Brutreaktor

Ein Brutreaktor ist ein Kernreaktor, der zur Energiegewinnung mit gleichzeitiger Erzeugung weiteren spaltbaren Materials dient. Ein nicht spaltbares Nuklid wird in ein spaltbares umgewandelt, das dann (nach Aufarbeitung und Einbringung in neue Brennelemente) anschließend als Kernbrennstoff verwendet werden kann. Diese Umwandlung (als Konversion, manchmal auch als Brüten bezeichnet, siehe Konversionsrate) findet zwar in jedem Kernreaktor statt, aber von einem „Brutreaktor“ oder „Brüter“ spricht man erst dann, wenn er mehr Brennstoff herstellt, als er in der gleichen Zeit selbst verbraucht. ⓘ

Schneller Brutreaktor in Becken-Bauweise (links) und in Schleifen-Bauweise (rechts) ⓘ

Der erste Brutreaktor war der Experimental Breeder Reactor I. Er war 1951 der erste Kernreaktor der Welt, mit dessen Wärmeleistung elektrischer Strom erzeugt wurde. Heute sind die einzigen Brutreaktoren im kommerziellen Betrieb der BN-600 und der BN-800 in Russland (Stand 2015). Einige Versuchs-Brutreaktoren sind in Betrieb, Bau oder Planung, vor allem innerhalb des Forschungsverbunds Generation IV International Forum. ⓘ

Zweck der Brutreaktor-Entwicklung ist die weitaus bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffe. Aus natürlichem Uran könnte mit Brutreaktoren rund 60-mal mehr Energie gewonnen werden als mit Leichtwasserreaktoren. Die Brutreaktorentwicklung wurde in den 1960er bis 1980er Jahren in vielen Industrieländern staatlich gefördert, beispielsweise im bundesdeutschen Projekt Schneller Brüter von 1962 bis 1989. ⓘ

Als die USA und Russland ihre Atomwaffen entwickelten, wurden zu diesem Zweck spezielle Reaktoren (z. B. der ADE-Reaktor) gebaut, die den einzigen Zweck hatten, Plutonium zu erzeugen. Diese nutzten moderierte, also thermische Neutronen und zählen nicht zu den Brutreaktoren. ⓘ

Montage des Kerns des Experimentellen Brutreaktors I in Idaho, Vereinigte Staaten, 1951 ⓘ

Brennstoffeffizienz und Arten von Atommüll

Brutreaktoren könnten im Prinzip fast die gesamte im Uran oder Thorium enthaltene Energie gewinnen und den Brennstoffbedarf um den Faktor 100 senken, verglichen mit den weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren, die weniger als 1 % der Energie des aus der Erde gewonnenen Urans gewinnen. Der hohe Brennstoffwirkungsgrad von Brutreaktoren könnte die Bedenken hinsichtlich der Brennstoffversorgung, des Energieverbrauchs beim Abbau und der Lagerung radioaktiver Abfälle erheblich verringern. Bei der Gewinnung von Uran im Meerwasser (die derzeit zu teuer ist, um wirtschaftlich zu sein) gibt es genug Brennstoff für Brutreaktoren, um unseren Energiebedarf für 5 Milliarden Jahre zu decken, wenn man den Gesamtenergieverbrauch von 1983 zugrunde legt, wodurch die Kernenergie tatsächlich zu einer erneuerbaren Energie wird. ⓘ

In den 1990er Jahren wurde der Atommüll zu einem größeren Problem. Abgebrannte Brennelemente bestehen grob gesagt aus zwei Hauptkomponenten. Der erste besteht aus Spaltprodukten, d. h. den Resten der Brennstoffatome, die nach der Spaltung zur Energiefreisetzung übrig bleiben. Spaltprodukte gibt es in Dutzenden von Elementen und Hunderten von Isotopen, die alle leichter als Uran sind. Der zweite Hauptbestandteil abgebrannter Brennelemente sind Transurane (Atome, die schwerer sind als Uran), die aus Uran oder schwereren Atomen im Brennstoff entstehen, wenn sie Neutronen absorbieren, aber nicht gespalten werden. Alle Transurane gehören zur Reihe der Aktiniden im Periodensystem und werden daher häufig auch als Aktinide bezeichnet. ⓘ

Das physikalische Verhalten der Spaltprodukte unterscheidet sich deutlich von dem der Transurane. Insbesondere spalten sich die Spaltprodukte nicht selbst und können daher nicht für Kernwaffen verwendet werden. Außerdem haben nur sieben langlebige Spaltproduktisotope eine Halbwertszeit von mehr als hundert Jahren, so dass ihre geologische Lagerung oder Entsorgung weniger problematisch ist als bei transuranischen Stoffen. ⓘ

Mit zunehmender Besorgnis über nukleare Abfälle sind Brutbrennstoffkreisläufe wieder in den Blickpunkt des Interesses gerückt, da sie Aktinidenabfälle, insbesondere Plutonium und kleinere Aktiniden, reduzieren können. Brutreaktoren sind so konzipiert, dass sie die Aktinidenabfälle als Brennstoff spalten und so in weitere Spaltprodukte umwandeln. ⓘ

Nachdem die abgebrannten Brennelemente aus einem Leichtwasserreaktor entnommen wurden, durchlaufen sie ein komplexes Zerfallsprofil, da jedes Nuklid mit einer anderen Geschwindigkeit zerfällt. Aufgrund einer oben erwähnten physikalischen Besonderheit ist die Halbwertszeit der Spaltprodukte im Vergleich zu den transuranischen Isotopen sehr unterschiedlich. Wenn die Transurane im abgebrannten Brennstoff verbleiben, würde der langsame Zerfall dieser Transurane nach 1.000 bis 100.000 Jahren den größten Teil der Radioaktivität in diesem abgebrannten Brennstoff erzeugen. Durch die Entfernung der Transurane aus den Abfällen wird also ein Großteil der langfristigen Radioaktivität der abgebrannten Brennelemente beseitigt. ⓘ

Spaltungswahrscheinlichkeiten ausgewählter Aktiniden, thermische vs. schnelle Neutronen ⓘ
Isotop	Thermische Spaltung Querschnitt	Thermische Spaltung %	Schnelle Spaltung Querschnitt	Schnelle Spaltung %
Th-232	null	1 (nicht spaltbar)	0.350 Scheune	3 (nicht spaltbar)
U-232	76,66 Scheune	59	2.370 Scheune	95
U-233	531,2 Scheune	89	2.450 Scheune	93
U-235	584,4 Scheune	81	2.056 Scheune	80
U-238	11,77 Mikroscheune	1 (nicht spaltbar)	1.136 Scheune	11
Np-237	0,02249 Scheune	3 (nicht spaltbar)	2.247 Scheune	27
Pu-238	17,89 Scheune	7	2.721 Scheune	70
Pu-239	747,4 Scheune	63	2.338 Scheune	85
Pu-240	58,77 Scheune	1 (nicht spaltbar)	2.253 Scheune	55
Pu-241	1012 Scheune	75	2.298 Scheune	87
Pu-242	0,002557 Scheune	1 (nicht spaltbar)	2,027 Scheune	53
Am-241	600,4 Scheune	1 (nicht spaltbar)	0,2299 Mikro-Scheune	21
Am-242m	6409 Scheune	75	2.550 Scheune	94
Am-243	0,1161 Scheune	1 (nicht spaltbar)	2.140 Scheune	23
Cm-242	5.064 Scheune	1 (nicht spaltbar)	2.907 Scheune	10
Cm-243	617,4 Scheune	78	2.500 Scheune	94
Cm-244	1.037 Scheune	4 (nicht spaltbar)	0,08255 Mikroscheune	33

