbindungen bilden und als Sediment abgeschieden werden können während Plutonium und das verbleibende Uran in Lösung bleiben. In einem weiteren Schritt werden Cäsium, Rohdium und Palladium mit Hilfe von Natriumtetraphenylborat aus der Lösung abgeschieden. In einem weiteren Schritt werden Uran und Plutonium ausgefällt indem Natronlauge hinzugegeben wird. Technetium, Rehnium, Molybdän und Zirkonium verbleiben in der Lösung.<ref>Approach to the extreme safety in a nuclear fuel reprocessing system in mild aqueous solutions http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/040/30040182.pdf</ref> Das Verfahren basiert auf Entwicklungen zur Produktion von Uran-Plutonium Mischoxidkristallen durch das AUPuC Verfahren in Deutschland. Darauf aufbauende Wiederaufbereitungsprozesse wurden auch in den USA entwickelt.<ref>W. Stoll: Plutonium in Hanau</ref>

==== BTP/TRPO/TOPO ====
Dieses in der VR China entwickelte Verfahren ähnelt dem PUREX Verfahren es werden aber abwechselnd verschiedene Extrektionsmittel anstelle von TBP verwendet: TRPO (Trialkylphosphinoxid), TOPO (Trioctylphosphinoxid) und eventuell auch BTP (Bis-Triazinpyridin). Diese Extraktionsmittel sind im Vergleich zu TBP weniger anfällig für Radiolyse zudem können die verschiedenen Transurane durch die Unterschiedliche Löslichkeit in den verschiedenen Lösungsmitteln relativ leicht getrennt werden womit eine Abtrennung aller Transurane sowie einiger Spaltprodukte relativ leicht möglich ist, sie sind auch billiger.

==== TCA ====
Bei diesem von Italien und der EURATOM entwickelten Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren das in der EUREX Wiederaufbereitungsanlage umgesetzt wurde wird eine Mischung von 4% Tricaprylamin (TCA) und Solvesso 100 als Extraktionsmittel eingesetzt.

Das Verfahren wurde primär für die Uranrückgewinnung aus hochangereichertem Forschungsreaktorbrennstoff eingesetzt, Probleme gab es bei der Extraktion von Plutonium.
<ref>ITALIAN PROGRESS REPORT ON REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/4761773</ref>

==== Sonstige wässrige Verfahren ====
Im Laufe der Zeit wurden noch zahlreiche weitere nasschemische Wiederaufbereitungsverfahren vorgeschlagen, etwa Flüssig-Flüssig Extraktion mit Kronenethern, Beta-Diketonen, Picolinamiden, Diphosphonaten, Calixarenen sowie weitere Prozesse unter Nutzung von Ausfällung oder Abschlämmen/Flotation, Chromatographie, Membranextraktion und was einem sonst noch so alles einfallen mag.

=== Trockene Verfahren ===
Auch wenn zum Teil alle nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsverfahren als "trocken" bezeichnet werden konzentriert sich dieser Abschnitt auf Verfahren bei denen der abgebrannte Brennstoff nicht in einer Flüssigkeit aufgelöst sondern in trockener Form, als Feststoff behandelt wird.

==== Ausbrennen der Spaltprodukte ====
Bei diesem Verfahren macht man sich den hohen Schmelzpunkt von Uranoxid (2865 °C), Plutoniumoxid (2800 °C) oder fallweise von Nitriden Urannitrid (~2805 °C) und Plutoniumnitrid (~2770 °C) im Vergleich zu den Schmelz- und insbesondere auch Siedepunkten der Spaltprodukte zu nutze. Durch Erhitzung des Brennstoffs im Schutzgas oder Vakuum auf Temperaturen über 2000 °C gehen viele Spaltproduktverbindungen in den gasförmigen Zustand über oder schmelzen und können so abgetrennt werden. Dieses Verfahren ist sehr einfach eignet sich aber nur zur groben Entfernung mancher Spaltprodukte.

==== REPA ====
Das am Bochwar Institut und am Khlopin-Radiuminstitut in Russland entwickelte REPA (REprocessing and PArtitioning) Verfahren ist ein hybrides trockenes/nasschemisches Wiederaufbereitungsverfahren. Zunächst wird der abgebrannte Uranoxidbrennstoff mechanisch zerkleinert und mit einer wässrigen Natronlaugelösung getränkt. Anschließend wird er getrocknet und in einer Luft- oder Sauststoffatmosphäre auf 350-400 °C erhitzt. Im folgenden Schritt wird er abgekühlt und es wird wieder Wasser hinzugegeben wobei zahlreiche Spaltproduktverbindungen bzw. durch Reaktion mit der Lauge gebildete wasserlösliche Spaltprodukt-Natrium Verbindungen (vor allem Mo, Cs, Tc, I, C, Sb, Se Verbindungen) in Lösung gehen und mit dieser entfernt werden können. Als nächsten Schritt wird der Brennstoff erneut getrocknet und dann in Salpetersäure aufgelöst. Die Salpetersäure wird nun verdampft und es bleibt ein flüssiges Konzentrat zurück das hauptsächlich aus Urannitrat-hydrat besteht. Dieses zeichnet sich durch einen sehr niedrigen Schmelzpunkt von weniger als 60 °C aus. Durch Abkühlung kann man dieses Urannitrat-hydrat nun einigermaßen selektiv auskristallisieren. Man enthält nun zwei Produkte, das auskristallisierte besteht zu einem Großteil aus Urannitrat-hydrat, der Rest enthält besteht hauptsächlich aus Plutoniumnitrat-Hydrat und verbleibenden Spaltproduktverbindungen.

