PUREX-Prozess

Im Prinzip ist das PUREX-Verfahren eine Form der Extraktion (genauer der Lösungsmittelgegenstromextraktion), bei der eine wässrige Phase (Brennstofflösung) und eine organische Phase (Extraktionsmittel) in engen Kontakt gebracht werden und sich anschließend wieder voneinander absetzen. Als Extraktionsmittel dient ein Phosphorsäureester (Tri-n-butyl-phosphat, Kurzbezeichnung: TBP), der mit 70 % C_12–14-Alkanen (üblicherweise Kerosin) verdünnt ist. Daher wird das Extraktionsmittel auch kurz TBP-30 genannt.

Bei der Wiederaufarbeitung werden die kompletten Brennstäbe zerschnitten und in heißer Salpetersäure aufgelöst. Das TBP-30 löst anschließend unter Komplexbildung selektiv die Nitrate des Urans und Plutoniums aus der salpetersauren Brennstofflösung heraus, während die übrigen Spaltprodukte in der wässrigen Phase zurückbleiben. Um möglichst hohe Extraktionsraten zu erreichen, müssen die im Gegenstrom zueinander geführten Flüssigkeiten gut miteinander vermengt werden. Anschließend entmischen TBP-30 und die wässrige Phase sich wieder. Dadurch trennen sich die mit Uran und Plutonium beladene organische Phase und die wässrige Phase, in der sich der überwiegende Teil der Spaltprodukt befindet. Durch weitere chemische Aufarbeitung der wässrigen Phase können weitere nutzbare Stoffe extrahiert werden. Dies ist im Labormaßstab möglich, wird aber zurzeit nicht großtechnisch durchgeführt.

Da der Trenneffekt eines einzigen Extraktionsschrittes nicht ausreicht, um die erforderlichen Reinheitsgrade zu erzielen, wird dieser Vorgang wiederholt in Mischapparaten durchgeführt, die hintereinander angeordnet sind. Als Mischapparate kommen Pulskolonnen oder Mischabsetzer zum Einsatz.

Der PUREX-Prozess wurde zunächst für den Bau der Atombombe im Manhattan-Projekt entwickelt. Dabei wurde Plutonium chemisch aus bestrahltem Kernbrennstoff extrahiert. Dies benötigt wesentlich weniger Energie als die Anreicherung von ²³⁵U.

Im zivilen Bereich werden mit dem PUREX-Prozess abgebrannte Brennelemente wiederaufbereitet, d. h. Uran und Plutonium werden extrahiert und zur Herstellung neuer "MOX" (Mischoxid) Brennelemente verwendet.

Im Fall von Leichtwasserreaktoren, wie sie weltweit de facto Standard bei der zivilen Nutzung der Kernspaltung sind, besteht ein Brennelement üblicherweise aus einem Zirkonium-Hüllrohr, welches Urandioxid enthält, das auf ca. 3–5 % ²³⁵U angereichert ist. Nach einiger Zeit im Reaktor reichern sich Spaltprodukte im Brennelement an, die teilweise als Neutronengifte wirken. Gleichzeitig sinkt die Menge an ²³⁵U, während durch Neutroneneinfang aus ²³⁸U zunächst ²³⁹Pu, im weiteren Verlauf andere Plutoniumisotope und minore Actinoide entstehen. Da ²³⁹Pu spaltbar ist, wird der Abbrand des ²³⁵ durch die Neubildung von ²³⁹Pu teilweise kompensiert. Gegen Ende des Abbrandes herkömmlichen Uran-Brennstoffs in Leichtwasserreaktoren stammt etwa die Hälfte der freigesetzten Energie aus der Spaltung von ²³⁹Pu. Der Gehalt spaltbarer Stoffe im Kernbrennstoff sinkt jedoch insgesamt bis ein weiterer Betrieb unwirtschaftlich wird. Der zu diesem Zeitpunkt im abgebrannten Brennstoff verbleibende Anteil an spaltbaren Isotopen und ist dabei immer höher als derjenige von ²³⁵U in natürlichem Uran.