Die heutigen kommerziellen Leichtwasserreaktoren erzeugen neues spaltbares Material, meist in Form von Plutonium. Da kommerzielle Reaktoren nie als Brüter konzipiert wurden, wandeln sie nicht genug Uran-238 in Plutonium um, um das verbrauchte Uran-235 zu ersetzen. Dennoch stammt mindestens ein Drittel der von kommerziellen Kernreaktoren erzeugten Energie aus der Spaltung von Plutonium, das im Brennstoff entsteht. Selbst bei diesem Plutoniumverbrauch verbrauchen Leichtwasserreaktoren nur einen Teil des erzeugten Plutoniums und der minoren Aktinide, und es entstehen nicht spaltbare Plutoniumisotope sowie erhebliche Mengen anderer minoren Aktinide. ⓘ

Umwandlungsverhältnis, Kostendeckung, Brutverhältnis, Verdopplungszeit und Abbrand

Ein Maß für die Leistung eines Reaktors ist das "Umwandlungsverhältnis", definiert als das Verhältnis von neu produzierten zu verbrauchten spaltbaren Atomen. Bei allen vorgeschlagenen Kernreaktoren mit Ausnahme der speziell konzipierten und betriebenen Aktinidenbrenner kommt es zu einem gewissen Grad an Konversion. Solange sich im Neutronenfluss des Reaktors eine beliebige Menge an fruchtbarem Material befindet, wird immer etwas neues spaltbares Material erzeugt. Wenn das Umwandlungsverhältnis größer als 1 ist, wird es oft als "Brutverhältnis" bezeichnet. ⓘ

Übliche Leichtwasserreaktoren haben zum Beispiel ein Umwandlungsverhältnis von etwa 0,6. Schwerwasserdruckreaktoren (PHWR), die mit Natururan betrieben werden, haben ein Umwandlungsverhältnis von 0,8. In einem Brutreaktor ist das Umwandlungsverhältnis höher als 1. Die Gewinnschwelle ist erreicht, wenn das Umwandlungsverhältnis 1,0 erreicht und der Reaktor so viel spaltbares Material produziert, wie er verbraucht. ⓘ

Die Verdopplungszeit ist die Zeit, die ein Brutreaktor benötigt, um genügend neues spaltbares Material zu produzieren, um den ursprünglichen Brennstoff zu ersetzen und zusätzlich eine gleichwertige Menge Brennstoff für einen anderen Kernreaktor zu produzieren. In den ersten Jahren, als man davon ausging, dass Uran knapp ist, wurde diese Zeitspanne als wichtiges Maß für die Leistung von Brütern angesehen. Da Uran jedoch reichlicher vorhanden ist, als in den frühen Tagen der Entwicklung von Kernreaktoren angenommen wurde, und angesichts der Menge an Plutonium, die in verbrauchtem Reaktorbrennstoff vorhanden ist, ist die Verdopplungszeit bei der Konstruktion moderner Brutreaktoren zu einer weniger wichtigen Kennzahl geworden. ⓘ

Der "Abbrand" ist ein Maß dafür, wie viel Energie aus einer bestimmten Menge Schwermetall im Brennstoff gewonnen wurde, und wird (bei Leistungsreaktoren) häufig in Gigawatt-Tagen pro Tonne Schwermetall ausgedrückt. Der Abbrand ist ein wichtiger Faktor bei der Bestimmung der Arten und Häufigkeiten der von einem Spaltreaktor erzeugten Isotope. Brutreaktoren haben im Vergleich zu konventionellen Reaktoren einen extrem hohen Abbrand, da bei Brutreaktoren ein Großteil der Abfälle in Form von Spaltprodukten anfällt, während die meisten oder alle Aktinide gespalten und zerstört werden sollen. ⓘ

In der Vergangenheit konzentrierte sich die Entwicklung von Brutreaktoren auf Reaktoren mit niedrigen Brutverhältnissen, von 1,01 für den Shippingport-Reaktor, der mit Thoriumbrennstoff betrieben und mit konventionellem Leichtwasser gekühlt wird, bis zu über 1,2 für den sowjetischen BN-350-Reaktor mit Flüssigmetallkühlung. Theoretische Modelle von Brütern mit flüssigem Natrium-Kühlmittel, das durch Rohre im Inneren von Brennelementen fließt ("tube-in-shell"-Konstruktion), lassen vermuten, dass Brutverhältnisse von mindestens 1,8 im industriellen Maßstab möglich sind. Der sowjetische Testreaktor BR-1 erreichte unter nicht kommerziellen Bedingungen ein Brutverhältnis von 2,5. ⓘ

Typen von Brutreaktoren

Erzeugung schwerer transuranischer Aktiniden in aktuellen thermischen Neutronenspaltreaktoren durch Neutroneneinfang und Zerfall. Ausgehend von Uran-238 werden Isotope von Plutonium, Americium und Curium erzeugt. In einem schnellen Neutronenbrüterreaktor können alle diese Isotope als Brennstoff verbrannt werden. ⓘ

Es sind viele Arten von Brutreaktoren möglich: Ein "Brüter" ist einfach ein Reaktor, der für eine sehr hohe Neutronenausbeute und eine damit verbundene Umwandlungsrate von mehr als 1,0 ausgelegt ist. Im Prinzip kann fast jede Reaktorkonstruktion zu einem Brüter umgestaltet werden. Ein Beispiel für diesen Prozess ist die Entwicklung des Leichtwasserreaktors, eines sehr stark moderierten thermischen Reaktors, zum Konzept des superschnellen Reaktors, bei dem leichtes Wasser in einer superkritischen Form mit extrem niedriger Dichte verwendet wird, um die Neutronenausbeute so weit zu erhöhen, dass Brüten möglich ist. ⓘ

Neben dem wassergekühlten Reaktor gibt es noch viele andere Arten von Brutreaktoren, die derzeit als möglich angesehen werden. Dazu gehören mit geschmolzenem Salz gekühlte, gasgekühlte und flüssigmetallgekühlte Konstruktionen in vielen Varianten. Nahezu jeder dieser Grundtypen kann mit Uran, Plutonium, vielen Minoren Aktiniden oder Thorium betrieben werden, und sie können für viele verschiedene Ziele ausgelegt werden, wie z.B. die Erzeugung von mehr spaltbarem Brennstoff, den langfristigen stationären Betrieb oder die aktive Verbrennung von nuklearen Abfällen. ⓘ

Bestehende Reaktorkonzepte werden zuweilen anhand ihres Neutronenspektrums in zwei große Kategorien eingeteilt, wobei im Allgemeinen zwischen Reaktoren, die hauptsächlich Uran und Transurane verwenden, und Reaktoren, die Thorium verwenden und Transurane vermeiden, unterschieden wird. Diese Konzepte sind:

Schnelle Brutreaktoren (FBR), die schnelle (d.h. unmoderierte) Neutronen verwenden, um spaltbares Plutonium und möglicherweise höhere Transurane aus fruchtbarem Uran-238 zu erzeugen. Das schnelle Spektrum ist flexibel genug, um auch spaltbares Uran-233 aus Thorium zu züchten, falls gewünscht.
Thermische Brutreaktoren, die das thermische Spektrum (d. h. moderierte Neutronen) nutzen, um spaltbares Uran-233 aus Thorium zu erzeugen (Thorium-Brennstoffkreislauf). Aufgrund des Verhaltens der verschiedenen Kernbrennstoffe wird ein thermischer Brüter nur mit Thorium-Brennstoff für kommerziell durchführbar gehalten, der die Anreicherung der schwereren Transurane vermeidet. ⓘ

Wiederaufbereitung

Bei der Spaltung des Kernbrennstoffs in jedem Reaktor entstehen neutronenabsorbierende Spaltprodukte. Aufgrund dieses unvermeidlichen physikalischen Prozesses ist es notwendig, das Spaltmaterial aus einem Brutreaktor wiederaufzubereiten, um diese Neutronengifte zu entfernen. Dieser Schritt ist erforderlich, um die Fähigkeit, so viel oder mehr Brennstoff zu erzeugen, als verbraucht wird, voll auszuschöpfen. Jede Wiederaufbereitung kann ein Verbreitungsproblem darstellen, da dabei waffenfähiges Material aus abgebrannten Brennstoffen gewonnen wird. Die gängigste Wiederaufbereitungstechnik, PUREX, ist besonders bedenklich, da sie ausdrücklich für die Abtrennung von reinem Plutonium konzipiert wurde. Frühe Vorschläge für den Brüter-Reaktor-Brennstoffkreislauf stellten ein noch größeres Verbreitungsproblem dar, da sie PUREX zur Abtrennung von Plutonium in einer für den Einsatz in Kernwaffen äußerst attraktiven Isotopenform verwenden würden. ⓘ

