Abbrand (Kerntechnik)

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Abbrand ist eine Größe aus den Fachgebieten Kerntechnik und Reaktorphysik. Sie ist der Quotient der Wärmeenergie, die ein Kernreaktor von Beginn seiner Inbetriebnahme an bis zu einem späteren Zeitpunkt freigesetzt hat, und der Masse des ursprünglich eingesetzten Kernbrennstoffs.

Wenn ein Kernreaktor betrieben wird, nimmt die Masse des spaltbaren Materials ab. Soll er für eine endliche Zeitspanne Energie freisetzen, ist daher mehr Kernbrennstoff nötig als die Mindestmenge, die für das System erforderlich ist, um kritisch zu sein. Der maximale Abbrand, den man bei einem Reaktor tolerieren kann, hängt von einer Vielzahl von Bedingungen ab, vom Reaktortyp, von seiner Größe, vom Grad der Anreicherung spaltbaren Materials, von Struktur und Zusammensetzung des Brennstoffs, von der Masse der Neutronenabsorber unter den Spaltprodukten, von Korrosion, z. B. des Hüllmaterials wie Zirkalloy, von Strahlenschäden etc. Im Allgemeinen wird eine Verringerung der Brennstoffmasse bei Leistungsreaktoren von 5 bis 10 Prozent toleriert [1]. Das bedeutet, dass die Masse an spaltbarem Material im Reaktor, wenn er in Betrieb genommen wird, 5 bis 10 Prozent größer sein muss, um für die Betriebsdauer einen stabilen Betrieb sicherzustellen. Mit anderen Worten, der Reaktor besitzt einige Prozent zusätzliche Reaktivität, um die Verringerung der Brennstoffmasse und den Neutronenverlust durch entstandene Absorber zu verkraften.

Sagt man z. B., ein Brennelement sei „abgebrannt“, so heißt das nur, dass das Element nicht mehr wirkungsvoll zur Energiefreisetzung in diesem speziellen Reaktor genutzt werden kann. Es wird dann gegen ein frisches Element ausgetauscht. Es heißt aber nicht, dass der Brennstoff aufgebraucht wäre.

Definition[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Massendichten von Schwermetall-Nukliden in Abhängigkeit vom Abbrand für einen Druckwasserreaktor

Die Größe Abbrand, auch Spezifischer Abbrand [2] oder Spezifische Energiefreisetzung genannt, definiert man als Quotienten der gesamten Wärmeenergie , die in einem Raumbereich bis zu einem gegebenen Zeitpunkt durch Kernspaltung freigesetzt wurde, geteilt durch die Masse aller Schwermetalle, die in dem Raumbereich im frischen Brennstoff enthalten sind. Als Formelzeichen für Abbrand ist (engl. Burnup[3], Burn-up) üblich,

.

Die Masse des frischen Brennstoff ist eine konstante Bezugsgröße. Mit Raumbereich kann der gemeint sein, den eine Brennstoffzelle (ein Teilbereich eines Brennstabs plus Umgebung) oder ein Brennelement einnimmt, bis hin zum gesamten Reaktor, was zur Größe mittlerer Abbrand führt.

Zu den Schwermetallen werden alle spaltbaren Nuklide gerechnet, also Nuklide mit Massenzahlen A > 225. In diesem Kontext sind Schwermetalle (SM) also gegenüber dem eingeschränkt, was üblicherweise Schwermetalle genannt wird.

Der Abbrand wird in den Einheiten kWd/g, MWd/kg oder meist in GWd/t angegeben, wobei d als Einheitenzeichen für Tag steht. Es sei angemerkt, dass der Zahlenwert einer gegebenen Größe Abbrand für alle drei Einheiten gleich ist. Hinter die in der Kerntechnik übliche Einheit GWd/t wird oft ein SM, also GWd/t SM, oder (regelwidrig) als Index am Einheitenzeichen t für Tonne, angehängt. Besteht der frische Brennstoff ausschließlich aus Uran, wird an die Einheit GWd/t statt SM ein U angehängt, also GWd/t U oder auch GWd/tU.

