Zwischenlager

Zwischenlager Bei der Nutzung der Atomkraft zur Energieerzeugung fallen bestrahlte Brennelemente als Abfall an. Bis ein Endlager zur Verfügung steht, muss dieser Abfall in Zwischenlagern sicher untergebracht werden. Sichere Zwischenlagerung Das Konzept der Zwischenlagerung in Deutschland folgt einer nationalen Strategie zur sicheren und verantwortungsvollen Entsorgung radioaktiver Abfälle, dem nationalen Entsorgungsprogramm . Die Verantwortung für die Zwischenlagerung liegt in der Hand staatlicher Akteure, die dabei unterschiedliche Aufgaben wahrnehmen. Im Bereich Zwischenlagerung ist das BASE zuständig für die Genehmigung zur Aufbewahrung und dem Transport von Kernbrennstoffen. In den deutschen Zwischenlagern werden überwiegend bestrahlte Kernbrennstoffe aus Atomkraftwerken und Forschungsreaktoren wie auch hochradioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung aufbewahrt. Zum Schutz von Mensch und Umwelt sind die hochradioaktiven Abfälle von massiven Transport- und Lagerbehältern umschlossen. Das BASE ist auch verantwortlich für die Zulassung dieser Behälter . Zwischenlagerung & Transport Atommüll Aufbewahrung Rückführung radioaktiver Abfälle aus der Wiederaufarbeitung Transporte Transportbehälter Wie funktionieren Zwischenlager für hochradioaktiven Müll? Dezentrale Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle - Funktionen, Herkunft und Zukunft In fünf Minuten erklärt der Kurzfilm des BASE Funktionen, Herkunft und Zukunft der Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle. Der Film erläutert möglichst einfach und anschaulich, wie hochradioaktive Abfälle in Deutschland aufbewahrt werden, wie die Anlagen entstanden und geschützt sind. Und: Er informiert über die Sicherheitsanforderungen und Herausforderungen bis zur Endlagerung der Abfälle. Im Fokus Zwischenlager und AKW in Deutschland Verlängerte Zwischenlagerung Zahlen und Fakten Publikationen zur Zwischenlagerung Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle - Sicherheit bis zur Endlagerung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen Rücknahme von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 4MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen Zu allen Publikationen Fragen & Antworten zur Zwischenlagerung Was ist ein Zwischenlager? Ein Zwischenlager ist eine Anlage zur zeitlich begrenzten Lagerung von radioaktiven Abfällen. Welche Arten von Abfällen werden in einem Zwischenlager gelagert? In einem Zwischenlager werden hochradioaktive Abfälle bzw. schwach- und mittelradioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeleistung gelagert. Was versteht man unter schwach- und mittelradioaktiven Abfällen? Schwach- und mittelradioaktive Abfälle enthalten vorwiegend kurzlebige radioaktive Stoffe mit kleinerer Halbwertszeit . Mittelradioaktive Abfälle erfordern zusätzliche Abschirmungen. Sie stammen vom Betrieb und späterem Abbruch der Kernkraftwerke sowie aus Medizin, Industrie und Forschung. Was versteht man unter hochradioaktiven Abfällen? Hochradioaktive Abfälle sind insbesondere die beim Betrieb eines Kernkraftwerks oder Forschungsreaktors anfallenden abgebrannten Brennelemente sowie die im Rahmen der Wiederaufarbeitung anfallenden verglasten Spaltprodukte ( HAW -Glaskokillen). Aufgrund der hohen Strahlung und Wärmeleistung müssen diese Abfälle in speziellen Behältern (zum Beispiel CASTOR-Behältern) gelagert werden. Wie sehen hochradioaktive Abfälle aus? Hochradioaktive Abfälle bestehen überwiegend aus verbrauchten Brennelementen , die in Atomkraftwerken eingesetzt wurden. Ein Brennelement eines Siede- oder Druckwasserreaktors ist aus mehreren Brennstäben zusammengesetzt. Ein Brennstab ist ein metallisches Rohr mit ungefähr ein bis anderthalb Zentimeter Durchmesser und bis zu fünf Metern Länge. Darin enthalten sind der Kernbrennstoff, der aus Uranoxid bzw. bei sog. MOX Brennelementen aus Uran - und Plutoniumoxid besteht und einen grauen Farbton hat. Dieser Stoff ist in zylindrische Pellets gesintert. Zum zweiten gibt es kugelförmige Brennelemente aus Kugelhaufenreaktoren. Diese Brennelementkugeln haben einen Durchmesser von sechs Zentimetern, bestehen aus Graphit und sind schwarz. In dem Graphit eingebettet ist der Kernbrennstoff in Form von beschichteten Partikeln aus Uran - und/oder Thoriumoxid. Zum dritten gibt es hochradioaktive Abfälle , die bei der Wiederaufarbeitung von Brennelementen angefallen sind. Bei der Wiederaufarbeitung werden Teile der bestrahlten Brennelemente zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet. Die hochradioaktiven Rückstände werden anschließend in Glas gebunden, in sogenannten Glaskokillen. Diese runden Kokillen mit ca. 140 Zentimeter Länge und 43 Zentimeter Durchmesser bestehen aus Edelstahl und werden mit den in Glas gebundenen Rückständen befüllt. Auf welche Weise erfolgt die Zwischenlagerung hochradioaktiver Abfälle? Nach der Nasslagerung im Abklingbecken des Kernkraftwerks werden die abgebrannten Brennelemente trocken zwischengelagert. Hierfür werden die abgebrannten Brennelemente in Transport- und Lagerbehälter verpackt und unter kontrollierten Bedingungen längerfristig in einem Zwischenlager sicher aufbewahrt. Die radioaktive Strahlung wird überwiegend durch die Behälter, aber auch durch das Lagergebäude aus Stahlbeton abgeschirmt. Die Wärmeabfuhr erfolgt durch Naturzuglüftung. Für welche Zeitdauer sollen die Zwischenlager in Betrieb sein? Die atomrechtlichen Genehmigungen für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Zwischenlagern sind Anfang der 2000er Jahre bewusst auf 40 Jahre begrenzt worden. Die Befristung basierte auf dem damals verfolgten Fahrplan eines Konzeptes für eine ergebnisoffene Endlagersuche, nach dem bis zum Jahr 2030 ein betriebsbereites Endlager errichtet werden sollte. Mit der Befristung machte der Bund deutlich, dass Zwischenlager zwar für einen begrenzten Zeitraum den notwendigen Schutz für Mensch und Umwelt bieten, dass aus ihnen aber keine Endlager werden sollen. 2017 wurde die Endlagersuche neu gestartet und hatte das Ziel, bis 2031 einen Endlagerstandort zu finden. Schon damals war absehbar, dass die Zwischenlager-Genehmigungen vor der Inbetriebnahme eines Endlagers auslaufen würden. Inzwischen hat sich der Zeitplan der Endlagersuche erheblich weiter in die Zukunft verschoben. Aus der notwendigen längeren Zwischenlagerung ergeben sich eine Reihe von Fragestellungen, die rechtzeitig vor Ablauf der Genehmigungen geklärt werden müssen. Weitere Informationen zur Verlängerten Zwischenlagerung . Wer genehmigt Zwischenlager für radioaktive Abfälle? Um ein Zwischenlager für abgebrannte Brennelemente zu errichten und zu betreiben, sind zwei Genehmigungen erforderlich: Eine atomrechtliche Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen, zu denen auch abgebrannte Brennelemente und verglaste Spaltprodukte zählen. Die zuständige Genehmigungsbehörde ist das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung. Eine Baugenehmigung, die nach der jeweiligen Landesbauordnung für die Errichtung des Zwischenlagergebäudes von der zuständigen Baubehörde des Bundeslandes erteilt wird. Werden schwach- und mittelradioaktive Abfälle zusammen mit abgebrannten Brennelementen in einer Lagerhalle gelagert, kann das BASE die Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes auch auf die schwach- und mittelradioaktiven Abfälle erstrecken. Nicht zuständig ist das BASE dagegen für die ausschließliche Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen in separaten Lagerhallen. Die dafür erforderlichen Genehmigungen werden auf der Grundlage des § 7 Strahlenschutzverordnung von den jeweils zuständigen Landesbehörden erteilt, in deren Bundesland sich das Zwischenlager befindet. Warum sind dezentrale Zwischenlager erforderlich? Nach der Novellierung des Atomgesetzes ( AtG ) im April 2002 hatten die Betreiber der Kernkraftwerke dafür zu sorgen, dass auf dem Gelände des Kraftwerkes oder in dessen Nähe ein Zwischenlager errichtet wurde. Die anfallenden abgebrannten Brennelemente können auf diese Weise ohne innerdeutsche Transporte in dezentralen Zwischenlagern aufbewahrt werden. Dort klingt die Radioaktivität und die damit verbundene Wärmeentwicklung ab, bis ein Endlager zur Verfügung steht. Welche gesundheitlichen Gefahren bestehen für Erwachsene und Kinder in der Umgebung von Zwischenlagern? Die hochradioaktiven Abfälle werden in Transport- und Lagerbehältern aufbewahrt. Die aus dem radioaktiven Zerfall resultierende Strahlung wird durch die Behälter so abgeschirmt, dass die entsprechenden Grenzwerte eingehalten werden. Bei der Aufbewahrung in Zwischenlagern wird durch das Gebäude aus Stahlbeton die Strahlenexposition weiter reduziert, so dass auch bei ganzjährigem Aufenthalt am Zaun der Anlage der zulässige Grenzwert von 1 Millisievert pro Jahr gemäß § 46 Strahlenschutzverordnung deutlich unterschritten wird und die Gesundheit nicht gefährdet ist. Auch die in den Genehmigungsverfahren zu betrachtenden Störfälle und sonstigen Störmaßnahmen und Einwirkungen Dritter (SEWD) führen zu keinen Freisetzungen, die eine unmittelbare Gefährdung der Gesundheit begründen könnten. Die Strahlenschutzverordnung trägt der höheren Empfindlichkeit von Kindern Rechnung und sieht für diese einen besonderen Schutz vor. Die erhöhte Empfindlichkeit von Kindern wird in den Genehmigungsverfahren berücksichtigt. Aus diesen Gründen ist eine Gefährdung auch von Kindern in der Umgebung der Zwischenlager nicht zu befürchten. Weitere Informationen des BMUV Nationales Entsorgungsprogramm Nationales Entsorgungsprogramm - FAQs