Mehrere Länder entwickeln Wiederaufbereitungsmethoden, bei denen das Plutonium nicht von den anderen Aktiniden getrennt wird. So hinterlässt beispielsweise das nicht-wasserbasierte pyrometallurgische Elektrogewinnungsverfahren bei der Wiederaufbereitung von Brennstoff aus einem integrierten schnellen Reaktor große Mengen an radioaktiven Aktiniden im Reaktorbrennstoff. Zu den konventionelleren Wiederaufbereitungssystemen auf Wasserbasis gehören SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX und TRUEX sowie Vorschläge zur Kombination von PUREX mit Co-Prozessen. ⓘ

Alle diese Systeme weisen eine geringfügig bessere Verbreitungsresistenz auf als PUREX, allerdings ist ihre Akzeptanzrate gering. ⓘ

Im Thoriumzyklus wird Thorium-232 zunächst in Protactinium-233 umgewandelt, das dann zu Uran-233 zerfällt. Wenn das Protactinium im Reaktor verbleibt, werden auch geringe Mengen Uran-232 erzeugt, das den starken Gammastrahler Thallium-208 in seiner Zerfallskette enthält. Ähnlich wie bei uranbefeuerten Reaktoren sammeln sich diese unerwünschten Elemente umso mehr an, je länger der Brennstoff und das fruchtbare Material im Reaktor verbleiben. In den geplanten kommerziellen Thoriumreaktoren würden sich hohe Mengen an Uran-232 ansammeln, was zu extrem hohen Gammastrahlendosen durch aus Thorium gewonnenes Uran führen würde. Diese Gammastrahlen erschweren die sichere Handhabung einer Waffe und die Konstruktion ihrer Elektronik; dies erklärt, warum Uran-233 nie für Waffen eingesetzt wurde, die über die Demonstration des Konzepts hinausgehen. ⓘ

Während der Thoriumkreislauf im Hinblick auf die Uran-233-Extraktion aus dem Brennstoff (wegen des Vorhandenseins von Uran-232) proliferationsresistent sein mag, stellt er ein Proliferationsrisiko durch einen alternativen Weg der Uran-233-Extraktion dar, bei dem Protactinium-233 chemisch extrahiert und außerhalb des Reaktors zu reinem Uran-233 zerfallen wird. Dieser Prozess könnte außerhalb der Aufsicht von Organisationen wie der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEO) stattfinden. ⓘ

Abfallreduzierung

Aktiniden und Spaltprodukte nach Halbwertszeit v t e ⓘ
Aktiniden nach Zerfallskette				Halbwertszeit Bereich (a)	Spaltprodukte von ²³⁵U nach Ausbeute
4n	4n + 1	4n + 2	4n + 3	Halbwertszeit Bereich (a)	4.5–7%	0.04–1.25%	<0.001%
²²⁸Ra^№				4-6 a		¹⁵⁵Eu^þ
²⁴⁴Cm^ƒ	²⁴¹Pu^ƒ	²⁵⁰Cf	²²⁷Ac^№	10-29 a	⁹⁰Sr	⁸⁵Kr	^113mCd^þ
²³²U^ƒ		²³⁸Pu^ƒ	²⁴³Cm^ƒ	29-97 a	¹³⁷Cs	¹⁵¹Sm^þ	^121mSn
²⁴⁸Bk	²⁴⁹Cf^ƒ	^242mAm^ƒ		141-351 a	Keine Spaltprodukte haben eine Halbwertszeit im Bereich von 100 a-210 ka ...
	²⁴¹Am^ƒ		²⁵¹Cf^ƒ	430-900 a
		²²⁶Ra^№	²⁴⁷Bk	1,3-1,6 ka
²⁴⁰Pu	²²⁹Th	²⁴⁶Cm^ƒ	²⁴³Am^ƒ	4,7-7,4 ka
	²⁴⁵Cm^ƒ	²⁵⁰Cm		8,3-8,5 ka
			²³⁹Pu^ƒ	24.1 ka
		²³⁰Th^№	²³¹Pa^№	32-76 ka
²³⁶Np^ƒ	²³³U^ƒ	²³⁴U^№		150-250 ka	⁹⁹Tc^₡	¹²⁶Sn
²⁴⁸Cm		²⁴²Pu		327-375 ka		⁷⁹Se^₡
				1,53 Ma	⁹³Zr
	²³⁷Np^ƒ			2,1-6,5 Ma	¹³⁵Cs^₡	¹⁰⁷Pd
²³⁶U			²⁴⁷Cm^ƒ	15-24 Ma		¹²⁹I^₡
²⁴⁴Pu				80 Ma	... noch über 15,7 Ma
²³²Th^№		²³⁸U^№	²³⁵U^ƒ№	0,7-14,1 Ga	... noch über 15,7 Ma
₡, hat einen thermischen Neutroneneinfangquerschnitt im Bereich von 8-50 barns ƒ, spaltbar №, in erster Linie ein natürlich vorkommendes radioaktives Material (NORM) þ, Neutronengift (thermischer Neutroneneinfangquerschnitt größer als 3k barns)

In den 1990er Jahren wurde das Problem der nuklearen Abfälle immer wichtiger. Brutbrennstoffkreisläufe erregten aufgrund ihres Potenzials, Aktinidenabfälle, insbesondere Plutonium und kleinere Aktiniden, zu reduzieren, erneut Interesse. Da Brutreaktoren mit einem geschlossenen Brennstoffkreislauf fast alle Aktiniden, die ihnen zugeführt werden, als Brennstoff verwenden würden, würde sich ihr Brennstoffbedarf um etwa den Faktor 100 verringern. Auch die Menge der anfallenden Abfälle würde sich um etwa den Faktor 100 verringern. Die Abfallmenge eines Brutreaktors ist zwar erheblich geringer, aber die Aktivität der Abfälle ist etwa die gleiche wie bei einem Leichtwasserreaktor. ⓘ

Darüber hinaus haben die Abfälle aus einem Brutreaktor ein anderes Zerfallsverhalten, da sie aus anderen Materialien bestehen. Die Abfälle aus Brutreaktoren bestehen hauptsächlich aus Spaltprodukten, während die Abfälle aus Leichtwasserreaktoren einen hohen Anteil an Transuranen enthalten. Nachdem abgebrannte Brennelemente länger als 100.000 Jahre aus einem Leichtwasserreaktor entfernt wurden, wären diese Transurane die Hauptquelle der Radioaktivität. Ihre Beseitigung würde einen Großteil der langfristigen Radioaktivität aus den abgebrannten Brennelementen beseitigen. ⓘ

Im Prinzip können Brüterbrennstoffzyklen alle Aktiniden recyceln und verbrauchen, so dass nur Spaltprodukte übrig bleiben. Wie die Grafik in diesem Abschnitt zeigt, weisen Spaltprodukte eine merkwürdige "Lücke" in ihrer Gesamthalbwertszeit auf, so dass kein Spaltprodukt eine Halbwertszeit zwischen 91 Jahren und zweihunderttausend Jahren hat. Aufgrund dieser physikalischen Besonderheit würde die Aktivität der radioaktiven Abfälle aus einem Schnellen Brutreaktor nach mehreren hundert Jahren Lagerung schnell auf das niedrige Niveau der langlebigen Spaltprodukte sinken. Um diesen Vorteil zu erreichen, ist jedoch eine hocheffiziente Abtrennung der Transurane vom abgebrannten Brennstoff erforderlich. Wenn bei den verwendeten Brennstoffaufbereitungsmethoden ein großer Teil der Transurane im endgültigen Abfallstrom verbleibt, würde dieser Vorteil stark geschmälert. ⓘ

