mini|hochkant|Kopfbereich eines DWR-Brennelementes. Ausschnitt links: Uran-Tabletten (Pellets) in den Brennstäben.

Als Mischoxid-Brennelemente, kurz: MOX-Brennelemente (MOX = Mischoxid, wie (Pu, U)Ox), werden in der Kerntechnik Brennelemente bezeichnet, die – im Gegensatz zu Brennelementen aus reinem Urandioxid – ein weiteres Oxid enthalten. Meist handelt es sich dabei um Plutoniumdioxid, seltener um Thoriumdioxid. Im Folgenden wird nur Uran-Plutonium-Mischoxid behandelt. Auch Mischungen aus Plutoniumoxid und Thoriumoxid ohne Uran werden als „MOX“ bezeichnet und in kleinerem Umfang in Reaktoren eingesetzt.

Hintergrund Entstehung von Plutonium Plutonium entsteht unvermeidlich in jedem mit Uranbrennstoff betriebenen Kernreaktor. Werden die abgebrannten Brennelemente wiederaufgearbeitet, was in Deutschland anfangs verboten und zwischenzeitlich in begrenzter Menge möglich war (siehe Atomwaffensperrvertrag), wird Plutonium üblicherweise speziell wegen seiner stärkeren Radioaktivität und seiner hohen biologischen Gefährlichkeit sowie aus einigen weiteren Gründen abgetrennt.

Es gibt auf der Welt einen Überschuss an Plutonium, seit die beiden Supermächte sich auf eine massive nukleare Abrüstung geeinigt haben (siehe unten). Beispielsweise hat das Vereinigte Königreich aus der Zeit der Magnox-Reaktoren, die auf die Erzeugung von Plutonium und Strom ausgelegt waren, nennenswerte Plutonium-Vorräte erzeugt.https://www.parliament.uk/globalassets/documents/post/postpn237.pdf

Verwendung von MOX Plutonium kann in Form von MOX-Brennstoff in Kernreaktoren eingesetzt und dort zur Energieerzeugung genutzt werden. Bei Leichtwasserreaktoren ist dies eine Option, bei schnellen Brutreaktoren eine Notwendigkeit, denn die dort benötigte hohe Neutronenausbeute der Kernspaltung wird nur mit einem genügend hohen Plutonium-239-Anteil im Brennstoff (und Spaltung durch schnelle, nichtmoderierte Neutronen) erreicht. Schnelle Brutreaktoren können auch mit hoch angereicherten Uran betrieben werden, in dem der Anteil an 235U statt bei ~3–5 % (wie in Leichtwasserreaktoren) bzw. 0,72 % (wie in Natururanreaktoren) bei teilweise 80–90 % ist, jedoch ist dies aufgrund der hohen Kosten derartig hoher Urananreicherung weniger wirtschaftlich als die Verwendung von Plutonium. Im thermischen Neutronenspektrum ist eine Brutzahl >1 nur bei Verwendung von Thorium möglich. Da 232Th jedoch selbst keine Kettenreaktion aufrechterhalten kann, ist es notwendig, Mischbrennstoff mit einem entsprechenden Gehalt an 235U, 239Pu oder 233U zu verwenden, oder für den Betrieb als subkritischer Reaktor eine externe Neutronenquelle zu verwenden. 235U kann dabei aus natürlichem Uran gewonnen werden, während 239Pu (aus 238U) bzw. 233U (aus 232Th) „erbrütet“ und mithin aus abgebrannten Brennstoff anderer Reaktoren extrahiert werden müssen.

Chemische Form Während Uran aufgrund des hohen Schmelzpunktes (1132,2 °C) auch als metallischer Brennstoff in Betracht kommt, ist bei nennenswerten Plutoniumgehalten die Verwendung eines Oxids ratsam, da Plutonium bereits bei 639,4 °C schmilzt. Darüber hinaus ist Plutonium bei hinreichend großer Oberfläche leicht entzündlich was ein weiteres Argument für eine Urandioxid/Plutoniumdioxid-Oxidkeramik als chemische Form des Brennstoffs ist. Nichtsdestotrotz wurde in der Vergangenheit auch mit metallischen Brennstoffen mit signifikanten Plutoniumgehalten experimentiert, so beim Integral Fast Reactor, welcher mit „Pyroprocessing“ eine neuartige Form der Wiederaufarbeitung verwendete, die nur mit metallischen Ausgangsmaterialien funktioniert. Metallischer Brennstoff enthält üblicherweise zusätzlich zu den eigentlichen spaltbaren Materialien Legierungsmetalle, welche den Schmelzpunkt des Brennelements heraufsetzen und günstige Neutronenphysikalische Eigenschaften haben. Erprobt wurden zum Beispiel Zr-U-Pu-Legierungen.https://inl.gov/vtr/vtrfuel/https://www.osti.gov/biblio/712317/https://www.researchgate.net/publication/251511619_Zirconium_Alloys_Matrix_as_Innovative_Material_for_Composite_Fuel Bei den Eigenschaften entsprechender Legierungen müssen sowohl makroskopisch-physikalische wie auch neutronenphysikalische Eigenschaften berücksichtigt werden.