Im nächsten Schritt werden der plutoniumreiche und der uranreiche Anteil durch ein einstufiges PUREX Verfahren gereinigt; sie werden in Salpetersäure aufgelöst und anschließend mit TBP durch Flüssig-Flüssig Extraktion herausgelöst wodurch die verbleibenden Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die Aktiniden durch eine erneute Flüssig-Flüssig Extraktion mit verdünnter Salpetersäure aus dem TBP herausgelöst und zu Brennstoff weiterverarbeitet.

Warum nicht gleich PUREX? Weil man den PUREX Prozess für die Endreinigung so wesentlich einfacher (einstufig) aufbauen kann und weil durch das vorherige Entfernen vieler Spaltprodukte die Aktivität des Prozesses in der PUREX Stufe stark vermindert ist was den Strahlenschutz vereinfacht und die TBP Zersetzung durch Radiolyse reduziert.

Das REPA Verfahren basiert auf einem ähnlichen Verfahren zur Wiederaufbereitung von Thorium-Uran Brennstoff.<ref>New radiochemical technologies of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing https://www.ipen.br/biblioteca/cd/unepapers/2004/pdf/11_Session_G/IAEA-CN-114_G-13.pdf</ref>

==== Flouridisierung ====
Bei diesem Wiederaufbereitungsverfahren macht man sich die Tatsache zu nutze das Uran verschiedene Fluoride bilden kann, insbesondere Uranhexafluorid und Urantetrafluorid. Ersteres lässt sich -im Gegensatz zu anderen Aktinidenfluoriden und im Gegensatz zu den allermeisten Spaltproduktfluoriden- bereits bei Raumtemperatur und niedrigem Druck vom festen in den gasförmigen Aggregatzustand überführen, bei Temperaturen ab 64,1 °C und erhöhtem Druck auch in den Flüssigen Zustand. Unter Ausnutzung dieser Eigenschaften lässt sich Uran relativ einfach aus dem abgebrannten Brennstoff abtrennen, ein ähnliches Verfahren wird auch häufig benutzt um Natururankonzentrat (Yellow Cake) vor der Brennstoffproduktion oder Anreicherung zu reinigen.

Neben Uran lassen sich auf diesem Weg prinzipiell auch Plutonium und Neptunium abtrennen. Ein Problem ist das es auch einzelne Spaltproduktfluoride mit ähnlichen Eigenschaften gibt die mitextrahiert werden können, etwa Osmiumhexafluorid. Thorium, Americium und Curium bilden keine Hexafluoride und lassen sich nicht auf diesem Weg abtrennen. Um diese Probleme zu beheben kann man das Fluoridisierungsverfahren mit anderen Wiederaufbereitungsverfahren kombinieren. Die Wiederaufbereitung durch Fluoridisierung wurde in Japan als FLOUREX-Prozess bis zur Anwendungsreife entwickelt.

Auch in der UdSSR und der DDR wurde ein auf Flouridisierung basierender Wiederaufbereitungsprozess entwickelt und in der FREGAT Anlage erprobt, im tschechischen Kernforschungszentrum NRI Rez wird an einem derartigen Verfahren als Teilprozess eines Salzschmelzreaktorbrennstoffkreislaufs (MSTR) gearbeitet.

==== Chloridisierung ====
Die Chloridisierung ist ein ähnliches Verfahren wie die Fluoridisierung mit dem Unterschied das anstelle von Fluor beziehungsweise Uran-Fluorverbindungen Chlor bzw. Uran-Chlor Verbindungen eingesetzt werden.

==== METROX ====
Das METROX Verfahren (MEtal Recovery from OXide fuel) Verfahren wurde für die Wiederaufbereitung von in Graphit eingebetteten Brennstoffpartikeln von Hochtemperaturreaktoren entwickelt. Der Brennstoff wird dabei zunächst zermahlen wobei bereits die gasförmigen Spaltprodukte abgetrennt werden. Anschließend werden die schwereren Brennstoffstaubpartikel und die leichteren Graphit- und Siliziumcarbid Partikel in Zyklonabscheidern oder mit anderen aerodynamischen Verfahren getrennt. Der so konzentrierte Brennstoff wird nun durch Chloridisierung zunächst zu Uranoxychloid umgesetzt welches mit dem übrigen Kohlenstoff zu CO<sub>2</sub>, Urantetrachlorid und Uranmetall reagiert.<ref>Deep Burn: Development of Transuranic Fuel and Fuel Cycles for High Temperature Gas-Cooled Reactors
https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-12-07-12-09-NPTDS/TM_Deep_Burn/B06a_Deep_Burn_Complete_Document_Final_09-23-09_copy.pdf</ref>

==== Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff ====
Durch die abwechselnde Reaktion von (speziell von oxidischem) Brennstoff bei hohen Temperaturen mit Sauerstoff und reduzierendem Gas (etwa Wasserstoff, Kohlenmonoxid) bei hohen Temperaturen können viele Spaltprodukte in gasförmigen Zustand überführt und so aus dem Brennstoff entfernt werden. Das Verfahren ist einfach allerdings können auf diesem Weg nicht alle Spaltprodukte entfernt werden und es ist nicht möglich die Aktiniden zu trennen.

===== OREOX =====
Der OREOX Prozess ist ein Wiederaufbereitungsprozess der nach dem Prinzip der Oxidation und Reduktion mit Sauerstoff funktioniert und der von ACEL in Zusammenarbeit mit KAERI und dem US Energieministerium im Zuge der Entwicklung des [[DUPIC]] Brennstoffkreislaufs (direkte Verwendung von abgebranntem LWR Brennstoff in CANDU Reaktoren ohne Plutonium-Uran Auftrennung) entwickelt wurde.