Beide Arten von Brutzyklen können Aktinidenabfälle reduzieren:

Die schnellen Neutronen des schnellen Brüterreaktors können Aktinidkerne mit einer geraden Anzahl von Protonen und Neutronen spalten. Diesen Kernen fehlen in der Regel die langsamen "thermischen Neutronen"-Resonanzen der in LWR verwendeten spaltbaren Brennstoffe.
Der Thorium-Brennstoffkreislauf erzeugt von Natur aus geringere Mengen an schweren Aktiniden. Das spaltbare Material im Thorium-Brennstoffkreislauf hat ein Atomgewicht von 232, während das spaltbare Material im Uran-Brennstoffkreislauf ein Atomgewicht von 238 hat. Dieser Massenunterschied bedeutet, dass Thorium-232 sechs weitere Neutroneneinfangereignisse pro Kern erfordert, bevor die Transurane erzeugt werden können. Zusätzlich zu diesem einfachen Massenunterschied erhält der Reaktor mit zunehmender Masse zwei Chancen, die Kerne zu spalten: Zunächst als effektiver Brennstoffkern U233, und wenn er zwei weitere Neutronen absorbiert, wiederum als Brennstoffkern U235. ⓘ

Ein Reaktor, dessen Hauptzweck die Zerstörung von Aktiniden und nicht die Vermehrung von spaltbarem Brennstoff ist, wird manchmal als Brennerreaktor bezeichnet. Sowohl das Brüten als auch das Brennen hängen von einer guten Neutronenausbeute ab, und viele Konstruktionen können beides leisten. Brutreaktoren umgeben den Kern mit einer Brutdecke aus fruchtbarem Material. Abfallbrenner umgeben den Kern mit unfruchtbarem Abfall, der zerstört werden soll. Einige Konzepte fügen Neutronenreflektoren oder -absorber hinzu. ⓘ

Konzepte für Brutreaktoren

Es gibt mehrere Konzepte für Brutreaktoren; die beiden wichtigsten sind:

Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum werden als schnelle Brutreaktoren (FBR) bezeichnet - diese verwenden in der Regel Uran-238 als Brennstoff.
Reaktoren mit einem thermischen Neutronenspektrum werden als thermische Brutreaktoren bezeichnet - diese verwenden in der Regel Thorium-232 als Brennstoff. ⓘ

Schneller Brutreaktor

Schematische Darstellung des Unterschieds zwischen dem Loop- und dem Pool-Typ des LMFBR. ⓘ

Im Jahr 2006 waren alle großen Kraftwerke mit schnellen Brutreaktoren (FBR) Flüssigmetallreaktoren (LMFBR), die mit flüssigem Natrium gekühlt wurden. Diese Reaktoren wurden in einer von zwei Ausführungen gebaut:

Kreislaufkühlung, bei der das Primärkühlmittel durch primäre Wärmetauscher außerhalb des Reaktorbehälters (aber innerhalb der biologischen Abschirmung aufgrund des radioaktiven ²⁴
Na im Primärkühlmittel) ⓘ

Experimental Breeder Reactor II, der als Prototyp für den Integralen Schnellen Reaktor diente ⓘ

Pool-Typ, bei dem die primären Wärmetauscher und Pumpen in den Reaktortank eingetaucht sind ⓘ

Bei allen aktuellen Konstruktionen von schnellen Neutronenreaktoren wird Flüssigmetall als primäres Kühlmittel verwendet, um die Wärme vom Kern auf den Dampf zu übertragen, der die Turbinen zur Stromerzeugung antreibt. FBR wurden mit anderen Flüssigmetallen als Natrium gekühlt - einige frühe FBR verwendeten Quecksilber, andere Versuchsreaktoren verwendeten eine Natrium-Kalium-Legierung namens NaK. Beide haben den Vorteil, dass sie bei Raumtemperatur flüssig sind, was für Versuchsanlagen praktisch ist, für Pilot- oder Großkraftwerke jedoch weniger wichtig. Auch Blei und eine Blei-Wismut-Legierung wurden verwendet. ⓘ

Drei der vorgeschlagenen Reaktortypen der Generation IV sind FBRs:

Gasgekühlter schneller Reaktor (GFR), der mit Helium gekühlt wird.
Natriumgekühlter schneller Reaktor (SFR) auf der Grundlage des bestehenden Flüssigmetall-FBR (LMFBR) und integraler schneller Reaktorkonzepte.
Bleigekühlter schneller Reaktor (LFR) auf der Grundlage sowjetischer Marineantriebseinheiten. ⓘ

FBRs verwenden in der Regel einen Mischoxid-Brennstoffkern aus bis zu 20 % Plutoniumdioxid (PuO₂) und mindestens 80 % Urandioxid (UO₂). Eine weitere Brennstoffoption sind Metalllegierungen, in der Regel eine Mischung aus Uran, Plutonium und Zirkonium (das verwendet wird, weil es für Neutronen "transparent" ist). Angereichertes Uran kann auch allein verwendet werden. ⓘ

Bei vielen Konzepten ist der Kern von einem Mantel aus Rohren umgeben, die nicht spaltbares Uran-238 enthalten, das sich durch Einfangen schneller Neutronen aus der Reaktion im Kern in spaltbares Plutonium-239 umwandelt (wie auch ein Teil des Urans im Kern), das dann wiederaufbereitet und als Kernbrennstoff verwendet wird. Andere FBR-Konzepte beruhen auf der Geometrie des Brennstoffs selbst (der auch Uran-238 enthält), der so angeordnet ist, dass ein ausreichender Einfang schneller Neutronen erreicht wird. Der Spaltquerschnitt von Plutonium-239 (oder spaltbarem Uran-235) ist in einem schnellen Spektrum viel kleiner als in einem thermischen Spektrum, ebenso wie das Verhältnis zwischen dem Spaltquerschnitt von ²³⁹Pu/²³⁵U und dem Absorptionsquerschnitt von ²³⁸U. Dadurch erhöht sich die Konzentration von ²³⁹Pu/²³⁵U, die zur Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion erforderlich ist, sowie das Verhältnis von Brut zu Spaltung. Andererseits benötigt ein schneller Reaktor keinen Moderator zur Verlangsamung der Neutronen, da die schnellen Neutronen eine größere Anzahl von Neutronen pro Spaltung erzeugen als die langsamen Neutronen. Aus diesem Grund ist gewöhnliches flüssiges Wasser als Moderator und Neutronenabsorber ein unerwünschtes Hauptkühlmittel für schnelle Reaktoren. Da zur Kühlung des Reaktors große Mengen an Wasser im Kern erforderlich sind, werden die Neutronenausbeute und damit die Vermehrung von ²³⁹Pu stark beeinträchtigt. Theoretische Arbeiten wurden zu Wasserreaktoren mit reduzierter Moderation durchgeführt, die ein ausreichend schnelles Spektrum aufweisen könnten, um ein Brutverhältnis von etwas über 1 zu erreichen. Dies würde in einem flüssigwassergekühlten Reaktor wahrscheinlich zu einem inakzeptablen Leistungsabfall und hohen Kosten führen, aber das überkritische Wasserkühlmittel des überkritischen Wasserreaktors (SCWR) hat eine ausreichende Wärmekapazität, um eine angemessene Kühlung mit weniger Wasser zu ermöglichen, was einen wassergekühlten Reaktor mit schnellem Spektrum zu einer praktischen Möglichkeit macht. ⓘ