Informationen zur chemischen Verbindung: Uranoxid (UO3)

Die verlinkte Webseite enthält Informationen der Website chemikalieninfo.de des Umweltbundesamtes zur chemischen Verbindung Uranoxid (UO3). Stoffart: Einzelinhaltsstoff. Aggregatzustand: fest. Stoffbeschaffenheit: Pulver; RADIOAKTIV!. Farbe: gelb - rotbraun. Inhalt des Regelwerks: Das Globally Harmonised System of Classification and Labelling of Chemicals (GHS) wurde auf UN-Ebene erarbeitet, mit dem Ziel, weltweit einen sicheren Transport zu gewährleisten, die menschliche Gesundheit und Umwelt besser zu schützen. Die Verordnung (EG) Nr. 1272/ 2008 (CLP) legt orientierend an GHS einheitliche Regeln für die Bewertung der Gefährlichkeit von chemischen Stoffen und Gemischen fest (Einstufung). Für physikalische Gefahren, Gesundheits- und Umweltgefahren definiert sie Gefahrenklassen. Eine Gefahrenklasse ist unterteilt in Gefahrenkategorien je nach Schwere der Gefahr. Jeder Gefahrenkategorie sind ein Gefahrensatz, ein Piktogramm sowie ein Signalwort zugeordnet. Aufgrund dieser Einstufungen werden in der CLP-Verordnung verbindliche Kennzeichnungen auf Verpackungen wie Piktogramme und Gefahrenhinweise vorgeschrieben. Die Abverkaufsfrist für Gemische, die bereits vor dem 1.06.2015 verpackt wurden und noch nach alter Einstufung (R-Sätze) gekennzeichnet sind, lief als letzte Übergangsfrist am 01.06.2017 ab. Hersteller/ Importeure von Stoffen sind verpflichtet, innerhalb eines Monats nach Inverkehrbringen, ihre Angaben der Europäischen Chemikalienagentur (ECHA) zur Hinterlegung im öffentlich zugänglichen europäischen Einstufungs- und Kennzeichnungsverzeichnis (CL Inventory) zu melden. Die von der ECHA gepflegte Datenbank enthält Informationen zur Einstufung und Kennzeichnung (C&L) von angemeldeten und registrierten Stoffen, die Hersteller und Importeure übermittelt haben, einschließlich einer Liste harmonisierter Einstufungen. Um eine gesundheitliche Notversorgung und vorbeugende Maßnahmen künftig besser abzusichern, gelten ab dem 01.06.2020 für Gemische, die aufgrund ihrer Wirkungen als gefährlich eingestuft sind, einheitliche Informationspflichten in allen Mitgliedsstaaten. Importeure und nachgeschaltete Anwender sind verpflichtet, diese Informationen den dafür autorisierten nationalen Stellen, in Deutschland dem BfR vorzulegen.. Es gelten folgende Umweltgefahren: Sonstige Umweltgefahren: Umweltgefährlich gemäß EU-Verordnung.

Informationen zur chemischen Verbindung: Uranoxid

Die verlinkte Webseite enthält Informationen der Website chemikalieninfo.de des Umweltbundesamtes zur chemischen Verbindung Uranoxid. Stoffart: Einzelinhaltsstoff. Aggregatzustand: fest. Stoffbeschaffenheit: Kristalle, Pulver; RADIOAKTIV!. Farbe: braun - schwarz. Inhalt des Regelwerks: Das Globally Harmonised System of Classification and Labelling of Chemicals (GHS) wurde auf UN-Ebene erarbeitet, mit dem Ziel, weltweit einen sicheren Transport zu gewährleisten, die menschliche Gesundheit und Umwelt besser zu schützen. Die Verordnung (EG) Nr. 1272/ 2008 (CLP) legt orientierend an GHS einheitliche Regeln für die Bewertung der Gefährlichkeit von chemischen Stoffen und Gemischen fest (Einstufung). Für physikalische Gefahren, Gesundheits- und Umweltgefahren definiert sie Gefahrenklassen. Eine Gefahrenklasse ist unterteilt in Gefahrenkategorien je nach Schwere der Gefahr. Jeder Gefahrenkategorie sind ein Gefahrensatz, ein Piktogramm sowie ein Signalwort zugeordnet. Aufgrund dieser Einstufungen werden in der CLP-Verordnung verbindliche Kennzeichnungen auf Verpackungen wie Piktogramme und Gefahrenhinweise vorgeschrieben. Die Abverkaufsfrist für Gemische, die bereits vor dem 1.06.2015 verpackt wurden und noch nach alter Einstufung (R-Sätze) gekennzeichnet sind, lief als letzte Übergangsfrist am 01.06.2017 ab. Hersteller/ Importeure von Stoffen sind verpflichtet, innerhalb eines Monats nach Inverkehrbringen, ihre Angaben der Europäischen Chemikalienagentur (ECHA) zur Hinterlegung im öffentlich zugänglichen europäischen Einstufungs- und Kennzeichnungsverzeichnis (CL Inventory) zu melden. Die von der ECHA gepflegte Datenbank enthält Informationen zur Einstufung und Kennzeichnung (C&L) von angemeldeten und registrierten Stoffen, die Hersteller und Importeure übermittelt haben, einschließlich einer Liste harmonisierter Einstufungen. Um eine gesundheitliche Notversorgung und vorbeugende Maßnahmen künftig besser abzusichern, gelten ab dem 01.06.2020 für Gemische, die aufgrund ihrer Wirkungen als gefährlich eingestuft sind, einheitliche Informationspflichten in allen Mitgliedsstaaten. Importeure und nachgeschaltete Anwender sind verpflichtet, diese Informationen den dafür autorisierten nationalen Stellen, in Deutschland dem BfR vorzulegen.. Es gelten folgende Umweltgefahren: Sonstige Umweltgefahren: Umweltgefährlich gemäß EU-Verordnung.