Der Brennstoff wird zunächst mechanisch zerkleinert und anschließend abwechselnd durch die Reaktion einem wasserstoffhaltigen Gasgemisch bei hohen Temperaturen reduziert und durch Reaktion mit Sauerstoff bei hohen Temperaturen wieder oxidiert. Dabei geht ein großer Teil der Spaltprodukte in die gasförmige Phase über und kann so entfernt werden.

Das zurückbleibende Pulver das hauptsächlich aus Uranoxid und anderen Aktinidenoxiden, insbesondere Plutoniumoxid besteht kann nun direkt oder nach Mischung mit abgereichertem Uranoxidpulver zu Brennstoffpellets für CANDU Brennstoff weiterverarbeitet werden.<ref>AECL's progress in developing the DUPIC fuel fabrication process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/30/000/30000506.pdf</ref>

===== Voloxidation =====
Bei diesem Verfahren wird der Kernbrennstoff in einer Sauerstoffatmosphäre erhitzt. Einige Spaltprodukte wie etwa Wasserstoff (Tritium) sowie Kohlenstoff (C-14) werden dabei ausgebrannt. Der übrige Brennstoff kann anschließend einer nasschemischen Aufbereitung unterzogen werden. Mit diesem Verfahren kann verhindert werden das C-14 und Tritium bei der nasschemischen Wiederaufbereitung in den Kreislauf und letztendlich in die Umwelt gelangen. Durch die Voloxidation wird der Brennstoff zudem zu Staub zerkleinert außerdem lässt sich nicht-oxidischer Brennstoff (Nitrid, Carbid, Metall usw.) zu Oxid umwandeln, im Fall von Nitrid kann auch der (fallweise wertvolle weil isotopenangereicherte) Stickstoff abgeschieden werden.

==== Super-DIREX ====
Bei dem in Japan entwickelten Super-DIREX (Supercritical Fluid Direct Extraction) Verfahren werden die Spaltprodukte zunächst durch Voloxidation teilweise entfernt und der Brennstoff wird zudem durch diesen Prozess zerkleinert. Anschließend werden Uran und Plutonium mit in superkritischen CO2 gelöster Salpetersäure und TBP mehr oder weniger selektiv aus dem Brennstoff herausgelöst. Die Hauptaufgabe des Super-DIREX Verfahrens ist es das Frontend des PUREX Prozesses durch ein wirtschaftlicheres Verfahren zu ersetzen.<ref>Direct Extraction of Uranium and Plutonium using TBP-HNO3 Complex for the Super-DIREX Process http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/016/36016112.pdf</ref><ref>A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Super-DIREX method) http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2002.10875577</ref>

==== Trockene physikalische Trennverfahren ====
Wird der Kernbrennstoff zu Feinstaub umgewandelt lassen sich die (vergleichsweise schweren) Brennstoffteilchen unter Umständen durch verschiedene trocken-physikalische Verfahren anhand ihrer hohen Dichte von anderen Teilchen trennen. Ein solches Verfahren wurde unter anderem als Teilprozess des METROX Prozesses entwickelt.

=== Pyrochemische Verfahren ===
Bei diesen Verfahren wird der Kernbrennstoff in Salz- oder Metallschmelzen gelöst und aus diesen selektiv abgetrennt.

==== Pyro-A ====
Das in den USA entwickelte Pyro-A-Wiederaufbereitungsverfahren ist ein pyrochemischer Prozess zur Trennung von Spaltprodukten und Transuranen im Anschluss an den UREX-Prozess, der eine Alternative zum UREX+-Verfahren darstellt. Der Abfallstrom des UREX-Prozesses wird dafür zu Oxid umgewandelt und anschließend in einer Salzschmelze gelöst. Die Transurane werden anschließend aus der Salzschmelze extrahiert. Es gibt zwei Varianten dieses Prozesses: Eine arbeitet pyroelektrochemisch, die andere mit einer pyrochemischen Flüssig-Flüssig-Extraktion.<ref>Pyrochemical Separations in Nuclear Applications https://www.oecd-nea.org/science/docs/pubs/nea5427-pyrochemical.pdf</ref>

==== Pyro-B ====
[[Datei:Ifr concept.jpg|miniatur|Der IFR Brennstoffkreislauf]]
Auch der Pyro-B-Prozess ist ein US-amerikanischer pyroelektrochemischer Wiederaufbereitungsprozess und wurde in den 1980er Jahren im Zuge des IFR-Programms zur Wiederaufbereitung von metallischem Schnellbrüterbrennstoff zur Serienreife entwickelt. Durch eine zusätzliche Reduktionsstufe ist auch die Wiederaufbereitung von keramischem Brennstoff möglich.

Der Pyro-B-Prozess wurde ab 1995 im LANL in technischem Maßstab genutzt, um die Brennelemente des EBR-II aufzubereiten, und kann daher als etabliertes Verfahren gelten. Im Advanced Recycling Center von GE-Hitachi wird eine Pyro-B-Anlage mit 4 [[PRISM]]-Reaktorblöcken kombiniert, so dass abgebrannter Kernbrennstoff der Brutreaktoren direkt weiterverwendet werden kann. Außerdem kann so vor Ort abgebrannter Brennstoff anderer Reaktoren zu neuem Brennstoff für die PRISM-Reaktoren verarbeitet werden.

