Nutzung der zivilen Kernenergie im 21. Jahrhundert G. Kessler ehem. Forschungszentrum Karlsruhe

Nuclear Power Reactors Worldwide (September, 2008) Number of IAEA Member States (MS): 143 439 Power Reactors in 30 countries ~372GWe, ~ 14.2% electricity 33 Reactors under construction - 27 GWe

Kernkraftwerksbau ist angewandte Kernphysik (Neutronenphysik) Maschinenbau . Radiochemie usw.

Natururan: 0,71 % U-235, spaltbar 99,29 % U-238, spaltbar oberhalb 0,9 MeV (Neutronen)

verzögerte Neutronen Spalt-Prozeß

Energie-Verteilung prompter Spaltneutronen

Einfang-Wirkungsquerschnitt Neutronenspektrum Einfang-Wirkungsquerschnitt schnell Doppler-Koeffizient thermisch Spalt-Wirkungsquerschnitte thermisch schnell

Wigner-Seitz Zelle im Reaktor Kern Hülle Brennstoff Moderator, Kühlmittel Verteilung thermischer Neutronenfluss Verteilung schneller Neutronenfluss Leistungsverteilung quadratische Gitter hexagonales Gitter Wigner-Seitz Zelle im Reaktor Kern

Reaktortyp Brennstoff Moderator Kühlmittel Strukturmaterial HTR HWR Natururan Reiner Graphit Schwerwasser Gas: CO2, He Mg-Legierungen, Zircaloy LWR Angereichertes Uran 4 % U-235 96 % U-238 Leichtes Wasser Wasser Zircaloy Brennstoff Moderator, Kühlmittel Strukturmaterial Schnellneutronen Reaktor (Brüter) 25-35 % U-235 + U-238 20-30 % Plutonium 20-30 % U-233 + Thorium He-Gas, Natrium Blei-Wismut Stahl

Energiefreisetzung bei Spaltung

Umwandlung (Konversion)-Prozeß prompte Neutronen verzögerte Neutronen LWR HTR Umwandlung (Konversion)-Prozeß

Brut-Prozeß Regelmaterial Strukturmaterial Kühlmittel prompte Neutronen verzögerte Neutronen Brut-Prozeß

Natururan Verbrauch verschiedener Reaktortypen (Erstkern und Nachladungen für 30 Jahre Betrieb, Lastfaktor 0,7) LWR 4200 t/GWe HWR 3700 t/GWe LWR-Recycl. 2700 t/GWe HWR-Recycl. 1500 t/GWe Schnellneutronen Reaktor SNR (Brüter) 36 t/GWe U-238

Leichtwasserreaktor

Anordnung der Brennelemente

1350 MW-Druckwasser-Reaktor

Umweltbelastung durch Kernkraftwerke (Normalbetrieb)

Frischknecht - Voss - White

Pfade für radioaktive Belastung

Emission von KKWs, Brennstoffzyklus, Kohlekraftwerk

Leichtwasserreaktor Sicherheitskonzept

Sicherheitsregeln (LWR) - verzögerte Neutronen - negativer Dopplerkoeffizient - negativer Kühlmitteltemperaturkoeffizient - Abschaltung bei Überschreitung von Grenzwerten - sichere Kontrolle und Abschaltung durch Vergiftungsstäbe und boriertes Wasser - Leck vor Bruchkriterium - Sicherheitsventile - Notstromversorgung durch Dieselgeneratoren, Gasturbine, Batterien - Notkühlmittelversorgung - Prinzip von Redundanz und Diversität - Aerosolfilter - Barrieresystem gegen Radioaktivitätsverlust - äußeres Containment (Flugzeugabsturz usw.)