Verwendung global und in Deutschland MOX-Brennelemente kamen 2011 in 21 französischen, in 10 der damals 17 deutschen Kernreaktoren und in Japan zum Einsatz. Insgesamt enthielten im Jahr 2017 rund 30 thermische Reaktoren in Europa (Belgien, Schweiz, Deutschland und Frankreich) MOX und insgesamt 40 erhielten die Erlaubnis dazu. Eine Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen zur Herstellung von MOX erfolgt in Europa ausschließlich in Frankreich, in einem geringeren Ausmaß in Russland und Japan. In China gibt es Planungen für schnelle Brüter und Wiederaufarbeitungsanlagen. Die USA betreiben – mit Unterbrechungen aufgrund einer möglichen Verwendung des Plutoniums in Nuklearwaffen – seit längerem entsprechende Wiederaufbereitungsanlagen. In Russland wurde in jüngerer Zeit Remix Fuel entwickelt, welcher im Gegensatz zu „westlichem“ MOX weniger Plutonium enthält und sich daher für die Verwendung in ursprünglich nicht auf MOX ausgelegten Reaktoren eignet.

Fukushima Reaktor 3 des Kernkraftwerk Fukushima I enthielt seit August 2010 auch MOX-Brennelemente. Zum Zeitpunkt der Havarie bestanden 32 der insgesamt 548 Brennelemente aus MOX-Brennstoff.

Auswirkungen auf die Reaktor-Betriebssicherheit

Der Einsatz von MOX in Leichtwasserreaktoren bewirkt eine leichte Erhöhung des Strahlenschadens, dem der Reaktordruckbehälter ausgesetzt ist. Der Strahlenschaden wird durch den „schnellen“ Anteil des Neutronenflusses verursacht. Dieser Anteil ist bei der Spaltung von Plutonium höher als bei Uran. Die Berechnung des Neutronenspektrums in einem vollständig mit MOX beladenen Westinghouse-Druckwasserreaktor ergab einen gegenüber reinem Uranoxid-Brennstoff um 12 % höheren schnellen Fluss; bei der üblichen Beimischung von 30 % MOX-Brennelementen entspricht dies einer Erhöhung um 4 %.

Eine weitere Auswirkung kommt vom geringeren Anteil der verzögerten Neutronen bei Plutonium-239 gegenüber Uran-235. Dadurch wird der Abstand zwischen den Zuständen verzögert kritisch und prompt kritisch etwas kleiner und erfordert eine entsprechend feine Reaktorsteuerung.

Während „frischer“ Uranbrennstoff kaum radioaktive Strahlung emittiert und im Prinzip sogar mit Händen gehalten werden kann, ohne größere Schäden am Personal auszulösen, ist die Strahlendosis von MOX-Brennstoff höher. Dies liegt zum einen am zwar geringen, aber nicht vollständig vernachlässigbaren Gehalt an minoren Actinoiden und Spaltprodukten, zum anderen enthält MOX-Brennstoff üblicherweise 241Pu. Dieses Isotop ist spaltbar, zerfällt jedoch mit etwa 14 Jahren Halbwertszeit zu nicht spaltbarem Americium-241. Um eine möglichst hohe Ausbeute an Energie zu erhalten, wird daher der abgebrannte Brennstoff möglichst früh wiederaufgearbeitet, damit möglichst wenig 241Pu zerfallen ist. Negative Konsequenz davon sind höhere Strahlendosen – und daraus folgend größere notwendige Abschirmung – in allen Verfahrensschritten bis zur Beladung des Reaktors mit MOX-Brennelementen.

Herstellung

Das Herstellungsverfahren von MOX-Brennelementen ähnelt dem von Urandioxid-Brennelementen. Plutonium ist wegen der stärkeren Radioaktivität und seiner Neigung zur Aerosolbildung ein viel gefährlicherer Arbeitsstoff als Uran. Deshalb sind deutlich größere Sicherheitsvorkehrungen zu treffen. Die Verarbeitung erfolgt in abgeschirmten, luftdichten Umschließungen (Handschuhkastentechnik) und ist weitgehend automatisiert. Die Zumischung an Plutonium liegt bei 7–11 %, im Durchschnitt bei 9,5 %. Wird waffenfähiges Plutonium (≥ 90 % Pu-239) verwendet, ist nur noch eine Zumischung von 5 % erforderlich.