Beim Pyro-B-Verfahren wird der metallische Brennstoff zerkleinert und in einem metallischen Korb in ein Salzbad (Lithiumchlorid/Kaliumchlorid) bei einer Temperatur von etwa 500°C geladen. Dieser Korb dient (mitsamt dem darin befindlichen Brennstoff) als Anode. Es gibt zwei Kathoden: eine aus Stahl, an welcher sich ein Urankristall bildet, und eine aus flüssigem Cadmium, in welcher sich Transurane sammeln. Übrige Transurane sammeln sich am Boden des Beckens, welcher ebenfalls mit flüssigem Cadmium gefüllt ist, auf welchem das Salzbad aufschwimmt. Anschließend werden die beiden Kathoden in einem Hochtemperatur-Vakuumofen geschmolzen und dabei gemischt; Cadmium und übriges Salz wird abdestilliert. Die Abtrennung der Spaltprodukte vom Salz erfolgt mit Ionentauschern aus Zeolit, die Spaltprodukte werden vom Zeolit gebunden und gemeinsam mit diesem [[Konditionierung|konditioniert]] (etwa verglast). Hüllrohrmaterial und Edelmetall-Spaltprodukte verbleiben zudem bei der Anode; auch sie werden entsprechend behandelt.

Der Pyro-B-Prozess ist Vorbild für andere Wiederaufbereitungsprozesse, welche unter anderem in Europa und Japan (Pyrorep) sowie Südkorea (ACP) entwickelt werden.<ref>Plentiful Energy http://www.thesciencecouncil.com/pdfs/PlentifulEnergy.pdf</ref>

==== PYROX ====
Der US-Amerikanische PYROX Prozess ähnelt dem Pyro-A Prozess und wurde für die direkte pyroelektrochemische Aufbereitung von Uranoxidbrennstoff entwickelt.

==== Oxide Electrowining ====
Das Oxide-Electrowining-Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Verfahren zur Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff. Dieser wird in einer Salzschmelze aus Cäsiumchlorid und Natriumchlorid bei Chlorüberschuss gelöst, es bildet sich gelöstes Uranoxychlorid. Bei einem Elektrolyseprozess wird Chlor an einer Graphitanode abgeschieden, an der Kathode bildet sich ein metallischer Urankristall. Die Spaltprodukte werden ebenfalls an der Anode abgeschieden oder verbleiben im Salz.

==== ACP ====
Das in Südkorea entwickelte ACP (Advanced spent fuel Conditioning Process) Verfahren ist ein pyroelektrochemisches Wiederaufbereitungsverfahren das auf dem US-Amerikanischen Pyro-B Prozess basiert und diesem stark ähnelt. Für die Aufbereitung von oxidischem Brennstoff wurde ein spezieller Vorbehandlungsprozess entwickelt der aus Decladding, Voloxidation und elektrochemischer Reduktion in einer Salzschmelze besteht.<ref>Status and Prospect of Safeguards By Design for Pyroprocessing Facility https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2010/Documents/PPTRepository/071P.pdf</ref>

==== DOVITA ====
Der DOVITA (Dry Oxide Vibropacking Integrated TrAnsmutation) Prozess wurde im Kernforschungszentrum RIAR in Russland entwickelt. Dieser pyroelektrochemische Oxy-Chlorid Prozess ermöglicht im Gegensatz zum amerikanischen Pyro-Verfahren die direkte Aufbereitung von oxidischem Kernbrennstoff, im Unterschied zum ähnlichen Oxide Electrowinning-Verfahren ermöglicht er zudem die Trennung der Aktinide.

Der oxidische Kernbrennstoff wird dafür ein einen Graphittigel eingebracht der mit einem 650 °C heißen Natrium-Cäsiumchloridbad gefüllt ist. Anschließend wird Chlor eingeblasen, beim Chlorüberschuss lösen sich Uranoxid und Plutoniumoxid im Salz. Nun folgt ein Elektrolyseprozess bei 630 °C, der Tigel dient dabei als Anode, das Uran sammelt sich an einer Kathode die in das Salz eingebracht wird. Im nächsten Schritt wird das Plutonium durch Einblasen einer Mischung aus Chlor, Sauerstoff und Stickstoff selektiv ausgefällt. Im letzten Schritt erfolgt eine Ausfällung von minoren Aktiniden und Seltenerdmetallen durch Zugabe von Natriumphosphat.
<ref>Advances in reprocessing of spent fuel: Partitioning http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2004/gcsfSess2-Mayorshin.pdf</ref>

==== DOVITA-II ====
Weiterentwicklungsprogramm für den DOVITA Prozesses, er soll sich unter anderem auch für Vibropacking-Nitridbrennstoff eignen.

==== Metallschmelzextraktion ====
Die Metallschmelzextraktion ist eine pyrochemische Variante der Flüssig-Flüssig Extraktion mit einer flüssigen Metallschmelze. Es ist beispielsweise möglich Plutonium und viele Spaltprodukte mit flüssigem Magnesium aus einer Kernbrennstoffschmelze zu extrahieren; Uran lässt sich beispielsweise mit Wismut extrahieren, diverse Spaltprodukte mit Natrium. Eine Extraktion aus der Metallschmelze ist auch durch Kältefallen möglich an denen sich Verunreinigungen mit hohem Schmelzpunkt sammeln. <ref>AECL: Reprocessing of nuclear fuels (1955) http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/103/43103498.pdf</ref>

==== PYROREP ====
Ein Japanisch-Europäisches Konsortium unter Leitung des japanische Forschungszentrum CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry) entwickelte in Zusammenarbeit mit dem INL einen pyrochemischen Wiederaufbereitungsprozess der eine Weiterentwicklung des Pyro-B Prozesses darstellt. Plutonium wird dabei gemeinsam mit den minoren Aktiniden abgetrennt und verarbeitet. Der Prozess soll sich sowohl für die Wiederaufbereitung von oxidischem Leichtwasserreaktorbrennstoff als auch metallischem oder oxidischem Schnellreaktorbrennstoff eignen.<ref>An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities https://www.oecd-nea.org/pt/iempt9/Nimes_Presentations/INOUE.pdf</ref>

