20.09.2000

Bestrahlung von uranfreiem Plutoniumbrennstoff im Halden-Reaktor

Beim Abbrand von Kernbrennstoff entstehen neben Spaltprodukten auch Transurane, hauptsächlich Plutonium. Dieses bildet sich durch Neutronen-Einfang aus Uran-238. Die Isotope Plutonium-239 und -241 sind wie Uran-235 spaltbar, liefern Energie und ermöglichen dadurch eine bessere Ausnutzung des Brennstoffs. Ist der herkömmliche Uranoxidbrennstoff einmal verbraucht, enthält er in der Regel rund 1% Plutonium. Der Spaltstoff kann durch Wiederaufarbeitung abgetrennt und zu Uran-Plutonium-Mischoxid-(Mox-) Brennstoff verarbeitet werden. Die Kernkraftwerke Beznau und Gösgen setzen neben Uran-Brennelementen auch erfolgreich Mox-Brennelemente zur Energieproduktion ein.

Durch Bestrahlung von Mox im Reaktor wird das rezyklierte Plutonium nicht sehr effizient abgebaut, weil wiederum ein geringer Teil des Uran-238 in der Brennstoffmatrix Neutronen einfängt und sich zu neuem Plutonium umwandelt. Im Sinne der nachhaltigen Nutzung des Urans kann das durchaus erwünscht sein. Wird aber auf ein weiteres Recycling verzichtet, ist ein möglichst geringer Plutoniumgehalt in den bestrahlten Brennelementen anzustreben, weil dadurch die Langzeitradiotoxizität im Endlager sinkt. Deshalb sucht man nach Verfahren, mit denen Plutonium möglichst vollständig und unter Ausnutzung der kommerziell verbreiteten Leichtwasserreaktortechnik "verbrannt" werden kann.
Eine vielversprechende Methode ist die Verwendung eines Inert Matrix Fuel (IMF): Plutonium wird in eine neutronisch inerte - uranfreie - Matrix eingepackt, aus der im Reaktor kein neues Plutonium entstehen kann. Das Paul Scherrer Institut (PSI) spielt eine weltweit führende Rolle bei der Erforschung von IMF (Bulletin 13/1998). Im Laufe der Untersuchungen des PSI hat sich Yttrium-stabilisiertes Zirkonoxid als geeignetes Matrix-Material für Plutonium erwiesen. Erbium wird als abbrennbares Neutronengift zur Reaktivitätskontrolle zugefügt. Ein Vorteil von Zirkonoxid ist, dass es chemisch sehr inert ist und sich deshalb auch als Matrix für die direkte Endlagerung eignet. Seine Löslichkeit ist sowohl unter sauren wie auch unter basischen Bedingungen noch geringer als diejenige von Siliziumoxid, mit dem hochradioaktive Abfälle verglast werden. Als Nachteil ist die im Vergleich zu Mox geringere Wärmeleitfähigkeit zu nennen. Yttrium-stabilisiertes Zirkonoxid ist übrigens kein Neuling unter den Werkstoffen. Beispielsweise wird es zur Herstellung von Hüftgelenksprothesen verwendet.
Das PSI konnte den IMF in Tablettenform einphasig und homogen herstellen, sowohl über einen trockenen Misch- und Mahlprozess als auch über den nasschemischen Prozess der internen Gelierung. Der Brennstoff wurde im norwegischen Kjeller in drei Stäbe gefüllt und instrumentiert. Er wird im OECD-Versuchsreaktor in Halden, Norwegen, bestrahlt und mit Mox verglichen, das gleichzeitig im Reaktor eingesetzt wurde.
Erste Ergebnisse nach einem kurzen Zyklus zeigen, dass man thermische Leitfähigkeit und massgebliches Materialverhalten des IMF gut voraussagen kann. Wegen der schlechteren Wärmeleitfähigkeit sind die Temperaturen im Brennstabzentrum höher als bei Mox. Es wurde ein unerwartet starkes Nachsintern des Brennstoffs beobachtet, das aber die Brennstofftemperaturen praktisch unbeeinflusst liess. Das Nachsintern veränderte offensichtlich die äussere Tablettengeometrie und damit den für die Brennstofftemperatur wichtigen Spalt zwischen Tablette und Hüllrohr kaum. Wegen des geringen Abbrands konnte noch keine Spaltgasfreisetzung beobachtet werden. Diese und die Temperaturstabilität werden im nächsten Zyklus mit höherer Leistung besonders unter die Lupe genommen. Ziel des PSI ist es, dass nach erfolgreichem zweiten Zyklus einzelne IMF-Brennstäbe in ein Mox-Brennelement eingesetzt und in einem kommerziellen Druckwasserreaktor getestet werden können.

Quelle: 
M.S. nach Referat von Christian Hellwig, NES-Kolloquium, 21. September 2000