SEFOR core I superprompt power transient (KfK)

Barrierenkonzept bei modernen Leichtwasserreaktoren

Sicherheitseinrichtungen eines Druckwasserreaktors (Konvoi)

Probabilistic Risk Analysis WASH-1400 (1982)

Einleitendes Ereignis Rohrleitungs- bruch Elektr. Leistung Notkühl- mittelvers. Spaltprodukt- rückhaltung Containment Integrität Freisetzung Radioaktivität Ereignis- häufigkeit verfügbar verfügbar versagt verfügbar verfügbar versagt verfügbar versagt verfügbar versagt versagt versagt Radiobiologische Unfallfolgen

Neues Sicherheitskonzept FZK – Sicherheitsforschung 1990 

Three Mile Island, USA

Grösste Unfälle (Radioaktivitätsfreisetzung) werden verursacht durch Containmentversagen - Dampfexplosion - grosse Wasserstoffdetonation - Hochdruckversagen (Kernschmelze) - Containment Bypass (In probabilistischer Risikoanalyse angenommen)

COM3D verification (1) Large scale experiments performed in RUT facility near Moscow (FZK, CEA, partly NRC), H2-air, H2-air-steam Total length 62 m Total volume 480 m3 First channel with obstacles Second part without obstacles

Ergänzung AtG 1994 Zukünftige Kernkraftwerke können nur lizenziert werden (Bau und Betrieb), wenn sie so konstruiert sind, dass: schwere Unfälle (Kernschmelzen) nicht zu Katastrophen oder Schutzmassnahmen führen, die die Evakuierung oder Umsiedlung der Bevölkerung außerhalb der Anlage erfordern würden.

From: Olkiluoto 3, Press release TVO Finland, Oct. 10 2003

Kernbrennstoff-Kreislauf Anreicherung Natur Uran Brennstoff Brennstoff Fabrikation Konversion Pu-Rezyklierung Aufbereitung Kernkraftwerk Elektrizität Wiederaufarbeitung Erzgrube Erze, Natur Uran und Thorium MAW & HAW Endlagerung Direkte Endlagerung

Radioaktives Inventar abgebrannten Brennelementen

Frischer Brennstoff (1000 kg) Abgebrannter Brennstoff (1000 kg) Verschiedene Spaltprodukte (35 kg) Verschiedene Pu-Isotope (8,9 kg) 3 Jahre Veränderung Brennstoff nach 3 Jahren im Reaktor Anfangsanreicherung 3,3 % U-235, 96,7 % U-238

Aufbau Reaktionsprodukte Tage im Reaktor Tage im Reaktor Aufbau typischer Reaktionsprodukte Protonnen-Uran Brennstoff im Leichtwasser Reaktor

Abnahme der Nachzerfallswärme mit der Zeit bei einem Biblis-Brennelement

Aktivierungsprodukte Radioaktivität von Nukliden in abgebranntem Brennstoff (DWR) (Anfangsanreicherung 3,2% U-235 Abbrand 33.000 MWd/t) Radio- nuklid Halbwerts- zeit Spezifische Radioaktivität (Ci/teHM abgebrannter Brennstoff) Nach Entladung Nach 1 Jahr Nach 3 Jahren Nach 5 Jahren Nach 7 Jahren Spaltprodukte Aktivierungsprodukte 1 Ci = 3,7·1010 Bq

Radio- nuklid Halbwerts- zeit Aktinide 1 Ci = 3,7·1010 Bq Radioaktivität von Nukliden in abgebranntem Brennstoff (DWR) (Anfangsanreicherung 3,2% U-235 Abbrand 33.000 MWd/t) Radio- nuklid Halbwerts- zeit Spezifische Radioaktivität (Ci/teHM abgebrannter Brennstoff) Nach Entladung Nach 1 Jahr Nach 3 Jahren Nach 5 Jahren Nach 7 Jahren Aktinide 1 Ci = 3,7·1010 Bq

Radiotoxizität [Sv/tHM] Abgebrannte Brennelemente 4% U-235; 40 GWd/t Zerfalls- ketten Radiotoxizität [Sv/tHM] Uran- erz Spalt- produkte Zeit [Jahr]

BRD - ab 2005 keine Wiederaufarbeitung - nur noch direkte Endlagerung

Kokille für hochaktiven Abfall

Kann Plutonium durch Spaltung zerstört werden? Ja, durch Plutonium Rezyklierung

Können minore Aktinide Neptunium, Americium (Curium) zerstört werden? Ja, durch Transmution und Rezyklieren (Spaltung)

