Dokumentation der Zusammenfassung (Seiten 7 – 22 von 86): Gutachterliche Stellungnahme zum Forschungsreaktor München II (FRM-II), im Auftrag des Nationalen Begleitgremiums, von Wolfgang Liebert Friederike Friess Klaus Gufler Nikolaus Arnold, Institut für Sicherheits- und Risikowissenschaften (ISR), Universität für Bodenkultur (BOKU) Wien:
Zur Ausgangssituation in Deutschland hinsichtlich HEU-Brennelementen
Hochangereichertes Uran (HEU) wurde seit den späten 1950er Jahren hauptsächlich in einer Reihe von deutschen Forschungsreaktoren eingesetzt (in Braunschweig, Berlin, Geesthacht bei Hamburg, Jülich, München und Rossendorf bei Dresden). Der Geesthachter FRG-1 und der Berliner BER-II sind in den 1990er Jahren erfolgreich auf LEU-Brennstoff umgerüstet worden. Der Münchner FRM-I wurde in den letzten Betriebsjahren vor dem Jahr 2000 zumindest auf eine Anreicherung von 45% umgestellt. Alle weiteren Forschungsreaktoren, die HEU nutzten, sind in den 1980er, 1990er und zuletzt der Jülicher FRJ-2, für den Umrüstungsplanungen vorlagen, im Jahr 2006 abgeschaltet worden. Es besteht eine wesentliche Ausnahme: der Münchner Forschungsreaktor FRM-II, der in den 1980er Jahren mit HEU geplant wurde, 2004 mit HEU in Betrieb ging und weiterhin HEU nutzt.
Weiterhin ist in einer Reihe von Versuchsund Demonstrationsreaktoren in der Zeit von 1966 bis 1991 HEU eingesetzt worden: im Schnellen Versuchsreaktor Karlsruhe KNK-II sowie in den Hochtemperaturreaktoren AVR Jülich und THTR-300 in Hamm-Uentrop.
Die HEU-Lieferungen für Reaktoren in Westdeutschland stammten aus den USA, während ostdeutsche Reaktoren von der Sowjetunion mit HEU beliefert wurden. Im Münchner FRM-II ist wohl zunächst HEU aus alten US-Lieferungen für andere Reaktoren verwendet worden. Heute wird das HEU für die Brennelementfertigung aus Russland geliefert.
Für das aus den USA gelieferte HEU für Forschungsreaktoren bestand seit den 1960er bis in die 1980er Jahre eine Rücknahmeregelung für die abgebrannten Brennelemente durch die USA. So ist sehr viel in dieser Zeit angefallener abgebrannter HEU-Brennstoff wieder in die USA zurück verbracht worden. Als Folge der sich international entwickelnden Norm zum Verzicht auf waffengrädiges HEU in Forschungsreaktoren setzte die USA die Rücknahme abgebrannter Brennelemente in den 1990er Jahren zunächst aus. In dieser Zeit ist von einigen Reaktoren der abgebrannte HEU-Brennstoff ins schottische Dounreay zur Wiederaufarbeitung verbracht worden. Dies ist aber offenbar nicht mehr geschehen, da die Wiederaufarbeitung dort eingestellt werden musste. Offenbar durch einen Tausch an Abfallgebinden mit anderem Atomabfall, der nach Deutschland gebracht wird, verbleibt dieses Material dort. Für die Zeit von 1996 bis 2016 (mit letztem Abtransport bis Mai 2019) bestand dann eine Rücknahmemöglichkeit von abgebranntem Forschungsreaktorbrennstoff im Rahmen des Foreign Research Reactor Spent Nuclear Fuel Acceptance Program (FRRSNF) durch die USA, unter der Bedingung, dass die betroffenen Reaktoren auf LEU umgerüstet werden und die Reaktoren vor 1996 bereits in Betrieb waren. Diese Möglichkeit wurde wiederum genutzt, derzeit auch vom Berliner BER-II, der noch bis Ende 2019 in Betrieb ist.
In Deutschland lagernder abgebrannter HEU-Brennstoff umfasst: Teile der im AVR und THTR eingesetzten Brennelementkugeln, die sich derzeit in Jülich bzw. im Zwischenlager Ahaus befinden; Plutoniumund HEU-haltige Brennelemente aus dem KNK-II, die nicht im französischen Marcoule wiederaufarbeitet werden konnten, lagern im Zwischenlager Nord; zum Teil HEU-haltige abgebrannte Brennelemente aus Rossendorf lagern im Zwischenlager Ahaus. Die AVR-Brennelementkugeln beinhalten etwa 1,9 Tonnen Schwermetall, die des THTR etwa 7 Tonnen Schwermetall, die Brennelement-Reste aus dem KNK-II beinhalten etwa eine halbe Tonne Schwermetall und die Rossendorf-Brennelemente etwa 180 kg HEU.
Im Absetzbecken des Forschungsreaktors FRM-II lagern derzeit etwa 46 oder 47 abgebrannte HEUBrennelemente mit einer Anreicherung von etwa 87%. Die Gesamtmasse des abgebrannten Brennstoffs beträgt etwa 375 kg entsprechend etwa 325 kg Uran-235. Diese gebrauchten Brennelemente sollen nach ausreichender Abklingzeit ins Zwischenlager Ahaus verbracht werden, sobald der Transportund Lagerbehälter CASTOR MTR-3 lizensiert ist. Was letztlich mit diesem Nuklearabfall des FRMII geschehen soll, ist noch ungeklärt. Eine Entsorgungsoption in die USA besteht jedenfalls nicht.
Deutschland hat für Ende 2016 in Forschungsreaktoren 330 kg und in weiteren abgebrannten Brennelementen 940 kg im Land lagerndes HEU gemeldet. Wie sich die letztgenannten HEU-Mengen auf die unterschiedlichen Abfallchargen verteilen wird nicht aufgeschlüsselt.
Die einzige Quelle für weiteren Anfall von HEU in angebrannten Brennelementen in Deutschland ist der Münchner FRM-II. Wieviel hier noch anfällt, hängt davon ab, ob bzw. wann der Reaktor auf LEU umgerüstet wird. Maximal könnten von 2018 bis 2045 noch etwa 112 Brennelemente anfallen. Diese enthielten etwa 900 kg Schwermetall, was bei heutiger Hochanreicherung etwa 800 kg Uran 235 in abgebrannten Brennelementen entspräche.
Nach gegenwärtigem Stand müssten alle genannten HEU-haltigen radioaktiven Abfälle in Deutschland endgelagert werden. Wo eine Rückführung in das Lieferland nicht möglich oder nicht gewollt ist (wie das z.B. momentan für die Option einer Rückführung HEU-haltiger Brennstoffe nach Russland gilt) muss Deutschland einen eigenen Entsorgungsweg nutzen oder eröffnen.
Proliferationsprobleme in Zusammenhang mit HEU-Brennstoff und HEU-haltigen abgebrannten Brennelementen
Natururan enthält 0,7% des spaltbaren Uran-235. Uranbrennstoff für Leistungsreaktoren benötigt i.d.R. Uran einer Anreicherung in Uran-235 von etwa 3-4%. Hochangereichertes Uran (HEU – Highly Enriched Uranium) ist Uran mit einer Anreicherung des Uranisotops Uran-235 von mehr als (oder gleich) 20%. Komplementär ist LEU (Low Enriched Uranium) niedrig angereichertes Uran mit einer Anreicherung von weniger als 20%. Die Grenzziehung zwischen HEU und LEU ist durch ihre kritischen Massen motiviert. Die kritische Masse gibt an, wieviel spaltbares Uran zusammengebracht werden muss, um eine Kernexplosion erreichen zu können. Der Zusammenhang zwischen kritischer Masse und Anreicherung ist nicht-linear. Bei abnehmendem Anreicherungsgrad nimmt die benötigte kritische Masse deutlich überproportional zu. Die Internationale Atomenergieorganisation (IAEO) definiert 25 kg HEU als signifikante Menge, mit der auch ein unerfahrener Akteur sicherlich eine Kernwaffe bauen könnte. Durch ein entsprechendes Design der Kernwaffe lässt sich die benötigte Uran-Masse stark reduzieren, daher werden mitunter auch bereits 7 kg HEU als ausreichend für eine Kernwaffe angesehen. Hochangereichertes Uran ist ein sehr attraktiver Waffenstoff. Sobald das Material in Besitz gebracht werden kann, ist die entscheidende Hürde zur Waffenverwendung überwunden. Der eigentliche Kernwaffenbau stellt dann kein entscheidend großes Hindernis mehr dar.
Infolge des US-amerikanischen „Atoms for Peace“ Programms der 1950er Jahre wurde sehr viel waffengrädiges HEU und Plutonium für zivile Zwecke von den USA exportiert. Die Sowjetunion zog nach und versorgte ihre Satellitenstaaten mit kerntechnischem Know-how und Spaltmaterial. Eine Folge war, dass die Anzahl der Länder, die Forschungsreaktoren betreiben, ab Mitte der 1950er rasch auf etwa 50 in der Mitte der 1960er Jahre anstieg und dabei die Anzahl der Länder, in denen Forschungsreaktoren mit HEU betrieben wurden, in den 1970er Jahren schon die Zahl von 40 deutlich überschritt. Die Reaktoren mit HEU zu betreiben, war attraktiv, denn die erzielbaren Neutronenflüsse für Anwendungen in der Forschung oder Isotopenproduktion waren damals mit HEU deutlich höher als mit LEUBrennstoff. In die späten 1950er und frühen 1960er fällt daher auch die Inbetriebnahme der meisten westdeutschen Forschungsreaktoren, die alle mit HEU betrieben wurden. Die Versorgung mit Brennstoff und die Entsorgung abgebrannter Brennelemente schienen dauerhaft durch die USA gesichert.
