Neutron-Physical Simulation of Fast Nuclear Reactor Cores

An der Kernenergie scheiden sich die Geister: Befürworter führen die Vorzüge einer erprobten Technologie für die (fast) CO2-freie Stromerzeugung ins Feld. Kritiker hingegen sehen vor allem das ungelöste Abfallproblem, das Risiko schwerer Unfälle und die Verbreitung von kernwaffenfähigem Material. Ungefähr seit der Jahrtausendwende wird von neuen Reaktoren gesprochen, die diese Probleme nicht oder nur in deutlich verminderter Form mit sich bringen sollen: die Reaktoren der sogenannten vierten Generation. Die Hälfte der von einer entsprechenden Interessengruppe vorgeschlagenen Reaktortypen sind dabei schnelle Reaktoren. In schnellen Reaktoren werden, im Gegensatz zu thermischen Reaktoren, die Neutronen im Reaktorkern nicht moderiert, das heißt abgebremst. Schnelle Reaktoren befinden sich seit den 1950er Jahren in der Entwicklung. Aufgrund verschiedener Probleme, wie den hohen Kosten, der Proliferationsgefahr und den Sicherheitsrisiken der komplizierten Technologie, werden zur Leistungserzeugung bislang fast ausschließlich thermische Reaktoren verwendet. Dies mag einer der Gründe sein, warum seit ungefähr 15 Jahren schnelle Reaktoren vermehrt für neue Anwendungsfelder beworben werden. Wichtige Beispiele sind die Entsorgung von waffengrädigem Plutonium aus ausgemusterten Militärbeständen: Im Falle des zweiten wichtigen Kernwaffenstoffes, dem hoch angereicherten Uran, gibt es eine verhältnismäßig leichte Methode der Entsorgung. Es lässt sich mit Natururan mischen und als Brennstoff für Kernreaktoren verwenden. Für die Entsorgung waffengrädigen Plutoniums gibt es hingegen keine allgemein akzeptierte Lösung. Eine Option wäre die Bestrahlung im schnellen Reaktor. Dadurch ändert sich die Plutoniumzusammensetzung (Isotopenvektor), und hochradioaktive Spaltprodukte werden dem Waffenmaterial hinzugefügt. Die hierdurch entstehende Strahlung erschwert den Zugriff. Beide Aspekte zusammen sollen das verbliebene Plutonium proliferationsresistenter machen. die dezentrale Energieversorgung abgelegener Gegenden mit nur kleinem Energiebedarf: Viele kleine Kommunen, beispielsweise in Kanada und Alaska, aber auch in Ländern des geografischen Südens, sind bei ihrer Energieversorgung auf teure Dieselgeneratoren angewiesen. Eine Lösung verspricht das Konzept sogenannter nuklearer Batterien, also sehr kleiner Kernreaktoren mit sehr lange im Kern verbleibendem Brennstoff. Zusätzlich liegen die Investitionskosten pro Reaktor im Vergleich zu großen Leistungsreaktoren deutlich niedriger. Diese Eigenschaften sollen die kleinen Reaktoren auch für Schwellenländer attraktiv machen, trotz höherer Kosten pro installierter Kilowattstunde. die Behandlung von radioaktivem Abfall, der möglicherweise weitreichendste Ansatz: Die wiederholte Bestrahlung der abgebrannten Brennelemente in spezialisierten Reaktoren (Transmutation) soll unter anderem die zu gewährleistenden Einschlusszeiten für ein immer noch notwendiges Endlager auf einige hundert Jahre im Vergleich zu vorher einer Million Jahren reduzieren. Zwischen den einzelnen Bestrahlungsschritten ist eine Aufteilung der abgebrannten Brennelemente in verschiedene Stoffströme notwendig (Partitionierung). Das Gesamtkonzept wird dementsprechend auch Partitionierung und Transmutation (P&amp;T) genannt. Die Diskussion über den möglichen Nutzen der schnellen Reaktoren wird von Interessengruppierungen der Nuklearindustrie und der Nuklearforschung bestimmt. Es fehlt eine unabhängige wissenschaftliche Analyse der Versprechen. Die vorliegende Arbeit untersucht die drei genannten Anwendungsgebiete anhand eigener Reaktorsimulationen, um Beiträge zu einer möglichst umfassenden Beurteilung zu liefern. Computermodelle für die untersuchten Reaktortypen wurden mit öffentlich zugänglichen Daten angefertigt. Mit Hilfe von Monte-Carlo-Simulationen der Neutronenverteilung im Kern wurden Abbrandrechnungen mit den Programmen MCNPX, VESTA und MCMATH durchgeführt, die Aufschluss über die Entwicklung der Brennstoffzusammensetzung geben. Der Gehalt an Spaltprodukten und Transuranen ermöglicht direkte Rückschlüsse auf die Waffentauglichkeit des entstehenden Materials, aber