Anlagen der Kernbrennstoffversorgung und -entsorgung

Anlagen der Kernbrennstoffversorgung und -entsorgung Vom Uran zum Brennelement – diese sogenannte Kernbrennstoffversorgung findet in entsprechenden Anlagen statt. Zwei solcher Anlagen sind in Deutschland in Betrieb. Bei der Kernbrennstoffentsorgung werden zwei Arten international verfolgt: die Wiederaufarbeitung und die direkte Endlagerung. Modell eines Uran-Pellets © picture-alliance/ dpa | Holger Hollemann Der wichtigste Grundstoff zur Nutzung der Atomenergie in Kernreaktoren ist Uran . Zur Kernbrennstoffversorgung zählen die verschiedenen Schritte vom Abbau des Urans bis hin zur Fertigung der Brennelemente . Ein Brennelement eines Siede- oder Druckwasserreaktors ist aus mehreren Brennstäben zusammengesetzt. Ein Brennstab ist ein metallisches Rohr mit ungefähr ein bis anderthalb Zentimetern Durchmesser und bis zu fünf Metern Länge. In diesen Rohren befindet sich der Kernbrennstoff, der aus Uranoxid bzw. bei sogenannten MOX Brennelementen aus Uran- und Plutoniumoxid besteht. Dieser Stoff hat einen grauen Farbton und ist in zylindrische Pellets gepresst und gebrannt (=gesintert). Nach dem Einsatz der Brennelemente im Reaktor sind diese verbraucht und müssen entsorgt werden. Die Verfahrensschritte zur Behandlung, Aufarbeitung und Beseitigung der abgebrannten Brennelemente werden zusammenfassend als Kernbrennstoffentsorgung bezeichnet. Die Schritte der Kernbrennstoffversorgung und -entsorgung Versorgung Abbau uranhaltigen Erzes in Minen Extraktion des Urans aus dem Gestein in Aufbereitungsanlagen Der Urangehalt der abgebauten Erze beträgt typischerweise 0,2 % . In einem Aufbereitungsverfahren wird das Uran aufkonzentriert. Es entsteht das Handelsprodukt „Yellow Cake", das etwa 70 bis 75 % Uran enthält. Das im Yellow Cake enthaltene Uran weist die natürliche Isotopenzusammensetzung von 0,7 % U-235 und 99,3 % U-238 auf. Anreicherung des für Kernspaltung in Leichtwasserreaktoren erforderliche n Uran-Isotops U-235 Atomkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren benötigen Uran mit einem Anteil von 3 bis 5 % des spaltbaren Isotops U-235. Daher muss das Uran an U-235 angereichert werden. Dazu wird das Uran in die chemische Verbindung Uranhexafluorid (UF 6 ) umgewandelt, die leicht in die Gasphase überführt werden kann, da nur in der Gasphase eine Anreicherung einfach möglich ist. Anreicherungsverfahren nutzen den geringen Massenunterschied der U-235- und U-238-Moleküle des Uranhexafluorids, um diese beiden Komponenten zu trennen. Das Produkt der Anreicherungsanlage ist Uranhexafluorid, dessen U-235-Anteil ca. 3 bis 5 % beträgt. Fertigung der mit Kernbrennstofftabletten gefüllten Brennelemente In einer Brennelementfabrik wird das Uranhexafluorid in Urandioxid (UO 2 ) umgewandelt. Aus Urandioxid-Pulver werden Tabletten gepresst, die bei Temperaturen über 1.700 °C gesintert und dann in Hüllrohre aus einer Zirkonlegierung gefüllt und gasdicht verschlossen werden. Man erhält so einzelne Brennstäbe, die zu Brennelementen zusammengesetzt werden. Brennelemente eines Druckwasserreaktors enthalten rund 500 Kilogramm Uran , Brennelemente eines Siedewasserreaktors rund 200 Kilogramm Uran. In Deutschland sind folgende Anlagen zur Kernbrennstoffversorgung in Betrieb: Urananreicherungsanlage in Gronau Brennelementefabrik in Lingen Entsorgung Die Einsatzzeit der Brennelemente im Reaktor beträgt in der Regel drei bis vier Jahre. Aufgrund der Kernspaltungen nimmt der Anteil des spaltbaren U-235 ab, und es entstehen radioaktive Spaltprodukte sowie nennenswerte Mengen des neuen, zum Teil spaltbaren Kernbrennstoffs Plutonium . Alle Tätigkeiten zur Behandlung, Aufarbeitung und Beseitigung der abgebrannten Brennelemente werden zusammenfassend als Entsorgung bezeichnet. Zwei Arten der Entsorgung abgebrannter Brennelemente werden international verfolgt: Wiederaufarbeitung mit Rückgewinnung und Wiederverwendung der nutzbaren Anteile Plutonium und Uran: Die Brennelemente kommen zunächst in ein Zwischenlager, in dem ihre Aktivität abklingt. Bei einer dann folgenden Wiederaufarbeitung werden wiederverwertbares Uran und Plutonium von den radioaktiven Spaltprodukten getrennt. Für die Wiederverwendung im Atomkraftwerk müssen Plutonium und Uran wieder zu Brennelementen verarbeitet werden. Die radioaktiven Spaltprodukte werden verfestigt und dann als radioaktiver Abfall gelagert. oder direkte Endlagerung: Hier wird das gesamte Brennelement einschließlich des darin noch enthaltenen Urans und Plutoniums nach einer Zwischenlagerung zum Zerfall der kurzlebigen Radionuklide und damit verbundener Reduzierung der zerfallsbedingten Wärmeentwicklung als radioaktiver Abfall entsorgt. Dazu werden in einer Konditionierungsanlage die Brennelemente zerlegt, in endlagerfähige Gebinde verpackt und dann als radioaktiver Abfall endgelagert. Aufgrund gesetzlicher Vorgaben ist in Deutschland seit 2005 nur noch die direkte Endlagerung abgebrannter Brennelemente zulässig. In Deutschland sind zentrale und dezentrale Brennelementzwischenlager sowie eine (Pilot-) Konditionierungsanlage in Gorleben als Anlagen zur Kernbrennstoffentsorgung in Betrieb. Um den bestmöglichen Standort in Deutschland für ein Endlager hochradioaktiver Abfälle zu finden, findet unter Aufsicht des BASE ein mehrstufiges Suchverfahren statt. In diesem Endlager sollen auch die abgebrannten Brennelemente aus deutschen Reaktoren in tiefen Gesteinsschichten sicher eingeschlossen werden. Die Schritte der Kernbrennstoffversorgung und -entsorgung Versorgung Abbau uranhaltigen Erzes in Minen Extraktion des Urans aus dem Gestein in Aufbereitungsanlagen Der Urangehalt der abgebauten Erze beträgt typischerweise 0,2 % . In einem Aufbereitungsverfahren wird das Uran aufkonzentriert. Es entsteht das Handelsprodukt „Yellow Cake", das etwa 70 bis 75 % Uran enthält. Das im Yellow Cake enthaltene Uran weist die natürliche Isotopenzusammensetzung von 0,7 % U-235 und 99,3 % U-238 auf. Anreicherung des für Kernspaltung in Leichtwasserreaktoren erforderliche n Uran-Isotops U-235 Atomkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren benötigen Uran mit einem Anteil von 3 bis 5 % des spaltbaren Isotops U-235. Daher muss das Uran an U-235 angereichert werden. Dazu wird das Uran in die chemische Verbindung Uranhexafluorid (UF 6 ) umgewandelt, die leicht in die Gasphase überführt werden kann, da nur in der Gasphase eine Anreicherung einfach möglich ist. Anreicherungsverfahren nutzen den geringen Massenunterschied der U-235- und U-238-Moleküle des Uranhexafluorids, um diese beiden Komponenten zu trennen. Das Produkt der Anreicherungsanlage ist Uranhexafluorid, dessen U-235-Anteil ca. 3 bis 5 % beträgt. Fertigung der mit Kernbrennstofftabletten gefüllten Brennelemente In einer Brennelementfabrik wird das Uranhexafluorid in Urandioxid (UO 2 ) umgewandelt. Aus Urandioxid-Pulver werden Tabletten gepresst, die bei Temperaturen über 1.700 °C gesintert und dann in Hüllrohre aus einer Zirkonlegierung gefüllt und gasdicht verschlossen werden. Man erhält so einzelne Brennstäbe, die zu Brennelementen zusammengesetzt werden. Brennelemente eines Druckwasserreaktors enthalten rund 500 Kilogramm Uran , Brennelemente eines Siedewasserreaktors rund 200 Kilogramm Uran. In Deutschland sind folgende Anlagen zur Kernbrennstoffversorgung in Betrieb: Urananreicherungsanlage in Gronau Brennelementefabrik in Lingen Entsorgung Die Einsatzzeit der Brennelemente im Reaktor beträgt in der Regel drei bis vier Jahre. Aufgrund der Kernspaltungen nimmt der Anteil des spaltbaren U-235 ab, und es entstehen radioaktive Spaltprodukte sowie nennenswerte Mengen des neuen, zum Teil spaltbaren Kernbrennstoffs Plutonium . Alle Tätigkeiten zur Behandlung, Aufarbeitung und Beseitigung der abgebrannten Brennelemente werden zusammenfassend als Entsorgung bezeichnet. Zwei Arten der Entsorgung abgebrannter Brennelemente werden international verfolgt: Wiederaufarbeitung mit Rückgewinnung und Wiederverwendung der nutzbaren Anteile Plutonium und Uran: Die Brennelemente kommen zunächst in ein Zwischenlager, in dem ihre Aktivität abklingt. Bei einer dann folgenden Wiederaufarbeitung werden wiederverwertbares Uran und Plutonium von den radioaktiven Spaltprodukten getrennt. Für die Wiederverwendung im Atomkraftwerk müssen Plutonium und Uran wieder zu Brennelementen verarbeitet werden. Die radioaktiven Spaltprodukte werden verfestigt und dann als radioaktiver Abfall gelagert. oder direkte Endlagerung: Hier wird das gesamte Brennelement einschließlich des darin noch enthaltenen Urans und Plutoniums nach einer Zwischenlagerung zum Zerfall der kurzlebigen Radionuklide und damit verbundener Reduzierung der zerfallsbedingten Wärmeentwicklung als radioaktiver Abfall entsorgt. Dazu werden in einer Konditionierungsanlage die Brennelemente zerlegt, in endlagerfähige Gebinde verpackt und dann als radioaktiver Abfall endgelagert. Aufgrund gesetzlicher Vorgaben ist in Deutschland seit 2005 nur noch die direkte Endlagerung abgebrannter Brennelemente zulässig. In Deutschland sind zentrale und dezentrale Brennelementzwischenlager sowie eine (Pilot-) Konditionierungsanlage in Gorleben als Anlagen zur Kernbrennstoffentsorgung in Betrieb. Um den bestmöglichen Standort in Deutschland für ein Endlager hochradioaktiver Abfälle zu finden, findet unter Aufsicht des BASE ein mehrstufiges Suchverfahren statt. In diesem Endlager sollen auch die abgebrannten Brennelemente aus deutschen Reaktoren in tiefen Gesteinsschichten sicher eingeschlossen werden. Weitere Informationen Anlagen zur Kernbrennstoffver- und -entsorgung in Deutschland: Meldepflichtige Ereignisse seit Inbetriebnahme Informationsplattform zur Endlagersuche