Mit hochangereichertem Uran sind aber erhebliche Gefahren für die Weiterverbreitung bzw. fortdauernde Verbreitung von Kernwaffen (Proliferation) verbunden. Produktion, Handel, Verarbeitung und Nutzung von waffentauglichem HEU fördern die geographische Verbreitung von Waffenstoff, erweitern den Personenkreis mit potentiellem Zugriff und entsprechenden technologischen Know-how und schaffen die Gefahr der Materialabzweigung oder des Diebstahls für Kernwaffenzwecke. Mit der weltweiten Verbreitung von HEU im zivilen Bereich ist eine stete latente Proliferationsgefahr verbunden. Mit der weltweiten Verbreitung von Forschungsreaktoren, die auf HEU-Brennstoff angewiesen sind, besteht ein ziviles Rationalitätsmuster für die Ansammlung von HEU, das aber jederzeit auch für Waffenzwecke umgenutzt werden könnte.
Zu bedenken ist zusätzlich, dass auch abgebrannte HEU-Brennelemente in der Regel immer noch HEU enthalten, das für Waffen verwendet werden könnte, wenn es vom abgebrannten Brennstoff chemisch abgetrennt wird. Der Anreicherungsgrad des HEU im Brennstoff sinkt bei vielen Reaktoranwendungen nicht ausreichend, da nur ein Teil des enthaltenen Uran-235 gespalten wird. Im Falle des Münchner FRM-II sinkt der Anreicherungsgrad des HEU lediglich von 93% auf 87% nach der Bestrahlung im Reaktor. Die Abzweigungsoder Diebstahlgefahr für Waffenzwecke besteht solange fort bis eine möglichst proliferationssichere Entsorgungsmöglichkeit umgesetzt worden ist.
Internationale Norm gegen die HEU-Nutzung in Forschungsreaktoren
So hat sich seit Ende der 1970er Jahre – nach dem indischen Kernwaffentest von 1974 und verstärkt nach der Aufdeckung des Irakfalls Anfang der 1990er Jahre und nochmals verstärkt seit dem 11. September 2001 – eine internationale Norm entwickelt, die eine Verwendung von HEU im zivilen Bereich beenden will. Die UNund IAEO-Spezialinspektionsteams, die seit 1991 im Irak arbeiteten, konnten nur im Nachhinein nachweisen, dass 1990 in einem sogenannten „Crash-Program“ Bemühungen zur raschen Konstruktion einer Kernwaffe unternommen wurden. Dabei wurde die Verwendung von unter IAEO-Safeguards stehendem Forschungsreaktorbrennstoff aus französischen und russischen Lieferungen vorbereitet. Die Terroranschläge des 11. September 2001 ließen die Sorgen, dass Nuklearterrorismus eine realistische Gefahr werden könnte, aufleben. Wenn fanatisierte Selbstmordattentäter zunehmend in der Welt agieren, sind auch der hohe Strahlendosen riskierende, selbstgefährdende Umgang mit radioaktiven Materialien sowie Leib und Leben riskierende Diebstahlaktionen kernwaffentauglicher Materialien nicht mehr als rein abstrakte Szenarien auszuschließen.
Von 1978 bis 1980 arbeitete eine internationale Expertenkonferenz im Rahmen der UN, die International Nuclear Fuel Cycle Evaluation (INFCE), unter anderem Empfehlungen zur Vermeidung nuklearer Proliferation im Bereich von Forschungsreaktoren aus. Aufgrund der Erkenntnis, dass der Handel mit HEU, sein weitverbreiteter Gebrauch und seine Produktion ein deutliches Proliferationsrisiko bedeuten, wurde empfohlen, die Anreicherung von Uranbrennstoff auf 20% oder weniger Uran-235 Gehalt (also Verzicht auf HEU-Brennstoff und stattdessen Verwendung von LEU) zu begrenzen und neue hochdichte Brennstoffe als Ersatz für HEU zu entwickeln.
Parallel zur INFCE-Konferenz legte die USA 1978 ihr RERTR-Programm (Reduced Enrichment of Research and Test Reactors) auf. Dieses Programm ist am Argonne National Laboratory (ANL) in den USA angesiedelt. Im Rahmen dieses Programms und seiner Nachfolger wird massiv an der Forschung und Entwicklung für hochdichte Brennstoffe zur Umrüstung von mit HEU-Brennstoff betriebenen Forschungsund Testreaktoren auf LEU-Brennstoff gearbeitet. Das ANL bietet weiterhin konkrete Unterstützung und technische Expertise zur Planung und Durchführung von Forschungsreaktor-Umrüstungen von HEU auf LEU in anderen Ländern an.
In den neuartig entwickelten hochdichten Brennstoffen wird das Uran dichter gepackt, so dass ähnlich viel spaltbares Uran pro Volumeneinheit vorliegt wie im HEU-Brennstoff. So wird eine vergleichbare Neutronenflusserzeugung durch den LEU-Brennstoff wie bei Hochanreicherung erreicht, allerdings bei Erhöhung der dafür verwendeten LEU-Brennstoffmenge. Der Platzbedarf für Brennstoffe im Reaktorkern kann sich dadurch erhöhen. Auch deswegen muss jede Reaktorkonversion von HEU auf LEU sorgfältig geplant und physikalisch-technisch adäquat vorbereitet werden. Innerhalb der 1980er und frühen 1990er Jahre konnte die verfügbare Brennstoffdichte von Forschungsreaktorbrennstoffen recht schnell von weniger als 1 g(U)/ccm bis etwa 1,5 g(U)/ccm auf mehr als 4 g(U)/ccm erhöht werden. Damit ist eine Umstellung der meisten weltweit genutzten Forschungsreaktoren von HEUauf LEUBrennstoff im Prinzip möglich, ohne dass wesentliche Nachteile für die Nutzer der Reaktoren entstehen (insbesondere in Bezug auf Neutronenflussverluste und Betriebskosten). Zum jetzigen Zeitpunkt sind Uransilizid-Brennstoffe mit einer bereits relativ hohen Urandichte von 4,8 g(U)/ccm für den Einsatz in Forschungsreaktoren qualifiziert. In Entwicklung befinden sich seit etwa der Jahrhundertwende Brennstoffe auf der Basis von Uran-Molybdän (UMo) mit weiter erhöhter Urandichte von 8 bis zu 16 g(U)/ccm. Mit diesen Brennstoffen sollte dann auch eine Umrüstung von HEU auf LEU für alle Forschungsreaktoren ohne signifikanten Flussverlust möglich sein.
Erfolge der Norm gegen die HEU-Nutzung
Die großen Brennstoff-Exportländer USA und Sowjetunion (später Russland) änderten in den 1980er Jahren ihre Exportpolitik. Mit dem Schumer Amendment zum Energy Policy Act des US Congress des Jahres 1992 und nachfolgenden Verschärfungen der Exportrichtlinien wurde der Druck weiter erhöht. HEU-Brennelemente werden von den USA nur noch geliefert, wenn sich die Reaktorbetreiber zur baldmöglichsten Umrüstung auf niedrig angereichertes Uran (LEU) verpflichten – soweit Konversionsbrennstoffe zur Verfügung stehen. Seit 1996 können die von den USA belieferten Forschungsreaktorbetreiber das US Foreign Research Reactor Spent Nuclear Fuel (FRRSNF) Acceptance Program nutzen, mit dem eine Rücknahme von abgebranntem Forschungsreaktorbrennstoff ermöglicht wird – allerdings nur sofern die Reaktoren schon seit vor 1996 in Betrieb sind. Für die Auflage dieses Programms, das zunächst zehn Jahre Laufzeit hatte und dann nochmals für zehn weitere Jahre bis Mai 2016 verlängert wurde, waren Gründe der Non-Proliferation und der Internationalen Sicherheit ausschlaggebend, um die weltweit zugänglichen HEU-Mengen unter Kontrolle bringen zu können. Die Schwierigkeit bestand darin, dass dieses immer wieder auf Zeit bestehende Angebot nicht als Ermunterung zum Business-as-usual – unter weiterer HEU-Nutzung – von den Reaktorbetreibern missverstanden wird. Seit 2002 besteht auch ein Russian Research Reactor Fuel Return Program (RRRFR), mit dem HEU-haltige Brennstoffe, die von der Sowjetunion exportiert wurden, zurückgenommen werden.
