„Kernenergie: ein Auslaufmodell?“ |
Horst Geckeis und Andreas Türler
EinleitungDie Nutzung der Kernenergie zur Stromversorgung wird nach wie vor sehr kontrovers diskutiert. Obgleich moderne Kernkraftwerke einen außerordentlich hohen Sicherheitsstandard besitzen, der zudem in den letzten Jahren konsequent weiterentwickelt wurde, fürchtet man die Risiken dieser Technologie. Es wird darüber hinaus auf die begrenzten Uranvorkommen hingewiesen und die Machbarkeit einer sicheren Entsorgung/Endlagerung radioaktiver Abfälle in Frage gestellt. Oft wird die Kernenergie als Auslaufmodell bezeichnet, das allenfalls als ‚Brückentechnologie' bis zur ausreichenden Verfügbarkeit regenerativer Energieträger dienen kann. In Deutschland erzeugen derzeit 17 KKW 23 % des Stroms insgesamt und ca. 50 % der Grundlast [1]
Weltweit sind es 438 Kernkraftwerke (KKW), die 2008 weltweit rund 14 % des elektrischen Stroms produzierten [2].
Einerseits motiviert durch die CO2-Diskussion, andererseits aber auch bedingt durch den Bedarf an elektrischer Energie, die auf anderem Wege nicht wirtschaftlich erzeugt werden kann, erlebt die Kernenergie weltweit eine Renaissance. Neue Kernkraftwerke werden geplant bzw. gebaut [2]. Insbesondere in China, Indien und Korea wurden ambitionierte Kernenergieprojekte begonnen, so dass sich heute insgesamt 58 neue Kernkraftwerke im Bau befinden. Auch in Deutschland wird über eine Verlängerung der Reaktorlaufzeiten nachgedacht. Warum ist trotz aller Bedenken die Kernenergie als Stromerzeugungstechnologie immer noch international im Gespräch? Die Stromgewinnung durch Kernspaltung stellt nach wie vor die bei weitem effizienteste Stromerzeugungsmethode dar solange die Kernfusion großtechnisch noch nicht verfügbar ist. Bei der Spaltung von 235U werden 63 GJ/g Energie freigesetzt, bei der Verbrennung von Kohle "nur" ca. 33 kJ/g. D.h. 1 g 235U liefern ungefähr soviel Energie wie 1 t Steinkohle! Gleichzeitig liegt die CO2 Emission pro kWh bei 5-33 g und ist damit etwa gleich niedrig wie bei der Stromerzeugung durch Windkraftanlagen oder Wasserkraftwerke.
International werden daher große Anstrengungen unternommen, um neue Reaktorkonzepte und neue Kernbrennstoffkreisläufe zu entwickeln, die noch größere Betriebssicherheit gewährleisten, eine bessere Ausnutzung der Rohstoffvorkommen erlauben und das Abfallaufkommen minimieren sollen. Zu vielen der dabei auftretenden Fragestellungen liefert kernchemische Forschung wichtige Beiträge.
Für die Energieversorgung der Zukunft stellt die Kernenergie einen Teil der Lösung, nicht aber die Lösung schlechthin dar. Bis 2050 wird bestenfalls mit einer Verdrei- bis Vervierfachung der derzeitigen Stromproduktion durch Kernenergie ausgegangen. Kernreaktoren stellen für verschiedene Länder neben der wirtschaftlichen Stromproduktion interessante Energiequellen für die Meerwasserentsalzung sowie für die industrielle Wasserstoffproduktion dar. Um eine nachhaltigere Ausnützung des begrenzten Vorkommens an spaltbarem Brennstoff zu ermöglichen, werden in einem internationalen Konsortium von Ländern verschiedenste neue Reaktorkonzepte diskutiert, die unter dem Begriff "Generation IV" zusammengefasst werden [3]. Als "Generation I" Reaktoren werden Versuchskraftwerke aus den 1950 und 1960er Jahren bezeichnet, die heute größtenteils nicht mehr betrieben und zurückgebaut werden. Die heute im Betrieb befindlichen Kernkraftwerke gehören zur "Generation II oder II+". Über die Verlängerung ihrer Laufzeiten von ca. 40 auf 60 Jahre wird derzeit diskutiert. In