Die Herausforderung während einer Wiederaufarbeitung ist die Trennung der besonders schädlichen Spaltprodukte von den noch nutzbaren Substanzen. Je nach gewünschter Nutzung kann hierbei die Definition von „schädlich“ erheblich variieren. Zum Beispiel sind stabile Silber-Isotope in abgebranntem Brennstoff enthalten und wären als Neutronengift für die weitere Verwendung als Kernbrennstoff als „schädlich“.

Da man bis in die 1970er Jahre davon ausging, dass Uran rar sei und daher die Bestrebung hatte, Uran zu sparen (Peak Uranium), wurde die Forschung in die zivile Nutzung von Plutonium und Uran aus abgebrannten Brennstoff intensiviert. Es gab hierzu verschiedene Ansätze, unter anderem den schnellen Brüter, aber auch die Wiederaufarbeitung von Brennstoff. Bei der Wiederaufarbeitung ging es vorrangig darum, die Verwendung des ursprünglichen Urans zu optimieren, aus derselben Menge Uran also mehr Energie zu gewinnen. Der Gesichtspunkt der Verringerung hochradioaktiver Abfälle (hier vor allem Transuranabfälle) spielte zunächst keine Rolle, wird jedoch in jüngerer Zeit immer wieder ins Feld geführt.

Nachdem die verhältnismäßig hohen Uranpreise in den 1970er Jahren zur Entdeckung und Erschließung großer neuer Uranvorkommen führten, ist der Uranpreis im langjährigen Mittel seither so gering geblieben, dass die Kosten der Wiederaufarbeitung nach dem PUREX-Verfahren und anschließender Herstellung von MOX-Brennstoff höher sind als die Kosten für „neuen“ Brennstoff aus Uran.

Da insbesondere einige der Spaltprodukte Lanthanoide und damit den Actinoiden chemisch sehr ähnlich sind, ist die Trennung dieser chemischen Elemente voneinander relativ schwierig und daher üblicherweise nicht das Ziel. Beim PUREX-Verfahren wird der Wert auf möglichst reines Uran bzw. Plutonium gelegt. Eine Gewinnung von Stoffen wie Americium-241 aus den „Abfällen“ unterbleibt trotz des hohen Marktwertes derartiger Substanzen zumeist, da der entsprechende Stoffstrom kaum wirtschaftlich vertretbar verarbeitet werden kann. Er wird stattdessen vitrifiziert und en bloc als Atommüll behandelt.

Die Vorteile und Nachteile des PUREX-Verfahrens sind zum einen im Vergleich mit der Alternative „direkte Endlagerung“ und zum anderen mit alternativen Verfahren der Wiederaufarbeitung zu sehen.

Der Hauptvorteil des PUREX-Verfahrens ist, dass es großtechnisch etabliert und gut verstanden ist, da seit Jahrzehnten entsprechende Anlagen existieren, die bereits Tonnen an radioaktiven Material bearbeitet haben. War während des Manhattan Projects noch der inzwischen veraltete Bismuth phosphate process zur Abtrennung des Plutonium für die Atombomben zum Einsatz gekommen, wurde bereits in den 1940er Jahren am PUREX-Prozess geforscht und dieser bald zur großtechnischen Einsetzbarkeit geführt. Da die Sowjetunion das Manhattan Project mit Spionen wie Klaus Fuchs unterwandert hatte und weil Großbritannien selbst am Manhattan Project beteiligt war, war das grundlegende Verfahren schnell auch diesen Ländern bekannt und kam bei der Herstellung der Plutonium-Bomben sowohl dieser drei Länder als auch später Frankreichs, Indiens und Nordkoreas zum Einsatz. Insofern sind die Forschungsaufwände, die ein Land betreiben muss, um – zu welchem Zweck auch immer – Plutonium von Uran und Spaltprodukten zu trennen, zweifellos bei Verwendung des PUREX-Verfahrens am geringsten. Auch besteht die Gefahr nicht, sich in eine „technologische Sackgasse“ zu begeben, da dieses Verfahren nicht nur im Labormaßstab, sondern großtechnisch etabliert ist.