Zusätzlich sollten also auch die Gefahren durch die bereits in der Vergangenheit erzeugte Verbreitung von HEU in vielen Länder wieder rückgängig gemacht werden. Die USA hatten in der Zeit von 1957 bis 2012 insgesamt 22,6 Tonnen HEU in 35 Länder exportiert – den überwiegenden Teil bis 1982, wobei die größten Jahresexporte in den 1960er und frühen 1970er Jahre zu verzeichnen waren. Die Rücknahme von HEU-haltigem abgebranntem Brennstoff wurde wichtiger Teil der Non-Proliferations-Politik. Seit 1996 sind so etwa 5 Tonnen HEU in die USA und Russland zurückgenommen worden; dies umfasst bestrahltes und unbestrahltes hochangereichertes Uran aus mehr als 30 Nichtkernwaffenstaaten. Von zu Beginn der 1990er Jahre noch mehr als 50 Staaten, die mindestens 1 kg HEU in ihrem Besitz hatten, hat sich diese Anzahl auf 27 Staaten im Jahr 2015 fast halbiert.
Diese positive Tendenz ist stark verbundenen mit den Erfolgen bei der weltweiten Umrüstung von Forschungsreaktoren von HEU auf LEU. Sehr viele Länder haben mit dem RERTR-Programm der USA kooperiert. Dies gilt auch für (West-) Deutschland, das von 1979 bis 1989 ein eigenes Programm „Anreicherungsreduktion von Forschungsreaktoren“ betrieb, das Beiträge zur Brennstoffentwicklung und zur Umrüstung von Forschungsreaktoren lieferte. Die Listen der Forschungsreaktoren, die weltweit umzustellen wären, verlängerten sich über die Zeit über die anfänglich geführten Dringlichkeitslisten hinaus. Sehr viele Reaktoren weltweit wurden umgerüstet oder außer Betrieb genommen.
Um die Jahrhundertwende waren weltweit knapp 300 zivile Forschungsreaktoren in fast 60 Ländern in Betrieb, davon noch mehr als 130 Reaktoren mit HEU-Brennstoff. Die Situation hat sich demgegenüber bis heute weiter verbessert. In einer aktuellen, von einem Panel der US National Academies of Sciences und der IAEO aufgestellten, Liste finden sich nunmehr noch 74 Forschungsreaktoren im zivilen Bereich in 18 Ländern, die HEU-Brennstoff verwenden. 12 dieser 18 Länder sind Nicht-Kernwaffenstaaten. Pakistan und Nordkorea und vier „anerkannte“ Kernwaffenstaaten (USA, Russland, Frankreich und China) sind die weiteren sechs Länder. Zweidrittel dieser 74 HEU-Reaktoren befinden sich in „anerkannten“ Kernwaffenstaaten (der Löwenanteil, mit 32 Reaktoren, in Russland). Der Haupt– HEU-Bedarf konzentriert sich auf sieben Reaktoren, darunter prominent der Münchner FRM-II, die 80% des jährlichen weltweiten HEU-Bedarfs für zivile Forschungsreaktoren beanspruchen. Die weiteren 67 gelisteten Reaktoren haben zusammen einen Jahresbedarf von jährlich etwa 100 Kilogramm.
Letzteres spricht immerhin für einen deutlichen Teilerfolg der weltweiten Umrüstungsbemühungen.
Ein weiterer wesentlicher Erfolg der sich seit 1978 entwickelnden Norm gegen die Verwendung von HEU-Brennstoff in Forschungsreaktoren ist, dass ein Verzicht auf waffengrädigen HEU-Brennstoff bei der Neuplanung von Forschungsreaktoren mit Beginn der 1980er Jahre weltweit akzeptiert und durchgehalten wurde – mit nur einer Ausnahme, der Münchner FRM-II.
Der Sonderfall des FRM-II
Der Münchner FRM-II wurde in der Zeit der Entstehung der Norm des HEU-Verzichts für Forschungsreaktoren geplant. Er ist der einzige größere Forschungsreaktor, der seit Beginn der 1980er mit HEU ausgelegt wurde. Der FRM-II ist auch deshalb ein Präzedenzfall, weil er HEU in Brennstoffen erhöhter Dichte, die für die Reaktorumrüstung entwickelt wurden, nutzt. Es besteht eine latente Gefahr der Aufweichung der Norm gegen den Bau von HEU-Forschungsreaktoren. Der neue französische Jules Horowitz Reaktor soll jetzt zunächst mit einer Anreicherung von 27% betrieben werden, da hochdichte LEU-Brennstoffe der neuen Generation (Uran-Molybdän Dispersionsbrennstoffe mit bis zu einer Dichte von 8 g(U)/ccm), mit denen der bereits in Bau befindliche Reaktor geplant wurde, doch nicht so schnell zur Verfügung stehen wie ursprünglich erwartet.
Durch den FRM-II in der jetzigen Betriebsweise wird der Bedarf nach HEU noch viele Jahre lang aufrechterhalten. Dies hat eine ungünstige Signalwirkung. So konnte Russland, bedingt durch Umrüstungsund Stilllegungsbemühungen, zwar einerseits seine HEU-Exporte an Länder, die ehemals von der Sowjetunion beliefert wurden, 2011 einstellen. Andererseits allerdings, exportiert Russland seit 1998 HEU nach Frankreich zur Brennstofffertigung für den FRM-II. Oft wurde behauptet, dies diene doch letztlich der Abrüstung, weil HEU aus abgerüsteten sowjetischen Kernwaffen genutzt werde. Der russische Lieferant nennt nun aber die Neu-Fertigung von HEU für den FRM-II als einen Erfolg. Zusätzlich hat Russland 2013 die gesetzlichen Rahmenbedingungen für den Export von HEU wieder erleichtert.
Sicherheitsrisiken bei der Zwischenlagerung HEU-haltiger Abfälle in Zwischenlagern wie Ahaus
Bei Betrachtung der Risiken, die durch die Zwischenlagerung von HEU-haltigem abgebranntem Brennstoff, wie sie insbesondere beim FRM-II anfallen, spielen zwei Aspekte eine Rolle: die Gefahr der Rekritikalität und die Gefahr der Proliferation. Im Zwischenlager Ahaus wird radioaktiver Abfall aus unterschiedlichsten Quellen gelagert. Solange die Lagerbehälter intakt sind, entsteht durch die zusätzlich eingelagerten FRM-II-Brennelemente keine weitere relevante Gefahrenquelle für mögliche Freisetzung von Radioaktivität. Nur im Falle eines schwerwiegenden Unfallszenarios während des Transports oder der Lagerung wie beispielsweise einem Flugzeugabsturz könnte die Integrität ggf. nicht mehr gesichert und der physische Schutz des Spaltmaterials verletzt werden. In einem solchen extremen Fall könnte es unter entsprechenden Umständen sowohl zu einer Rekritikalität des Materials als auch zu einem Austritt von Radionukliden in die Umwelt kommen.
Zur Einschätzung der Proliferationsgefahr ist zu berücksichtigen, dass die abgebrannten Brennelemente des FRM-II jeweils noch ungefähr 7,5 kg hochangereichertes Uran enthalten und dass sie damit für einen möglichen Akteur das bei weitem attraktivste Spaltmaterial in einem Zwischenlager sind.
Der Transportund Lagerbehälter CASTOR MTR-3, der für die FRM-II-Abfälle entwickelt wird, würde 37,5 kg HEU enthalten (5 Brennelemente pro CASTOR). Abgebrannte Brennelemente haben einen gewissen Selbstschutz durch die Strahlendosis, die sie aussenden. Ist die Strahlenbelastung in einem Meter Abstand höher als 1 Sv/h (Sievert pro Stunde), wird das Material von der IAEO als sich selbst schützend angesehen und geringere Sicherungsmaßnahmen sind notwendig. Es gibt jedoch vielfach Kritik an diesem Schwellenwert. Die US National Academies of Sciences empfahl einen Referenzwert von 5 Sv/h. Unter Berücksichtigung der Einschätzung, dass sich Angreifer nur kurze Zeit in unmittelbarer Nähe des Brennelementes aufhalten müssten, wären weit höhere Dosisraten als 15 Sv/h akzeptabel, um unmittelbare gesundheitliche Schäden zu vermeiden. So werden inzwischen Dosisraten von bis zu 100 Sv/h als selbstschützender Grenzwert vorgeschlagen.
Der physische Schutz von Zwischenlagern entspricht, nach aktuellem Kenntnisstand, dem Standard für die Lagerung von radioaktiven Abfall und nicht demjenigen für die Lagerung von Waffenmaterial. Unter der Voraussetzung, dass Angreifer das Zwischenlager betreten und wieder verlassen können, sind Diebstahlsszenarien möglich.
Der Zeitaufwand für das Öffnen eines Transportbehälters wird auf 15-30 Minuten geschätzt.
- Jahre nach Entladung aus dem Reaktor kann mit einer Strahlendosis von etwa 5 Sv/h in einem Meter Abstand von einem Brennelement ausgegangen Bei einer Entwendungsdauer von rund 20 Minuten könnte die aufgenommene Gamma-Dosisleistung auf etwa 2 Sv beschränkt bleiben, was voraussichtlich zu keinen akuten Symptomen führen würde. Ein Abtransport eines ca. 50 kg schweren Brennelements wäre vergleichsweise einfach. Daher ist das Risiko eines Diebstahls eines Brennelements des FRM-II aus dem Zwischenlager als nicht ausgeschlossen und damit proliferationsrelevant einzustufen. Zusätzlich ist anzumerken, dass die Strahlenbarriere der Brennelemente exponentiell über die Zeit abnimmt. Ein CASTOR MTR-3 würde etwa 37,5 kg HEU enthalten. Die Maße und das Gewicht (etwa 16 Tonnen) sind noch klein genug, um auch einen etwaigen Abtransport des ganzen Behälters durch Proliferatoren möglich zu machen. Der CASTOR selbst hat keinen Selbstschutz durch radioaktive Strahlung.