Abtrennfaktor 99.9 % möglich Spalt- Lanthaniden Abtrennfaktor 99.9 % möglich

Neptunium Americium/ Curium DIDPA 99,95 % 99,99 % TRPO CYAMEX 301 Abtrennwirkungsgrade verschiedener fortgeschrittener Wiederaufarbeitungsverfahren für minore Aktinide (Labortests) Neptunium Americium/ Curium DIDPA 99,95 % 99,99 % TRPO CYAMEX 301 DIAMEX SESAME 99,9 % >99 %

PWR FR (CAPRA) ADS Plutonium 420 570 580 Neptunium Americium Transmutationsmöglichkeiten verschiedener Reaktorsysteme in kg/GWe a PWR FR (CAPRA) ADS Plutonium 420 570 580 Neptunium Americium problematic 140 80 800 400

Radiotoxizität [Sv/tHM] Direkte Endlagerung Radiotoxizität [Sv/tHM] Uran- erz Zeit [Jahr]

2500 Jahr

Das heutige Reaktorplutonium kann durch Veränderung des Brennstoff-Kreislaufes so verändert werden (proliferationsresistent gemacht werden), so dass die Proliferations- gefahr nicht mehr gilt. Nucl. Sci. Eng. Jan. 2007 Nucl. Sci. Eng. May 2007

Plutonium Isotopenzusammensetzung Weapons grade Reactor Plutonium 30 GWd/t 50 GWd/t proliferationsresistent Pu-238 0,01 1,6 2,8 7,7 Pu-239 93,80 58,8 55,8 44 Pu-240 5,80 20,8 23,8 31 Pu-241 0,13 13,8 9,8 10,3 Pu-242 0,12 5 7,8 7 Impurities 0,14

Characteristic data of different Pu-isotopes -heat power [W/kg] 570 1.9 6.8 3.3 0.15 spontaneous fission neutron source [n/g s] 2600 0.02 910 0.05 1700 Bare critical mass [kg] 8.2 10.0 33.6 12.4 70.2 Characteristic data of different Pu-isotopes

Geometric arrangement and dimensions for scoping or uranium reflector (tungsten or uranium) Geometric arrangement and dimensions for scoping studies of critical masses for reactor-grade plutonium

- Americium – 241 aus -Zerfall von Pu-241 und - Reaktor Americium (Mischung aus Am-241, Am-242, Am-243) sind proliferationsresistent Nucl. Sci. & Eng. 159, 56-82 (2008)

Neptunium-237 ist ein Proliferationsproblem. Es muß in zukünftigen zivilen proliferationsresistenten Brennstoffkreisläufen vermieden werden Nucl. Sci. Eng. (submitted for publication)

Buildup of isotopes in the thorium fuel cycle

Production routes of americium and curium isotopes, and -decay of Cm-242 to Pu-238

LWRs Fuel composition 54.56% thorium 34.54% uranium (2.3% U-233, 0.2% U-235, 97.5% U-238) 10.8% denatured, proliferation-resistant plutonium (7.7% Pu-238, 44% Pu-239, 31% Pu-240, 10.3% Pu-241, 7% Pu-242)

Fast Reactor (BN-600 type reactor): Core fuel: 22.6% denatured, proliferation resistant plutonium (7.7% Pu-238, 44% Pu-239, 31% Pu-240, 10.3% Pu-241, 7% Pu-242) 73.3% depleted uranium (0.2% U-235, 99.8% U-238) 4.1% americium blanket fuel (in case of FR breeder) 95% depleted uranium (0.2%, 99.8% U-238) 5% americium

BN-600 type reactor - Pu-incinerator without blankets Incineration rate: 400 kg Pu / GWea 270 kg Am / GWe Conversion ratio: CR = 0.8 - as breeder with blankets breeding ratio: BR = 1.07

Transitionsphase von gegenwärtigen Szenarien der direkten Endlagerung oder Plutoniumrezyklierung auf zukünftiges Szenario eines zukünftigen zivilen proliferationsresistenten Brennstoffkreislaufes (Multilaternale Brennstoffzykluszentren)