Nutzung der zivilen Kernenergie im 21. Jahrhundert

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

2 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

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

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

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6 verzögerte Neutronen Spalt-Prozeß

7 Energie-Verteilung prompter Spaltneutronen

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

9 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

10 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

11 Energiefreisetzung bei Spaltung

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

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

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16 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

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20 Leichtwasserreaktor

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23 Anordnung der Brennelemente

24 1350 MW-Druckwasser-Reaktor

25 Umweltbelastung durch Kernkraftwerke (Normalbetrieb)

26 Frischknecht - Voss - White

27 Pfade für radioaktive Belastung

28 Emission von KKWs, Brennstoffzyklus, Kohlekraftwerk

29 Leichtwasserreaktor Sicherheitskonzept

30 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.)

31 SEFOR core I superprompt power transient (KfK)

32 Barrierenkonzept bei modernen Leichtwasserreaktoren

33 Sicherheitseinrichtungen eines Druckwasserreaktors (Konvoi)

34 Probabilistic Risk Analysis
WASH (1982)

35 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

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38 Neues Sicherheitskonzept FZK – Sicherheitsforschung
1990 

39 Three Mile Island, USA

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

41 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

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46 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.

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

48 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

49 Radioaktives Inventar abgebrannten Brennelementen

50 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

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

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53 Abnahme der Nachzerfallswärme mit der Zeit bei einem Biblis-Brennelement

54 Aktivierungsprodukte
Radioaktivität von Nukliden in abgebranntem Brennstoff (DWR) (Anfangsanreicherung 3,2% U-235 Abbrand 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

55 Radio- nuklid Halbwerts- zeit Aktinide 1 Ci = 3,7·1010 Bq
Radioaktivität von Nukliden in abgebranntem Brennstoff (DWR) (Anfangsanreicherung 3,2% U-235 Abbrand 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

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

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59 BRD - ab 2005 keine Wiederaufarbeitung - nur noch direkte Endlagerung

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64 Kokille für hochaktiven Abfall

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

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

72 Abtrennfaktor 99.9 % möglich
Spalt- Lanthaniden Abtrennfaktor 99.9 % möglich

73 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 %

74 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

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

76 2500 Jahr

77 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

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

79 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

80 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

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

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

85 Buildup of isotopes in the thorium fuel cycle

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

87 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)

88 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

89 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

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

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