Alternative Reaktorkonzepte

Alternative Reaktorkonzepte Weltweit wird derzeit an verschiedenen Reaktorkonzepten gearbeitet, die als zukünftige Alternativen zu herkömmlichen Atomkraftwerken gesehen werden. Ein vom BASE in Auftrag gegebenes Gutachten analysiert den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte. Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie werden oft unter Sammelbegriffen wie „Reaktoren der 4. Generation“, „neuartige Reaktorkonzepte“ oder auch mit der englischen Bezeichnung „advanced reactors“ („fortgeschrittene Reaktoren“) zusammengefasst. Diese alternativen Reaktoren sollen sich dadurch auszeichnen, dass sie deutlich günstiger Strom bereitstellen können als herkömmliche Atomkraftwerke , gegenüber herkömmlichen Atomkraftwerken sicherer sind, in der Lage sein sollen, neue Kernbrennstoffe zu erbrüten, in der Lage sein sollen, radioaktiven Abfall zu verwerten, weniger Abfallstoffe erzeugen, weniger geeignet zur Erzeugung von Spaltstoffen für Atomwaffen sind. Doch werden die alternativen Reaktorkonzepte den Erwartungen gerecht? Das BASE hat dazu eine wissenschaftliche Studie erstellt, das dieser Fragestellung nachgeht und den Entwicklungsstand, die Sicherheit und den regulatorischen Rahmen der Konzepte analysiert und bewertet. Hier finden Sie die Zusammenfassung der Studienergebnisse . Historische Entwicklung Bereits seit den 1940er und 1950er Jahren wurde an einer Vielzahl verschiedener Reaktorkonzepte geforscht, die auf der Verwendung unterschiedlicher Kernbrennstoffe , Kühlmittel, Moderator -Materialien und Neutronenspektren beruhen. Industriell durchsetzen konnten sich vor allem die Leichtwasserreaktoren, zu denen auch die in Deutschland betriebenen Druck- und Siedewasserreaktoren gehören. Etwa 90% der weltweiten Leistung von Atomkraftwerken wird derzeit von Leichtwasserreaktoren erbracht. Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte Da auch Leichtwasserreaktoren Mängel hinsichtlich ihrer Sicherheit, Brennstoffausnutzung, Wirkungsgrad und Wirtschaftlichkeit aufweisen, steigt seit einiger Zeit wieder das Interesse an alternativen Konzepten. Sie werden häufig als neuartige Reaktoren bezeichnet, beruhen zum Teil aber auf Designs, die sich bereits seit vielen Jahrzehnten in der Entwicklung befinden und bislang keine kommerziell konkurrenzfähigen Baulinien hervorbringen konnten. Im vom BASE beauftragten Gutachten wird aus diesem Grund der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Das Generation IV International Forum Seit 2001 werden Bestrebungen zur Entwicklung alternativer Reaktorkonzepte international im „Generation IV International Forum“ (GIF) koordiniert. Ziel ist es, zeitnah einsatzfähige Kernreaktoren alternativer Technologielinien hervorzubringen, die verbesserte Eigenschaften aufweisen. Es werden sechs verschiedene Technologielinien verfolgt: Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor, VHTR) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Außerhalb des Arbeitsfeldes des GIF befinden sich weitere Konzepte in Entwicklung, so zum Beispiel: Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems, ADS) Alternative Technologielinien 1.) Hochtemperaturreaktor (Very High Temperature Reactor – VHTR) Während die meisten herkömmlichen Reaktoren (so auch die in Deutschland betriebenen Leichtwasserreaktoren) das verwendete Kühlmedium Wasser auf Temperaturen von etwa 300 °C erhitzen, arbeiten einige Reaktortypen bei deutlich höheren Temperaturen. Das Konzept des Hochtemperaturreaktors sieht vor, Temperaturen von 750 °C bis über 1000 °C zu erreichen. Diese hohen Temperaturen ermöglichen zum einen deutlich höhere Wirkungsgrad e als bei anderen Reaktortypen, also eine verbesserte Ausbeute bei der Umwandlung von Wärme in elektrischen Strom. Zum anderen kann die Wärme alternativ für bestimmte Industrieprozesse wie die Produktion von Wasserstoff genutzt werden. Schematische Darstellung eines Hochtemperaturreaktors © BASE Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb. 2.) Salzschmelzereaktor (Molten Salt Reactor – MSR) Üblicherweise werden in Kernreaktoren Brennstoffe in fester Form als sogenannte Brennstäbe verwendet. In Salzschmelzereaktoren liegt der Brennstoff dagegen als geschmolzenes Salz vor, das durch den Reaktor gepumpt wird. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Teilweise werden Salzschmelzereaktoren auch als Flüssigsalzreaktoren bezeichnet. Schematische Darstellung eines Salzschmelzereaktors © BASE Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . 3.) Mit superkritischem Wasser gekühlter Reaktor (Supercritical-water-cooled Reactor – SCWR) Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist aufgebaut wie ein Siedewasserreaktor , allerdings sind Druck und Temperatur so hoch, dass das Wasser nicht siedet; es befindet sich im sogenannten superkritischen (oder auch überkritischen) Zustand. Das Wasser zirkuliert in einem einfachen Kühlkreislauf und wird direkt in die Turbine gespeist. Schematische Darstellung eines mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors © BASE Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. 4.) Gasgekühlter Schneller Reaktor (Gas-cooled Fast Reactor – GFR) In Gasgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mithilfe schneller Neutronen gespalten. Diese haben eine höhere Bewegungsenergie als thermische Neutronen , die in Leichtwasserreaktoren verwendet werden. Ähnlich wie bei Hochtemperaturreaktoren findet dabei Helium als Kühlmittel Verwendung. Dadurch werden besonders hohe Austrittstemperaturen und ein gegenüber herkömmlichen Leichtwasserreaktoren erhöhter Wirkungsgrad ermöglicht. Schematische Darstellung eines Gasgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. 5.) Natriumgekühlter Schneller Reaktor (Sodium-cooled Fast Reactor – SFR) In Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren wird der Kernbrennstoff mittels schneller Neutronen gespalten. Der Reaktorkern befindet sich dabei in einem Kühlbecken (sogenannte Pool-Bauweise), welches mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Ein sekundärer Natriumkreislauf nimmt die Wärme aus dem primärseitigen Natrium-Pool auf und leitet sie zur Verwendung für die Stromerzeugung aus dem Reaktorbehälter heraus. Schematische Darstellung eines Natriumgekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. 6.) Bleigekühlter Schneller Reaktor (Lead-cooled Fast Reactor – LFR) Der Bleigekühlte Schnelle Reaktor beruht auf Kernspaltung mittels schneller Neutronen . Als Kühlmittel werden Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung verwendet. Der Primärkreislauf ist so konstruiert, dass das flüssige Metall aufgrund natürlicher Konvektion zirkuliert. Auf primärseitige Umwälzpumpen kann somit verzichtet werden. Die Stromerzeugung erfolgt über eine im Sekundärkreislauf angetriebene Turbine. Schematische Darstellung eines Bleigekühlten Schnellen Reaktors © BASE Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. 7.) Beschleunigergetriebener unterkritischer Reaktor (Accelerator-driven Systems – ADS) Konzepte für beschleunigergetriebene Reaktoren kombinieren einen unterkritischen Reaktorkern, in welchem keine selbsterhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion zustande kommen kann, mit einer externen Neutronenquelle, welche die für die Kernspaltung notwendigen Neutronen zur Verfügung stellt. Die Neutronenquelle ist beschleunigergetrieben, das heißt, sie arbeitet mithilfe eines Teilchenbeschleunigers. Die Leistung des Reaktors soll direkt über die Leistung des externen Teilchenbeschleunigers gesteuert werden können. Wird der Beschleuniger (und damit die Neutronenquelle) abgeschaltet, kommen die Kernspaltungsreaktionen zum Erliegen. Schematische Darstellung eines beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors © BASE Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Wie funktioniert der Hochtemperaturreaktor? Anstelle von Wasser sehen Hochtemperaturreaktor-Konzepte das Gas Helium als Kühlmittel vor. Dadurch kann der Reaktor bei niedrigerem Druck arbeiten und ist so bei extrem hohen Temperaturen besser beherrschbar als herkömmliche Leichtwasserreaktoren. Als Brennstoff kommt überwiegend Uranoxid oder -carbid zum Einsatz. Der Brennstoff liegt in Form kleiner Kügelchen vor, die mit einer Schutzhülle umgeben sind. Die Kügelchen wiederum sind eingelassen in Kugeln oder prismatische Blöcke aus Graphit, welches als Moderator dient. Diese Kugeln bzw. Blöcke stellen die Brennelemente dar. Sie werden vom Kühlmittel umströmt, welches die in der Kernreaktion entstehende Wärme abtransportiert. Diese Wärme kann zum Beispiel genutzt werden, um Wasser zu erhitzen und damit eine Dampfturbine anzutreiben. Was sind die Vor- und Nachteile von Hochtemperaturreaktoren? Neben dem erhöhten Wirkungsgrad und der Bereitstellung von Prozesswärme mit hohen Temperaturen bieten Hochtemperaturreaktoren weitere Vorteile gegenüber herkömmlichen Reaktoren. Das Design der Brennelemente und die Heliumkühlung weisen verbesserte Sicherheitsmerkmale auf. So lassen sich zusätzliche Sicherheitssysteme einsetzen, welche bei wassergekühlten Reaktoren zum Teil nicht zur Verfügung stehen. Konstruktionsbedingt weist der Hochtemperaturreaktor im Verhältnis zum Gesamtvolumen des Reaktorkerns eine relativ geringe Leistung auf, eine Kernschmelze gilt damit als ausgeschlossen. Neben angereichertem Uran können bei geeigneter Auslegung der Anlage auch Natururan, Thorium, Plutonium oder Mischoxide als Brennstoff verwendet werden. Die Technologie bringt jedoch auch große Nachteile mit sich. Die hohe Temperatur und das Kühlmittel Helium stellen eine Herausforderung für die Auswahl einsetzbarer Materialien dar. Gasgekühlte Reaktoren weisen zudem oftmals Probleme wie eine ungleichmäßige Kühlung, hohen Abrieb und Staubbildung sowie eine erhöhte Brandgefahr bei Wasser- oder Lufteintritt auf, infolgedessen es wiederum zur Freisetzung von radioaktiven Stoffen kommen kann. Die Endlagerung der abgebrannten Brennelemente wird aufgrund des hohen Anteils an radioaktivem Graphit im Vergleich zu herkömmlichen Brennelementen als deutlich kostenintensiver eingeschätzt. Entwicklungsstand von Hochtemperaturreaktoren Gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren werden bereits seit den 1960er Jahren erforscht. Mit den Kugelhaufenreaktoren in Jülich und Hamm-Uentrop wurden auch in Deutschland Prototypanlagen nach diesem Konzept entwickelt. Ende der 1980er Jahre wurden beide Anlagen aufgrund diverser technischer Probleme abgeschaltet und die Technologie in Deutschland sukzessvive aufgegeben. Weitere Hochtemperaturreaktor-Projekte gab und gibt es unter anderem in Großbritannien, den