der Kernindustrie und in der Nuklearforschung ist die Zeit aber nicht stehen geblieben und aus den Erfahrungen beim Betrieb von "Generation II und II+" Anlagen sind viele technische Neuerungen umgesetzt und in neue Konzepte integriert worden. Reaktoren der "Generation III und III+", wie z. B. der Europäische Druckwasserreaktor (EPR), der gegenwärtig in Olkiluoto (Finnland) und in Flamanville (Frankreich) gebaut wird, stellen einen entscheidenden Schritt vorwärts in punkto Sicherheitstechnologie dar. Die wesentlichste Neuerung ist die verbesserte Unfallkontrolle, die selbst im extrem unwahrscheinlichen Fall einer Reaktorkernschmelze das gesamte radioaktive Inventar im Inneren des Sicherheitsbehälters einschließt. Erste Reaktoren der nun diskutierten "Generation IV" werden vermutlich erst ab 2030 zum Einsatz kommen. Diese sollen einen mindestens so guten Sicherheitsstandard wie die Generation III aufweisen und in der Lage sein, sich den Brennstoff selbst zu erbrüten und/oder Plutonium und minore Actiniden zu "verbrennen". Hierzu ist ein sogenanntes "schnelles" Neutronenspektrum vorteilhaft, gegenüber dem "thermischen" Spektrum in heutigen Leichtwasserreaktoren. Beim Brutprozess wird entweder thermisch kaum spaltbares 238U oder 232Th durch Neutroneneinfang in 239U beziehungsweise 233Th umgewandelt. Die beiden relativ kurzlebigen Nuklide zerfallen durch zwei Betazerfälle zu 239Pu oder zu 233U, welche beide verglichen mit 235U einen ähnlichen oder sogar höheren Spaltquerschnitt aufweisen. Brutreaktoren unterscheiden sich in der technischen Auslegung grundsätzlich von Leichtwasserreaktoren. Als Moderator und Kühlmittel wird nicht mehr Wasser eingesetzt sondern flüssiges Natrium oder flüssiges Blei. Sowohl natrium- als auch bleigekühlte Brutreaktoren sind gebaut und betrieben worden oder z.T. heute noch in Betrieb. Beide Kühlmittel bereiten aber technische Probleme. Natrium reagiert mit Luft und vor allem mit Wasser sehr heftig, Blei ist toxisch, korrosiv und hat einen relativ hohen Schmelzpunkt. Nicht gebaut worden ist bisher ein Demonstrator eines heliumgekühlten schnellen Reaktors. Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass gewisse Konzepte für Reaktoren der Generation IV weit fortgeschritten sind. Der Grund, dass nicht bereits heute mehrere dieser Anlagen in Betrieb sind, liegt aber auch in der noch ungenügenden Wirtschaftlichkeit. Kürzlich hat die Firma Terra Power, die von dem Gründer von Microsoft Bill Gates subventioniert wird, das Konzept des "Traveling Wave Reactor, TWR" vorgestellt. Dieser Reaktortyp startet mit einer geringen Menge an 10 % 235U angereichertem Brennstoff. Die entstehende langsam fortschreitende Spaltzone bewegt sich nun mit einer Geschwindigkeit von etwa einem Zentimeter pro Monat vorwärts durch das nachfolgende, abgereicherte Uran, in dem nun 239Pu als Brennstoff erbrütet wird. Es wird erwartet, dass ein solcher Reaktor bis zu 60 Jahre kontinuierlich und ohne Nachladen von Brennstoff eine Leistung zwischen 300 und 1000 MW liefern kann. Als Kühlmittel kommt flüssiges Natrium oder auch eine Salzschmelze in Frage. Dieser Reaktortyp nutzt die als Abfallprodukt der Urananreicherung anfallenden großen Mengen an abgereichertem Uran, existiert jedoch derzeit erst im Computer. Dieser kurze Überblick zeigt, dass außerhalb von Deutschland sehr wohl intensiv über die Zukunft der Kernenergie nachgedacht wird. Bezeichnenderweise sind alle großen Industrienationen im Generation IV Konsortium vertreten. Eine Ausnahme bildet Deutschland.