Dadurch, dass die Größe Energiefreisetzung auf die Masse von frischem Brennstoff bezogen wird, sagt die Größe Abbrand auch etwas über das "Alter" des Brennstoffs aus. Ein Reaktor kann mit unterschiedlicher Leistung betrieben oder gewartet werden. Deshalb ist die Größe Zeit kein gutes Maß für die Änderungen irgendwelcher reaktorphysikalischer Größen (Neutronenflüsse, makroskopische Wirkungsquerschnitte, Anzahldichten, Massendichten etc.) über längere Zeitspannen hinweg. An ihre Stelle tritt oft die Größe Abbrand. Wird Brennstoff aus dem Reaktor entfernt, bleibt sein Abbrand konstant. Nachzerfallswärme, da nicht durch Kernspaltung unmittelbar freigesetzt, wird nicht zum Abbrand gerechnet.

Die Massendichten der Schwermetall-Nuklide der ersten Abbildung wurden für eine Brennstoffzelle eines Druckwasserreaktors mit einem Abbrandprogramm berechnet. Die Massendichten von 238U (8,280 bzw. 7,729 g/cm³ für Abbrand 0 bzw. 80 kWd/g) liegen außerhalb der Zeichnungsfläche. Außerhalb der Zeichnungsfläche liegen auch teilweise die Dichten von 235U. Für 235U wurde bei frischem Brennstoff eine Dichte von 0,345 g/cm³ gewählt. Das entspricht einer Anreicherung von 235U von 4,0 %.

Beim Abbrand eines schwach angereicherten Brennelementes (links) sinkt der Anteil an U235, neue Elemente entstehen

Abgrenzung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die Energiefreisetzung in einem Kernreaktor durch Kernspaltung wird oft Brennen oder Abbrennen genannt. Man bedient sich der Analogie zu chemischen Brennstoffen, deren Oxidationen unter Flammenerscheinung als Verbrennung bezeichnet werden, wobei ebenfalls Energie freigesetzt wird (bei gleicher Masse aber Millionen mal weniger). Im Unterschied dazu brennt in einem Kernreaktor nichts und brennt im chemischen Sinne auch nichts ab. Der Wortstamm brenn findet sich in den Fachbegriffen Kernbrennstoff (Nuclear fuel), Brennstoffkreislauf, Brennstab, Brennelement und Brennstoffkassette. Auch das Wort Atommeiler, das von Kernenergiegegnern gern benutzt wird, lässt uns an einen Kohlenmeiler denken, der mit einem Kernreaktor, wenn überhaupt etwas, dann nur die Größe gemeinsam hat.

Verwandte Größen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Daneben sind FIMA (engl.: fissions per initial metal atom) und FIFA (engl.: fission per initial fissile atom), meist angegeben in Prozent, gebräuchlich: Würden in einem Brennstoff aus 3,3 % 235U und 96,7 % 238U soviele Spaltungen stattfinden, wie 235U-Atome anfänglich vorhanden waren, wäre der Abbrand 3,3 % FIMA oder 100 % FIFA. Eine Angabe in FIFA eignet sich besonders, um Brennstoffabbrände unterschiedlichen anfänglichen Anreicherungsgrades zu vergleichen.

Erreichbarer Abbrand[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Der aktuell vorliegende Abbrand ist auch ein Maß dafür, wie stark der Brennstoff bereits verbraucht ist. Der Verbrauch kommt dadurch zustande, dass im Laufe der Zeit durch die Kernspaltungen die Konzentration spaltbarer 235U-Kerne in den Brennelementen immer mehr abnimmt. Ein Teil des Konzentrationsabfalls wird durch die Entstehung von spaltbarem 239Pu kompensiert. Kurz gesagt: Durch die Spaltung von 235U-Kernen wird der Vorrat an 235U in den Brennelementen verbraucht – „er brennt ab“. Außerdem hat auch die Entstehung von Spaltprodukten Einfluss auf die Reaktivität des Reaktorkernes, wie eingangs erwähnt. Hierbei sind insbesondere Spaltprodukte von Bedeutung, die einen hohen Einfang-Wirkungsquerschnitt für Neutronen haben. Zu nennen sind in diesem Zusammenhang vor allem das Edelgas Xenon und das Metall Samarium.

