Transmutation

Begriff und Bedeutung

Transmutation, auch Kernumwandlung oder Elementumwandlung, bezeichnet die Veränderung eines chemischen Elements in ein anderes. Dabei ändert sich im Atomkern die Protonenzahl. Mit chemischen Mitteln ist eine solche Umwandlung nicht möglich; sie erfolgt durch radioaktiven Zerfall oder durch Kernreaktionen.

Im großtechnischen Maßstab tritt Transmutation vor allem in Kernreaktoren auf. Sie ist dort meist eine Nebenerscheinung der Energiegewinnung oder ein Abfallprodukt. Zugleich gibt es Konzepte, mit denen langlebige radioaktive Abfälle durch Transmutation in weniger langlebige und damit weniger gefährliche Stoffe umgewandelt werden sollen. Transmutation kann ein Endlager für hochradioaktive Abfälle jedoch nicht ersetzen, weil nicht alle Abfallstoffe umwandelbar sind und bei den Verfahren neue Abfälle entstehen.

Gezielte Transmutation wird außerdem zur Herstellung medizinischer und industrieller Radionuklide sowie von Materialien für Thermoisotopengeneratoren („Atombatterien“) eingesetzt. Sie kann in Kernspaltungsreaktoren, Teilchenbeschleunigern oder durch Spallation erfolgen. Eine bisher nur im kleinen Maßstab demonstrierte, wirtschaftlich nicht tragfähige Möglichkeit ist die Umwandlung geringwertiger Materialien in höherwertige, vor allem Edelmetalle. Glenn Seaborg wandelte im Labor Bismut in Gold um, allerdings zu Kosten, die den Wert des Goldes um Größenordnungen überstiegen. Die Neutronen-Transmutationsdotierung ist eine spezielle Form der Halbleiterdotierung und wird großtechnisch genutzt.

Historisch meinten Alchemisten mit Transmutation die Umwandlung unedler Metalle wie Blei oder Quecksilber in Silber oder Gold. Die erste Kernumwandlung führte Ernest Rutherford 1919 durch; als solche wurde sie erst 1925 erkannt.

Transmutation in der Nuklear-Entsorgung

Seit den 1990er Jahren bezeichnet Transmutation in der Nuklear-Entsorgung spezielle Verfahren, bei denen langlebige radioaktive Bestandteile durch Kernreaktionen mit freien Neutronen in kürzerlebige Nuklide umgewandelt werden. Im Mittelpunkt stehen die minoren Actinoide Neptunium, Americium und Curium, genauer die Nuklide Np-237, Am-241, Am-243 und Cm-245, weil sie besonders lange Halbwertszeiten besitzen.

Vor der eigentlichen Transmutation müssen die entsprechenden Bestandteile aus abgebranntem Reaktorbrennstoff abgetrennt werden. Diese Partitionierung kann je nach Konzept die minoren Actinoide, Plutonium und möglicherweise auch Spaltprodukte umfassen. Dafür werden chemische Verfahren erforscht, die über bestehende Wiederaufarbeitungsverfahren wie den PUREX-Prozess hinausgehen. Neben hydrometallurgischen Verfahren werden pyrometallurgische Verfahren untersucht, insbesondere elektrochemische Prozesse in einer Salzschmelze.

Bei Neutronenreaktionen der Actinoide sind Kernspaltung und Neutroneneinfang besonders wichtig. Die Kernspaltung ist erwünscht, weil sie die Halbwertszeit verkürzt und zugleich nutzbare Energie liefert. Beim Neutroneneinfang entsteht dagegen das nächstschwerere Nuklid, das ebenfalls langlebig sein kann. Zwar ist auch der Neutroneneinfang üblicherweise exotherm, doch ist die frei werdende Energie ungefähr um den Faktor 20 geringer als bei der Kernspaltung.

Für Nuklide mit gerader Neutronenzahl ist der Spaltungs-Wirkungsquerschnitt bei thermischen Neutronen klein und wächst erst bei Neutronenenergien oberhalb von etwa 1 MeV stark an. Der Einfangquerschnitt ist dagegen bei allen Nukliden für thermische Neutronen am größten. Deshalb werden für Actinoide meist Reaktoren mit schnellem, nicht moderiertem Neutronenspektrum betrachtet. Transuranabfälle eignen sich überwiegend zur Spaltung, während viele langlebige Spaltprodukte hauptsächlich durch Neutroneneinfang und anschließenden, meist Beta-Zerfall sinnvoll umgewandelt werden können. Ein einzelner Reaktor kann daher schwerlich alle Abfallarten optimal transmutieren.