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In Deutschland sollen Kernbrennstäbe nach Entnahme aus dem Reaktor direkt der Endlagerung zugeführt werden ("once-through-then-out" Zyklus). Bei dieser Verfahrensweise werden nur ca. 1 % der im Brennstoff enthaltenen Energie genutzt. Durch Rezyklierung des Brennstoffs lässt sich dieser Anteil deutlich erhöhen. In Frankreich, Japan und Großbritannien arbeitet man die bestrahlten Kernbrennstäbe bereits heute wieder auf und trennt Uran und spaltbares Plutonium von Spalt- und Aktivierungsprodukten ab, um neue Brennelemente daraus herzustellen (PUREX Prozess: Plutonium and Uranium Recovery by Extraction). Durch die Rückgewinnung des im Reaktor entstandenen spaltbaren 239Pu erzielt man eine verbesserte Ausnutzung des Spaltmaterials und damit natürlich eine Verlängerung der Reichweite der vorhandenen Spaltstoffe (siehe Tabelle). International werden jedoch neue Kernbrennstoffkreisläufe entwickelt. Ziel ist auch da die verbesserte Ausnutzung spaltbaren Materials, aber auch die Reduktion der Mengen an hochradioaktiven Abfällen bzw. der darin enthaltenen langlebigen radiotoxischen Elemente. Letztere Arbeiten finden im Rahmen der sogenannten Partitioninig & Transmutation Strategie statt. Zunächst sollen die sogenannten minoren Actiniden Americium, Curium und Neptunium mit Hilfe von Flüssig-flüssig-Extraktionsverfahren abgetrennt werden (Partitioning). Anschließend ist deren Umwandlung in stabile und kurzlebige Spaltprodukte in speziellen Reaktortypen vorgesehen (Transmutation). Damit wird ein schnelleres Abklingen der Radiotoxizität im Abfall erreicht. Die Radiotoxizität wird dann weitgehend von den Spaltprodukten 137Cs und 90Sr bestimmt und klingt über einen Zeitraum von einigen hundert Jahren auf das Niveau von Natururan ab (Abb.1). Ohne die Abtrennung der Transuranelemente erfolgt die Abnahme der Radiotoxizität viel langsamer über hunderttausende von Jahren. In jedem Fall wird jedoch ein geologisches Endlager für hochradioaktive Abfälle notwendig sein. Die Sicherheit eines Endlagers für relativ kurzlebige Radionuklide lässt sich allerdings leichter gewährleisten und nachweisen.
Insbesondere die Abtrennung des Americiums und Curiums von den Spaltlanthaniden, die wegen ihrer hohen Neutroneneinfangsquerschnitte eine nachfolgende Transmutation stören würden, stellt eine Herausforderung dar. Weltweit wurden und werden Trennschemata entwickelt. Eine Trennung aus sauren Lösungen (≥ 1 mol/L HNO3) gelingt nur mit Liganden, die über weiche Donoratome (N, S) koordinieren. In Europa wird der SANEX (Selective ActiNide EXtraction) Prozess favorisiert. Erfolgversprechende Extraktionssysteme sind synergistische Mischungen von Di(chlorphenyl)dithiophosphinsäure und TOPO (Tri-n-octyl-phosphinoxid) sowie N-Donor Liganden basierend auf Bis-triazinyl pyridin (BTP). Letzere lassen sich im Gegensatz zu schwefel- und phosphorhaltigen Chemikalien weitgehend rückstandsfrei verbrennen. Weiterentwickelte BTP-Derivate besitzen eine noch höhere Säurestabilität und gelten derzeit als europäische Referenzmoleküle für die SANEX-Prozessentwicklung. BTP basierte Liganden werden kontinuierlich weiterentwickelt, um ihre Säure- und Radiolysestabilität weiter zu verbessern. Alle genannten Extraktionssysteme wurden bereits in Experimenten mit hochaktiven Abfalllösungen erfolgreich getestet. Das SANEX Verfahren ist zu dem bereits erprobten PUREX Prozess kompatibel, so dass es sich relativ leicht großtechnisch zeitnah realisieren lassen wird.
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Organische Extraktionsmittel werden jedoch bei der Verarbeitung hochradioaktiver Lösungen mit der Zeit radiolytisch zersetzt und erzeugen so relativ große Volumina an schwach- und mittelaktiven Sekundärabfällen. Wesentlich weniger strahlungsempfindlich sind Salzschmelzen und ionische Flüssigkeiten ("ionic liquids"). Pyro-metallurgische Verfahren erlauben eine selektive elektrochemische Auftrennung der Actiniden von Spaltprodukten in Salzschmelzen. Unterschiedliche feste und flüssige Elektroden werden hier untersucht. Eine erste Pilotanlage befindet sich in USA (Idaho National Laboratory, USA), mit der Brennelemente aus einem Forschungsreaktor bereits aufgearbeitet wurden. Im Vordergrund der laufenden Untersuchungen stehen Optimierung der Trennprozesse sowie die Suche nach Prozessbehältermaterialien, die stabil gegenüber den korrosiven Salzschmelzen sind. Pyro-metallurgische Verfahren erlauben die Entwicklung von am weitestgehend geschlossenen Kernbrennstoffkreisläufen. Dennoch müssen auch hier die Spaltprodukte geeignet konditioniert und für einige hundert Jahre endgelagert werden. Die Weiterentwicklung der Partitioning & Transmutation Strategie ist Gegenstand internationaler Forschungsprojekte (z.B. [4]).