In der 3. Teilgenehmigung für den FRM-II aus dem Jahr 2003 ist u.a. festgehalten, dass „ein Konditionierungskonzept entwickelt worden (sei), das eine Unterkritikalität des im FRM-II eingesetzten Brennstoffs selbst unter ungünstigen Endlagerbedingungen gewährleistet“. Auch die Reaktor-Sicherheitskommission hält eine „Konditionierung durch Zumischung von abgereichertem Uran zur Verminderung der Restanreicherung für unumgänglich“. Laut Planung soll im Jahr 2018 mit dem Transport von FRM-II Elementen ohne vorherige Konditionierung im CASTOR-Typ MTR-3 nach Ahaus begonnen werden. Soll der MTR-3 – ähnlich wie im Fall der MTR-2 vorgesehen, der teilweise auch HEU-haltigen Forschungsreaktorbrennstoff enthält – gleichzeitig das Endlager-Behältnis sein, so widerspräche dies dem Gebot der vorherigen Konditionierung durch Anreicherungsreduktion („Verdünnung“). Ansonsten müssten die Brennelemente zum gegebenen Zeitpunkt dann wieder aus dem CASTOR-Behälter entnommen werden und dann konditioniert werden. Folgerichtiger wäre demnach die Konditionierung bereits vor der Zwischenlagerung in den Transporthältern MTR-3 – insbesondere sofern sie gleichzeitig als Endlagerungsbehälter vorgesehen sind. Für eine Option der Konditionierung für die Zwischenlagerung wurde offenbar in der Vergangenheit nicht gesorgt. Ein Zuwarten mit dem möglicherweise bald zu erfolgenden Abtransporten abgebrannter Brennelemente zum Zwischenlager bis eine entsprechende Konditionierungsmöglichkeit zur Verfügung steht würde möglicherweise zu einer Unterbrechung des Reaktorbetriebes führen können, da im Abklingbecken bald nicht mehr ausreichend Stellplätze zur Verfügung stehen.
Eine frühzeitige Konditionierung der abgebrannten HEU-Brennelemente würde jedenfalls die Proliferationsprobleme und Rekritikalitätsprobleme lösen, die ansonsten auf dem gesamten zeitlich langen Weg bis zum Verschluss eines Endlagers weiterbestehen würden.
Welche Probleme können diese HEU-haltigen Abfälle bei einer Endlagerung in Deutschland verursachen?
Die Möglichkeit der direkten Endlagerung abgebrannter Brennelemente wurde in Deutschland erst seit Ende der 1970er Jahre untersucht, ist aber inzwischen der rechtlich einzig zulässige Weg zur Entsorgung von abgebrannten Brennelementen aus Leistungsreaktoren. In Deutschland durchgeführte Studien beschäftigen sich fast ausschließlich mit der Endlagerung von Brennelementen aus Leistungsreaktoren und kaum mit der Notwendigkeit, auch für sichere Endlagerfähigkeit der abgebrannten Brennelemente aus Forschungsreaktoren zu sorgen.
Während abgebrannte Leistungsreaktor-Brennelemente normalerweise nur noch 1-2% Uran-235 und ungefähr 1% Plutonium enthalten, liegt der Spaltmaterialanteil in abgebrannten ForschungsreaktorBrennelementen aus LEU etwas höher (etwa bis zu 13%) – und im Fall von HEU-Brennelementen deutlich höher (beim FRM-II 87%). Weitere Unterschiede liegen in der chemischen Zusammensetzung und Struktur der Brennelemente aus Forschungsreaktoren und Leistungsreaktoren. Die Brennelement-Hülle von üblichem Forschungsreaktorbrennstoff kann je nach Wirtsgestein des Endlagers im Gegensatz zu Zircalloy-Brennelementhüllen von Leistungsreaktoren keinen vorübergehend signifikanten Beitrag zur Sicherheit über längere Zeiträume im Endlager liefern. Der Brennstoff des FRM-II stellt noch einmal einen Sonderfall dar. Es handelt sich dabei um Uransilizid-Brennstoff mit einer Anfangsanreicherung von 93% in Uran-235, der sonst nirgends eingesetzt wird.
Proliferationsgefahr im Endlager
Die FRM-II-Brennelemente sind weder mit LEU-Brennelementen anderer Forschungsreaktoren noch mit denen aus Leistungsreaktoren direkt vergleichbar, da sie bei Entladung immer noch Uran mit einer Anreicherung von 87% enthalten, das sehr attraktiv für den Bau einer Kernwaffe ist. Sofern eine Endlagerung ohne vorherige Verdünnung mit Uran-238 erfolgt, muss der Tatsache Rechnung getragen werden, dass dieses Material für einen möglichen Proliferator hoch attraktiv ist. Die Gefahr einer unautorisierten Entnahme dieses kernwaffentauglichen Materials besteht insbesondere in der ersten Phase, wenn das Endlager noch nicht verschlossen ist. Durch Überlegungen zur möglichen Rückholbarkeit und auch zur Bergbarkeit der eingelagerten Abfallgebinde auch nach dem Verschluss des Endlagers wird die Phase, in der eine Entnahme aus dem Endlager unter Umständen noch zu bewerkstelligen ist, tendenziell verlängert. Die Dosisleistung der abgebrannten Brennelemente reicht für die erwarteten Zeiträume der Befüllung eines Endlagers (Phase 1) nicht als Selbstschutz gegen Zugriff Unbefugter aus. Für ein Endlager, in dem solcherart Brennelemente mit waffentauglichem Uran eingelagert werden sollten, müssten über lange Zeiträume besondere Sicherungsmaßnahmen des physischen Schutzes durchgeführt werden.
Daher erscheint es als zwingend, dass frühzeitig Maßnahmen zur Konditionierung der abgebrannten Brennelemente aus dem FRM-II ergriffen werden, die eine möglichst weitgehende Proliferationssicherheit garantieren. Wird eine Verdünnung mit Uran-238 (Natururan oder abgereichertes Uran) durchgeführt, die eine Abreicherung auf unter 20% erzielen, wäre ein Mindestmaß an Proliferationsresistenz gewährleistet, da eine Neuanreicherung des aus den Brennelementen abgetrennten Urans erforderlich wäre, um eine Waffennutzung zu ermöglichen.
Gefahr der Rekritikalität im Endlager
Als “kritisch” wird in der Reaktortechnik ein System beschrieben, das gerade so viele freie Neutronen produziert, dass eine Kettenreaktion aufrechterhalten werden kann. In einem Endlager ist ein Szenario vorstellbar, bei dem durch Moderation der Neutronen durch umliegendes Wirtsgestein und/oder Wasser Rekritikalität erreicht wird. Je höher die Anreicherung des abgebrannten Brennstoffs in
Uran-235 ist, desto leichter könnte eine Rekritikalität im Endlager auftreten. In einem Endlager ist der realistische Fall – je nach Endlagerumgebung – die homogene Lösung des Urans entweder in Wasser oder Salzlauge, also spaltbares Uran unter Anwesenheit von Neutronen moderierendem Wasser. Dann ist die kritische Masse deutlich reduziert. Beispielsweise beträgt die kritische Masse von Uran einer Anreicherung von 87% in Salzlauge knapp 6 kg. Ein einziges abgebranntes Brennelement des FRM-II könnte also – zumindest theoretisch – zu einem Rekritikalitätsereignis im Endlager führen.
In Phase 3 eines Endlagers sind die menschengemachten Barrieren bereits durchbrochen und Uran kann ausgewaschen werden und sich außerhalb des Endlagers wieder ablagern. Solche geochemischen Prozesse sind aus Uranlagerstätten bekannt. Eine (über)kritische Masse könnte sich bilden. Diese Gefahr wird bei Brennstoff aus Leistungsreaktoren nicht gesehen. Als direkte Schlussfolgerung wird empfohlen, eine mögliche Kritikalität im Endlager durch die vorherige Verdünnung des hochangereicherten Urans mit abgereichertem Uran zu vermeiden. Diese Ansicht wird von der Reaktor-Sicherheitskommission geteilt.
Bezeichnenderweise gibt es weltweit kein Entsorgungsprogramm, das die direkte Endlagerung von hochangereichertem Uran vorsieht. Im Vergleich hierzu ist die direkte Endlagerung von LEU-Brennstoffen technologisch möglich und erfordert keine vorherige Wiederaufarbeitung oder Konditionierung.
Internationale Ansätze für den Umgang mit abgebranntem HEU-Brennstoff
Lösungsansätze für den Umgang mit hochradioaktivem Atommüll, der HEU enthält, müssen insbesondere in Ländern gefunden werden, die selbst große Mengen an HEU in Forschungsreaktoren genutzt haben und entsprechendes Material in andere Länder exportiert und nach der Nutzung zurückgeholt haben.
