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2026-04-04T18:38:35Z

HC: Ergänze Kategorie:Chemisch-technisches Verfahren

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Der '''PUREX-Prozess''' ist ein physikalisch-chemisches Verfahren zur Abtrennung von [[Plutonium]] und [[Uran]] aus Kernbrennstoffen mittels Säuren. Es wurde zur Gewinnung von Waffenplutonium entwickelt, wird aber auch für die [[Wiederaufarbeitung]] abgebrannter [[Brennelement]]e aus zivilen Kernreaktoren eingesetzt. Damit ist der '''PUREX-Prozess''' eine klassische [[Dual Use|Dual-Use]]-Technologie.

Die Abkürzung PUREX steht für „'''P'''lutonium, '''U'''ranium, '''R'''eduction, '''Ex'''traction“<ref>{{Literatur |Autor=Lanham, W. B., and T. C. Runion |Titel=PUREX process for plutonium and uranium recovery |Verlag=IOak Ridge National Lab.(ORNL) |Datum=1949 |Seiten=4 |Online=https://www.osti.gov/servlets/purl/4165457 |Abruf=2025-09-23}}</ref>. Da der Prozess ursprünglich für Waffenplutonium entwickelt wurde, war ein Hauptziel, möglichst reines Plutonium zu erhalten. Die übrigen, teils stark radiotoxischen und langlebigen radioaktiven Bestandteile können nicht ohne weiteres genutzt und gelten als [[radioaktiver Abfall]]. Insbesondere werden andere spaltbare [[Radionuklid]]e wie [[Actinide]] nicht abgetrennt.

== Verfahren ==
[[Datei:Plutonium and uranium extraction from nuclear fuel-deu.svg|mini|hochkant=1.5|Schema des PUREX-Prozesses]]
Im Prinzip ist das PUREX-Verfahren eine Form der [[Extraktion (Verfahrenstechnik)|Extraktion]] (genauer der ''[[Gegenstromextraktion|Lösungsmittelgegenstromextraktion]]''), bei der eine wässrige [[Phase (Materie)|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|Tri-''n''-butyl-phosphat]], Kurzbezeichnung: TBP), der mit 70 % C12–14-[[Alkane]]n (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 [[Komplexverbindung|Komplexbildung]] selektiv die [[Nitrat]]e des Urans und Plutoniums aus der salpetersauren Brennstofflösung heraus, während die übrigen [[Spaltprodukt]]e 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 [[Stoffreinheit|Reinheitsgrade]] zu erzielen, wird dieser Vorgang wiederholt in Mischapparaten durchgeführt, die hintereinander angeordnet sind. Als Mischapparate kommen [[Pulskolonne]]n oder [[Mischabsetzer]] zum Einsatz.

== Hintergrund ==
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 [[Uran-Anreicherung|Anreicherung]] von 235U.

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

Im Fall von [[Leichtwasserreaktor]]en, 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 [[Spaltprodukt]]e im Brennelement an, die teilweise als [[Neutronengift]]e wirken. Gleichzeitig sinkt die Menge an 235U, während durch [[Neutroneneinfang]] aus 238U zunächst 239Pu, im weiteren Verlauf andere [[Isotop|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 [[schneller Brüter|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 [[Actinoide]]n 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 [[Verglasungsanlage|vitrifiziert]] und ''en bloc'' als Atommüll behandelt.

== Vor- und Nachteile ==
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 Project]]s 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 [[Proliferation (Massenvernichtungswaffen)|Proliferationsprävention]]ist seine [[Dual Use|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 [[Operation Smiling Buddha|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 [[Spaltprodukt]]e und stabile Isotope von [[Edelmetall]]en. Die zu Beginn des Prozesses nicht radioaktiven Prozessflüssigkeiten werden ebenfalls [[radioaktive Kontamination|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 [[minore Actinoide|minoren Actinoide]] im Abfall. Diese sind aufgrund ihrer teilweise relativ langen Halbwertszeiten und dennoch hohen Radiotoxizität als Bestandteil radioaktiver Abfälle problematisch, wären aber durch [[Neutron#Klassifizierung|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.