USA , Japan und Frankreich. Ein Projekt in Südafrika, das auf der Technik des AVR Jülich basierte, wurde 2010 wegen technischer Schwierigkeiten und mangelnder Finanzierung auf unbestimmte Zeit pausiert. Seit 2003 ist in der Volksrepublik China ein Hochtemperatur-Versuchsreaktor in Betrieb, der ebenfalls auf dem Kugelhaufen-Design beruhende HTR-10. Im Herbst 2021 erreichten dort zwei weitere Hochtemperaturreaktoren des Typs HTR-PM als Demonstrationsanlagen Kritikalität . Ein ähnliches Projekt in den USA wurde vor der Realisierung eines Demonstrationsreaktors eingestellt, am Konzept des Hochtemperaturreaktors wird dort aber weiter geforscht. Bei den aktuellen Entwicklungen ist ein genereller Trend hin zu moderat hohen Betriebstemperaturen von 700-850 °C zu beobachten. Bis heute ist keine Anlage des Typs Hochtemperaturreaktor zur kommerziellen Stromerzeugung in Betrieb. Wie funktioniert der Salzschmelzereaktor? Der Brennstoff ist Bestandteil einer Mischung geschmolzener Salze (Fluoride und Chloride). Durch die Auswahl der Salze und deren Mischungsverhältnis lässt sich die Konzentration des spaltbaren Brennstoffes sehr präzise einstellen. So kann genau die Konzentration hergestellt werden, die für die Aufrechterhaltung einer stabilen Kettenreaktion notwendig ist. Die Temperaturen in der Salzschmelze betragen ca. 600-700 °C. Im Inneren des Reaktors kommt es zu kontrollierten Kernreaktionen, die Wärme produzieren. Mit dieser Wärme kann Wasserdampf erhitzt und damit eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Salzschmelzereaktoren? Das Sicherheitskonzept von Salzschmelzereaktoren basiert auf grundlegenden physikalisch-chemischen Eigenschaften und kommt mit weniger aktiver Sicherheitstechnik als beispielsweise herkömmliche Leichtwasserreaktoren aus. Zentraler Bestandteil des Sicherheitskonzepts ist, die flüssige Salzschmelze bei Störungen des Betriebs in vorgesehene Behältnisse abfließen zu lassen, in denen eine weitere Kettenreaktion nicht möglich ist. Außerdem können Salzschmelzereaktoren eine sogenannte chemische Aufbereitung integrieren. In einer zusätzlichen Anlage im Primärkreis (Brennstoffbearbeitungsanlage) können dabei die Spaltprodukte und die Zusammensetzung der Spaltprodukte , des Brennstoffs und des eingesetzten Salzgemisches im laufenden Betrieb optimiert werden. Im Gegensatz zu Leichtwasserreaktoren herrscht im Primärkreislauf eines Salzschmelzereaktors kein erhöhter Druck, wodurch einige Unfallszenarien ausgeschlossen werden können. Ein großer Nachteil des Salzschmelzereaktors ist die erhöhte Korrosion im Inneren der Rohrsysteme. Das heiße Brennstoff-Salz-Gemisch greift die Metalle des Reaktors an, sodass deren Lebensdauer eingeschränkt ist. Diese Problematik ist auch Bestandteil aktueller Forschung und ein wichtiger Grund, warum Salzschmelzereaktoren zurzeit nur als Forschungs- oder Pilotanlagen existieren. Einige Konzepte für Salzschmelzereaktoren werben damit, dass sie auch radioaktiven Abfall verwerten könnten. Damit sollen sogenannte Transurane, die im Reaktor bei der Kernspaltung entstehen, sowie auch einzelne langlebige Spaltprodukte gezielt umgewandelt, also transmutiert werden können. Dies konnte bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es jedoch nicht möglich, sämtliche dieser radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Abhängig von der konkreten Ausgestaltung des Konzepts eines Salzschmelzereaktors würden von bisherigen Leichtwasserreaktoren abweichende radioaktive Reststoffe entstehen. Die gesamte Entsorgungskette müsste angepasst werden, von der Entwicklung geeigneter Konditionierung sverfahren und neuer Behälter bis hin zu den Anforderungen an eine Zwischen- und Endlagerung der radioaktiven Reststoffe. Entwicklungsstand von Salzschmelzereaktoren Salzschmelzereaktoren wurden in Form zweier Experimentalreaktoren zuletzt in den 1950er und 1960er Jahren in den USA betrieben. Aktuell wird in mehreren Ländern an der Weiterentwicklung dieser Technologie geforscht. Die Forschungsarbeiten finden sich in sehr unterschiedlichen Stadien und umfassen Konzeptstudien sowie theoretische und experimentelle Vorarbeiten. Am weitesten vorangeschritten ist die Entwicklung eines Experimentalreaktors in China (TMSR-LF1). Die Inbetriebnahme dieses seit 2018 erbauten Reaktors wurde im Sommer 2022 durch die chinesischen Behörden genehmigt. Ein Reaktordesign, das meist zu den Salzschmelzereaktoren gezählt wird, ist der Dual-Fluid-Reaktor . Wie funktioniert der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor? Der mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktor ist ein Kernreaktor, der superkritisches Wasser als Arbeitsmedium verwendet. Das Wasser befindet sich stets im superkritischen Zustand, hat also eine Temperatur von über 374 °C und einen Druck von mindestens 221 bar. Oberhalb dieses als „kritischer Punkt“ des Wassers bezeichneten Punkts finden keine Phasenübergänge statt, das heißt, das Wasser siedet und kondensiert nicht mehr. Der Aufbau des Reaktors entspricht einem Siedewasserreaktor . In einem einfachen Kühlkreislauf wird das Wasser im Reaktorkern erhitzt und anschließend direkt in die Turbine gespeist. Im superkritischen Zustand verdampft das Wasser dabei nicht, anders als beim Siedewasserreaktor . Das Kühlmittel hat somit eine höhere Dichte und kann die Wärme effizienter aufnehmen und aus dem Kern transportieren. Die Kerntemperatur ist höher als bei Siede- und Druckwasserreaktoren , der Druck liegt deutlich höher als bei Druckwasserreaktoren (dort in der Regel maximal 160 bar). Was sind die Vor- und Nachteile des mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktors? Der Aufbau des Reaktors ist einfach und der Wirkungsgrad hoch (bis zu 45 % ). Das spezielle Neutronenspektrum des superkritischen Leichtwasserreaktors weist neben thermischen auch schnelle Neutronen auf. Durch diese findet eine Transmutation langlebiger Radionuklide in kurzlebigere statt, der abgebrannte Kernbrennstoff strahlt also weniger lang. Ein Nachteil ist, dass wie im Siedewasserreaktor die Turbine durch den direkten Kontakt mit dem Kühlwasser im Primärkreislauf radioaktiv kontaminiert wird. Der Druck im Kreislauf ist mit ca. 250 bar sehr hoch, weshalb der Reaktordruckbehälter sowie alle anderen Bauteile des Primärkreises dicker und stabiler ausgeführt werden müssen als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren. Beschädigungen am Primärkreis bedeuten aufgrund des hohen Drucks auch eine erhöhte Gefahr . Entwicklungsstand von mit superkritischem Wasser gekühlten Reaktoren Der Betrieb von Kohlekraftwerken mit superkritischem Wasser wurde erstmals in den 1950er Jahren erprobt und ist heute Standard bei Neubauprojekten. Die Übertragung des Konzepts in die Kerntechnik wurde spätestens seit den 1990er Jahren intensiver beforscht. Allerdings weisen Materialien, die in modernen Kohlekraftwerken eingesetzt werden, für den Einsatz im nuklearen Bereich keine ausreichende Korrosionsbeständigkeit auf. So gibt es weiteren relevanten Forschungs- und Entwicklungsbedarf in den Bereichen Hüllrohr- und Strukturmaterialien und Sicherheitsfunktionen. Am weitesten fortgeschritten sind derzeit Designs aus China, der EU , Japan, Kanada, Korea, Russland und den USA . Die Entwicklung befindet sich aber insgesamt in einem frühen Stadium. Es ist derzeit noch keine Prototypanlage in Planung. Wie funktioniert der Gasgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist ähnlich wie ein klassischer Druckwasserreaktor ( Leichtwasserreaktor ) aufgebaut. Anstelle von Wasser wird jedoch Helium (denkbar sind auch andere Gase) als Kühlmittel verwendet. Als Brennstoff kommen Uran , Thorium, Plutonium oder Mischungen davon zum Einsatz. Anders als beim Hochtemperaturreaktor, welcher wie herkömmliche Leichtwasserreaktoren mit moderierten thermischen Neutronen arbeitet, wird der Brennstoff in schnellen Reaktoren mithilfe schneller Neutronen gespalten. Daher ist die Verwendung eines Moderator s nicht notwendig. Die hohe Arbeitstemperatur von etwa 850 °C ermöglicht hohe Wirkungsgrade oder kann als Prozesswärme für Industrieprozesse genutzt werden. Was sind die Vor- und Nachteile von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren? Der vorgesehene Aufbau des Reaktors ist relativ einfach und auf einen Moderator kann gänzlich verzichtet werden. Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es zu Transmutation en, wodurch weniger langlebiger Atommüll entsteht. Außerdem kann Helium als Kühlmittel auf sehr hohe Temperaturen erhitzt werden und wird selbst nicht radioaktiv. Hier liegt auch der Nachteil der schnellen gasgekühlten Reaktoren, denn Helium ist nicht sehr wärmeleitfähig, wodurch sich erhöhte Anforderungen an die Kühlung des Reaktorkerns während des Betriebs, aber auch direkt nach Abschaltung ergeben. Aufgrund der hohen Temperaturen könnten zudem nur besonders hitzebeständige Werkstoffe zum Einsatz kommen. Eine zusätzliche Belastung entsteht durch den hohen Neutronenfluss. Die unmoderierten schnellen Neutronen sind schwieriger abzuschirmen und dringen weiter in Materialien ein als moderierte Neutronen . Dies beeinträchtigt die Lebensdauer dieser Materialien. Entwicklungsstand von Gasgekühlten Schnellen Reaktoren Arbeiten am Konzept des schnellen gasgekühlten Reaktors liefen seit den 1960er Jahren in den USA und Deutschland, später auch in Großbritannien und Japan. Seit den 2000er Jahren wird die Forschung vor allem von Frankreich vorangetrieben. Bis heute wurde allerdings noch kein heliumgekühlter Schneller Reaktor gebaut und betrieben. Insbesondere für geeignete Brennstoffe sowie Hüllrohr- und Strukturmaterialien für die Hochtemperaturauslegung muss noch umfangreiche Forschungs- und Entwicklungsarbeit geleistet werden. Auch hinsichtlich notwendiger Sicherheitssysteme sowie allgemein Sicherstellung eines zuverlässigen und sicheren Betriebs sind viele Fragen ungeklärt. Insgesamt befindet sich die Entwicklung noch im Bereich der angewandten Forschung ohne existierende Prototypdesigns. Eine kommerzielle Nutzung zur Stromerzeugung oder für industrielle Anwendungen ist nicht absehbar. Wie funktioniert der Natriumgekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktorkern mit dem Brennstoff befindet sich in einem beckenförmigen Behälter, welcher mit flüssigem Natrium gefüllt ist. Natrium wird wegen seiner hohen Wärmekapazität und guten Leitfähigkeit verwendet. Es siedet im Betrieb nicht, sodass kein erhöhter Druck im Reaktorbehälter herrscht. Über einen Wärmetauscher innerhalb des Reaktorbehälters wird die Wärme vom primärseitigen Natrium auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem ebenfalls flüssiges Natrium