Bei einem der Hauptakteure, den USA, wurde um die Jahrhundertwende eine intensive Diskussion über die verschiedenen Optionen der Entsorgung von abgebrannten HEU-Brennstoff geführt. Mögliche umwelttechnische Auswirkungen wurden in einen Environmental Impact Statement für die Anlage zur Behandlung von HEU-haltigen radioaktiven Abfällen, die auf dem Gelände der Savannah River Site (SRS) eingelagert werden, diskutiert. Im Jahr 2000 wurde dann entschieden, dass das sogenannte Melt
& Dilute-Verfahren präferiert wird. Bei dem Melt & Dilute-Verfahren werden die verschiedenartigen Typen von HEU-Brennelemente gegebenenfalls gemeinsam eingeschmolzen. Dabei werden sie mit abgereichertem Uran vermischt, um den Anteil von Uran-235 auf unter 20% abzusenken, und man erhält eine homogene Masse, die eingelagert werden kann. Dies würde sowohl proliferationstechnisch, als auch was das benötigte Volumen im Endlager und die Vermeidung möglicher Rekritikalität angeht, erhebliche Vorteile bieten. Als Backup-Option wurde damals das sogenannte Co-Disposal Packaging benannt. Bei diesem Verfahren werden die abgebrannten Brennelemente, die immer noch HEU enthalten, zusammen mit vitrifizierten hochaktiven Abfällen in einem Gebinde gemeinsam eingelagert.
Die Entwicklung des Melt & Dilute-Verfahrens hat sich jedoch verzögert, eine ausreichende Finanzierung für eine Realisierung blieb aus und das SRS-Lager für abgebrannte Brennelemente füllte sich zunehmend. Daher wurde 2013 ergänzend beschlossen, einen Teil der eingelagerten Brennelemente einem Wiederaufarbeitungsprozess zuzuführen. Das gewonnene Uran soll dann mit Uran aus anderen Quellen verdünnt werden, um niedrigangereichertes Uran zu erhalten, das dann in Leichtwasserreaktoren verwendet werden kann. Ihren Entschluss zur teilweisen Wiederaufarbeitung begründet das Department of Energy rein ökonomisch und es sollen nur gerade so vielen Brennelementen so behandelt werden, um genügend künftig erwartete Lagerkapazität von 22 Tonnen Schwermetall zu erreichen.
Eine endgültige Endscheidung über die Wahl eines technischen Verfahrens wird verschoben, auch weil etwa 10% des dort bereits lagernden Inventars mit derzeitigen Prozessen nicht – insbesondere nicht durch Wiederaufarbeitung – aufgearbeitet werden kann.
In Frankreich besteht – zumindest im Prinzip – nur noch die Möglichkeit in der Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague abgebrannten HEU-Brennstoff zusammen mit Leistungsreaktor-Brennstoff wieder aufzuarbeiten. Areva, der Betreiber von La Hague, hat ein Verfahren für Uransilizid-Forschungsreaktor-Brennstoffe entwickelt und kündigte an, es der französischen Genehmigungsbehörde zur Prüfung vorzulegen. Areva verfolgt die Idee zur Errichtung einer neuen Anlage, die eine Vielzahl von unterschiedlichen Brennelementtypen bearbeiten können soll. Deren Fertigstellung wird vage mit der Zeit um 2025 angekündigt.
In Russland werden abgebrannte Brennelemente aus Forschungsreaktoren und Schiffsreaktoren in Mayak wiederaufgearbeitet. Das abgetrennte Uran wird danach mit niedrigangereichertem Uran aus anderen Quellen verdünnt und zu neuem Brennstoff für Leichtwasserreaktoren verarbeitet. Russland betreibt fast die Hälfte aller weltweit noch existierenden HEU-Forschungsreaktoren, dementsprechend fallen dort größere Mengen an abgebrannten HEU-Brennelementen an.
Wie kann auf den Einsatz von hochangereichertem Uran zukünftig verzichtet werden, um die weitere Produktion dieser Abfälle zu verhindern?
Der Münchner Forschungsreaktor FRM-II ist die einzige relevante Quelle für den Anfall weiterer abgebrannter HEU-Brennstoffe in Deutschland.
Geschichte der Umrüstungsdiskussion
Der Reaktor wurde seit Mitte der 1980er Jahre mit Verwendung von HEU-Brennstoff geplant. Trotz expliziter regierungsinterner Kritik (durch das Außenamt) und impliziter Kritik der BMFT-Kommission Grundlagenforschung im Vorfeld wurde Ende 1993 das atomrechtliche Genehmigungsverfahren mit HEU-Auslegung eröffnet.
Die Brennelemente wurden mit hochangereichertem Uran in eigentlich für die Umrüstung von HEU auf LEU entwickelten Uransilizid-Brennstoffen mit einer Urandichte von überwiegend 3 g(U)/ccm ausgelegt. Damit wurden der eigentliche Sinn und die Aufgabe der neu entwickelten Konversionsbrennstoffe durch Zweckentfremdung bewusst sabotiert. Das Vorgehen an der TU München stellte das RERTR-Programm und seine Erfolgsgeschichte in Frage. Daher berechneten führende Wissenschaftler des RERTR-Programms am ANL Auslegungsvarianten für den FRM-II mit LEU. Dies stieß auf keine positive Resonanz bei den Betreibern.
Spätestens mit dem Beginn des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens kam es zu starker öffentlicher und parlamentarischer Kritik am geplanten HEU-Einsatz im FRM-II. Der Bau wurde aber 1996 unverändert begonnen. Unter den gegebenen Umständen und der immer wieder nachgeschärften Non-Proliferationspolitik der USA war an eine Brennstoffversorgung und –entsorgung über die USA nicht zu denken. Im Sommer 1998 wurde von der Bundesregierung ein Rahmenabkommen zur Lieferung von bis 1200 kg HEU mit Russland geschlossen, der zunächst Lieferungen von 400 kg HEU einer Anreicherung von mehr als 90% für die ersten zehn Jahre vorsah. Das Abkommen wurde von der nachfolgenden Bundesregierung gekündigt und lief nach zehn Jahren 2008 aus. Die Brennelementfertigung erfolgt bei der französischen CERCA.
Anfang 1999 wurde eine BMBF-Expertenkommission eingesetzt, die aus Gründen der proliferationspolitischen Bedenklichkeit der HEU-Auslegung mögliche Umrüstungsoptionen für den FRM-II untersuchen sollte. Sie kam zum Ergebnis, dass eine Umrüstung auf schwach angereicherten Brennstoff noch vor Inbetriebnahme technisch möglich, proliferationspolitisch sinnvoll und für die wissenschaftliche Nutzung des Reaktors nicht ernstlich nachteilig wäre. Uransilizid-Konversionsbrennstoffe höherer Dichte könnten verwendet werden, um direkt auf LEU bei signifikanten Neutronenflussverlusten oder auf 26% Anreicherung bei geringeren Verlusten zu gehen, wobei später mit neuartigen UMo-Brennstoffen eine bessere Lösung angestrebt werden könnte. Weitere diskutierte Optionen waren: zunächst Inbetriebnahme mit HEU und spätere Umrüstung auf UMo-Brennstoffe weiter erhöhter Dichte, wobei entweder LEU-Brennstoff möglich wäre (mit Änderungen an der Reaktorgeometrie) oder eine Anreicherung von 40-60% nötig wäre (ohne weitere Änderungen und nur marginalen Neutronenflussverlusten von 7 %). Zur letzten Variante wurde angemerkt, dass eine spätere Umstellung auf Brennstoffe einer Anreicherung um 50% zwar das Proliferationsrisiko vermindern könne, aber noch immer gegen die Ziele der internationalen Abreicherungsprogramme verstoße.
Während der Bau ohne Änderungen der Konzeption weiter ging führten Verhandlungen zwischen Bund und Land im Oktober 2001 zu dem Ergebnis: der FRM-II wird mit HEU in Betrieb genommen; bis Jahresende 2010 soll eine Umstellung auf UMo-Brennstoffe mit einer geringeren Anreicherung unterhalb von 50% erfolgen. 2010 wurde die Vereinbarung auf Ende 2018 fortgeschrieben, weil keine Umstellung auf UMo-Brennstoff weiter erhöhter Dichte möglich war. Bis Ende 2016 sollte es eine Verständigung zwischen der Bundesregierung und dem Freistaat Bayern geben, wie genau bei der Umrüstung vorgegangen werden sollte.
Das BMBF und die bayerische Staatsregierung geben seit der Inbetriebnahme Finanzmittel an die TU München, damit sich diese an der Brennstoffentwicklung für den FRM-II beteiligen kann. Dies geschieht hauptsächlich durch Kooperation mit französischen Partnern.