== Alternativen ==
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-[[Metallurgie|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.<ref>{{Literatur |Autor=International Atomic Energy Agency |Titel=Status and Trends in Pyroprocessing of Spent Nuclear Fuels |Verlag=International Atomic Energy Agency |Datum=2021 |Seiten=1–148 |Online=https://www.iaea.org/publications/11062/status-and-trends-in-pyroprocessing-of-spent-nuclear-fuels |Abruf=2023-03-31}}</ref><ref>{{Internetquelle |url=https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/processing-of-used-nuclear-fuel.aspx |titel=Processing of Used Nuclear Fuel |hrsg=World Nuclear Association |abruf=2023-03-31}}</ref> 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 [[schneller Brüter|schnellen Brüter]], welcher mit schnellen Neutronen arbeitet, war immer die Notwendigkeit hoch angereicherten potentiell waffenfähigen Materials als „Startbrennstoff“.
* „DUPIC“ (direct use of [[Druckwasserreaktor|pressurized water reactor]] used fuel in [[CANDU]]) - Verwendung „abgebrannter“ Brennelemente aus herkömmlichen Reaktoren als Brennstoff in [[Schwerwasserreaktor]]en wie dem kanadischen CANDU wurde seit den 1990er Jahren in Südkorea und anderswo erprobt. Schwerwasserreaktoren finden sich u. a. in Indien, Kanada und Südkorea.<ref>{{Internetquelle |url=https://www.nextbigfuture.com/2009/04/dupic-fuel-cycle-direct-use-of.html |titel=DUPIC Fuel Cycle : Direct Use of Pressurized Water Reactor Spent Fuel in CANDU |werk=NextBigFuture.com |datum=2009-04-15 |sprache=en-US |abruf=2023-03-31}}</ref><ref>{{Literatur |Autor=Nader M. A. Mohamed, Alya Badawi |Titel=Effect of DUPIC Cycle on CANDU Reactor Safety Parameters |Sammelwerk=Nuclear Engineering and Technology |Band=48 |Nummer=5 |Datum=2016-10 |DOI=10.1016/j.net.2016.03.010 |Seiten=1109–1119}}</ref> 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 [[Flüssigsalzreaktor]]en sind darauf ausgelegt, [[kontinuierlicher Prozess|kontinuierlich]] Spaltprodukte aus der Salzschmelze, welche als „Brennelement“ bzw. Kühlmittel dient, abzuscheiden. Die [[Transuranabfälle]] sollen dabei in einer höheren Rate verbraucht als produziert werden.<ref>{{Internetquelle |url=https://www.ornl.gov/molten-salt-reactor/history |titel=History {{!}} Molten Salt Reactor |hrsg=ORNL |abruf=2023-03-31}}</ref>
* 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.<ref>{{Internetquelle |url=https://www.thmsr.com/en/the-thorium-molten-salt-reactor/ |titel=The Thorium Molten Salt Reactor |hrsg=Thorium MSR Foundation |sprache=en-GB |abruf=2023-03-31}}</ref> 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.<ref>{{Literatur |Autor=Eifion Rees |Titel=Don't believe the spin on thorium being a greener nuclear option |Sammelwerk=The Guardian |Datum=2011-06-23 |Online=https://www.theguardian.com/environment/2011/jun/23/thorium-nuclear-uranium |Abruf=2023-03-31}}</ref>
** 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.<ref>{{Internetquelle |url=https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/molten-salt-reactors.aspx |titel=Molten Salt Reactors |hrsg=World Nuclear Association |abruf=2023-03-31}}</ref> 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.
[[Datei:Fission yield volatile 2.png|mini|[[Spaltprodukt]]e nach Anteil (“yield” - Summe 200 %, nicht 100 %) - Farblegende: blau: volatil oder bildet volatiles Fluorid grün: bildet kein volatiles Fluorid, aber bildet volatiles Chlorid rot: weder volatiles Fluorid noch volatiles Chlorid, aber das Element selbst ist bei ausreichend hoher Temperatur volatil schwarz: verbleibt als Feststoff]]
* 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 [[stöchiometrie|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 [[Fraktionierte Destillation|fraktionierend destilliert]] werden (wie die unterschiedlichen [[Fraktion (Chemie)|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.<ref>https://arpa-e.energy.gov/sites/default/files/ARPA-E%20UNF%20Recycling%20Workshop%20Presentation-Richards.pdf</ref><ref>{{Literatur |Autor=Tetsuo Fukasawa, Kuniyoshi Hoshino, Daisuke Watanabe, Akira Sasahira |Titel=Application of fluoride volatility method to the spent fuel reprocessing |Sammelwerk=Journal of Nuclear Science and Technology |Band=57 |Nummer=1 |Datum=2020-01-02 |DOI=10.1080/00223131.2019.1651230 |Seiten=49–56}}</ref>
* [[Elektrochemie|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 [[Platinmetall]]en wie [[Ruthenium]] oder [[Rhodium]] möglich, deren radioaktive Isotope im Wesentlichen{{FN|Anmerkung}} bereits im [[Abklingbecken]] zerfallen sind.<ref>{{Literatur |Autor=Z. Yoshida, H. Aoyagi, H. Mutoh, H. Takeishi, Y. Sasaki, S. Uno, E. Tachikawa |Titel=Spent fuel reprocessing based on electrochemical extraction process (SREEP) |Sammelwerk=Journal of Alloys and Compounds |Band=213 |Datum=1994-10-01 |Seiten=453–455 |Online=https://ui.adsabs.harvard.edu/abs/1994JAllC.213..453Y |Abruf=2023-03-31}}</ref><ref>http://www.platinummetalsreview.com/pdf/pmr-v47-i2-074-087.pdf</ref>
* [[Kernreaktor#Unterkritisch arbeitende Reaktoren|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.
{{FNBox|
{{FNZ|Anmerkung|107Pd ist ein sehr langlebiges Spaltprodukt, welches sich chemisch ähnlich verhält wie andere Elemente der Platingruppe. Sollte die von ihm ausgehende vergleichsweise schwache Radioaktivität ein Problem darstellen, kann Palladium in einem weiteren Schritt chemisch abgetrennt werden.}}}}

== Forschung ==
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[[radioaktiver Abfall| radioaktive Abfälle]] (also zum Beispiel schwach kontaminierte Kleidung oder Papier o. ä.) zu verbrennen, um deren Volumen zu verringern.

== Siehe auch ==
* [[Flüssig-Flüssig-Extraktion]]
* [[Ionenaustauscher]]

== Literatur ==
{{Siehe auch|Wiederaufarbeitung|Kerntechnik}}

== Weblinks ==
* [http://carlwillis.wordpress.com/2009/09/18/refining-uranium-by-the-purex-process/ Refining Uranium by the PUREX Process] Bilder und Ablauf eines PUREX-Prozess auf Laborniveau (2009, engl.)
== Einzelnachweise ==

<references responsive>

</references>

{{Normdaten|TYP=s|GND=4194177-9}}

{{SORTIERUNG:Purex-Prozess}}
[[Kategorie:Nukleare Wiederaufarbeitung]]
[[Kategorie:Kernchemie]]
[[Kategorie:Extraktion]]
[[Kategorie:Plutonium]]
[[Kategorie:Uran]]
[[Kategorie:Trennverfahren]]
[[Kategorie:Chemisch-technisches Verfahren]]

PUREX-Prozess - Versionsgeschichte

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