==== Salzschmelzextraktion ====
Spaltprodukte und Kernbrennstoff bzw. Brutstoff können unter anderem durch eine pyrochemische Flüssig-Flüssig Extraktion mit flüssigen Metallen aus einer Salzschmelze extrahiert werden.<ref>Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol60_2015/v60n4p907f.pdf</ref><ref>On-line reprocessing of a molten salt reactor : a simulation tool http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003956.pdf</ref>

==== Metallschmelzraffinierung ====
Bei verschiedenen unter diesem Begriff zusammengefassten Verfahren werden Spaltprodukte und/oder Aktinide aus einer Metallschmelze extrahiert bzw. aus dieser gebunden, das Ziel ist es dabei den Kernbrennstoff zu reinigen. Mögliche Verfahren sind etwa elektrochemische Metallschmelzraffinierung, Extraktion durch Einblasen von Gasen, Einbringen bestimmter Zuschlagsstoffe in die Schmelze oder Zonenschmelzen. Unerwünschte Fremdstoffe können so als nicht-metallische Schlacke abgesondert werden. Bisher werden derartige Verfahren, insbesondere das Zonenschmelzen, in größerem Maßstab lediglich zur Herstellung von hochreinem Plutonium für die Nutzung als Kernsprengstoff verwendet.
Im einfachsten Fall wird der metallische Brennstoff einfach nur geschmolzen. Zahlreiche Spaltprodukte werden alleine dadurch als Schlacke oder Gas abgetrennt. Ein derartiges Verfahren wurde in den 1960ern im LANL zur Wiederaufbereitung des EBR-II Brennstoffs eingesetzt.

==== DOR ====
Beim DOR (Dry Oxide Reduction) Prozess wird oxidischer Kernbrennstoff in eine Calciumchloridschmelze mit Calciumüberschuss eingebracht. Der Sauerstoff aus dem oxidischen Kernbrennstoff geht bei einer Reaktionstemperatur von 820 °C ebenso wie ein Großteil der Spaltprodukte ins Salz über. Die Aktinide sammeln sich als Metall am Boden des Reaktionsgefäßes.

==== Pyroredox ====
Der Pyroredoxprozess wurde am LANL zur Herstellung von reinem Plutonium aus verunreinigten Plutoniumverbindungen entwickelt, er lässt sich auch auf Kernbrennstoffe anwenden (gegebenenfalls nach einer vorherigen Grobtrennung eines uranreichen und eines plutoniumreichen Teils). Die Plutoniumverbindung wird dabei zunächst in einer Zinkchloridschmelze gelöst wobei das Plutonium bei 750 °C zu Plutoniumtrichlorid umgewandelt wird und metallisches Zink entsteht. Anschließend wird das Plutoniumchlorid mit flüssigem Calcium bei 850°C reduziert wodurch wiederum gereinigtes metallisches Plutonium und Calciumchlorid entsteht. Da das Calciumchlorid noch einen gewissen Anteil Plutoniumchlorid enthält wird dieses in mehreren Prozessstufen einer erneuten Reduktion unterzogen.

Das Produkt enthält über 95 % Plutonium und kann anschließend zusätzlich elektrochemisch gereinigt werden wodurch sehr reines Plutonium entsteht.<ref>Recovery of Plutonium by Pyroredox Processing http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/17/031/17031115.pdf</ref>

==== Pyro-Destillation ====
Bei der Pyrodestillation werden Spaltprodukte oder Kernbrennstoffe aus einer metallischen Kernbrennstoffschmelze oder Flüssigsalzkernbrennstoff durch Destillation im Vakuum extrahiert. Im Fall von Fluorid- oder Chloridsalz Brennstoff kann durch Zugabe von Fluor bzw. Chlor Hexafluorid bzw. Chlorid gebildet werden welches sich leicht herausdestillieren lässt. Hexafluoride bzw. Hexachloride lassen sich voneinander ebenfalls durch Destillation trennen. Beachtlich ist die Trennung von Cadmium und Aktiniden durch Abdestillierung des Cadmiums als Teilprozess des Pyro-B Prozesses und der Flüssig-Flüssig Extraktionsvariante des Pyro-A Prozesses.

=== Plasmarecycling ===
Der Kernbrennstoff wird (etwa durch eine Variante der elektrischen Plasmavergasung) zu Plasma umgesetzt und anschließend anhand der unterschiedlichen elektrischen bzw. magnetischen Eigenschaften und der unterschiedlichen Masse der entstandenen Ionen aufgetrennt. Wiederaufbereitung auf Basis des Playmarecycling gilt als sehr fortschrittlich allerdings ist die Technologie auch wenig erprobt. Entwicklungsarbeit auf diesem Gebiet gab es in der Vergangenheit unter anderem durch Westinghouse und verschiedene Universitäten aber größere Anlagen sind bisher nicht geplant. Mit der Plasmatechnik ist es auch möglich verschiedene Isotope voneinander zu trennen was man sich auch in der [[Anreicherung|Urananreicherung]] im Plasma Seperation Process zunutze machen kann.

==== Elektrische Auftrennung ====
Bei diesem Verfahren wird ein Plasmastrom analog zu einem Massenspektrometer (mit sehr hohem Durchsatz) durch ein elektrisches Feld abgelenkt wodurch unterschiedliche Ionen anhand ihres Masse-zu-Ladung-Verhältnisses getrennt werden.

==== Magnetische Auftrennung ====
In diesem Fall wird der Plasmastrom magnetisch abgetrennt, auch hier erfolgt eine Trennung anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses der Ionen.

==== Plasmazentrifuge ====
In einer Plasmazentrifuge wird ein Plasmastrom durch magnetische Felder auf eine Kreisbahn oder Spiralbahn gelenkt und so zunehmend wiederum anhand des Masse-zu-Ladung-Verhältnisses in seperate Ströme der einzelnen Ionen aufgetrennt.