Die Art der Kühlmittel, die Temperaturen und das schnelle Neutronenspektrum setzen das Material der Brennstoffhüllen (normalerweise austenitische rostfreie oder ferritisch-martensitische Stähle) extremen Bedingungen aus. Das Verständnis der Strahlungsschäden, der Wechselwirkungen mit dem Kühlmittel, der Spannungen und der Temperaturen ist für den sicheren Betrieb eines jeden Reaktorkerns erforderlich. Alle bisher in natriumgekühlten schnellen Reaktoren verwendeten Werkstoffe haben bekannte Grenzen, wie in der ONR-RRR-088 untersucht wurde. Oxiddispersionsverstärkter Stahl (ODS) wird als langfristig strahlungsbeständiges Material für die Brennelementhülle angesehen, das die Unzulänglichkeiten der heute verwendeten Materialien überwindet. ⓘ

2017 gibt es nur zwei kommerziell betriebene Brutreaktoren: den BN-600-Reaktor mit 560 MWe und den BN-800-Reaktor mit 880 MWe. Beide sind russische natriumgekühlte Reaktoren. ⓘ

Das „Brüten“ erfordert, dass die Spaltung eines Atomkerns durchschnittlich mehr als zwei Neutronen freisetzt, denn ein Neutron wird zum Auslösen der nächsten Spaltung benötigt (Kritikalität der Kettenreaktion) und ein weiteres Neutron muss einen neuen spaltbaren Kern erzeugen, um den gespaltenen Kern zu ersetzen, also ein Brutverhältnis von 1,0 zu erreichen. Hinzu kommen aber unvermeidliche Neutronenverluste durch Leckage nach außen und durch Absorptionsvorgänge, die weder zu Spaltung noch zu Pu-Produktion führen, nämlich Absorption im Strukturmaterial, in Spaltprodukten, im Kühlmittel und in den Steuerstäben. ⓘ

Integraler schneller Reaktor

Ein Entwurf eines schnellen Neutronenreaktors, der speziell zur Lösung der Abfallentsorgungs- und Plutoniumproblematik konzipiert wurde, war der Integrale Schnelle Reaktor (IFR, auch bekannt als Integraler Schneller Brüterreaktor, obwohl der ursprüngliche Reaktor so konzipiert war, dass er keinen Nettoüberschuss an spaltbarem Material erzeugt). ⓘ

Um das Entsorgungsproblem zu lösen, verfügte der IFR über eine Anlage zur elektrolytischen Aufbereitung des Brennstoffs, in der das Uran und alle Transurane (nicht nur Plutonium) durch Galvanisierung recycelt wurden, so dass nur Spaltprodukte mit kurzer Halbwertszeit im Abfall zurückblieben. Ein Teil dieser Spaltprodukte könnte später für industrielle oder medizinische Zwecke abgetrennt und der Rest in ein Endlager verbracht werden. Das IFR-Pyroprocessing-System verwendet geschmolzene Cadmiumkathoden und Elektroraffinerien zur Wiederaufbereitung von metallischem Brennstoff direkt am Reaktor. Solche Systeme mischen nicht nur alle Minoren Aktiniden mit Uran und Plutonium, sie sind auch kompakt und in sich geschlossen, so dass kein plutoniumhaltiges Material vom Standort des Brüterreaktors abtransportiert werden muss. Brutreaktoren mit dieser Technologie würden höchstwahrscheinlich mit einem Brutverhältnis von nahezu 1,00 ausgelegt, so dass der Reaktor nach einer anfänglichen Beladung mit angereichertem Uran- und/oder Plutoniumbrennstoff nur mit kleinen Lieferungen von Natururanmetall nachgefüllt werden müsste. Eine einmal pro Monat gelieferte Menge an Natururanmetall, die einem Block von der Größe einer Milchkiste entspricht, wäre der gesamte Brennstoff, den ein solcher 1-Gigawatt-Reaktor benötigen würde. Solche in sich geschlossenen Brüter werden derzeit als das endgültige, in sich geschlossene und selbsttragende Endziel der Konstrukteure von Kernreaktoren angesehen. Das Projekt wurde 1994 von der amerikanischen Energieministerin Hazel O'Leary gestoppt. ⓘ

Andere schnelle Reaktoren

Der Graphitkern des Molten Salt Reactor Experiment ⓘ

Ein weiterer vorgeschlagener schneller Reaktor ist ein schneller Salzschmelzenreaktor, bei dem die moderierenden Eigenschaften der Salzschmelze unbedeutend sind. Dies wird in der Regel dadurch erreicht, dass die Leichtmetallfluoride (z. B. LiF, BeF₂) im Salzträger durch schwerere Metallchloride (z. B. KCl, RbCl, ZrCl₄) ersetzt werden. ⓘ

Es wurden mehrere Prototypen von FBRs gebaut, deren elektrische Leistung von einigen Glühbirnenäquivalenten (EBR-I, 1951) bis zu über 1.000 MWe reicht. Im Jahr 2006 ist die Technologie wirtschaftlich nicht mit der thermischen Reaktortechnologie konkurrenzfähig, aber Indien, Japan, China, Südkorea und Russland stellen allesamt erhebliche Forschungsmittel für die weitere Entwicklung von Schnellen Brütern bereit und gehen davon aus, dass steigende Uranpreise dies langfristig ändern werden. Deutschland hingegen hat die Technologie aufgrund von Sicherheitsbedenken aufgegeben. Der Schnelle Brüter SNR-300 wurde nach 19 Jahren trotz Kostenüberschreitungen in Höhe von insgesamt 3,6 Milliarden Euro fertig gestellt, um dann aufgegeben zu werden. ⓘ

Indien entwickelt ebenfalls eine FBR-Technologie, bei der sowohl Uran als auch Thorium als Ausgangsmaterial verwendet werden. ⓘ

Thermischer Brutreaktor

Der Shippingport-Reaktor, der ab August 1977 fünf Jahre lang als Prototyp eines Leichtwasserbrüters eingesetzt wurde ⓘ

Der fortgeschrittene Schwerwasserreaktor (Advanced Heavy Water Reactor, AHWR) ist eine der wenigen vorgeschlagenen großtechnischen Anwendungen von Thorium. Indien entwickelt diese Technologie, da es über beträchtliche Thoriumreserven verfügt; fast ein Drittel der weltweiten Thoriumreserven befinden sich in Indien, das über keine nennenswerten Uranreserven verfügt. ⓘ

Der dritte und letzte Kern des 60-MWe-Reaktors der Shippingport Atomic Power Station war ein Leichtwasser-Thorium-Brüter, der 1977 in Betrieb genommen wurde. Er verwendete Pellets aus Thoriumdioxid und Uran-233-Oxid; anfangs betrug der U-233-Gehalt der Pellets 5-6 % im Keimbereich, 1,5-3 % im Mantelbereich und keinen im Reflektorbereich. Die Anlage arbeitete mit einer Leistung von 236 MWt, erzeugte 60 MWe und produzierte schließlich über 2,1 Milliarden Kilowattstunden Strom. Nach fünf Jahren wurde der Kern entfernt und es wurde festgestellt, dass er fast 1,4 % mehr spaltbares Material enthielt als zum Zeitpunkt der Installation, was beweist, dass eine Züchtung aus Thorium stattgefunden hatte. ⓘ

Der Flüssigfluorid-Thorium-Reaktor (LFTR) ist ebenfalls als thermischer Thoriumbrüter geplant. Flüssigfluoridreaktoren können attraktive Merkmale aufweisen, wie inhärente Sicherheit, keine Notwendigkeit zur Herstellung von Brennstäben und möglicherweise eine einfachere Wiederaufbereitung des flüssigen Brennstoffs. Dieses Konzept wurde erstmals in den 1960er Jahren im Oak Ridge National Laboratory Molten-Salt Reactor Experiment untersucht. Seit 2012 ist es weltweit wieder in den Blickpunkt des Interesses gerückt. Japan, Indien, China, das Vereinigte Königreich sowie US-amerikanische, tschechische und australische Privatunternehmen haben ihre Absicht bekundet, diese Technologie zu entwickeln und zu vermarkten. ⓘ