Ein weiterer Vorteil ist, dass sowohl relativ reines Uran als auch relativ reines Plutonium gewonnen werden kann. Das wird u. a. damit „erkauft“, dass ein nennenswerter Anteil des Urans wie des Plutoniums Teil des Abfalls wird.

Ein Nachteil des PUREX-Verfahrens im Sinne der Proliferationspräventionist seine Dual-Use-Fähigkeit. Der Prozess kann sowohl aus abgebranntem Brennstoff reaktorfähiges Plutonium abspalten als auch zur Herstellung von waffenfähigem Plutonium verwendet werden, wenn nur relativ kurz bestrahlter Brennstoff extrahiert wird. Die USA haben unter der Regierung Jimmy Carter unter dem Eindruck der indischen Atombombe die Wiederaufarbeitung zu zivilen Zwecken eingestellt. In den letzten Jahren die meiste Forschung im Bereich der Alternativen zum PUREX-Prozess mit der – Proliferationsresistenz dieser Verfahren begründet worden. Könnte ein Verfahren zur Wiederaufarbeitung mit geringerem militärischen Potenzial als PUREX entwickelt werden, so wäre klar, dass Akteure, die nach PUREX-Kapazitäten streben, dies zu militärischen Zwecken tun.

Ein weiterer Nachteil sind die großen Mengen an entstehendem Abfall, darunter auch potentiell noch nutzbare minore Actinoide und Spaltprodukte und stabile Isotope von Edelmetallen. Die zu Beginn des Prozesses nicht radioaktiven Prozessflüssigkeiten werden ebenfalls radioaktiv kontaminiert und damit Bestandteil des hochradioaktiven Abfalls, sofern sie nicht dem Prozess wieder zugeführt werden können. Insofern ist zutreffend, dass Uran und Plutonium zu großen Teilen wieder gewonnen werden können und somit zu weniger stark strahlenden Spaltprodukten abgebrannt werden können, jedoch nehmen Volumen und Masse des zu entsorgenden Materials beim PUREX-Verfahren enorm zu, da für die Trennung zunächst eine große Menge nicht-radioaktiver Substanzen hinzugegeben werden.

Das Ziel der möglichst effizienten Nutzung aller im ursprünglichen Brennstoff vorhandenen Energie wird vom PUREX-Prozess nur teilweise erreicht. Zwar wird der größte Teil der Masse – also die größten Teile des Urans und Plutoniums – zurückgewonnen, jedoch verbleiben die minoren Actinoide im Abfall. Diese sind aufgrund ihrer teilweise relativ langen Halbwertszeiten und dennoch hohen Radiotoxizität als Bestandteil radioaktiver Abfälle problematisch, wären aber durch schnelle Neutronen unter Energiefreisetzung spaltbar. Durch den PUREX-Prozess gelangen die minoren Actinoide in den Abfallstrom, obwohl sie noch einen signifikanten Teil der Energie speichern, die im ursprünglichen Brennstoff vorhanden gewesen ist.

Neben dem „once through fuel cycle“ oder „offenen Brennstoffkreislauf“, bei dem jegliche Weiterverwendung von Uran und Plutonium im abgebrannten Brennstoff unterbleibt, gibt es die folgenden Alternativen zum PUREX-Verfahren, welche jedoch Stand 2022 gegenüber PUREX bzw. dem „offenen Brennstoffkreislauf“ nur untergeordnete Bedeutung haben:

• Pyroprocessing, ein Pyro-metallurgisches Verfahren, welches mit großer Hitze arbeitet und Actinoide von Spaltprodukten trennt, wurde am Argonne National Laboratory im Zuge des Prototyps Integral Fast Reactor semi-großtechnisch erfolgreich demonstriert.^[2][3] Als Vorteil gilt hier, dass Uran und Plutonium nie voneinander getrennt werden, was die Proliferation schwieriger machen dürfte. Gleichzeitig erfordert allerdings der hohe Anteil minorer Actinoide gegebenenfalls ein schnelles Neutronenspektrum, um die Kettenreaktion in Gang zu halten – ein Gegenargument gegen den schnellen Brüter, welcher mit schnellen Neutronen arbeitet, war immer die Notwendigkeit hoch angereicherten potentiell waffenfähigen Materials als „Startbrennstoff“.
• „DUPIC“ (direct use of pressurized water reactor used fuel in CANDU) - Verwendung „abgebrannter“ Brennelemente aus herkömmlichen Reaktoren als Brennstoff in Schwerwasserreaktoren wie dem kanadischen CANDU wurde seit den 1990er Jahren in Südkorea und anderswo erprobt. Schwerwasserreaktoren finden sich u. a. in Indien, Kanada und Südkorea.^[4][5] Aufgrund geringer eigener Uranvorkommen setzt Indien stark auf Schwerwasserreaktoren und hat mit dem IPHWR eine auf dem CANDU basierte Eigenentwicklung im Betrieb, welche künftig durch den – teilweise mit Thorium betriebenen – Advanced heavy-water reactor ergänzt werden soll.
• Einige Flüssigsalzreaktoren sind darauf ausgelegt, kontinuierlich Spaltprodukte aus der Salzschmelze, welche als „Brennelement“ bzw. Kühlmittel dient, abzuscheiden. Die Transuranabfälle sollen dabei in einer höheren Rate verbraucht als produziert werden.^[6]
• Befürworter eines Thorium-Brennstoffkreislaufes vertreten die These, es sei möglich, nach geringen „Startladungen“ spaltbaren Materials (²³³U, ²³⁵U oder ²³⁹Pu), kontinuierlich Brennstoff aus Thorium zu „erbrüten“ und zum Aufrechterhalten der Kettenreaktion kontinuierlich zu verwenden.^[7] Kritiker sagen, es sei trotzdem nötig, ²³³U vom Thorium abzutrennen, um es zur Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion nutzen zu können. Uran, Plutonium und minore Actinoide fallen bei der Verwendung von Thorium in deutlich geringerer Menge an als bei der Verwendung von ²³⁵U/²³⁸U Brennstoff, jedoch treten sowohl bedenkliche Uran-Isotope (z. B. ²³²U) als auch langlebige Spaltprodukte in Erscheinung.^[8]
  • Thorium-Flüssigsalzreaktoren (z. B. LFTR) kombinieren die beiden oben genannten Ansätze und waren bereits in den 1960er Jahren und 1970er Jahren aufgrund damals angenommener Uranknappheit Gegenstand intensiver Forschung.^[9] Mit dem Verfall der Uranpreise in den 1970er Jahren erlahmte das Interesse, im Zuge der so genannten „Renaissance der Kernenergie“ sind jedoch insbesondere Befürworter der Thorium-Flüssigsalztechnologie im einundzwanzigsten Jahrhundert wieder vernehmbar geworden.