== Wiederaufbereitung von Fusionsbrennstoff ==
Durch ihre völlig unterschiedlichen chemischen und erheblich unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften lassen sich der nicht abgebrannte Fusionsbrennstoff Wasserstoff vom Fusionsprodukt Helium sehr einfach chemisch trennen. In Anlagen die nach dem Prinzip des magnetischen bzw. elektrischen Plasmaeinschlusses arbeiten ist auch eine laufende Abtrennung des Heliums basierend auf dessen unterschiedlichen Eigenschaften im Plasma möglich.

== Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ==
Abgebrannter Kernbrennstoff stellt gewissermaßen einen Rohstoff dar aus dem neuer Kernbrennstoff gewonnen werden kann. Als "Rohstoff" steht abgebrannter Kernbrennstoff damit in Konkurrenz zu natürlichem Uranerz oder Thoriumerz. Beachtlich ist das die Fertigung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff teurer ist als die Herstellung aus Natururan bzw. angereichertem Uran weil die Strahlenschutzanforderungen höher sind. Der tatsächliche Mehraufwand hängt auch von der Konstruktion der Brennelemente und damit vom Reaktortyp am.

Die Wirtschaftlichkeit der Wiederaufbereitung ist damit abhängig von den Kosten der Wiederaufbereitung, den Kosten der Herstellung von Brennelementen aus wiederaufbereitetem Kernbrennstoff auf der einen Seite und den Kosten der Gewinnung von Kernbrennstoff aus Natururan und gegebenenfalls Thorium auf der anderen Seite. In Zeiten niedriger Natururanpreise und Anreicherungskosten kann es daher sinnvoll sein keine neuen Wiederaufbereitungsanlagen zu bauen sondern den Brennstoff so lange zwischenzulagern bis die Natururanpreise gestiegen sind und die Wiederaufbereitung entsprechend wirtschaftlich konkurrenzfähiger geworden ist.

Ein weiterer Faktor ist der Umstand das man die Kosten der [[Endlagerung]] durch den Einsatz der Wiederaufbereitung durch die geringeren Einschlusszeiten und geringeren hochradioaktiven Abfallvolumina reduzieren kann. Analog dazu lassen sich prinzipiell auch die Kosten der Zwischenlagerung reduzieren die allerdings in der Regel nicht besonders hoch sind.

== Radioaktive Emissionen ==
Je nach Auslegung einer Wiederaufbereitungsanlage werden manche Spaltprodukte in die Umwelt freigesetzt, insbesondere Edelgase. Wie groß die Freisetzung maximal sein darf, ist maßgeblich vom Standort der Anlage abhängig. Wiederaufbereitungsanlagen an der Küste dürfen etwa größere Mengen von Radionukliden im Abwasser freisetzen als solche an Flüssen im Inland, da die Abwässer im Meer schnell verdünnt werden und weil das Meerwasser nicht als Trinkwasser genutzt wird. Relevant sind in diesem Zusammenhang insbesondere Tritium bzw. tritiumhaltiges Wasser, Kohlenstoff-14 (bzw. C-14-haltiges CO<sub>2</sub>), radioaktive Edelgase, insbesondere Krypton-85, und radioaktive Iodisotope, insbesondere Iod-129. Trotz dieser Emissionen ist die daraus resultierende Strahlenbelastung für die Bevölkerung im Umkreis einer Wiederaufbereitungsanlage nur minimal, im Fall von La Hague entspricht sie etwa lediglich weniger als 1 Prozent der natürlichen Strahlenbelastung.

==== Radioaktive Edelgase ====
Radioaktive Edelgase (insbesondere Krypoton-85, ~10,8 Jahre Halbwertszeit, Betastrahler) werden hauptsächlich über den Abluftkamin in die Umwelt freigesetzt und stellen üblicherweise den größten Anteil an der Aktivitätsemission dar. Pro Tonne wiederaufbereitetem Brennstoff werden im Fall von typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) etwa 660 TBq Kr-85 freigesetzt. Bei Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) sind es etwa 300 TBq. Sie verdünnen sich in der Atmosphäre schnell zu ungefährlichen Konzentrationen. Radioaktive Edelgase können sich nicht in der Nahrungskette anreichern oder vom Körper aufgenommen werden. Krypton-85 ist als reiner Betastrahler mit stabilem Zerfallsprodukt zudem wesentlich ungefährlicher als das natürlich vorkommende radioaktive Edelgas Radon. Prinzipiell ist es auch möglich, die Emission von Krypton-85 zu verhindern, indem es durch ein Tieftemperaturverfahren oder Adsorption an perflourierten Kohlenwasserstoffverbindungen aus der Abluft gefiltert wird. Das ist jedoch aufwendig und international nicht üblich. Sinnvoll wäre es vor allem dann, wenn ein größeres kommerzielles Interesse an der Gewinnung dieser radioaktiven Edelgase bestünde. Fallweise kann man versuchen, die Kryptonemission zeitlich durch Zwischenspeicherung von Abluft zu verteilen, um Emissionsspitzen zu reduzieren.