Auch bei Verwendung von MOX entsteht aus dem enthaltenen 238U wiederum spaltbares Plutonium. Jedoch wird gleichzeitig durch Neutroneneinfang bei dem keine Spaltung erfolgt aus spaltbarem 239Pu nicht spaltbares 240Pu und aus spaltbarem 241Pu nicht spaltbares 242Pu. Dadurch ist das Plutonium in „abgebrannten“ MOX-Brennelementen von deutlich niedrigerer Qualität als jenes, welches aus Uranbrennstoff, oder stillgelegten Kernwaffen gewonnen werden kann, und daher für Wiederaufarbeitung uninteressant. Aus diesem Grund wird „verbrauchter“ MOX-Brennstoff so gut wie nie einer Wiederaufarbeitung zugeführt. Plutonium-Thorium MOX hat hierbei zweifelsohne Vorteile, da keine neuen Transurane aus Thorium gebildet werden und der größte Teil des Plutoniums gespalten wird, ohne dass neues entsteht. Aus dem 232Th, welches Neutronen einfängt, entsteht 233U, welches wiederum als Brennstoff nutzbar ist. Bei einer etwaigen Wiederaufarbeitung abgebrannten Pu-Th-Mox kann durch verhältnismäßig einfache chemische Trennverfahren Uran und Thorium zurückgewonnen werden, ohne dass eine Isotopentrennung nötig wäre.

Abgebrannter MOX-Brennstoff hat üblicherweise einen geringeren Gehalt an Neptunium als Uran-Brennstoff, da 237Np üblicherweise durch Neutroneneinfang in 236U gefolgt von Betazerfall entsteht, und in MOX quasi kein 236U bzw. 235U vorhanden ist. Eine gewisse Menge 237Np wird jedoch durch (n,2n) Reaktionen in 238U gebildet. Alle anderen minoren Actinoide sind jedoch in größeren Mengen vorhanden, da deren Ausgangspunkt immer Neutroneneinfang in schweren Plutonium-Isotopen ist. So enthält abgebrannter MOX-Brennstoff üblicherweise mehr Americium und Curium als abgebrannter Brennstoff, der vor dem Abbrand kein Plutonium enthielt.

Hersteller (Beispiele)

Aktive Anlagen oder in Planung In Frankreich die Anlage Melox in der Nuklearanlage Marcoule In Russland, verschiedene Fabriken und Anlagen heute im Portfolio von TWEL des Konzerns Rosatom; neue Fabriken befinden sich im Bau für den neuen, schnellen Reaktors BN-800 (Kernkraftwerk Belojarsk) oder den BREST/ODEK-Reaktor. Das Plutonium(dioxid) entstammt z. B. von der Wiederaufarbeitungsanlage PA Mayak In Japan arbeitet im Jahr 2017 das Unternehmen Japan Nuclear Fuel Limited an der Fertigstellung einer Anlage namens J-MOX, die Fertigstellung ist für 2027 geplant. Kleine Anlagen arbeiten in der Nähe des Kernkraftwerk Tōkai (120 km nordöstlich von Tokio).

Ehemalige Anlagen

in Belgien die Franco Belge de Fabrication de Combustible bei Dessel (eine Tochterfirma von Areva NP) in Großbritannien der Sellafield MOX Plant in der Nuklearanlage Sellafield in Deutschland, siehe MOX-Herstellung in Deutschland

MOX-Herstellung in Deutschland Auch in Deutschland wurden MOX-Brennelemente bis ca. 1990 hergestellt. Eine Tochter der Siemens AG, die ALKEM GmbH in Hanau-Wolfgang, war der Hersteller. Dabei kamen folgende Verfahren zum Einsatz:

Oxalat-Verfahren A(U/Pu)C-Verfahren (Amonium-Uranyl-Plutonyl-Carbonat)

Ziel des Unternehmens war mit dem A(U/Pu)C-Verfahren einen sogenannten „löslichen“ Mischoxid-Brennstoff herzustellen. Das heißt, dass die Mischoxid-Pellets nach dem Aufenthalt im Kernreaktor, bei der nachfolgenden Wiederaufarbeitung, vollständig löslich sind. Bei anderen Herstellungsverfahren entsteht immer ein unlöslicher Rückstand, der noch Spaltstoff beinhaltet. Das steht der Zielsetzung eines „Geschlossenen Brennstoffkreislaufs“ im Wege. Das Projekt wurde unter dem internen Namen: „Löslicher Brennstoff“ geführt.

MOX-Länderchronologie

Deutschland

1991 verbot das Hessische Umweltministerium unter Joschka Fischer die Fertigung in Hanau-Wolfgang. Anfang 1992 warnte ein Gutachten der Gesellschaft für Reaktorsicherheit (Köln) vor den Gefahren von MOX-Elementen und bestätigte damit Warnungen des Öko-Instituts (Darmstadt).

1995 stellte Siemens den Neubau einer größeren Anlage ein.