Heute werden in Leichtwasserreaktoren durchschnittliche Abbrände von etwa 40–55 GWd/t SM, erreicht, aus Schweizer Anlagen sind Spitzenabbrände einzelner Elemente bis 105 GWd/t SM belegt[4]. Die Brennelementehersteller streben für Druckwasserreaktoren mittels modifizierter, hochabbrandfähiger Brennelemente eine Erhöhung des durchschnittlichen Abbrandes bis 75 GWd/t SM an[5]. In Magnox-Reaktoren und in den kanadischen Candu-Reaktoren sind die Entladeabbrände ausgedrückt in GWd/t wegen der geringeren Anfangsanreicherung naturgemäß niedriger, in der Einheit FIFA speziell bei Candu-Reaktoren jedoch höher als bei konventionellen Reaktoren.

Abbrand und Neutronenspektrum[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Es sei nochmals darauf hingewiesen, dass nicht nur die 235U- und 239Pu-Kerne neutroneninduziert spaltbar sind, sondern alle Atomkerne der Nuklide mit Massenzahlen A > 225. Allerdings unterscheiden sie sich stark in den Wirkungsquerschnitten der Spaltreaktion, der (n,fission)-Reaktion. Es kommt dabei insbesondere auf die kinetische Energie der Neutronen an. Diese Wirkungsquerschnitte sind Naturkonstanten und können von den Konstrukteuren eines Reaktors nicht beeinflusst werden. Welches Neutronenspektrum sich im stationären Zustand eines Reaktors tatsächlich einpegelt, können sie trotzdem beeinflussen. Als Faustregel gilt: Befinden sich in einem Reaktor neben den Schwermetallen überwiegend leichte Nuklide (Wasser), werden die Neutronen durch elastischen Stoß schnell gebremst und das Neutronenspektrum wird weich, langsame Neutronen überwiegen. Zur Energiefreisetzung, zum Abbrand, werden hauptsächlich die Schwermetalle beitragen, deren Wirkungsquerschnitte für langsame Neutronen groß sind. Der Reaktor, sagt man, ist als thermischer Reaktor konzipiert. Je mehr die schnellen, energiereichen Neutronen überwiegen, desto mehr Schwermetalle tragen zur Energiefreisetzung, zum Abbrand, bei. Auch die Wirkungsquerschnitte der thermisch spaltbaren Nuklide vergrößern sich. Sogar die Anzahl der durch Spaltung freigesetzten Neutronen wird größer. Damit können wir die Energieressource unserer Welt, die in den spaltbaren Schwermetall-Nukliden steckt, um so besser nutzen, je härter das Neutronenspektrum in einem Reaktor ist. Salzschmelzenreaktoren und Brutreaktoren haben ein deutlich härteres Neutronenspektrum als thermische Reaktoren und können somit theoretisch einen deutlich höheren Abbrand erzielen als jene.

Hohe Abbrände erreicht man derzeit in Hochtemperaturreaktoren und in Brutreaktoren. Die Forschung verspricht sich von neuen Reaktorkonzepten sogar einen Entladungsabbrand bis zu 500 GWd/t SM[6], z. B. von dem im Jahr 2007 von General Atomics entwickelten Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR). Zwar ist das Kühlmittel Helium auch ein leichtes Nuklid, aber es ist ein Gas. Daher ist seine Massendichte im GT-MHR um Größenordnungen kleiner als die des Wassers in einem thermischen Reaktor. Entsprechend geringer ist die Moderation von Neutronen.

Einzelnachweise[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. Samuel Glasstone, Milton C. Edlund: The elements of nuclear reactor theory. MacMillan, London 1952, S. 314 (englisch, VII, 416 Seiten).
  2. Paul Reuss: Neutron physics. EDP Sciences, Les Ulis, France 2008, ISBN 978-2-7598-0041-4, S. 325 (englisch, xxvi, 669 Seiten).
  3. http://www.world-nuclear.org/nuclear-basics/glossary.aspx
  4. http://www.vpe.ch/pdf2/1179834222-psi_teil_9.pdf
  5. http://www.areva-np.com/common/liblocal/docs/anp_magazine/ANP_MAG_N4_de.pdf
  6. http://www.world-nuclear.org/info/inf33.html