==== Tritium ====
Das radioaktive Wasserstoffisotop Tritium (Betastrahler, 12,3 Jahre Halbwertszeit) entsteht in seltenen Fällen als drittes Spaltprodukt bei der Kernspaltung. Aus typischem Leichtwasserreaktorbrennstoff (40 GWd/t) werden etwa 20 TBq/t freigesetzt, aus Schnellbrüterbrennstoff (80 GWd/t) etwa 100 TBq/t. Da es anschließend meist zu tritiumhaltigem Wasser oxidiert wird, ist eine Freisetzung in die Umwelt beim konventionellen PUREX-Prozess nur schwer zu vermeiden, da es nur mit großem Aufwand von der Salpetersäure getrennt werden kann. Es landet meist früher oder später im Abwasser. Befindet sich die Wiederaufbereitungsanlage am Meer, ist das kein großes Problem, da das Tritium sehr schnell stark verdünnt wird. Das Meerwasser wird zudem in der Regel nicht als Trinkwasser genutzt. Tritiumhaltiges Wasser verdunstet langsamer als gewöhnliches Wasser, weshalb es nur in geringem Umfang als Regenwasser an Land transportiert wird.<ref>Tritium and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/Tritium-environment.aspx</ref>

Bei Wiederaufbereitungsanlagen im Landesinneren ist es eventuell nicht möglich, das Tritium im Abwasser zu entsorgen. Hier bietet sich eine Verdampfung des kontaminierten Abwassers und eine Entsorgung über den Abluftkamin als Alternative an. Es wurde auch überlegt, tritiumhaltiges Wasser über Bohrlöcher in tiefe Erdschichten zu verpressen (endzulagern).

Will man Tritium dennoch abscheiden, ist es möglich, den Kernbrennstoff im Vakuum mechanisch zu zerkleinern und auszubrennen, bevor man ihn in Salpetersäure löst. Das Tritium bzw. tritiumhaltiger Wasserdampf gelangt dabei in konzentrierter Form in das Abgas, welches sich kondensieren und lagern oder weiterverwenden lässt. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich relativ einfach abscheiden.

Tritium spielt bei der Wiederaufbereitung von Kernfusionsreaktorbrennstoff als Brennstoff eine zentrale Rolle. Es muss zu einem möglichst großen Anteil wiederverwendet werden und sollte nur zu einem kleinen, ungefährlichen Anteil in die Umwelt gelangen.

==== Kohlenstoff-14 ====
Kohlenstoff-14 ist ein reiner Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 5730 Jahren, der in seltenen Fällen durch Neutroneneinfang von im Brennstoff enthaltenem Sauerstoff (Oxidbrennstoff), Stickstoff (Nitridbrennstoff) oder Kohlenstoff (Carbidbrennstoff) entsteht. Er kommt auch in der Natur vor, da er durch Kernreaktionen mit kosmischer Strahlung in der oberen Atmosphäre entsteht. Der bei weitem größte Anteil an künstlichem <sup>14</sup>C wurde durch atmosphärische Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Er bildet radioaktives CO<sub>2</sub>, welches in einer Wiederaufbereitungsanlage teilweise über die Abluft, teilweise gelöst über das Abwasser freigesetzt wird. Eine Entfernung ist analog zu tritiumhaltigem Wasser durch vorheriges Ausbrennen des Brennstoffs im Vakuum möglich. Bei nicht-nasschemischen Wiederaufbereitungsprozessen lässt es sich meist relativ einfach abscheiden.<ref>Carbon-14 and the environment http://www.irsn.fr/EN/Research/publications-documentation/radionuclides-sheets/environment/Pages/carbon14-environment.aspx</ref>. <sup>14</sup>C wird nicht nur bei der Wiederaufbereitung oder oberirdischen Kernwaffentests in die Umwelt eingetragen. Es entsteht in Reaktoren auch durch Neutroneneinfang in Bor: einerseits in den Steuerstäben, andererseits vor allem in Druckwasserreaktoren auch im mit Borsäure versetzen Kühlwasser, aus welchem es zum Teil in die Umwelt eingetragen wird. Kernkraftwerke setzen daher zum Teil bereits im laufenden Betrieb ähnlich viel oder mehr <sup>14</sup>C frei wie in ihrem Brennstoff gebildet und bei der Wiederaufbereitung freigesetzt wird.

Es gibt im Wesentlichen fünf Bildungsreaktionen für <sup>14</sup>C:

<sup>16</sup>O (n, <sup>3</sup>He) -> <sup>14</sup>C (0,00000005 [[barn]]; <sup>16</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von 99,762 % enthalten)

<sup>17</sup>O (n, α) -> <sup>16</sup>C (0,24 barn; <sup>17</sup>O ist im natürlichen Sauerstoff in einer Konzentration von nur 0,038 % enthalten)

<sup>13</sup>C (n, γ) -> <sup>14</sup>C (0,0009 barn; <sup>13</sup>C ist im natürlichen Kohlenstoff in einer Konzentration von 1,1 % enthalten)

<sup>14</sup>N (n, p) -> <sup>14</sup>C (1,82 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 99,634 % enthalten)

<sup>15</sup>N (n, d) -> <sup>14</sup>C (0,00025 barn; <sup>15</sup>N ist im natürlichen Stickstoff in einer Konzentration von 0,366 % enthalten)

Wie man anhand dieser Zahlen erkennen kann, ist die C-14-Bildung bei oxidischem Brennstoff nur gering, da der Einfangquerschnitt des <sup>17</sup>O extrem gering ist. Ähnliche (sehr geringe) Mengen wie im Brennstoff selbst werden in wassergekühlten Reaktoren auch durch Neutroneneinfang des im Kühlwasser enthaltenen Sauerstoffs gebildet. Im Brennstoff gängiger Leichtwasserreaktoren werden lediglich wenige 10 GBq pro Tonne gebildet.

Bei nitridischem Brennstoff können jedoch durchaus problematische C-14-Mengen anfallen. Um die Bildung des C-14 zu minimieren, ist es möglich, im Stickstoff das Isotop <sup>15</sup>N anzureichern, was aber teuer und aufwendig ist. Wird Brennstoff mit angereichertem <sup>15</sup>N verwendet, so sollte dieser bei der Wiederaufbereitung abgeschieden und wiederverwendet werden.

