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Mit einem großen Energieforschungsprogramm will die Bundesregierung den Atomausstieg möglich machen. Ministerin Schavan hat nun erstmals Grundzüge des millionenschweren Plans vorgestellt. Schavan will ein Netzwerk von Endlagerforschern gründen. Dabei soll es auch um die Technik der Transmutation gehen. Dieses Verfahren verspricht, die Menge von einzulagerndem Atommüll durch gezielte Umwandlung des Strahlenmaterials massiv zu senken, ist aber noch in der Entwicklung. Ein kritischer Beitrag von Annette Teusch.

• Mit der Transmutationstechnologie hält Frau Schavan der Atomindustrie eine komfortable Hintertür offen, in 10-20 Jahren einen umfangreichen Wiedereinstieg in die Atomkraft zu versuchen!

Die Atomlobby stellt die Transmutation gerne als geniale Idee zur Beseitigung von Atommüll dar. Doch der angebliche Geniestreich entpuppt sich bei genauerer Betrachtung als Etikettenschwindel:

Eine Transmutationsanlage wie sie derzeit favorisiert wird und mit dem geplanten Experimentalreaktor MYRRHA in Entwicklung ist, ist ein Brutreaktor vom neuen Typ „Accelerator Driven System“ (ADS, s. [2],[5]).

Während im herkömmlichen Schnellen Brüter die für den Brut- und Verbrennungsprozess notwendigen schnellen Neutronen aus zugesetztem hochangereichertem Uran stammen, werden sie im ADS mit Hilfe eines Teilchenbeschleunigers (accelerator) erzeugt. Das hat den Vorteil, dass das ADS leichter zu steuern ist und im subkritischen Betrieb gefahren werden kann (Kritikalität s.[3]). Dafür gibt es aber neue Risiken, z.B. ist das Kühlmittel (flüssiges Blei-Wismut-Gemisch) so aggressiv, dass selbst Edelstahl angegriffen wird, so dass Beschichtungen notwendig werden [9]).

Theoretisch könnte das ADS mit Plutonium (Pu) und Minoren Actiniden (MA, v.a. Neptunium, Curium, Americium) als Brennstoff laufen, die mit einer weiterentwickelten Wiederaufarbeitungstechnologie („partitioning“) aus abgebrannten Brennstäben extrahiert werden sollen. Mit diesem sogenannten „dedicated fuel“ könnte es aber in einem Störfall erhöhte Sicherheitsrisiken geben ([4], S.274).

Aus diesem Grund wird das ADS mit einem der Brutstoffe Thorium (Th-232), abgereichertes Uran (U-238) oder Natururan (Hauptbestandteil U-238) betrieben. Dabei wird (wie auch im schnellen Brüter) zunächst aus U-238 das (besonders Kernwaffen-geeignete) Plutonium-Isotop Pu-239 erbrütet und anschließend weiterverbrannt. Alternativ wird aus Th-232 das spaltbare (und damit waffenfähige) Uranisotop U-233 erbrütet und anschließend weiterverbrannt.

Diesem Brut-/Brennstoffgemisch werden Pu und MA’s zugesetzt oder in separaten Brennstäben an anderer Stelle im Reaktorkern zu verbrannt. (Beim Schnellen Brüter im kritischen Betrieb kann man auch Pu zusetzen, doch bei der Verbrennung der MA’s gäbe es ebenfalls zu große Sicherheitsrisiken.)

Der Exerimentalreaktor MYRRHA soll zunächst mit Mischoxid- (MOX) Brennstäben aus Uran und 30-35% Pu betrieben werden [1].

Müsste ein ADS nur die Energie erzeugen, die zur Transmutation (TM) von Pu und MA’s notwendig wäre, könnte es deutlich unter dem Kritikalitätspunkt k=1 betrieben werden (k=0,77 siehe [2], S. 15). Zum Neutronen-Multiplikationsfaktor k (manchmal auch k_eff genannt) siehe [3].

Für den geplanten Experimentalreaktor MYRRHA ist aber schon zu Beginn ein Betrieb relativ knapp unter der Kritikalitätsgrenze k=1 geplant, so dass möglichst viel überschüssige Energie erzeugt wird, die ins Netz eingespeist werden kann. Nach [1] soll MYRRHA zunächst mit k=0,955 laufen. Damit erzeugt MYRRHA nach der Formel in [2] schon zu Beginn ca. 6,36 mal mehr Energie, als die Anlage zur TM des Plutoniums benötigt.

Ein kommerziell betriebenes ADS liefe wahrscheinlich noch näher an der Kritikalitätsgrenze. Bei k=0,97 (siehe z.B. [2]) wäre der Energiegewinn bereits 10-fach, bei k=0,98 das 15-fache im Vergleich zur Energiemenge, die zur TM benötigt wird. Es geht also (zumindest auch) um Energieerzeugung.

Hinzu kommt, dass man die Transmutationstechnologie nicht getrennt von der übrigen Weiterentwicklung der Kerntechnik betrachten kann: Die Atomlobby träumt von ganzen Reaktorparks mit Leichtwasserkraftwerken, Wiederaufarbeitungsanlage, Brennelementefertigung, Transmutationsanlage und evtl. noch Schnellem Brüter. Das nennen sie dann „Reaktorsystem der 4. Generation“ ([6],[6a]). Die Aufgabe der Transmutationsanlage ist hier vor allem die Verbrennung der Minoren Aktinide ([5], unten).

