Verlag des Forschungszentrums Jülich
JUEL-3690
Neuhaus, Ingo; Phlippen, Peter-Wilhelm
Comparison of uranium- and thorium-based plutonium-recycling in a pressurized water reactor
57 S., 1999
Die weltweite Akkumulation von Plutonium aus der zivilen Nutzung der Kernenergie gelangt
immer deutlicher als Sicherheitsproblem in das politische Bewußtsein. Eine zuverlässige
Beseitigung sowohl des zivilen als auch des aus der Zerstörung von Kernwaffen stammenden
Plutoniums kann nur durch dessen Spaltung erfolgen; Zwischen- und Endlagerkonzepte
bieten - wenn überhaupt - nur eine befristete "Beseitigung" dieses kernwaffenfähigen
Materials an.
Die Spaltung des Plutoniums kann sowohl in heutigen oder speziell zu diesem Zweck
ausgelegten zukünftigen Reaktoren, als auch zukünftig in beschleunigergetriebenen
Systemen erfolgen. Der Einsatz von thoriumbasierten Kernbrennstoffen, denen Plutonium
als Spaltstoff zugegeben wird, ermöglicht eine besonders effiziente Umsetzung des
Plutoniums, da aus dem Thorium kein neues Plutonium mehr erbrütet wird; vielmehr
wird der Kernbrennstoff 233U erzeugt, der in mancher Hinsicht als sehr viel
ungefährlicher eingestuft wird als Plutonium.
Im vorliegenden Bericht wird der Einsatz von thoriumbasierten Brennstoffen in
Druckwasserreaktoren untersucht und mit den Ergebnissen von herkömmlichen uranbasierten
Brennstoffen für Abbrände bis zu 100 GWd/tHM verglichen. Als Vergleichskriterien
dienen zunächst die Umsatzraten sowohl für Plutonium al-leine als auch für die
Transuranelemente. Hier zeigt sich, daß der Einsatz von Thorium die Umwandlungsraten
gegenüber der Verwendung von Uran als Träger für Plutonium verdoppelt. Dies wird auch
deutlich, wenn man die Massenbilanzen hinsichtlich der erzeugten Kernspaltenergie
auswertet. Hierbei zeigt der thoriumbasierte Brennstoff mit über 90 % der aus der
Spaltung von Plutonium erzeugten Energie ebenfalls seine Vorzüge. Nachteilig ist
aber, daß die abgebrannten Brennelemente noch große Mengen an Transuranen enthalten
und somit nicht im Sinne einer Lösung des Plutoniumproblems endgelagert werden
können.
Neben der Bewertung der Umsatzraten sind auch die Rückwirkungen des Brennstoffwechsels
auf das Sicherheitsverhalten des Reaktors zu betrachten. Anhand der
Rückkopplungskoeffizienten für die Brennstoff- und Moderatortemperatur, die
Borkonzentration und ausgedampftes Kühlmittel (void) konnte gezeigt werden, daß der
thoriumbasierte Mischoxidbrennstoff günstigere Bedingungen aufweist als der
uranbasierte Mischoxidbrennstoff. Allerdings deuten sich für beide Brennstofftypen
bei sehr hohen Abbränden positive Void-Koeffizienten aufgrund der sehr hohen
Plutoniumkonzentrationen an. Zur abschließenden Beurteilung dieser Problematik
sind detaillierte Kernberechnungen erforderlich.
Hinsichtlich der Endlagerung sowohl der Wiederaufarbeitungsabfälle aus dem
UO2-Brennstoff als auch der abgebrannten Mischoxidbrennstoffe ergeben
sich keine wesentlichen Unterschiede für die drei Brennstofftypen. Einerseits verbleiben
mehr als 40 % des ursprünglichen Plutoniums in den abgebrannten Mischoxidbrennstoffen,
andererseits werden keine Minor Actinides aus dem abgebrannten UO2-Brennstoff
abgetrennt, die ca. 10 % aller Transurane ausmachen. Somit kann sich das
Toxizitätspotential nicht nennenswert gegenüber abgebrannten UO2-Brennstoffen
reduzieren. Da die langlebigen Transurane die erforderliche Einschlußzeit im
Endlager bestimmen, sind die zuvor beschriebenen Maßnahmen bezüglich einer Reduktion
der Einschlußzeit neutral. Eine signifikante Reduktion dieses Parameters erreicht
man erst durch die Abtrennung und Spaltung aller Transurane. Hierzu bedarf es
allerdings neben einer Erweiterung der Wiederaufarbeitung auf die Abtrennung von
Minor Actinides auch des Einsatzes beschleunigergetriebener Systeme zur Verbrennung
der in kritischen Systemen nicht mehr verwertbaren Restbestände an Transuranen.
Ein Vergleich der Umsatzraten von Druckwasserreaktoren mit thoriumbasierten
Mischoxidbrennstoff zu anderen Systemen, die zur Plutoniumvernichtung eingesetzt
werden sollen verdeutlicht, daß die hier vorgestellte Methode sowohl hinsichtlich
des Netto-Transuranverbrauchs mit ca. 90 % nur noch von den Inert-Matrix-Brennstoffen
übertroffen wird, wobei die Realisierung der letztgenannten technisch noch nicht
geklärt ist. Auch das für eine einmalige Plutoniumrezyklierung wichtige
Entladeverhältnis liegt mit ca. 80 % sehr hoch und wird nur noch von
Inert-Matrix-Brennstoffen, optimierten Hochtemperaturreaktoren und
beschleunigergetriebenen Systemen übertroffen.
Zusammenfassend bleibt festzuhalten, daß die Einführung von thoriumbasierten
Mischoxidbrennstoffen in Reaktoren eine sehr effiziente und schnell zu
realisierende Maßnahme ist, die Menge akkumulierten Plutoniums zu verringern.
Allerdings bedarf es zur Lösung der Plutoniumfrage noch weiterer Ergänzungen im
nuklearen Brennstoffkreislauf.
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