Entwicklung von LEU-Brennstoffen besonders hoher Dichte
Mit der Entwicklung und Nutzung von Brennstoffen hoher Urandichte soll eine hohe Anreicherung von Brennstoffen überflüssig gemacht werden. So soll insbesondere der pro Fläche erzielbare Neutronenfluss, als eine Maßzahl für die wissenschaftliche Nutzbarkeit von Forschungsreaktoren, unter Verzicht auf HEU erhalten bleiben. Es gibt noch ein Potential für gewisse Verbesserungen im Bereich der Uransilizid-Brennstoffe, aber für eine Reihe von besonders leistungsfähigen Hochflussreaktoren reicht die mögliche Dichte dieser Brennstoffe nicht aus. Daher werden seit etwa der Jahrhundertwende neue, besonders hochdichte Brennstoffe auf der Basis von Uran-Molybdän (UMo) entwickelt. Monolithische UMo-Brennstoffe erlauben Urandichten von bis zu 16 g(U)/ccm und sind deswegen vor allem für die Umrüstung von Hochflussreaktoren eine attraktive Option, während UMo-Dispersionsbrennstoffe (maximale Dichte bis 8 g(U)/ccm) auch für andere Forschungsreaktoren attraktiv sein können, da damit teilweise sogar Leistungsverbesserungen bei der Umrüstung erreicht werden könnten.
Bei Bestrahlungsversuchen Anfang der 2000er Jahre wurde ein äußerst ungünstiges Schwellverhalten bei UMo-Dispersionsbrennstoffen beobachtet. Es zeigte sich später, dass eine Unterdrückung des Schwellverhaltens durch geeignete Zugabe von Silizium möglich ist, was aber noch weitere technische Entwicklungsschritte erfordert. Die Fertigungsverfahren ähneln denjenigen von anderen Dispersionsbrennstoffen, wie beispielsweise bei Uransiliziden.
Monolithischer UMo-Brennstoff besteht aus einer dünnen Folie (einige Zehntel Millimeter) einer UranMolybdän-Metalllegierung, die in eine Aluminiumhülle eingeschweißt wird. Das Problem unerwünschten Schwellverhaltens ist hier weit weniger signifikant, dafür ist die Fertigung dieser Brennstoffe weit komplizierter und neuartig. UMo-Brennstofffolien erlauben die spezielle evolventen-förmige Verbauung im Brennelement, wie sie beim FRM-II oder dem HFIR-Reaktor in Oak Ridge notwendig wäre.
Ein Panel der US National Academies of Sciences schätzte 2016 die Zeit bis zur Qualifizierung von UMo-Brennstoffen auf 5-10 Jahre bei Dispersionsbrennstoff bei begrenzt hohen Leistungsdichten im Reaktor sowie jeweils 15-20 Jahre im Fall hoher Leistungsdichten und für monolithischen Brennstoff.
Umrüstungsvarianten für den FRM-II
Kriterien bei der Umrüstung von Forschungsreaktoren von HEU auf LEU sind die Erhöhung der Proliferationsresistenz, aber auch die wissenschaftliche Nutzbarkeit, die Verfügbarkeit und Entsorgbarkeit des Brennstoffs, die Betriebssicherheit des Reaktors und die entstehenden Kosten.
Es gibt ältere Berechnungen des ANL und der TUM auf Basis der Uransilizid-Brennstoffe aus den 1990er Jahren. In den letzten 15 Jahren wurden Berechnungen von der Interdisziplinären Arbeitsgruppe Naturwissenschaft, Technik und Sicherheit (IANUS) der TU Darmstadt und der TU München auf Basis der erwarteten UMo-Brennstoffe weiter erhöhter Dichte vorgelegt.
Es gibt zwei sehr unterschiedliche Wege, wie eine bestmögliche Nutzbarkeit von hochdichten UMoBrennstoffen im FRM-II in einer Forschungsstrategie vorbereitet werden kann:
- Die Leitfrage lautet: Welche Anreicherung des Brennstoffs ist notwendig, um für die vorgegebene Reaktorund Brennelementgeometrie die Leistungsfähigkeit des Reaktors zu erhalten? Es geht lediglich um den Austausch des Brennstoffs (UMo statt Uransilizid) in der vorgegebenen Brennelementgeometrie. Diesen Weg haben über viele Jahre die Betreiber des FRM-II Sie kamen zunächst zu dem Schluss, dass mit UMo-Dispersionsbrennstoffs eine Anreicherung von etwas unterhalb von 50% erreichbar wäre. Mit monolithischem UMo-Brennstoff höchster Dichte wäre eine Anreicherung von etwas oberhalb von 30% notwendig. Eine LEU-Option ist innerhalb der vorgegebenen Brennelementgeometrie so nicht erreichbar.
- Die Leitfrage lautet: Wie kann eine möglichst niedrige Anreicherung des Brennstoffs (möglichst unterhalb von 20%) zu einer möglichst optimalen Leistungsfähigkeit des Reaktors führen, und zwar in etwa auf dem Niveau, das die umstrittenen HEU-Auslegung ermöglichte? Dazu ist zu untersuchen, ob und in welchem Ausmaß Veränderungen der Brennelementgeometrie, der Brennstoffplattenausführung und der Reaktorleistung geeignete Mittel sind, um diese Ziele zu Da viele räumliche Parameter durch die Ausführung des Reaktorkerns festgelegt sind, wären solche Modifikationen nur in begrenztem Ausmaß möglich. Da sich durch die Abreicherung der Platzbedarf für den Brennstoff im Brennelement erhöht, wirkt es sich sehr nachteilig aus, dass während des Reaktorbaus kein Spielraum für solche Umrüstmaßnahmen im Reaktorkern vorgesehen wurde.
Der zweite Weg wurde von IANUS verfolgt. Als zielführend wurde eine leichte Erhöhung der Höhe des Brennelements, eine Erhöhung des Brennstoffdicke (Meat) im Brennelement, eine Erhöhung der Kühlkanalbreite, eine Verringerung der Dicke des Brennstoff-Claddings und eine marginale Leistungserhöhung von 20 auf 22 MW erkannt. Eine niedrige Anreicherung ist nur unter Verwendung monolithischer UMo-Brennstoffe höchster Dichte möglich. So konnte in einem ersten Schritt gezeigt werden, dass Umrüstoptionen für Anreicherungen im Bereich von 24 und 33% grundsätzlich bestehen. Es wurde außerdem deutlich, dass es für eine Erhöhung der Gesamtperformance des Reaktors zunächst günstiger ist, auf eine Steigerung der Anfangsreaktivität zu setzen anstatt sich gleich auf den Neutronenfluss zu fokussieren.
In einem zweiten Schritt wurde gezielt nach denkbaren LEU-Varianten unter Verwendung von monolithischem UMo-Brennstoff gesucht. Zwei solche Varianten wurden bereits 2006 vorgestellt. Es konnte gezeigt werden, dass, für den Fall einer marginalen Leistungserhöhung auf 22 MW, die Neutronenflussverluste für beide Varianten im Bereich von 7-8% liegen würden. Am Ort der sogenannten Kalten Quelle, die große Bedeutung für die Nutzung des Reaktors als Neutronenquelle hat, bliebe der Flussverlust auf nur 5-6% begrenzt. Damit konnte gezeigt werden, dass eine Umstellung des FRM-II auf LEU-Brennstoff, zumindest von der neutronenphysikalischen Seite her, machbar sein sollte.
Die Physiker der TU München schlugen zunächst den ersten Weg ein und setzten vollständig auf die UMo-Dispersionsbrennstoffe mit einer Anreicherung knapp unterhalb von 50%. Sie betonten, dass bei der nunmehr unausweichlich gewordenen Umrüstung die Brennstoffgeometrie vollständig erhalten bleiben müsse. Angesichts der überraschend wachsenden Probleme bei der Qualifizierung der UMoDispersionsbrennstoffe und den speziellen Anforderungen im FRM-II was maximale Spaltdichten angeht, kamen aber nach und nach die monolithischen UMo-Brennstoffe mit in den Blick, auch hinsichtlich einer denkbaren weitern Anreicherungsreduktion. Insbesondere wird gefunden, dass eine flexible radiale Dickenveränderung mit diesen Brennstoffen interessante neue Möglichkeiten biete.
Erst nach der ersten Verlängerung der Frist (Ende 2010) für eine Umrüstung auf Ende 2018 ändert sich die Strategie und die Beteiligten an der TU München öffnen sich in Richtung auf den zweiten prinzipiell gangbaren Pfad. Nun werden auch erste Änderungen in der Brennelement-Geometrie probiert: die Dicke der Brennstoffzone und die Höhe des Brennelementes wird etwas vergrößert, die CladdingDicke etwas reduziert. Was früher als absolut undenkbar galt und angeblich einem vollständigen Umbau (oder gar Neubau) des Reaktors gleich käme, wird nun erwogen. So au ch eine geringfügige Aufweitung des sogenannten Zentralkanals, in dem u.a. das Brennelement sitzt. Mit dieser Änderung wird beenfalls etwas mehr Platz für die erhöhte Brennstoffbeladung geschaffen. Aufgrund dieser Überlegungen werden nunmehr Abreicherungen auf etwa 30% mit UMo-Dispersionsbrennstoff und etwas unterhalb von 30% für monolithischen Brennstoff für möglich gehalten, auch wenn die berechneten Neutronenflussverluste noch nicht durchweg als marginal eingestuft werden.