Dass es bei der Entwicklung der Transmutation nicht um eine endgültige Beseitigung von bereits existierendem Atommüll geht, offenbart ein Artikel im offiziellen Fachblatt der Kerntechnischen Gesellschaft „atw“ (Atomwirtschaft). In der Juli-Ausgabe 2010 heißt es auf S. 446, dass … (es folgt eine Übersetzung aus dem Englischen:)

„… nach (statistischen) Prognosen etwa im Jahr 2060 die Endlagerkapazitäten für Transurane (gemeint sind hier Neptunium, Plutonium, Curium und Americium) erschöpft sein werden. (…) Fortgeschrittene Wiederaufarbeitungstechnologien („Partitioning“) und Transmutationstechnologien (P&T) sind Inhalt zahlreicher Forschungsprojekte in Verbindung mit dem MA- Management in Kraftwerkssystemen der 4. Generation.“

Die Partitioning- und Transmutations-Technologie kommt im Übrigen für die bereits verglasten hochradioaktiven Abfälle aus Wiederaufarbeitung (z.B. in Gorleben [11]) nicht in Frage ([10]). Für den schwach- und mittelradioaktiven Müll („gelbe Fässer“) war sie ohnehin nie gedacht.

• Die Weiterentwicklung dieser Technologie macht also nur Sinn im Zusammenhang mit zukünftigen „Reaktorsystemen der 4. Generation“. Dass dies Teil des neuen Energiekonzepts der Bundesregierung sein soll, ist einfach ein Skandal!

In diesem Zusammenhang sei erwähnt, dass aufgrund des Betriebs mit schnellen Neutronen ein ADS im Prinzip (rein technisch ähnlich gut wie ein Schneller Brüter) auch zur Produktion atomwaffentauglichen Materials missbraucht werden kann, wenn oder wo dies politisch gewollt ist. Nach meiner persönlichen Einschätzung würde dabei die gute Steuerbarkeit des Systems es noch erleichtern, den „optimalen“ Zeitpunkt zur Entnahme des waffenfähigen Materials abzupassen, d.h. jenen Zeitpunkt, zu dem schon möglichst viel U-233 bzw. Pu-239 erbrütet, aber noch möglichst wenig davon zu Spaltprodukten weiterverbrannt ist.

Das Argument der Atomlobby („atw“ Juli 2010, S.448-449), das Proliferationsrisiko sei bei der Transmutation gering da dem Brennstoff MA’s zugesetzt werden, finde ich unlogisch: Geht doch die Transmutation Hand in Hand einher mit einer fortgeschrittenen Wiederaufarbeitungstechnologie („Partitioning“), bei der Plutonium und Minore Aktinide wieder fein säuberlich voneinander getrennt werden. Das Argument würde lediglich bei Staaten greifen, denen eine eigene Wiederaufarbeitung verweigert wird (z.B. „Schurkenstaaten“). Dann lässt sich aber fragen, warum man diesen Staaten überhaupt eine solche Technologie liefern muss. Außerdem können sich politische Verhältnisse im Laufe der Zeit erheblich verändern.

Zur Proliferationsprävention blieben also nur die von der IAEO vorgeschriebenen Kontrollmessungen, wie bei den bisher üblichen Kerntechnologien auch.

Bei dieser Gelegenheit will ich noch darauf hinweisen, dass neben der Entwicklung der „Gen. IV – Reaktorsysteme“ derzeit auch intensiv an der Entwicklung von Fusionsreaktoren gearbeitet wird. In Dt. v.a. In Karlsruhe, Jülich, Garching und Greifswald. Z.B. entsteht derzeit in Greifswald ein experimenteller Fusionsreaktor „Wendelstein 7-X“ ([7], [8]).

weiterführende Links:

• Zum europäischen Fusions-Forschungsprogramm
• Ein Strategiepapier zur Fusionsforschung in Deutschland

Quellenangaben:

[1] http://myrrha.sckcen.be/
[2] http://www.gsi.de/documents/DOC-2003-Jun-32-2.pdf
[3] http://de.wikipedia.org/wiki/Kritikalität
[4] http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/inisnkm/nkm/aws/fnss/fulltext/te_1356_web.pdf
[5] http://www.iket.fzk.de/cube/index.php?pid=8102daea0bb1918097de3dc45305fa8f ( in diesem Link bezeichnet PWE=Pressurized Water Reactor=Druckwasserreaktor (gehört zu den LWR’s),
fr=fast reactor=Schneller Brüter, MA Burner=Transmutationsanlage, UOX=Uranoxid- Brennstäbe, MOX=Mischoxid-Brennstäbe (enthalten neben Uran einen geringen Anteil Plutonium aus Wiederaufarbeitung))
[6] http://www.iea.org/papers/2010/nuclear_roadmap.pdf
[6a] http://www.snetp.eu/www/snetp/images/stories/DocsAboutSNETP/sra2009.pdf
[7] http://de.wikipedia.org/wiki/Wendelstein_7-X
[8] http://www.ipp.mpg.de/ippcms/de/pr/forschung/w7x/stand/index.html
[9] http://www.faz.net/-01rr9p
[10]http://www.kotting-uhl.de/cms/default/dok/370/370896@de.html
[11] http://www.bmu.de/atomenergie_ver_und_entsorgung/zwischenlagerung/zwischenlager_radioaktive_abfaelle_mit_vernachlaessigbarer_waermeentwicklung/doc/40314.php