Zu den untersuchten langlebigen Spaltprodukten gehören Selen-79, Zirconium-93, Technetium-99, Palladium-107, Iod-129 und Cäsium-135. Ihre Transmutation ist im schnellen Spektrum wegen sehr kleiner Einfangquerschnitte anspruchsvoll; teilweise kommen andere Reaktionen, etwa (n,α)-Reaktionen, infrage. Thermische Neutronen wären ebenfalls wenig effizient, da Bestrahlungszeiten von weit mehr als 100 Jahren erforderlich wären. Langlebige Spaltprodukte, hauptsächlich Technetium-99 und Cäsium-135, haben jedoch eine um mehrere Größenordnungen geringere Radiotoxizität als Plutonium-239, Uran-235/238 und die minoren Actinoide.

Technetium-99 entsteht als Spaltprodukt und als Endprodukt des medizinisch verwendeten Technetium-99m. Nach dem Zerfall von Technetium-99m zu Technetium-99 hat das Nuklid keinen bekannten Nutzen mehr und lässt sich nicht mit vertretbarem Aufwand zurückverwandeln. Durch Neutroneneinfang entsteht jedoch kurzlebiges Technetium-100, das zu stabilem Ruthenium-100 zerfällt. Bei geringen Neutronenenergien um 1 Elektronenvolt beträgt der Einfangsquerschnitt beispielsweise etwa 10 Barn. Mit einer ausreichend starken und preiswerten Neutronenquelle könnte der Wert des Rutheniums möglicherweise die Abtrennung und Transmutation finanzieren. Stand 2022 war eine solche Quelle jedoch nicht absehbar; Fortschritte bei der Kernfusion könnten dies künftig ändern.

Reaktorkonzepte und Brennstoffkreisläufe

Schnelle kritische Reaktoren können zur Transmutation minorer Actinoide eingesetzt werden. Auch das Erbrüten von Plutonium aus Uran-238 im Konzept des schnellen Brüters ist eine Form der Transmutation. Experimente gab es unter anderem im französischen Kernkraftwerk Phénix und in der US-Anlage EBR-II. Im russischen BN-Reaktor wird ebenfalls geforscht, eine regelmäßige Transmutation minorer Actinoide ist dort jedoch nicht das Ziel.

Weltweit werden schnelle Brutreaktoren entwickelt, die gezielt der Transmutation dienen sollen, insbesondere Reaktoren der Generation IV. Bislang wurde kein solcher Reaktor umgesetzt. Der russische bleigekühlte schnelle Reaktor BREST befindet sich im Bau und soll nach aktuellem Stand 2027 in Betrieb gehen; ausdrücklich vorgesehen sind auch Transmutation und eine neuartige Wiederaufbereitungsanlage. Weitere Konzepte sind der bleigekühlte LFR-AS-30-Testreaktor von Nucleo in Frankreich, das flüssigsalzbasierte FSMR-Projekt von TerraPower und der Dual-Fluid-Reaktor, der Bleikühlung und flüssigen Brennstoff verbindet. Das französische Projekt ASTRID war ein 600-Megawatt-Kernkraftwerk mit natriumgekühltem Reaktor der IV. Generation. Es wurde 2019 vorläufig eingestellt; eine Weiterführung in der zweiten Hälfte des 21. Jahrhunderts blieb angedacht.

Die Transmutation minorer Actinoide kann Sicherheitsprobleme verursachen, weil bei ihrer Spaltung vermehrt unverzögerte Neutronen entstehen. Dadurch kann ein Reaktor je nach Bauart prompt kritisch werden. Flüssige Brennstoffe bieten hier einen möglichen Vorteil: Bei steigender Temperatur dehnen sie sich aus, wodurch die Wahrscheinlichkeit weiterer Spaltungen durch schnelle Neutronen sinkt. Das kann eine Selbstregulation abhängig von der Wärmeentnahme ermöglichen.

Im BN-800 könnte derzeit ungefähr die Menge an minoren Actinoiden transmutiert werden, die jährlich in einem 1-GW-Kernkraftwerk anfällt. Würde man Uran-238 vollständig aus dem Kern entfernen und durch einen gegenüber Neutronenstrahlung inerten Platzhalter ersetzen, wären etwa 90 kg minorer Actinoide pro Jahr möglich, entsprechend dem jährlichen Ausstoß von ungefähr fünf Leichtwasserreaktoren der 1-GW-Klasse. Dieser Ansatz wird nicht verfolgt, weil er dem Hauptzweck eines Brüters widerspräche: der Umwandlung von Uran-238, das etwa 95 % abgebrannter Brennstäbe ausmacht. Eine vollständige BN-800-Beladung umfasst rund 15 t Material, davon etwa 20,5 % Plutonium; bei 10 % Abbrand verringert sich die eingesetzte Menge nach dem Zyklus um 1,5 t.