zirkuliert. Aus diesem Sekundärkreis wird die Wärme auf einen wasserführenden Tertiärkreis ausgekoppelt, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Im Gegensatz zu vielen anderen Reaktorkonzepten kommen bei schnellen Reaktoren unmoderierte, schnelle Neutronen zum Einsatz. Sie können in Brutreaktion en zusätzliches Spaltmaterial aus nicht spaltbaren Isotopen wie Uran -238 oder Thorium-232 produzieren. Nach einer Aufarbeitung kann das so entstehende Spaltmaterial als Kernbrennstoff verwendet werden. Auch eine Reduktion der entstehenden langlebigen nuklearen Abfälle durch Transmutation wird bei entsprechender Auslegung des Reaktors und der Brennstofffertigung versprochen. Was sind die Vor- und Nachteile von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren? Dank seiner hohen Wärmekapazität kann das Natrium die Nachzerfallswärme der Brennelemente auch ohne Umwälzung vollständig aufnehmen. Fällt beispielsweise durch einen Stromausfall die Kühlung aus, wird somit eine Kernschmelze passiv verhindert. Im Fall eines Lecks tritt weniger Kühlmittel aus, da Primär- und Sekundärkreislauf drucklos arbeiten. Daher sollen sich hier Vorteile im Bereich Sicherheit ergeben. Allerdings müssen spezifische Störfallrisiken wie Natrium-Leckagen und -brände berücksichtigt werden. Im Fall eines Kühlmittelaustritts muss ein Kontakt des sehr reaktionsfreudigen Natriums mit Wasser und Sauerstoff unterbunden werden, dafür sind zusätzliche Sicherheitsbarrieren notwendig. Das System ist komplex und vergleichsweise teuer, nicht zuletzt da es drei Kühlkreisläufe erfordert. In früheren Jahrzehnten wurde die Möglichkeit, zusätzlichen Brennstoff in Reaktoren erbrüten zu können ( Brutreaktion ), teilweise als Vorteil gesehen. Allerdings ergaben sich aufgrund der Menge der weltweiten Uranvorkommen keine wirtschaftlichen Vorteile einer solchen Anwendung in größerem Maßstab. Außerdem wird je nach Konfiguration waffentaugliches Plutonium im Reaktor erbrütet. Dies erhöht Risiken bzgl. der Verbreitung von atomwaffenfähigem Material (Proliferation). Hinsichtlich der Transmutation langlebiger Abfallstoffe muss festgestellt werden, dass so eine Anwendung bisher nicht zur Einsatzreife entwickelt werden konnte. Nach derzeitigem Forschungsstand wäre es nicht möglich, sämtliche radioaktiven Abfälle umzuwandeln. Zudem würden neue Spaltprodukte entstehen. Ein Vorteil für die z.B. in Deutschland verfolgte Endlagerstrategie ergäbe sich daher nicht. Entwicklungsstand von Natriumgekühlten Schnellen Reaktoren Der schnelle natriumgekühlte Reaktor war eines der ersten Reaktorkonzepte aus den Anfangszeiten der zivilen Atomenergienutzung. Natriumgekühlte Brutreaktoren waren und sind in mehreren Ländern im Einsatz. Auch im deutschen Forschungszentrum Karlsruhe lief von 1977 bis 1991 mit dem KNK -II eine derartige Versuchsanlage. Das auf derselben Technologie basierende Atomkraftwerk Kalkar ging aufgrund von Sicherheitsbedenken nie in Betrieb. In Russland und China laufen derzeit drei schnelle natriumgekühlte Reaktoren im kommerziellen Betrieb, weitere befinden sich dort sowie in Indien im Bau. Forschung und Entwicklung von Reaktorkonzepten der Technologielinie finden weltweit in einer Vielzahl von Ländern statt. Das „Generation IV International Forum“ hat dem Entwicklungsprojekt höchste zeitliche Priorität eingeräumt. Geplant ist die Entwicklung eines fortgeschrittenen schnellen natriumgekühlten Reaktors mit der Möglichkeit zur Transmutation besonders langlebiger Abfallstoffe voranzutreiben und in den 2020er Jahren in eine Demonstrationsphase überzugehen. Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten hierfür werden von China, EURATOM , Frankreich, Japan, Korea, Russland und den USA getragen. Wie funktioniert der Bleigekühlte Schnelle Reaktor? Der Reaktor ist in Pool-Bauweise konstruiert, das heißt, dass sich der Reaktorkern in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit dem Kühlmittel befüllt, hierfür kommt flüssiges Blei oder eine Blei-Bismut-Legierung zum Einsatz. Das metallische Kühlmittel siedet im Betrieb nicht, sodass im Reaktorbehälter Normaldruck herrscht. Aufgrund der Aufheiz- und Abkühlvorgänge in den verschiedenen Zonen des Reaktorbehälters zirkuliert das Kühlmittel auf natürliche Weise, ohne dass eine Umwälzung durch Pumpen stattfinden muss. Die Wärme wird über einen Wärmetauscher auf einen Sekundärkreis übertragen, in welchem eine Turbine zur Stromerzeugung angetrieben wird. Die im Reaktor zum Einsatz kommenden schnellen Neutronen können je nach Auslegung zusätzlichen Brennstoff erbrüten ( Brutreaktion ) oder potentiell eine Verringerung der langlebigen Abfallstoffe durch Transmutation bewirken. Was sind die Vor- und Nachteile von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren? Wie andere schnelle Reaktoren bietet der schnelle bleigekühlte Reaktor die Möglichkeiten, zusätzlichen Brennstoff zu erbrüten oder auch langlebige Abfallstoffe durch Transmutation in kurzlebigere oder stabile Stoffe umzuwandeln. Der Reaktorkern kann so dimensioniert werden, dass die pro Volumen entstehende Wärmemenge relativ gering ist. Die Blei-Legierung kann die gesamte Wärme in einer sich automatisch einstellenden Zirkulation abführen, es werden keine Primärkreispumpen benötigt. Der Primärkreis arbeitet außerdem drucklos. Zusätzlich hat Blei sehr gute Abschirmeigenschaften gegen die vom Brennstoff ausgehende ionisierende Strahlung . Ein Nachteil des Systems ist, dass die Blei-Bismut-Legierung stets bei Temperaturen oberhalb ihres Schmelzpunktes (min. 123 °C) gehalten werden muss. Andernfalls verfestigt sie sich und der gesamte Reaktor wird unbrauchbar. Das Kühlmittel muss außerdem aufwändig filtriert werden. Blei und Bismut haben sehr hohe Dichten, sodass die Anlage aufgrund des enormen Gewichts stärkere Strukturen erfordert. Bismut ist zudem sehr selten und teuer. Entwicklungsstand von Bleigekühlten Schnellen Reaktoren Bereits in den 1940er bestand ein Forschungsprojekt zum schnellen bleigekühlten Reaktor in den USA , das 1950 eingestellt wurde. In der Sowjetunion wurden Reaktoren dieser Bauart zum Antrieb von U-Booten entwickelt, diese fanden bis 1996 Verwendung. Seit den 1990er/2000er Jahren wird wieder vermehrt an dem Konzept geforscht. Unter anderem laufen in den USA , China, Russland, Südkorea und der EU diesbezügliche Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Besonders die Minimierung von Korrosions- und Erosionsrisiken durch das im Primärkreislauf zirkulierende Flüssigmetall sowie die Filtrierung des Kühlmittels stellen aktuell noch zu lösende Probleme bei der Entwicklung dar. Wie funktioniert der beschleunigergetriebene unterkritische Reaktor? Wesentlich für die Funktion des Reaktors ist die räumliche Integration einer Neutronenquelle in den Reaktorkern. Hierfür wird eine sogenannte Spallation squelle vorgesehen. Mithilfe eines externen Teilchenbeschleunigers (Protonen-Beschleuniger) werden Protonen auf ein Stück Schwermetall im Reaktorkern geschossen. Die Protonen zerschmettern die Atome des Schwermetalls in kleinere Bruchstücke. Bei diesem als Spallation bezeichneten Vorgang werden hochenergetische (schnelle) Neutronen frei, die im Kernbrennstoff Spaltungsreaktionen verursachen und dabei weitere Neutronen erzeugen, die wiederum für Spaltprozesse zur Verfügung stehen. Die Konstruktion des Reaktors soll sich an anderen Schnellen Reaktoren orientieren und wird als Pool-System vorgesehen, bei dem der Reaktorkern sich in einem beckenförmigen Behälter befindet. Das Becken ist mit Blei oder einer Blei-Bismut-Legierung als Kühlmittel gefüllt. Die Spallations-Neutronenquelle ist zentral im Reaktorkern angeordnet. Von ihr ausgehende Neutronen bewirken Spaltungsreaktionen im Brennstoff, wobei weitere Neutronen frei werden. Die in Form von Wärme frei werdende Energie wird auf das Kühlmittel übertragen. Über einen Wärmetauscher geht die Wärme auf einen Sekundärkreis über und steht zur Stromerzeugung zur Verfügung. Was sind die Vor- und Nachteile des beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktors? Neben den sich aus der Bleikühlung ergebenden Vorteilen (siehe hierzu Bleigekühlter Schneller Reaktor) soll die beschleunigergetriebene unterkritische Anordnung zusätzliche Sicherheitsvorteile mit sich bringen. Insbesondere ist die Leistung des Reaktors direkt von der Leistung des Beschleunigers abhängig – wird dieser abgeschaltet, kommt die Kettenreaktion sofort zum Erliegen. Danach muss wie bei herkömmlichen Reaktoren die Nachzerfallswärme abgeführt werden, sodass reguläre und Notkühlsysteme ebenfalls erforderlich sind. Hinsichtlich der Brennstoffzusammensetzung sollen beschleunigergetriebene Systeme aufgrund der externen Kritikalität ssteuerung besonders flexibel sein, sodass ihnen eine besondere Eignung zur Transmutation langlebiger Abfallstoffe zugesprochen wird. Zu den Nachteilen der Bleikühlung kommen große Herausforderungen bei der Entwicklung geeigneter Systeme, insbesondere der Spallation squellen und den dafür notwendigen Beschleunigern. Die Protonen-Beschleuniger sind kostspielig und groß. Für beschleunigergetriebene unterkritische Systeme wären zudem besonders zuverlässige und langlebige Beschleuniger vonnöten. Darüber hinaus muss die Wärmeabfuhr aus dem mit Protonen beschossenen Schwermetallstück sichergestellt werden. Außerdem ist permanent ein Teil des erzeugten Stroms für den Betrieb des Beschleunigers aufzuwenden. Entwicklungsstand von beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren In den 1950er Jahren entstand die Idee, Kernbrennstoff mithilfe von Spallations-Neutronenquellen zu erbrüten. Konzepte und erste Experimente wurden in den USA , später u. a. auch in Kanada und Russland erarbeitet. Aufgrund des Fortschritts der Beschleuniger-Technologie erhielt das Konzept ab den 1990er Jahren neue Aufmerksamkeit. Auch wenn sich seither in mehreren Ländern Reaktorsysteme in der Entwicklung befinden, wurden bisher nur Spallationsquellen für Forschungszwecke verwirklicht. Eine Demonstration der Kombination von Spallationsquelle und unterkritischem Reaktor sieht derzeit beispielsweise das europäische MYRRHA-Pilotprojekt in Belgien vor, das nach derzeitigem Planungsstand voraussichtlich in den 2030er Jahren in den Betrieb gehen soll. Weitere Informationen zu Transmutation und alternativen Entsorgungsoptionen Transmutation hochradioaktiver Abfälle Faktencheck: Transmutation Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu Partitionierungs- und Transmutationsanlagen für hochradioaktive Abfälle (P&T) Verfolgung und Aufbereitung des Standes von Wissenschaft und Technik bei alternativen Entsorgungsoptionen für hochradioaktive Abfälle (altEr)