Diskussion

Wie viele Aspekte der Kernenergie waren auch die Schnellen Brüter im Laufe der Jahre Gegenstand zahlreicher Kontroversen. Im Jahr 2010 stellte das International Panel on Fissile Materials fest: "Nach sechs Jahrzehnten und Ausgaben in Höhe von zig Milliarden Dollar bleibt das Versprechen von Brüterreaktoren weitgehend unerfüllt, und die Bemühungen um ihre Kommerzialisierung wurden in den meisten Ländern stetig zurückgefahren. In Deutschland, dem Vereinigten Königreich und den Vereinigten Staaten wurden die Entwicklungsprogramme für Brutreaktoren aufgegeben. Die Gründe für die Entwicklung von Brutreaktoren - manchmal explizit und manchmal implizit - basierten auf den folgenden Grundannahmen:

Man ging davon aus, dass Uran knapp sein würde und die hochwertigen Vorkommen schnell erschöpft wären, wenn die Kernspaltung in großem Maßstab eingesetzt würde; in Wirklichkeit ist Uran jedoch seit dem Ende des Kalten Krieges viel billiger und in größerem Umfang vorhanden, als die ersten Entwickler erwartet hatten.
Man ging davon aus, dass Brutreaktoren schnell mit den Leichtwasserreaktoren, die heute die Kernkraft beherrschen, wirtschaftlich konkurrenzfähig werden würden, doch die Realität sieht so aus, dass die Kapitalkosten mindestens 25 % höher sind als bei wassergekühlten Reaktoren.
Man ging davon aus, dass Brutreaktoren ebenso sicher und zuverlässig sein könnten wie Leichtwasserreaktoren, aber bei schnellen Reaktoren, die ein Natriumkühlmittel verwenden, werden Sicherheitsaspekte angeführt, da ein Leck zu einem Natriumbrand führen könnte.
Man ging davon aus, dass die von Brütern und ihrem "geschlossenen" Brennstoffkreislauf, in dem Plutonium recycelt wird, ausgehenden Proliferationsrisiken beherrscht werden könnten. Da jedoch Plutonium-Brutreaktoren Plutonium aus U238 und Thorium-Reaktoren spaltbares U233 aus Thorium erzeugen, könnten theoretisch alle Brutzyklen ein Proliferationsrisiko darstellen. Allerdings ist U232, das immer in dem in Brutreaktoren erzeugten U233 enthalten ist, über seine Tochterprodukte ein starker Gammastrahler und würde die Handhabung der Waffe extrem gefährlich und die Waffe leicht nachweisbar machen. ⓘ

Einige frühere Atomkraftgegner sind heute Befürworter der Kernenergie als saubere Stromquelle, da Brüterreaktoren den Großteil ihrer Abfälle effektiv recyceln. Damit ist einer der wichtigsten negativen Aspekte der Kernenergie beseitigt. In dem Dokumentarfilm Pandora's Promise wird ein Plädoyer für Brutreaktoren gehalten, da sie eine echte Alternative zu fossilen Brennstoffen mit hoher Leistung darstellen. Dem Film zufolge liefert ein Pfund Uran so viel Energie wie 5.000 Barrel Öl. ⓘ

FBRs wurden in den Vereinigten Staaten, dem Vereinigten Königreich, Frankreich, der ehemaligen UdSSR, Indien und Japan gebaut und betrieben. Der experimentelle FBR SNR-300 wurde in Deutschland gebaut, aber nie in Betrieb genommen und schließlich aufgrund der politischen Kontroverse nach der Katastrophe von Tschernobyl abgeschaltet. Ab 2019 werden in Russland zwei FBRs zur Stromerzeugung betrieben. Mehrere Reaktoren sind in Planung, viele davon für Forschungszwecke im Zusammenhang mit der Initiative für die Reaktorgeneration IV. ⓘ

Entwicklung und bemerkenswerte Brüterreaktoren

Bemerkenswerte Brüterreaktoren ⓘ
Reaktor	Land wann gebaut	In Betrieb genommen	Abschaltung	Auslegung MWe	Endgültig MWe	Thermisch Leistung MWt	Kapazität faktor	Anzahl von Kühlmittelleckagen	Neutronen temperatur	Kühlmittel	Reaktorklasse
DFR	UK	1962	1977	14	11	65	34%	7	Schnell	NaK	Test
BN-350	Sowjetunion	1973	1999	135	52	750	43%	15	Schnell	Natrium	Prototyp
Rapsodie	Frankreich	1967	1983	0	–	40	–	2	Schnell	Natrium	Test
Phénix	Frankreich	1975	2010	233	130	563	40.5%	31	Schnell	Natrium	Prototyp
PFR	UK	1976	1994	234	234	650	26.9%	20	Schnell	Natrium	Prototyp
KNK II	Deutschland	1977	1991	18	17	58	17.1%	21	Schnell	Natrium	Forschung/Test
SNR-300	Deutschland	1985	1991	327	–	–	nur nicht-nukleare Tests	–	Schnell	Natrium	Prototyp/Kommerziell
BN-600	Sowjetunion	1981	in Betrieb	560	560	1470	74.2%	27	Schnell	Natrium	Prototyp/kommerziell (Gen2)
FFTF	US	1982	1993	0	–	400	–	1	Schnell	Natrium	Test
Superphénix	Frankreich	1985	1998	1200	1200	3000	7.9%	7	Schnell	Natrium	Prototyp/kommerziell (Gen2)
FBTR	Indien	1985	in Betrieb	13	–	40	–	6	Schnell	Natrium	Test
PFBR	Indien	Inbetriebnahme	Inbetriebnahme	500	–	1250	–	–	Schnell	Natrium	Prototyp/Kommerziell (Gen3)
Jōyō	Japan	1977	in Betrieb	0	–	150	–	–	Schnell	Natrium	Test
Monju	Japan	1995	2017	246	246	714	nur Versuch	1	Schnell	Natrium	Prototyp
BN-800	Russland	2015	in Betrieb	789	880	2100	73.4%	–	Schnell	Natrium	Prototyp/Kommerziell (Gen3)
MSRE	US	1965	1969	0	–	7.4	–	–	Epithermal	Salzschmelze(FLiBe)	Test
Clementine	US	1946	1952	0	–	0.025	–	–	Schnell	Quecksilber	Der erste schnelle Reaktor der Welt
EBR-1	US	1951	1964	0.2	0.2	1.4	–	–	Schnell	NaK	Der erste Leistungsreaktor der Welt
Fermi-1	US	1963	1972	66	66	200	–	–	Schnell	Natrium	Prototyp
EBR-2	US	1964	1994	19	19	62.5	–	–	Schnell	Natrium	Experimentell/Test
Schifffahrtshafen	US	1977 als Brüter	1982	60	60	236	–	–	Thermisch	Leichtes Wasser	Versuchs-Kern3

Die Sowjetunion (bestehend aus Russland und anderen Ländern, 1991 aufgelöst) baute eine Reihe von schnellen Reaktoren, von denen die ersten mit Quecksilber gekühlt und mit Plutoniummetall befeuert wurden, während die späteren Anlagen mit Natrium gekühlt und mit Plutoniumoxid befeuert wurden. ⓘ

BR-1 (1955) hatte eine Leistung von 100 W (thermisch), gefolgt von BR-2 mit 100 kW und dem 5-MW-Reaktor BR-5. ⓘ

BOR-60 (erste Kritikalität 1969) hatte eine Leistung von 60 MW, mit deren Bau 1965 begonnen wurde. ⓘ

BN-600 (1981), gefolgt von Russlands BN-800 (2016) ⓘ

Künftige Anlagen

Der chinesische Experimentelle Schnelle Reaktor ist ein natriumgekühlter Poolreaktor mit einer Leistung von 65 MW (thermisch) und 20 MW (elektrisch), der für eine Lebensdauer von 30 Jahren und einen Zielabbrand von 100 MWd/kg ausgelegt ist. ⓘ