Sichere Endlagerung?Wie bereits oben erwähnt, fallen auch bei einem weitgehend geschlossenen Kernbrennstoffkreislauf radioaktive Abfälle an, die den Bau eines Endlagers erfordern. International herrscht Konsens darüber, dass die Endlagerung in stabilen tiefen geologischen Formationen, die sicherste Art darstellt, hochradioaktiven Abfall von der Biosphäre zu isolieren. Sowohl zur Konzeption als auch zum Langzeitsicherheitsnachweis eines Endlagers trägt auch hier nuklearchemische Forschung bei. Radiochemische Fragestellungen befassen sich mit allen Prozessen, die bei einem möglichen Grundwasserzutritt zum eingelagerten Abfall ablaufen können: Korrosion der radioaktiven Abfallform, Speziation und Löslichkeiten freigesetzter Radionuklide im Endlagersystem, Radionuklidrückhaltung und Mobilisierung im Grundwassersystemen bis hin zur Biosphäre (Abb.2). In den letzten 20 Jahren hat sich das Wissen über Radionuklidrückhaltung sowie -mobilisierung signifikant verbessert. Eine Vielzahl thermodynamischer Löslichkeits- und Komplexierungskonstanten für relevante Radionuklide liegen mittlerweile vor, werden derzeit in entsprechenden Datenbasen gesammelt und allgemein verfügbar gemacht. Die wissenschaftliche Untermauerung und Absicherung aller Daten erfordert ein fundiertes molekulares Prozessverständnisses, das mit Hilfe moderner spektroskopischer und theoretischer Methoden gewonnen wird [5]. Solche Daten tragen dazu bei, den Sicherheitsnachweis für ein nukleares Endlager in unterschiedlichen Wirtsgesteinsformationen zu untermauern. Auch solche Arbeiten finden in nationalen und internationalen Verbundprojekten statt.
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Kernenergie ist durchaus geeignet, einen Beitrag zu einer nachhaltigen Elektrizitätsgrundlastversorgung zu leisten. Die Reichweite der weltweit vorhandenen Vorkommen an spaltbarem Material lässt sich erheblich verlängern, wenn neue Reaktortypen unter Verwendung schneller Neutronen Einsatz finden. Solche technischen Konzepte erfordern die Entwicklung leistungsfähiger kernchemischer Trennverfahren. Zeitnah lassen sich zum PUREX Verfahren kompatible hydrometallurgische Verfahren realisieren. Bereits damit lässt sich die Menge an hochradioaktiven Abfällen deutlich reduzieren. Moderne Konzepte ermöglichen eine noch weitergehende Schließung des Kernbrennstoffkreislaufes und damit eine weitere signifikante Reduktion des Radiotoxizitätsinventars im anfallenden Abfall. Erkenntnisse aus der kernchemischen Forschung haben in den letzten Jahren darüber hinaus aber auch belegen können, dass eine Vielfalt chemischer und geochemischer Barrierefunktionen in einem geologischen Endlager für hochradioaktiver Abfälle vorhanden sind, die eine Radionuklidausbreitung auf lange Sicht zumindest be- wenn nicht sogar verhindern können. Grundlagen- und anwendungsbezogene nuklearchemische Forschung auf hohem wissenschaftlichem Niveau ist unverzichtbar für eine verantwortungsvolle und nachhaltige Energieversorgung durch Kernenergie. Angesichts der umfangreichen Forschungs- und Entwicklungsarbeiten in vielen Bereichen der Kerntechnik und Kernchemie, fällt es schwer, zumindest im internationalen Rahmen von der Kernenergie als Auslaufmodell zu sprechen.
| Schlauer Fuchs |
Unser Schlauer Fuchs diese Woche ist Elisabeth D. aus Stuttgart. Zur Frage: Was versteht man unter "Generation I" Reaktoren? Schickte sie uns die erste richtige Antwort. |
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