Safety studies with nuclear fuels, 1988-1991

Das Projekt "Safety studies with nuclear fuels, 1988-1991" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To study mechanisms and properties determining fuel and fission product behaviour during both, base and off-normal conditions. This activity involves unirradiated and irradiated 'classical' and 'improved' fuel samples of various composition and over a wide range of temperatures, up to very high burn-up, and makes use of appropriate computer models. The final aim of the activity is the improvement of the safety of fuel operation in a reactor. General Information: Progress to end 1990. The Laboratory continued its cooperation with the International Fission Gas Release Project Riso III (Dk) by incorporating the extensive experimental data resulting from the programme into the OFT data bank and evaluating them with existing TU fuel performance codes. - The OECD-coordinated activity for analysing fuel and fuel debris of the Three Mile Island (TMI) damaged reactor has been concluded. An apparatus for thermal diffusivity measurements on active specimens with the laser flash technique has been constructed. - Nitride fuels with a 'tailored' structure and heterogeneous fuels (U, Pu)O2 and UN) were fabricated for short-term irradiations in the HFR-reactor. Irradiations of fuels for future reactors to test their behaviour at the beginning of life (BOL) and at the end of life (EOL), NILOC (HFR) and NIMPHE (PHENIX), respectively, have been continued. Out-of-pile tests were performed to study changes in structure and composition of mixed nitride fuel pins in an axial temperature gradient. - Measurements of the heat capacity of UO2 up to 8000K were concluded and the results are being analysed. Radiative properties of oxides (thoria, urania, zirconia) were measured in the solid and the liquid range. A model for the total emissivity of urania was developed. - The code MITRA has been adapted to perform source term calculations. A computer code for the calculation of the thermo chemical equilibrium of fission products was written and a database for fission product compounds has been implemented with interface to the SOLGASMIX/MITRA codes. A shielded Knudsen cell for irradiated UO2 fuel has been assembled. - Work in 1990 on the safety of nuclear fuels has resulted in 33 (status September '90) contributions to conferences, articles in scientific journals, reports and chapters in books; two patents were granted. Detailed description of work foreseen in 1991 (expected results). Riso III results will undergo final evaluation and fuel work will concentrate on MOX fuel and on the structural and chemical changes at local burn-ups of up to 15 per cent . Laboratory work will principally deal with SIMFUEL with 6 and 8 per cent burn-up. Modelling work will continue. Annealing tests will be performed under oxidizing and reducing atmosphere on U02 samples irradiated up to 55 GWd/t, in order to determine fission gas release as a function of O/M . A remotely controlled thermal diffusivity apparatus will be mounted in a hot cell. BOL and EOL irradiations NILOC and ...