Da immer fragwürdiger wird, wann die beiden neuen UMo-Brennstofftypen tatsächlich zur Verfügung stehen, wurd 2015 auch ein leicht verbesserter Uransilizid-Brennstoff mit einer Dichte von 6 g(U)/ccm bei einer Anreicherung von 35 % durchgerechnet. Alle wesentlichen Leistungsparameter würden dadurch nur im als marginal geltenden Bereich von ungefähr 5 % gegenüber der HEU-Auslegung verringert.
Vorschlag für einen Zwischenschritt bei der Umrüstung auf LEU
Die immer noch fehlende Qualifizierung der UMo-LEU-Brennstoffe besonders hoher Dichte ist insbesondere für die Umstellung einer kleineren Anzahl von Hochflussreaktoren, die mit HEU betrieben werden, ein Hindernis. Aus diesem Grund empfiehlt eine Studie der US National Academies of Sciences von 2016, eine Art Zwischenschritt einzulegen. Zunächst sollen – am besten innerhalb von fünf Jahren – alle Forschungsreaktoren zumindest auf eine minimal mögliche Anreicherung unterhalb von 45% Uran-235 umgerüstet werden. Weiterhin sollen in den USA alle HEU-Vorräte, die für Forschungsreaktoren vorgesehen sind (das sind 20 Tonnen), auf den dann niedrigsten benötigten Anreicherungsgrad verdünnt werden. Dieser Zwischenschritt soll so verfolgt werden, dass das Ziel einer Abreicherung für alle zivilen Forschungsreaktoren weltweit auf unter 20% (LEU) nicht in Frage gestellt wird. Gleichzeitig sollen also Entwicklungsund Qualifizierungsarbeiten für die beiden UMo-Brennstoffe weiter vorangetrieben werden, um spätere Umstellungen auf LEU zu erreichen.
Mit verfügbaren Uransilizid-Brennstoffen sollte der Zwischenschritt rasch möglich sein. Allerdings müssten sie dann, ähnlich wie beim Präzedenzfall des FRM-II in einer höherangereicherten Form produziert werden. Grundsätzlich ist also zu erwägen, was besser ist: Zuwarten mit einer Umrüstung bei einer Reihe wesentlicher Reaktoren bis tatsächlich passender LEU-Brennstoff verfügbar ist oder zunächst verstärktes Eindringen in die Anreicherungszone oberhalb von 20%, was eventuell von einigen Reaktorbetreibern als Lizenz zum Dauerbetrieb mit diesen HEU-Brennstoffen verringerter Anreicherung interpretiert werden könnte. Also besteht einerseits die Gefahr des noch längerfristigen Nichtstuns, aber andererseits die Gefahr eines Aufweichens der international akzeptierten HEU-Verzichtsnorm bzw. gar der Verschiebung der HEU-LEU-Grenze.
Ein mögliches Umrüstungsszenario für den FRM-II ?
Eine Vorbemerkung erscheint angebracht. Obwohl sich in den 1980er Jahren eine internationale Norm entwickelte, auf die HEU-Nutzung in Forschungsreaktoren zu verzichten, weltweit kein Forschungsreaktor mehr mit HEU geplant wurde und zeitgleich in Deutschland Entwicklungsarbeiten für die LEUKonversion liefen, haben die am Reaktorprojekt beteiligten Wissenschaftler an der TU München auf eine Auslegung ihres Forschungsreaktors mit HEU gesetzt. Zusätzlich wurde der für die Umrüstung auf LEU entwickelte neue Uransilizid-Brennstoff höherer Dichte zweckentfremdet durch Vorbereitung seiner Nutzung in der problematischen hochangereichten Form. Hier waren egoistische Eigeninteressen der Forscher im Spiel und die internationalen Abreicherungsbemühungen wurden von ihnen bewusst als wissenschaftlich fehlgeleitet desavouiert. Dass Versorgungsund Entsorgungsschwierigkeiten bei der HEU-Brennstoffwahl gegeben waren und sind, war allen bewusst. Trotz aller deutlich benannten Bedenken und vernünftiger Alternativen, die vorgelegt wurden, wurde 2001 durchgesetzt, dass der Reaktor mit HEU in Betrieb gehen kann. Eine Umrüstungsverpflichtung wurde nicht etwa auf LEU akzeptiert, sondern lediglich auf eine Anreicherung unterhalb von 50%, was die proliferationstechnischen und –politischen Ziele nicht erreichen kann und ebenso die entsorgungstechnischen Probleme fortschreibt. Dabei spielt eine entscheidende Rolle, dass man stets die Forderung erhebt, der neue HEU-Reaktor müsse nun so behandelt werden wie ein „alter“ HEU-Reaktor, der nur bei marginalen Neutronenflussverlusten und marginalen zusätzlichen Betriebskosten auf LEU umgerüstet werden könne. Diese Haltung ist äußerst schwer vermittelbar.
Obwohl es in der gegenwärtigen Situation nicht leicht ist, ein allseits befriedigendes Umrüstungsszenario für den FRM-II zu entwerfen, werden hier drei Möglichkeiten benannt.
Wenn der weitere Anfall von abgebrannten HEU-Brennelementen aus dem FRM-II, der mit Proliferationsund Entsorgungsproblemen assoziiert ist, schnellstmöglich vermieden werden soll, müsste der Reaktor so schnell wie möglich von HEUauf LEU-Brennstoff umgerüstet werden. Eine einfach und schnell genehmigungsfähige Umrüstung könnte nur mit einem derzeit qualifizierten und verfügbaren Brennstoff möglichst hoher Dichte funktionieren, also mit Uransilizid-Brennstoff der Dichte
4,8 g(U)/ccm bei einer Anreicherung knapp unterhalb von 20%. Zusätzlich könnte eine marginale Leistungserhöhung auf 22 MW vorgesehen werden. Die Leistungsparameter des Reaktors würden dadurch sicher negativ beeinflusst (also insbesondere Neutronenflusskennzahlen). Die genaueren Auswirkungen könnten relativ rasch genauer berechnet werden.
Die Möglichkeit eines tatenlosen Zuwartens bis die erhofften UMo-Brennstoffe besonders hoher Dichte verfügbar sind, scheidet aus, weil dies den weiteren Anfall von abgebrannten HEU-Brennelementen nicht beenden würde, und wenn, dann erst in ferner Zukunft. Das hieße allerdings auch, dass ein erneutes Verstreichenlassen der Frist für eine Umrüstung zum Jahresende 2018, ohne Ingangsetzung eines konkreten Umrüstungsplans, nicht mehr akzeptiert werden könnte.
Eine dritte Option könnte der beschriebene Vorschlag des NAS-Panels aus dem Jahr 2016 sein. Mit einer raschen Abreicherung deutlich unter 50% – möglichst nah an 20% – wäre zwar die LEU-stattHEU-Norm bis zur tatsächlichen Umrüstung auf LEU nicht erfüllt und damit wäre auch das proliferationspolitische Ziel nicht erreicht. Aber wenn eine Abreicherung unter 45% und nahe an 20% erfolgen würde, wäre schon ein erster proliferationstechnischer Fortschritt und auch eine gewisse Entspannung bei der Entsorgungsproblematik erreicht. Wenn man aber, wie das NAS-Panel – mit Blick auf ein oder zwei amerikanische Forschungsreaktoren – das Abreicherungsziel für den Zwischenschritt bei 45% ansetzt, wäre kaum etwas gewonnen. Aber alles scheint besser als tatenloses Zuwarten. Vielleicht könnte man sich auf einen vernünftig argumentierten Mittelweg zwischen 45% und 20% Anreicherung – nah an 20% – des frischen Brennstoffs (trotz der deutlich nicht-linearen Zusammenhänge) als Zwischenschritt einigen. Dies könnte aber nur dann eine vernünftige Strategie sein, wenn in ausreichender Verbindlichkeit eine Umrüstungsverpflichtung auf LEU festgeschrieben würde, und zwar zu genau dem Zeitpunkt, zu dem die neue Generation der UMo-Brennstoffe höchster Dichte verfügbar ist. Ohne diese klare Verbindlichkeit des zweiten Schritts zu LEU-Brennstoff liefen die ganzen Umrüstungsbemühungen ins Leere.
Was sicher nicht akzeptabel wäre, dass nur über Abreicherung geredet wird, gut geförderte Forschungund Entwicklungsarbeiten in diese Richtung am Standort unternommen werden, mit Brennstoffen experimentiert wird und diese Schritt für Schritt qualifiziert werden, aber de-facto geschieht nichts Reales.
Wie können und müssen abgebrannte Brennelemente aus hochangereichertem Uran für eine Endlagerung in Deutschland bearbeitet werden?
Für den Umgang mit abgebrannten HEUBrennelementen – insbesondere für diejenigen aus dem FRM-II – gibt es drei relevante Optionen: die direkte Endlagerung, das Melt & Dilute-Verfahren und die Wiederaufarbeitung. Es bestehen unterschiedliche Vorund Nachteile für die Situation in Deutschland.