==== Radioiod ====
Radioaktive Iodverbindungen, hauptsächlich Iod-129 mit einer Halbwertszeit von 15,7 Millionen Jahren, von dem in thermischen Reaktoren mit einem Abbrand von 40 GWd/t etwa 2,2 GBq/t entstehen, werden zum Teil über das Abwasser oder über die Abluft freigesetzt. Bei einer Einleitung ins Meerwasser verdünnt sich das Iod jedoch schnell und vermischt sich mit inaktivem natürlichen Iod. Zudem ist die Gesamtaktivität und damit das Gefahrenpotenzial gering. Wird es aber an Land freigesetzt, besteht die Gefahr, dass es sich in der Nahrungskette anreichert. Deshalb sind die Grenzwerte im Vergleich zu jenen für Edelgase oder Tritium sehr niedrig. Durch geeignete Filteranlagen für Abluft und Abwasser (Wäsche mit alkalischen Lösungen, Aktivkohle) lässt sich die Emission bei Bedarf stark reduzieren. Bei modernen Anlagen gelangen etwa 0,1-1% des Iods in die Umwelt. Beachtlich ist, dass es aufgrund der langen Halbwertszeit des Iod-129 und der Wasserlöslichkeit diverser Iodverbindungen kaum möglich ist, einen sicheren Einschluss in einem Endlager bis zum vollständigen Abklingen sicherzustellen. Die Radiotoxizität des Iod-129, das aus einer gewissen Menge Kernbrennstoff entsteht, wird allerdings von der Radiotoxizität des Uranerzes, aus dem der Brennstoff hergestellt wurde, übertroffen.

==== Sonstige Spaltprodukte ====
Zum Teil werden auch Spuren anderer Spaltprodukte (etwa Strontium, Cäsium, Ruthenium, Cobalt) freigesetzt. Deren radiologische Bedeutung ist bei modernen Anlagen aufgrund der kleinen Mengen aber gering.

== Sekundärabfälle ==
Neben den Spaltprodukten selbst fallen im Zuge der Wiederaufbereitung weitere radioaktive Abfälle in Form von Materialien an die mit den Spaltprodukten und/oder Aktiniden vermischt oder verunreinigt wurden. Das sind einerseits Hüllrohre und Strukturbauteile der Brennelemente, andererseits beispielsweise Radiolyseprodukte des TBPs in der PUREX-Wiederaufbereitung oder verschiedene Filter die regelmäßig ausgetauscht werden müssen. Auch beim Rückbau von Wiederaufbereitungsanlagen fallen weitere Abfälle an. Bei modernen Wiederaufbereitungsanlagen konnte das Abfallvolumen mittlerweile aber deutlich reduziert werden, insbesondere durch Kompaktierung der Abfälle (etwa Verbrennen organischer Abfälle, Verpressen). In der Wiederaufbereitungsanlage UP3 in La Hague fielen beispielsweise ursprünglich etwa 3m³ Abfall pro Tonne Uran das wiederaufbereitet wurde an, heute sind es weniger als 0,5m³. Zum Vergleich: Bei der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente sind es etwa 2m³; der Anteil an [[Konditionierung|vitrifizierten]] Spaltprodukten liegt dabei jeweils bei etwa 0,1m³, der Rest sind Hüllrohre, Brennelementstrukturteile und Sekundärabfälle; diese Abfälle werden als kompaktierte Mischung gemeinsam mit den vitrifizierten Spaltprodukten endgelagert und gelten als langlebig mittelaktiv.

== Einzelnachweise ==
<references />

== Siehe auch ==
* [[Brennstoffkreislauf]]
* [[Kernbrennstoff]]

[[Kategorie:Brennstoff]]
[[Kategorie:Abfallmanagement]]

Benutzer:Ralph Fischer

2019-02-23T11:12:39Z

Ralph Fischer: Die Seite wurde neu angelegt: „Die Ewigkeit ist eine lange Zeit und niemand kann ihr Ende sehen. Die Pyramiden gibt es ja schon ewig. Aber eigentlich sind das erst 3500 Jahre. Hätten die a…“

Die Ewigkeit ist eine lange Zeit und niemand kann ihr Ende sehen.

Die Pyramiden gibt es ja schon ewig. Aber eigentlich sind das erst 3500 Jahre. Hätten die alten Pharaonen Atomkraft genutzt und den Atommüll in ihre Pyramiden gestellt, dann wäre der heute noch genauso tödlich wie damals. Stellt euch die 10-fache Zeit vor. Nach 35000 Jahren sind die Pyramiden vielleicht nur noch Hügel. Aber der Müll wäre immer noch genauso strahlend und toxisch wie damals.

Es war und ist ein Verbechen. diesen Müll herzustellen.

Als mir das klar wurde, wurde mir auch klar, das es völlig unsinnig ist, gegen Atomkraft zu sein. Genausogut kann man gegen das Wetter sein. Ich bin gegen Atommüll. Der ist da und der wird immer da sein, wenn wir das nicht ändern.

Der Müll muss vernichtet werden. Das geht nur mit schnellen Neutronen und die gibt es nicht ohne Atomkraft.

Nicht diese entsetzlichen gefährlichen AKW die heute überall rumstehen und nur immer neuen Müll produzieren können.

Ich bin überzeugt das der Dual Fluid Reaktor ausprobiert werden muss. Das ist das einzige erfolgreich erprobte Reaktorkonzept, das tatsächlich die Probleme sauber lösen könnte. Natürlich kann auch der DFR nicht zaubern. Auch er produziert Müll, wenn er unseren Atommüll spaltet. Aber statt 1 million strahlt der nur 500 Jahre.

Oder um zu unseren Pyramiden zurückzukehren:

Hätten die alten Pharaonen den Müll aus einem Dual Fluid Reaktor eingelagert, dann wäre der seit jahrtausenden unschädlich.