Teilvorhaben 4: Abtrennung von Uranylionen aus Sicker- und Grundwässern mit uranophilen Calixarenen

Das Projekt "Teilvorhaben 4: Abtrennung von Uranylionen aus Sicker- und Grundwässern mit uranophilen Calixarenen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Heimbach durchgeführt. Gesamtziel des Vorhabens ist die Abtrennung von geloesten Uransalzen aus Sicker-, Grund- und Grubenwasser. Dazu werden spezifisch wirkende Filtermedien entwickelt. Die Filtermedien basieren auf einen Nadelfilz, der auf Grund seiner dreidimensionalen Struktur eine grosse Flaeche bietet, auf der die uranophilen Calixarene als Uranylkation-Faenger fixiert werden koennen. Es ist nicht bekannt, diese supramolekularen Komplexbinder bei einer flexiblen Anbindung an die Fasern eines Nadelfilzes die spezifische Eigenschaft beizubehalten, Uranylkationen zu komplexieren und selektiv zu separieren. Unterschiedliche Anbindungen von Calixarenen sollen untersucht werden. Wenn die Selektivitaet dadurch nicht eingeschraenkt wird, ist die Abtrennung von Uranylkationen sehr viel einfacher als die bekannten Extraktionsverfahren. Die optimale Anbindung der Calixarene ist damit ein wichtiges Ziel dieses Vorhabens. Die Art der Bindung wird auch die Auswahl des Polymers bestimmen. Diese Einschraenkung ist allerdings unkritisch, da von Seiten der Temperatur keine besonderen Anforderungen gegeben werden. Die Entsorgung kann durch Verbrennen des Filtermediums erfolgen, die Uranylkationen liegen dann als fester Uranoxid vor.

Saferty of actinides in the nuclear fuel cycle, 1992-1994

Das Projekt "Saferty of actinides in the nuclear fuel cycle, 1992-1994" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To carry out safety studies with nuclear fuels under long-term and off-normal conditions, to evaluate and reduce risks associated with storing and handling actinides, to carry out basic solid state studies on actinides and collect data and bibliographic references on properties and applications of transuranium elements. General Information: Progress to end 1991. The Institute continued efforts to contribute to the safety of nuclear fission by concentrating its research activities on investigations of the behaviour of nuclear fuel after prolonged irradiation and under variable reactor operating conditions. Mechanism for the release of fission products from irradiated fuel were further elucidated, and the formation of particular structural features which may limit the fuel lifetime were better understood. First results of the post-irradiation examination of nitride fuels irradiated in the Fench PHENIX reactor were obtained, demonstrating the technological potential and the limitations of this fuel type. The measurement of the physical fuel properties of nuclear fuels at extremely high temperatures was continued, and first results of the thermal expansion of uranium dioxide for above its melting temperature were obtained. A facility was installed in order to study possibilities of (nuclear) aerosol agglomeration under dynamic conditions in a high-power acoustic field at ultrasonic and audible frequencies. Mixed oxide fuel rods containing minor actinides (MA), which had been irradiated in a fast reactor (PHENIX) in order to study possibilities of MA transmutation, were analysed. Np-based specimens, mostly in the form of single crystals, were prepared for basic experimental solid state physics studies at the Institute and in various overseas and European laboratories. Progress was made in understanding the electronic structure of transuranium elements and their compounds by further development of theories and experimental efforts in high-pressure research and photoelectron spectroscopy. Equipment for Moessbauer spectroscopy and for other physical property measurements at cryogenic temperatures was installed in the new transuranium research user facility. Work to adapt instruments and methods developed at the Institute in the frame of the above programme (fast multi-colour pyrometry and enhancement of industrial filter efficiency) to industrial application was continued, together with partners from industry. Four patent proposals (on acoustically enhanced off-gas scrubbing, on laser-enhanced extraction, on production methods for Ac-225 and Bi-213, and on the preparation of amorphous substances) were filed in 1991. 42 articles in scientific-technical journals were published (or submitted for publication) and 82 lectures were given in conferences on various subjects dealing with the safety of actinides in the nuclear fuel cycle in 1991. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Studies of fission product migration ...

Characterisation of nuclear waste forms, 1992-1994

Das Projekt "Characterisation of nuclear waste forms, 1992-1994" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU) durchgeführt. Objective: To characterize vitrified high-level waste forms and unprocessed spent fuel with respect to properties relevant to their behaviour under conditions of long-term storage, i.e. radioactive nuclide inventory, thermal conductivity, thermal and mechanical stability, redistribution of actinides and fission products within waste materials, radiation damage, resistance to corrosive agents, and to investigate leaching of waste forms with various leachant compositions. General Information: Progress to end 1991. A major effort was made to extend studies on the characterisation of nuclear waste to unprocessed nuclear fuel in view of its behaviour under temporary and final storage conditions. These investigations comprised the interaction of irradiated UO2 with water and the development and testing of equipment for the non- destructive analysis of irradiated fuel rods by passive neutron interrogation. The development of a code (COCAINE) to model the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility got under way. Leach tests were carried out with active waste glass samples (type R7T7), and the same material was subject to micro structural analysis. Instruments to measure the mechanical properties of waste glasses were tested with inactive glasses. The results of this work were described in 4 publications. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Leaching experiments with UO2 and MOX fuels will be performed in order to study the effect on the leach rate of oxidising agents in a liquid and/or gaseous environment. The oxidation of UO2 fuel in air/water, N2/water and in air at temperatures deeper than 500 degrees celsius will be studied by thermogravimetry. The newly developed neutron interrogation equipment will be applied in order to determine actinide concentrations in various types of fuel rods. Equipment for the speciation of leachats will be developed and tested. The COCAIN code which models the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility will be further developed. Short description of evolution of work in 1993. Future studies on waste characterisation will concentrate more or lesson spent fuel behaviour under temporary and final storage conditions. They will be pursued in an interplay between experiments and modelling activities. Achievements: A major effort was made to extend studies on the characterization of nuclear waste to unprocessed nuclear fuel in view of its behaviour under temporary and final storage conditions. These investigations comprised the interaction of irradiated uranium oxide with water and the development and testing of equipment for the non-destructive analysis of irradiated fuel rods by passive neutron interrogation. The development of a code (COCAINE) to model the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility got under way. Leach tests were carried out with active waste glass samples (type R7T7), and the same ...

Hochtemperaturverhalten SSiC-gekapselter UO2-Pellets und Absorberelemente

Das Projekt "Hochtemperaturverhalten SSiC-gekapselter UO2-Pellets und Absorberelemente" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik durchgeführt. Die Entwicklung innovativer Reaktorkonzepte hat zum Ziel, die unkontrollierte Freisetzung von Radioaktivitaet mit katastrophalen Folgen unter allen denkbaren Bedingungen zu vermeiden. Das setzt einen sicheren Einschluss des Aktivitaetsinventars durch intakte Sicherheitsbarrieren voraus. Ein Beitrag zur Entwicklung innovativer Reaktorkonzepte ist der Entwurf eines modifizierten Leichtwasserreaktor-Brennstabes mit einer keramischen Ummantelung des Brennstoffes sowie eines modifizierten Leichtwasserreaktor-Absorberstabes mit einer keramischen Ummantelung des Absorbermaterials. Im Rahmen des beantragten Projektes ist nachzuweisen, dass die keramischen Kapseln die Aktivitaet im Pellet auch unter den extremen thermischen Belastungen eines schweren Stoerfalls zurueckhalten. Die dazu erforderlichen experimentellen Arbeiten werden mit Hilfe der VA DRESSMAN, eines Hochtemperaturofens und am Ausbildungskernreaktor (AKR) durchgefuehrt.

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From: Until:

Origin	Count
Bund	14

Type	Count
Chemische Verbindung	2
Förderprogramm	9
unbekannt	3

License	Count
geschlossen	5
offen	9

Language	Count
Deutsch	11
Englisch	3

Resource type	Count
Dokument	1
Keine	13
Multimedia	1

Topic	Count
Boden	7
Lebewesen & Lebensräume	11
Luft	9
Mensch & Umwelt	14
Wasser	6
Weitere	11