Bei beschleunigergetriebenen Reaktoren, sogenannten Accelerator Driven Systems (ADS), ist der Reaktor unterkritisch und erhält Neutronen aus einer externen Spallationsquelle, die durch einen Teilchenbeschleuniger erzeugt wird. Dadurch entfällt die starke Begrenzung des Anteils minorer Actinoide im Brennstoff, die bei kritischen Reaktoren wegen ihres zu kleinen Generationenfaktors besteht. ADS könnten grundsätzlich alle spaltbaren Nuklide zur Energiegewinnung verwerten. Bekannte Vorschläge stammen von Bowman und von Carlo Rubbia; Rubbias Energy Amplifier wird auch „Rubbiatron“ genannt. Die europäische Demonstrationsanlage MYRRHA in Mol, Belgien, soll etwa 2030 in Betrieb gehen. Eine japanische ADS-Versuchsanlage bei J-PARC war im Bau, nahm den vorgesehenen Betrieb mit Transmutationsbrennstoff bis Januar 2022 jedoch noch nicht auf. Transmutex verfolgt kommerziell einen beschleunigergetriebenen Thorium-Reaktor; eine Studie der Bundesagentur für Sprunginnovation vom Februar 2025 bewertete dessen technische und wirtschaftliche Aussichten positiv.

Thorium und Waffenplutonium

Plutonium kann ohne die unvermeidliche zusätzliche Bildung von Plutonium aus Uran-238 entsorgt werden, wenn Thorium als Füllmaterial plutoniumhaltiger Brennstoffe verwendet wird. Thorium-232 wird durch Neutroneneinfang und anschließenden Betazerfall zu spaltbarem Uran-233. Abgebrannter thoriumhaltiger Brennstoff kann daher mehr spaltbares Material enthalten als frischer Brennstoff. Der Thorium-Brennstoffkreislauf ist mit kritischen und unterkritischen, schnellen und thermischen Reaktoren möglich; auch mit thermischen Neutronen sind Brutzahlen über 1 erreichbar.

Thorium ist als Bestandteil des Seltenerderzes Monazit reichlich und preiswert vorhanden. Problematisch ist jedoch die Bildung von hochradioaktivem Uran-232, dessen Zerfallsprodukte erhebliche Gammastrahlung aussenden. Deshalb sind für Wiederaufarbeitung und Transport besonders komplexe Anlagen, einen hohen Automatisierungsgrad und spezielle Sicherheitsmaßnahmen erforderlich. Der Kreislauf wird häufig mit Flüssigsalzreaktoren verbunden, bei denen eine kontinuierliche Abtrennung wenigstens eines Teils der Spaltprodukte und die laufende Zufuhr von Brennstoff vorgesehen werden kann. Der Einsatz von Thorium wurde im Kernkraftwerk Shippingport erfolgreich demonstriert; Testeinsätze von Pu/Th-Brennstoff gab es in den frühen 1970er Jahren im Kernkraftwerk Lingen und vor der Stilllegung 2005 im Kernkraftwerk Obrigheim. Eine großtechnische Umsetzung ist wegen der Uran-232-Problematik und fehlender geeigneter Wiederaufarbeitungsanlagen nicht absehbar.

Die friedliche Nutzung vorhandener Waffenplutoniumvorräte ist eine verwandte Aufgabe. In den ersten zwei Betriebsjahren wurde Waffenplutonium im russischen BN-800 mit schnellen Neutronen und ohne Brutmantel eingesetzt, wodurch kaum neue Transurane entstanden. Inzwischen werden dort MOX-Brennstäbe verwendet. Auch heutige Leichtwasserreaktoren können Waffenplutonium in MOX-Brennelementen nutzen, erzeugen aus deren Urananteil jedoch neues, nicht waffengeeignetes Plutonium.

Ein vorgeschlagener „Plutoniumverbrenner“ nach Galperin et al. würde in einem Westinghouse-Druckwasserreaktor Brennelemente mit zwei konzentrischen Zonen verwenden. Die innere Zone enthielte Plutonium, aber kein Uran, und hätte ein hohes Moderator-zu-Brennstoff-Verhältnis. Die äußere Zone enthielte Thorium, aus dem Uran-233 entsteht und im Reaktorbetrieb wieder verbraucht wird. Bei 1100 Megawatt elektrischer Leistung würden von jährlich 1210 kg Waffenplutonium etwa 702 kg durch Spaltung beseitigt. Die verbleibenden 508 kg enthielten viele gerade Transurane wie Pu-240, Pu-242, Am-242, Cm-242 und Cm-244 und wären wegen hoher Spontanspaltungsaktivität weder für Waffen noch für andere Zwecke geeignet. Nur wenige Reaktoren, etwa der BN-800, können solche Transurane derzeit in Mengen von ungefähr 30 kg pro Jahr transmutieren.