auch auf weitere Eigenschaften, die für die Weiterverarbeitung oder Endlagerung relevant sind. Das Datenmaterial kann dann auch für Folgerechnungen zur Bestimmung der Dosisrate herangezogen werden. Eine hohe Dosisrate erfordert entsprechenden Strahlenschutz bei der Handhabung. Ab einer gewissen Grenze, üblicherweise mehr als ein Sievert pro Stunde, wird das Material als sich-selbst-sichernd angesehen. Als Beispiel für Plutonium-Disposition wurde der russische schnelle Brüter BN-800 modelliert, der seit 2015 in Betrieb ist. Für die Entsorgung des waffengrädigen Plutoniums zeigt sich, dass die zuvor in einem russisch-amerikanischen Abkommen formal festgesetzten Kriterien erfüllt werden. Das Verhältnis von Plutonium-240 zu Plutonium-239 im bestrahlten Plutonium ist größer als 0,1. Außerdem liegt das Plutonium in abgebrannten Brennelementen vor, die auch nach einer Abklingzeit von 30 Jahren noch eine Dosisrate von mehr als einem Sievert pro Stunde emittieren. Allerdings wird gleichzeitig in den Brutelementen an der Peripherie des Kerns extrem waffentaugliches Material (Gehalt an Plutonium-239 mehr als 93%) erbrütet, das zudem nur durch eine sehr geringe Strahlungsbarriere vor Zugriff geschützt ist. Gerade wenn der BN-800, wie von Russland geplant, an andere Länder weiterverkauft werden soll, muss die mögliche Proliferationsgefahr beachtet werden. Der Toshiba 4S wurde aufgrund seines fortgeschrittenen Designs und der geringen Leistung von 10 MWe bei einer gleichzeitigen Kernlaufzeit von 30 Jahren als Beispiel für eine nukleare Batterie gewählt. Was die Proliferationssicherheit angeht, zeigen sich ähnliche Probleme wie beim BN-800. Als starkes Argument wird immer wieder der für 30 Jahre versiegelte Kern genannt. Auch das Öffnen des Kerns und der Wechsel der Brennelemente soll nur mit speziellen Geräten möglich sein, die speziell zu dieser Gelegenheit zum Reaktorstandort transportiert würden. Allerdings wird im Reaktor selbst eine überdurchschnittlich große Menge an Plutonium erbrütet. Bereits nach zwei Jahren enthält der Kern ausreichend Material für eine Kernwaffe (&gt;8 kg). Eine für militärische Zwecke eher gut geeignete Plutoniumzusammensetzung ist für schnelle Reaktoren charakteristisch. Das Plutonium aus dem 4S-Reaktor hat allerdings eine herausragende Qualität mit einem Anteil an Plutonium-239 von mehr als 97%. Mit Hilfe dieses Reaktortyps ließe sich leicht eine Option des Zugriffs auf Kernwaffenmaterial aufbauen. Im Falle eines offenen Ausbruchs aus Nichtverbreitungsverpflichtungen, insbesondere im Rahmen des Nichtverbreitungsvertrages hätte ein Staat schnellen Zugang zu militärisch exzellent nutzbarem Material. Das bei weitem komplexeste System, das hier betrachtet wird, ist der beschleuniger-getriebene unterkritische Reaktor (ADS, aus dem Englischen: Accelerator-driven System), der für P&amp;T ausgelegt ist. In ihm sollen gewisse Anteile des radioaktiven Abfalls verbrannt werden. Auf dem Weg zu der möglichen Implementierung eines P&amp;T-Szenarios sind noch viele technologische Hürden zu nehmen. Das gilt insbesondere für den ADS selbst. So wurde bis jetzt kein beschleuniger-getriebener Reaktor, auch kein Versuchsreaktor, in Betrieb genommen. Zusätzlich stellt sich die grundsätzliche Frage nach dem Nutzen der Technologie. Im Rahmen dieser Arbeit wurden relevante Aspekte näher untersucht. Als Grundlage für die Computersimulationen wurden die europäischen Reaktordesigns MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) und EFIT (European Industrial Sized Transmutation Facility} gewählt, da für diese detaillierte Designdaten vorliegen. Weiterhin wurden die europäischen Szenarien zur P&amp;T-Implementierung in Anlehnung an PATEROS (Partitioning and Transmutation European Roadmap for Sustainable Nuclear Energy) verwendet. Im Rahmen von PATEROS wurden Brennstoffzusammensetzungen über den zeitlichen Verlauf möglicher P&amp;T-Szenarien publiziert. Es zeigt sich auf der Basis der durchgeführten Simulationen, dass der Anteil an spaltbaren Isotopen stets signifikant höher ist als in der Brennstoffzusammensetzung, für die der EFIT-Reaktor laut Design ausgelegt ist. Kritikalitätsrechnungen ergeben dementsprechend