Indien hat im FBR-Segment schon früh eine führende Rolle gespielt. Im Jahr 2012 sollte ein FBR, der Prototyp des Schnellen Brutreaktors, fertiggestellt und in Betrieb genommen werden. Das Programm zielt darauf ab, fruchtbares Thorium-232 zur Erzeugung von spaltbarem Uran-233 zu nutzen. Indien verfolgt auch die Technologie des thermischen Thorium-Brutreaktors. Indiens Schwerpunkt auf Thorium ist auf die großen Reserven des Landes zurückzuführen, obwohl die bekannten weltweiten Thoriumreserven viermal so groß sind wie die von Uran. Das indische Ministerium für Atomenergie (DAE) erklärte 2007, dass es gleichzeitig vier weitere Brutreaktoren mit einer Leistung von je 500 MWe bauen werde, darunter zwei in Kalpakkam. ⓘ

BHAVINI, ein indisches Kernkraftunternehmen, wurde 2003 gegründet, um alle schnellen Brutreaktoren der Stufe II, die in Indiens dreistufigem Kernkraftprogramm vorgesehen sind, zu bauen, in Betrieb zu nehmen und zu betreiben. Um diese Pläne voranzutreiben, ist der indische FBR-600 ein natriumgekühlter Pool-Reaktor mit einer Leistung von 600 MWe. ⓘ

Der China Experimental Fast Reactor (CEFR) ist ein 25-MW(e)-Prototyp für den geplanten China Prototype Fast Reactor (CFRP). Er hat am 21. Juli 2011 die Stromerzeugung aufgenommen. ⓘ

China hat auch ein Forschungs- und Entwicklungsprojekt für die thermische Brutreaktortechnologie mit Thoriumschmelze (Flüssigfluorid-Thorium-Reaktor) gestartet, das auf der Jahreskonferenz der Chinesischen Akademie der Wissenschaften (CAS) im Januar 2011 offiziell angekündigt wurde. Ziel war es, innerhalb von etwa 20 Jahren ein auf Thorium basierendes Kernsystem mit geschmolzenem Salz zu erforschen und zu entwickeln. ⓘ

Kirk Sorensen, ehemaliger NASA-Wissenschaftler und leitender Nukleartechnologe bei Teledyne Brown Engineering, ist seit langem ein Befürworter des Thorium-Brennstoffkreislaufs und insbesondere von Flüssigfluorid-Thorium-Reaktoren. Im Jahr 2011 gründete Sorensen das Unternehmen Flibe Energy, das LFTR-Reaktorkonzepte mit einer Leistung von 20-50 MW zur Versorgung von Militärstützpunkten entwickeln soll. ⓘ

Südkorea entwickelt einen Entwurf für einen standardisierten modularen FBR für den Export, der die bereits entwickelten und gebauten standardisierten DWR- (Druckwasserreaktor) und CANDU-Konzepte ergänzen soll, hat sich aber noch nicht zum Bau eines Prototyps verpflichtet. ⓘ

Ein Schnittmodell des BN-600-Reaktors, der von der BN-800-Reaktorfamilie abgelöst wird. ⓘ

Bau des BN-800-Reaktors ⓘ

Russland plant, seine Flotte schneller Brutreaktoren erheblich zu erweitern. Ein BN-800-Reaktor (800 MWe) in Belojarsk wurde 2012 fertiggestellt und löste einen kleineren BN-600 ab. Im Juni 2014 wurde der BN-800 im Minimalleistungsmodus gestartet. Am 10. Dezember 2015 ging der Reaktor mit 35 % des Nennwirkungsgrads ans Netz. Er erreichte seine volle Leistung im August 2016. ⓘ

Der Bau eines größeren BN-1200-Reaktors (1.200 MWe) war für 2018 geplant, zwei weitere BN-1200-Reaktoren sollten bis Ende 2030 gebaut werden. Im Jahr 2015 verschob Rosenergoatom den Bau jedoch auf unbestimmte Zeit, um die Brennstoffauslegung zu verbessern, nachdem mehr Erfahrungen mit dem Betrieb des BN-800-Reaktors gesammelt worden waren, und aufgrund von Kostenbedenken. ⓘ

Ein experimenteller bleigekühlter schneller Reaktor, BREST-300, wird im Sibirischen Chemiekombinat (SCC) in Sewersk gebaut. Das BREST-Konzept (russisch: bystry reaktor so svintsovym teplonositelem, dt.: schneller Reaktor mit Bleikühlung) gilt als Nachfolger der BN-Reihe, und die 300-MWe-Einheit im SCC könnte der Vorläufer einer 1.200-MWe-Version für einen breiten Einsatz als kommerzielle Stromerzeugungseinheit sein. Das Entwicklungsprogramm ist Teil eines Bundesprogramms für fortgeschrittene Nukleartechnologien (2010-2020), das darauf abzielt, schnelle Reaktoren für die effiziente Nutzung von Uran zu nutzen und gleichzeitig radioaktive Stoffe zu "verbrennen", die sonst als Abfall entsorgt würden. Der Reaktorkern hätte einen Durchmesser von etwa 2,3 m und eine Höhe von 1,1 m und würde 16 Tonnen Brennstoff enthalten. Die Anlage würde jedes Jahr nachgefüllt, wobei jedes Brennelement insgesamt fünf Jahre im Kern verbleibt. Die Temperatur des Leitkühlmittels würde etwa 540 °C betragen, was einen hohen Wirkungsgrad von 43 %, eine primäre Wärmeproduktion von 700 MWt und eine elektrische Leistung von 300 MWe ergibt. Die Betriebsdauer des Blocks könnte 60 Jahre betragen. Der Entwurf soll 2014 von NIKIET fertiggestellt werden und zwischen 2016 und 2020 gebaut werden. ⓘ

Am 16. Februar 2006 unterzeichneten die Vereinigten Staaten, Frankreich und Japan eine "Vereinbarung" zur Erforschung und Entwicklung natriumgekühlter schneller Reaktoren zur Unterstützung der Globalen Kernenergiepartnerschaft. Im April 2007 wählte die japanische Regierung Mitsubishi Heavy Industries (MHI) als "Kernunternehmen für die FBR-Entwicklung in Japan" aus. Kurz darauf gründete MHI ein neues Unternehmen, Mitsubishi FBR Systems (MFBR), um die FBR-Technologie zu entwickeln und schließlich zu verkaufen. ⓘ

Die Nuklearanlage Marcoule in Frankreich, Standort des Phénix (links). ⓘ

Im September 2010 stellte die französische Regierung dem Commissariat à l'énergie atomique 651,6 Mio. EUR zur Verfügung, um den Entwurf des ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) fertigzustellen, eines 600-MW-Reaktors der vierten Generation, der 2020 fertiggestellt werden soll. Seit 2013 hat das Vereinigte Königreich Interesse am PRISM-Reaktor gezeigt und arbeitet gemeinsam mit Frankreich an der Entwicklung von ASTRID. Im Jahr 2019 kündigte das CEA an, dass dieser Entwurf nicht vor Mitte des Jahrhunderts gebaut werden würde. ⓘ

Im Oktober 2010 unterzeichnete GE Hitachi Nuclear Energy eine Absichtserklärung mit den Betreibern der Savannah River Site des US-Energieministeriums, die den Bau einer Demonstrationsanlage auf der Grundlage des Schnellen Brutreaktors S-PRISM des Unternehmens ermöglichen soll, bevor das Design die vollständige Genehmigung der Nuclear Regulatory Commission (NRC) erhält. Im Oktober 2011 berichtete The Independent, dass die britische Behörde für die Stilllegung von Kernkraftwerken (Nuclear Decommissioning Authority, NDA) und hochrangige Berater des Ministeriums für Energie und Klimawandel (Department for Energy and Climate Change, DECC) um technische und finanzielle Einzelheiten zu PRISM gebeten hatten, auch um die Plutoniumbestände des Landes zu verringern. ⓘ