Herstellung von Radionukliden

Transmutation dient auch der gezielten Herstellung medizinisch und industriell genutzter Radionuklide. Kurzlebige Spaltprodukte aus kommerziellen Kraftwerken sind meist nicht zugänglich, weil abgebrannter Brennstoff zunächst jahrelang in Abklingbecken lagert. Bei Brennstoffzyklen von 12 bis 24 Monaten sind viele kurzlebige Nuklide bei der Entnahme bereits zerfallen oder wegen hoher Einfangsquerschnitte schon transmutiert. Für mittel- und langlebige Produkte wie Kr-85, Cs-137 und Sr-90 gibt es jedoch bekannte Anwendungen.

Nuklide, die sich einfach durch Kernspaltung erzeugen lassen, werden meist in Forschungsreaktoren hergestellt, die keine oder nur wenig Wärme erzeugen. Ein wichtiges Beispiel ist Molybdän-99 beziehungsweise sein Tochternuklid Technetium-99m, das in Technetium-99m-Generatoren für medizinische Anwendungen verwendet wird. ^99Mo wird fast ausschließlich durch Kernspaltung in Forschungsreaktoren produziert. Da nur etwa 6 % der bei Kernspaltungen entstehenden Atome ^99Mo sind und die Versorgung von wenigen Erzeugern abhängt, werden alternative Produktionswege untersucht.

Eine Möglichkeit ist die Bestrahlung von Molybdän-Targets mit Neutronen. Das geeignete Isotop ^98Mo macht 24,13 % des natürlichen Molybdäns aus. Dabei entsteht jedoch kein reines ^99Mo: Ein Teil des ^98Mo bleibt unverbraucht oder reagiert zu extrem langlebigem ^100Mo weiter. Bei nicht isotopisch reinen Targets entstehen außerdem Nebenprodukte wie langlebiges radioaktives ^93Mo und stabiles ^101Ru. Diese Nebenprodukte erschweren die Nutzung von ^99Mo in der bestehenden medizinischen Infrastruktur.

Andere Radionuklide werden bevorzugt durch Neutroneneinfang hergestellt. Cobalt-60 entsteht beispielsweise in CANDU-Reaktoren aus natürlichem Kobalt. Beim Zerfall von ^60Co zu ^60Ni wird Kobalt vernichtet und Nickel erzeugt; damit ist auch dieser Prozess eine Elementumwandlung. Betrachtet man nur die Marktpreise von Kobalt und Nickel, ist das Verfahren ohne den Wert der Radioaktivität von ^60Co ein Verlustgeschäft.

Radioisotope mit geringem Neutronenüberschuss oder Protonenüberschuss werden häufig in Teilchenbeschleunigern erzeugt. Wegen der kurzen Lebensdauer mancher für Therapie und Positronenemissionstomographie verwendeter Nuklide sind kurze Transportwege wichtig, idealerweise die Herstellung am Ort der Anwendung. Beschleuniger sind jedoch teuer und aufwendig; deshalb besteht Interesse an „tabletop accelerators“. Für niedrige Energien sind solche Geräte verfügbar, manche Nuklide benötigen aber höhere Energien. Die Transmutation kann beim Beschuss, beim Zerfall des Zielnuklids oder seines Vorgängers oder in mehreren dieser Schritte erfolgen.

Nicht jede solche Reaktionskette führt netto zu einem anderen Element. Im natürlichen ^14N/^14C-Kreislauf wird in der Hochatmosphäre durch eine (n,p)-Reaktion aus stabilem ^14N radioaktives ^14C gebildet. Dieses zerfällt durch Beta-Zerfall wieder zu ^14N. Der Vorgang wird für die Radiokohlenstoffdatierung genutzt; eine industrielle Verwendung für Diamantbatterien wird diskutiert. Anfang Mai 2025 berichteten Forscher am CERN außerdem, im LHC bei Kollisionen von Bleikernen für sehr kurze Zeit winzige Mengen Gold erzeugt zu haben. Wenn Bleikerne dicht aneinander vorbeifliegen, können ihnen Protonen und Neutronen entzogen werden; ein Bleiatom mit drei Protonen weniger ist ein Goldatom.