einen deutlich zu hohen Wert für die Kritikalität des Systems mit keff=1,6. Ein solch hoher Wert ist im Betrieb technisch nicht möglich. Die Diskrepanz zwischen dem untersuchten Reaktordesign EFIT und den Szenarien, für deren Verwendung EFIT geplant ist, ist evident und stellt die bislang vorgelegte P&amp;T-Szenarienentwicklung insgesamt in Frage. Die hohe Kritikalität des Systems erfordert eine Reduzierung der minoren Aktinide im Brennstoff und verlängert damit mögliche Umsetzungszeiträume eines P&amp;T-Szenarios. Zusätzlich unterscheiden sich die Charakteristika abgebrannter Brennelemente aus ADS von abgebrannten Brennelementen aus heute üblichen thermischen Kernreaktoren hinsichtlich Wärmeentwicklung, Aktivität und Dosisrate. Welche Auswirkungen das auf die notwendige Weiterverarbeitung hat, ist noch nicht klar. So ist beispielsweise die Wärmeentwicklung – ein bestimmender Faktor beim Transport zu einer Wiederaufarbeitungsanlage und bei der Dimensionierung des Endlagers – um mindestens eine Größenordnung höher. Als Argumentationsgrundlage für den Nutzen von P&amp;T wird normalerweise die dadurch mögliche deutliche Reduktion des Radiotoxizitätsindexes basierend auf der Ingestionsdosisrate herangezogen. Diese Berechnungen gehen jedoch von der nur vordergründig konservativen Annahme einer Aufnahme des kompletten Endlagerinventars in den menschlichen Körper aus. Bei dieser Art der Bewertung sind die bestimmenden Faktoren Plutonium und die minoren Aktiniden, hauptsächlich Neptunium, Americium und Curium. Im Rahmen einer Langzeitsicherheitsanalyse eines atomaren Endlagers muss dem gegenüber allerdings auch die Mobilität der verschiedenen Isotope berücksichtigt werden. Die Wahrscheinlichkeit, durch natürliche Ursachen aus dem unterirdischen Endlager an die Oberfläche transportiert zu werden, ist für bestimmte, langlebige Spaltprodukte deutlich höher als für Transurane. Demzufolge dominieren diese auf Zeitskalen von mehreren 10,000 Jahren auch die Gesamtdosis, die vom Endlager ausgeht. Relevant sind vor allem Zirconium-93, Technetium-99, Iod-129 und Cäsium-135. Die Rechnungen zeigen, dass alle diese Isotope auch im P&amp;T-Brennstoff generiert werden. Meist entstehen ähnliche Mengen wie in Leichtwasserreaktoren. Allerdings vervierfacht sich der Anteil an Cäsium-135. Hochgerechnet auf ein mögliches deutsches P&amp;T-Szenario würde sich die endzulagernde Menge an Cäsium-135 im Vergleich zum derzeit beschlossenen Ausstiegsszenario mit direkter Endlagerung mehr als verdoppeln. Nur die direkt endzulagernden Brennstäbe betrachtet, würde sich die endzulagernde Menge an langlebigen Spaltprodukten von knapp 26 Tonnen auf etwa 40 Tonnen erhöhen. Grundsätzlich würde man sich demnach die Reduzierung der minoren Aktinide im Endlager durch eine Erhöhung der langlebigen Spaltprodukte erkaufen. Neben Cäsium-135 ist für die Endlagersicherheit auch die deutliche Erhöhung des Technetium-99- und Iod-129-Gehalts von Bedeutung. Somit stellt sich ganz grundsätzlich die Frage, inwieweit eine P&amp;T-Behandlung des radioaktiven Abfalls überhaupt nützt, wenn sich die Menge an sehr langlebigen endlager-relevanten Isotopen deutlich erhöht. Die behandelten Beispiele zeigen, dass der Einsatz von schnellen Reaktoren zumindest fragwürdig ist. Der Nutzen ist nicht immer klar, gleichzeitig bergen sie eine hohe (latente) Proliferationsgefahr. Im Nichtverbreitungsvertrag ist das "unveräußerliche Recht (..) der Verwendung der Kernenergie" festgeschrieben. Solange schnelle Reaktorsysteme technologisch und wirtschaftlich attraktiv erscheinen, können mögliche Proliferateure diese Argumente nutzen, um sich zugleich eine Zugriffsoption auf waffentaugliches Material zu schaffen oder zumindest offen zu halten. Die auch im ADS vorhandene Proliferationsgefahr wurde nicht weiter diskutiert, weil sich für eine mögliche Umsetzung von P&amp;T bereits viel grundlegendere Fragen stellen – wie der Einfluss auf das Endlager oder realistische Umsetzungszeiträume. Festzuhalten ist, dass das P&amp;T-Konzept den Betrieb einer Vielzahl an kerntechnischen Anlagen mit einem schnellen Neutronenspektrum über einen Zeitraum von mindestens einem Jahrhundert erforderte.