Direkte Endlagerung
Die direkte Endlagerung von abgebranntem Brennstoff ist in Deutschland inzwischen die einzige Option für die Entsorgung abgebrannter Brennelemente aus Leistungsreaktoren. Für die direkte Endlagerung von abgebrannten HEU-Brennelementen stellen bereits Transport und Zwischenlagerung Herausforderungen aus proliferationstechnischer Sicht dar. Die Gefahr des Diebstahls von Brennelementen oder CASTOR-Behältern ist gegeben. Diese Proliferationsgefahr würde nicht mit der Verbringung ins Endlager enden, denn dieses würde über einen sehr langen Zeitraum hinweg betrieben und proliferationsrelevantes Material würde zugänglich bleiben. Die Strahlenbarriere des Materials nimmt mit der Zeit zusätzlich (exponentiell) weiter ab. Die inzwischen präferierte Möglichkeit einer Rückholbarkeit eingelagerter Abfälle bis zur Schließung des Endlagers (sowie möglicherweise auch Optionen zur Bergung danach) verlängern den Zeitraum, in dem ein möglicher Proliferator (in diesem Fall im Wesentlichen der Staat selbst) waffenfähiges Material entwenden könnte. Solange der abgebrannte Brennstoff – insbesondere derjenige aus dem FRM-II – in einer Form vorliegt, der für einen möglichen Proliferator attraktiv bleibt, müssten spezielle Vorkehrungen für die Sicherung des Endlagers getroffen werden.
Ein weiterer Nachteil besteht in der Gefahr der Rekritikalität abgebrannter HEU-Brennstoffe. Aufgrund der hohen Restanreicherung wäre schon das Inventar eines einzigen Brennelements des FRM-II hinreichend, um in wässriger Lösung oder Salzlauge eine kritische Masse zu bilden. Daher hält auch die Reaktor-Sicherheitskommission eine Konditionierung durch Zumischung von abgereichertem Uran für unumgänglich, um die Unterkritikalität von Brennelementen des FRM-II langfristig einzuhalten.
Ein Co-Disposal mit vitrifizierten hochaktiven Abfällen ist in Deutschland nicht möglich, da entsprechende Abfallgebinde in Deutschland nicht zur Verfügung stehen. Ein Co-Disposal lediglich gemeinsam mit einer etwa fünf-fachen Menge an Natururan oder abgereichertem Uran würde die Proliferationsproblematik nicht lösen, könnte aber möglicherweise die Rekritikalitätsproblematik zumindest entschärfen Dies wäre aber noch genauer zu untersuchen.
Melt & Dilute-Verfahren
Um eine langfristige Unterkritikalität und eine signifikante Reduktion der Proliferationsgefahr des eingelagerten radioaktiven Abfalls zu gewährleisten, sind Konditionierungsmaßnahmen erforderlich, die den Anreicherungsgrad bzw. die Kritikalität der endzulagernden HEU-Brennstoffe, also insbesondere diejenigen des FRM-II, hinreichend reduzieren. Dabei gibt es zwei grundsätzlich verschiedene Möglichkeiten: entweder wird im Konditionierungsverfahren die Anreicherung homogen reduziert, wie es beim Melt & Dilute-Verfahren der Fall ist, oder heterogen, das heißt lediglich durch das Zugeben neutronenabsorbierender Stoffe.
Das heterogene Verfahren zur Ermöglichung der direkten Endlagerung des abgebrannten Brennstoffes aus Forschungsreaktoren wurde im Jahr 2000 in den USA verworfen. Stattdessen wurde das homogene Verfahren (Melt & Dilute) präferiert, weil es geeignet erschien, die Proliferationsgefahr und die Gefahr der Rekritikalität im Endlager ausreichend zu minimieren. Im Kontext des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens scheint auch die TU München als Betreiber des FRM-II dieses Verfahren favorisiert zu haben.
Wesentliche Prozessschritte beim Melt & Dilute-Verfahren müssten in einer heißen Zelle innerhalb einer speziellen Anlage durchgeführt werden, in der auch die flüchtigen Spaltprodukte, die aus den Brennelementen herausgelöst werden, zurückgehalten werden können. Zunächst werden die abgebrannten Brennelemente durch Erhitzen verflüssigt (melt) und durch die Zugabe von Uran mit einem niedrigen Uran-235 Gehalt verdünnt (dilute) bis die Anreicherung von Uran auf unter 20% sinkt. Die entstehende Schmelze wird homogenisiert und zu endlagerfähigen Gebinden weiterverarbeitet.
Der Vorteil des Verfahrens ist seine Proliferationsresistenz und die Homogenität des Endprodukts, dessen Langzeitverhalten im Endlager vergleichsweise gut vorhersagbar ist. Das Melt & Dilute-Verfahren führt letztlich zu einer deutlichen Absenkung der Proliferationsgefahr und der Gefahr einer Rekritikalität im Endlager. Ein Nachteil ist, dass die Technologie noch nicht als etabliert gelten kann. Eine Chance könnte darin bestehen, dass eine gemeinsame Erforschung und Entwicklung des Verfahrens mit anderen Nationen (insbesondere den USA) der Technologie zum Durchbruch verhelfen könnte.
Hierdurch würden erstens nationale Vorteile durch die Nutzbarkeit in Deutschland (oder eventuell innerhalb der USA) erzeugt und zweitens gleichzeitig Unterstützung für das proliferationspolitisch motivierte globale Rückholund Beseitigungsprogramm von HEU-haltigen Brennelementen in den USA geleistet.
Wiederaufarbeitung
Bei der Wiederaufarbeitung geht es – im Gegensatz zur Konditionierung abgebrannter Brennelemente – darum, sich die im abgebrannten Brennstoff befindlichen, potenziellen Wertstoffe weiter nutzbar zu Dies sind vor allem das noch vorhandene spaltbare Uran und das im Reaktor neu entstandene Plutonium. Die Wiederaufarbeitung von in Deutschland anfallendem abgebranntem Brennstoff aus Leistungsreaktoren ist aus guten Gründen – auch im Ausland – seit 2005 rechtlich nicht mehr möglich. Proliferationstechnisch und -politisch ist die Wiederaufarbeitung sehr kritisch zu sehen, da im Verfahren hochgradig attraktiver Spaltstoff, der für Waffen verwendet werden kann, in abgetrennter Form vorliegt und damit direkt zugänglich wird. Dies widerspräche der deutschen Nichtverbreitungspolitik. Das Verfahren ist nicht proliferationsresistent.
Mangelns einsatzbereiter Technologie in Deutschland wäre ein Export des betreffenden Materials in ein anderes Land zu Wiederaufarbeitung von Forschungsreaktorbrennstoff notwendig. Mögliche Zielländer wären Frankreich oder Russland. Die Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe hat sich demgegenüber in ihrem Abschlussbricht 2016 für die gesetzliche Einführung eines generellen Exportverbots für hoch radioaktive Abfälle ausgesprochen. Von Seite der FRM-II Betreiber wird gegenwärtig die Wiederaufarbeitung im Ausland, bei der das abgetrennte Uran schließlich für Leistungsreaktorbrennstoff weiter verwendet würde, als erstrebenswert angesehen.
Würden die abgebrannten Brennelemente des FRM-II im Ausland wiederaufgearbeitet und neue HEUBrennelemente mit diesem abgetrennten Material gefertigt, widerspräche dies umso mehr den Zielen der deutschen Nichtverbreitungspolitik. Re-importierte, verglaste, hochradioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung würden allerdings keine zusätzliche Herausforderung für die Endlagerung über das hinaus darstellen, was schon vorliegt.
Rechtliche Situation in Deutschland
Sollten den Empfehlungen der Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe nach einem ausnahmslosen Exportverbot für abgebrannten Brennstoff Rechnung getragen werden, blieben als Entsorgungswege für abgebrannte HEU-Brennelemente nur die direkte Endlagerung oder die Durchführung eines Melt & Dilute-Verfahrens in Deutschland mit anschließender Endlagerung.
Dieser Empfehlung wurde bislang nicht entsprochen. Relevant ist die Änderung des Standortauswahlgesetzes und des Atomgesetzes (AtG) vom 5. Mai 2017. Grundsätzlich ist zwar ein Exportverbot von hochradioaktiven Abfällen – auch aus Forschungsreaktoren – festgeschrieben. Aber in §3 AtG werden nunmehr im Falle von Forschungsreaktorbrennstoff Ausnahmen aus „schwerwiegenden Gründen der Nichtverbreitung“ oder „einer ausreichenden Versorgung deutscher Forschungsreaktoren (…) der Spitzenforschung“ zugelassen. In der Begründung der antragstellenden Fraktionen des Deutschen Bundestags wird erläutert, dass damit gemeint ist, dass „eine Ausfuhr mit dem Ziel der endlagergerechten Konditionierung für die Endlagerung im Inland“ ermöglicht wird.
Mit „endlagergerechter Konditionierung“ können eigentlich nur Verfahren wie Melt & Dilute oder CoDisposal gemeint sein. Das hieße, dass die Wiederaufarbeitung im Ausland auch für Forschungsreaktorbrennstoff ausgeschlossen wäre. Diese Interpretation liegt auch deshalb nahe, weil dies in der Traditionslinie der Entscheidungen des Parlaments und der an diesen Entscheidungen beteiligten Fraktionen der letzten Legislaturperioden läge.
Ein Gedanke zu “Atomwaffenfähiges Uran: Was tun mit dem hochangereicherten Brennstoff des Forschungsreaktors Garching?”