• Halogen-Volatilität ist ein Verfahren, welches die Tatsache ausnutzt, dass die meisten Elemente Verbindungen mit Halogenen eingehen und jene unterschiedliche Eigenschaften haben. Prinzipiell sind alle Halogene als Reaktionspartner geeignet, aber da Uranhexafluorid aus der Urananreicherung bereits gut bekannt ist und Fluor besonders reaktiv ist, fokussiert sich die Forschung vor allem auf Fluoride volatility. Vereinfacht gesagt, lässt sich eine Fluor-Verbindung umso leichter in die Gasphase überführen, je mehr Fluor stöchiometrisch pro Nicht-Fluor-Atom vorhanden ist. Folglich bilden ein- oder zweiwertige Elemente häufig Verbindungen, welche gar nicht in die Gasphase überführbar sind, und als Feststoff verbleiben. Die gasförmigen Fluorverbindungen können zum Beispiel fraktionierend destilliert werden (wie die unterschiedlichen Fraktionen bei der Raffinierung von Erdöl) oder analog der Urananreicherung in Zentrifugen nach Atomgewicht „sortiert“ werden. Problematisch ist hier vor allem die chemische Aggressivität von Fluor und vieler seiner Verbindungen sowie die Möglichkeit von Leckagen beim Arbeiten mit gasförmigen Material. Vorteilhaft ist, dass Uran bereits als Hexafluorid anfällt, welches zum Beispiel für die Anreicherung verwendet werden kann. Die in der festen Phase zurück bleibenden Stoffe beinhalten allerdings sowohl minore Actinoide als auch Spaltprodukte, was weitere Bearbeitung erforderlich macht, wenn die Gewinnung dieser Stoffe gewünscht ist. Viele Alkalimetalle und einige Erdalkalimetalle bilden gut wasserlösliche Chloride bzw. Fluoride, welche einen hohen Siedepunkt haben. Diese Verbindungen könnten mittels Lösung in Wasser aus dem festen Rückstand der Reaktion mit Fluor bzw. Chlor extrahiert werden und dann wahlweise endgelagert oder weiter bearbeitet werden.^[10][11]
• Elektrochemische Verfahren überführen das Ausgangsmaterial in geeignete Salze und fällen dann mittels Stromfluss die Stoffe aus der Schmelze bzw. Lösung entsprechend ihrem Standardpotential an der Anode oder der Kathode aus. Die Elektroden sollten frei von Graphit sein, da Graphit ein guter Neutronenmoderator ist, der bereits in natürlichem Uran Kritikalität erzeugen kann. Womöglich ist hier sogar die Extraktion von Platinmetallen wie Ruthenium oder Rhodium möglich, deren radioaktive Isotope im Wesentlichen ^Anmerkung bereits im Abklingbecken zerfallen sind.^[12][13]
• Subkritische Reaktoren wie das Accelerator Driven System arbeiten mit einer Neutronenquelle und nicht mit einer sich selbst aufrecht erhaltenden Kettenreaktion. Sie erlauben die Verwendung aller spaltbaren Stoffe ohne Beachtung des Anteils verzögerter Neutronen, da keine Kritikalität erreicht wird und dadurch der Unterschied zwischen „verzögert kritisch“ und prompt kritisch irrelevant wird. Wenn das Verhalten des Brennstoffes hinreichend bekannt ist, kann sogar der Akkumulation von Neutronengiften mit entsprechendem „Hochregeln“ der Neutronenquelle begegnet werden. Subkritische Reaktoren werden sowohl zur Stromerzeugung als auch zur Transmutation vorgeschlagen und das Forschungsprojekt MYRRHA ist im Wesentlichen ein subkritischer Kernreaktor.

Da PUREX ein etabliertes Verfahren ist, dessen Abschaffung durch die dann erforderliche Stilllegung etlicher großtechnischer Anlagen erhebliche versunkene Kosten bedeuten würde, hat in der Vergangenheit viel Forschung zur Verbesserung der Wiederaufarbeitung auf geringfügigen Modifikationen des PUREX-Prozesses aufgebaut. Hierbei kann grob unterschieden werden in: Ansätze zur Effizienzsteigerung der Extraktion, zur Reduzierung der Abfallmenge, zur Verringerung des Proliferationsrisikos und Ansätze, welche zusätzlich zu Plutonium und Uran andere Substanzen extrahieren sollen – vor allem die minoren Actinoide, aber auch langlebige Spaltprodukte wie Technetium-99 oder besonders stark an der problematischen Hitzeentwicklung in den ersten Jahrzehnten beteiligte Radionuklide wie Strontium-90 und Caesium-137.

Ansätze, die in der Forschung verfolgt werden, sind zum Beispiel andere chemische Zusammensetzungen der Extraktionsflüssigkeit, so dass es möglich würde, durch Verbrennen derselben das zu entsorgende Volumen wieder zu reduzieren. Es ist bereits heute Stand der Technik, brennbare schwach radioaktive Abfälle (also zum Beispiel schwach kontaminierte Kleidung oder Papier o. ä.) zu verbrennen, um deren Volumen zu verringern.

• Flüssig-Flüssig-Extraktion
• Ionenaustauscher

• Refining Uranium by the PUREX Process Bilder und Ablauf eines PUREX-Prozess auf Laborniveau (2009, engl.)