Der in einem Patent von Intellectual Ventures vorgeschlagene Wanderwellenreaktor (TWR) ist ein schneller Brutreaktor, der so konzipiert ist, dass während der jahrzehntelangen Lebensdauer des Reaktors keine Wiederaufbereitung des Brennstoffs erforderlich ist. Die Brut-Brennstoff-Welle im TWR-Design bewegt sich nicht von einem Ende des Reaktors zum anderen, sondern allmählich von innen nach außen. Da sich die Zusammensetzung des Brennstoffs durch die nukleare Transmutation ändert, werden die Brennstäbe im Reaktorkern ständig umgeschichtet, um den Neutronenfluss und die Brennstoffnutzung zu einem bestimmten Zeitpunkt zu optimieren. Anstatt also die Welle durch den Brennstoff laufen zu lassen, wird der Brennstoff selbst durch eine weitgehend stationäre Verbrennungswelle bewegt. Dies steht im Gegensatz zu vielen Medienberichten, in denen das Konzept als kerzenartiger Reaktor mit einem Brennbereich, der sich an einem Brennstoffstab nach unten bewegt, popularisiert wurde. Durch die Ersetzung einer statischen Kernkonfiguration durch einen aktiv gesteuerten "Stehwellen"- oder "Soliton"-Kern vermeidet das TerraPower-Konzept das Problem der Kühlung eines stark veränderlichen Brennbereichs. Bei diesem Szenario wird die Rekonfiguration der Brennstäbe ferngesteuert durch Robotergeräte durchgeführt; der Sicherheitsbehälter bleibt während des Vorgangs geschlossen, und es gibt keine damit verbundenen Ausfallzeiten. ⓘ

Schneller Brüter

Aufbau des Reaktors

Der Reaktorkern besteht aus vielen senkrecht stehenden, mit z. B. Uran-Plutonium-Mischoxid gefüllten Edelstahlröhren (Brennstäben). Die Stäbe sind zu Brennelementen gebündelt und füllen insgesamt einen etwa zylindrischen Bereich von z. B. 3 m Höhe und 5 m Durchmesser aus. Die Steuerung der Kettenreaktion (siehe auch Kritikalität) erfolgt durch Regelstäbe aus Bor-Stahl oder einem anderen Neutronen absorbierenden Material. ⓘ

Der Reaktorkern ist aufgeteilt in eine innere Spalt- und eine äußere Brutzone. Das Kühlmittel – das bei diesen Reaktoren nicht, wie im Leichtwasserreaktor, als Moderator wirken darf – ist ein flüssiges Metall wie Natrium oder Kalium. Bis etwa 1970 wurden auch Konzepte für gasgekühlte Brutreaktoren untersucht, kamen aber nicht zum Einsatz. ⓘ

Bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffvorräte

Für das ²³⁸U gibt es nur wenige andere Nutzanwendungen neben dessen Einsatz im Brutreaktor (u. a. Uranmunition). Durch eine Verbundwirtschaft aus Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und Leichtwasserreaktoren könnte der Uranvorrat der Erde etwa 60-mal so viel Energie liefern wie bei der ausschließlichen Spaltung von ²³⁵U. In der Theorie ergäbe die restlose Ausnutzung des ²³⁸U sogar einen über 100-mal höheren Nutzfaktor, der jedoch technisch derzeit nicht realisierbar ist. ⓘ

Die Nutzung des Metalls Thorium ²³²Th, das als Brutstoff von 1983 bis 1989 bereits im Reaktor THTR-300 verwendet wurde und den Brennstoff ²³³U ergibt, würde die Ressourcen-Lage der Kernkraft nochmals bedeutend verbessern, da die natürlichen Thorium-Vorkommen die des Urans um ein Vielfaches übersteigen. ⓘ

Brutmantel

Der Brutmantel (engl. breeding blanket) ist um die Spaltzone herum angeordnet und umgibt diese vollständig. Die oberen und unteren Teile eines Brennstabes der Spaltzone sind nicht wie der mittlere Teil mit Brennstoff-Mischoxid, sondern mit abgereichertem Uranoxid als Brutstoff gefüllt; die radial weiter außen liegenden Stäbe enthalten dieses über ihre gesamte Länge. Abgereichertes Uran ist der beim Uran-Anreicherungsprozess zwangsläufig anfallende Reststoff. ⓘ

Energiegewinnung

Die bei der Spaltung eines Kerns entstehenden meist zwei Bruchstücke („Spaltfragmente“) tragen den Energiegewinn der Reaktion, insgesamt rund 200 MeV, als kinetische Energie. Sie werden im umgebenden Brennstoffmaterial abgebremst und erhitzen dieses. Der primäre Natriumkühlkreis nimmt die Wärme auf und gibt sie über einen Wärmetauscher an einen Sekundärnatriumkühlkreis weiter. Dieser Sekundärkreislauf produziert in einem Dampferzeuger Frischdampf, der – wie in einem konventionellen, kohle- oder ölbefeuerten Kraftwerk – die Turbine antreibt. Die Turbine wandelt die Strömungsenergie des Dampfes in Rotationsenergie, die ein Generator in elektrische Energie umsetzt. Der aus der Turbine austretende Abdampf wird in einem Kondensator wieder verflüssigt und dem Dampfkreislauf zugeleitet. Der Kondensator wird dabei durch einen Außenkühlkreislauf gekühlt, der zum Beispiel die Wärme an ein Fließwasser abgibt. ⓘ

Kühlkreisläufe

Die Brutreaktortechnik basiert in einigen Bereichen auf den Grundlagen der Leichtwasserreaktortechnik, weist jedoch einige wesentliche Unterschiede auf. Der Wärmeträger Natrium zeichnet sich durch hohe Wärmeleitfähigkeit und einen großen nutzbaren Temperaturbereich aus. Es schmilzt bei 98 °C und siedet bei 883 °C. Wegen dieses hohen Siedepunkts ist im Natriumkreislauf ein Druck von nur etwa 10 bar nötig, was einen gewissen Sicherheitsvorteil darstellt. ⓘ

Im Unterschied zum Leichtwasserreaktor wird zwischen den Natriumkreislauf, der die Brennelemente kühlt (Primärkreislauf), und den Wasser-Dampf-Kreislauf noch ein zweiter Natriumkreislauf (Sekundärkreislauf) eingeschaltet. Das verringert zwar den Wirkungsgrad, ist aber aus Sicherheitsgründen notwendig, damit selbst im Fall einer Dampferzeuger-Leckage nur nichtradioaktives Natrium mit Wasser reagiert. Ein oder mehrere Zwischenwärmetauscher übertragen die Wärme vom Primär- auf das Sekundärkühlmittel. In den deutschen Brutreaktor-Konstruktionen wurde das so genannte Loop-System verwendet, bei dem alle Pumpen und Wärmetauscher räumlich vom Reaktor getrennt sind und der Reaktortank oberhalb des Natriums mit Stickstoff gefüllt ist. Beim Pool-System, welches in anderen Ländern häufiger verwendet wird, befindet sich der Primärkreislauf einschließlich Primärpumpen und Zwischenwärmetauschern im Reaktortank selbst, wobei hier Argon als Schutzgas im Tank verwendet wird. In jedem Fall muss bei abgeschaltetem Reaktor das Natrium in den Kühlkreisläufen durch Fremdheizung flüssig gehalten werden. ⓘ

Sicherheit – Vor- und Nachteile

Nachteile

Im Vergleich etwa zu Leichtwasserreaktoren erfordert der Betrieb eines Brutreaktors andere Sicherheitseinrichtungen. Physikalische Gründe hierfür sind vor allem der nicht „automatisch“ negative Dampfblasenkoeffizient, außerdem auch der gegenüber Uran geringere Anteil verzögerter Neutronen aus der Spaltung. ⓘ

Natrium-Dampfbildung oder -verlust macht den Reaktor nicht automatisch unterkritisch. Die Unterkritikalität muss stattdessen in einem solchen Fall mit technischen Mitteln genügend schnell und zuverlässig hergestellt werden. Dazu haben Brutreaktoren außer den normalen Steuerstäben weitere unabhängige Sätze von Sicherheits- oder Abschaltstäben, die im Bedarfsfall in den Reaktorkern hineinfallen oder hinein „geschossen“ werden können (Scram). Ausgelöst wird eine solche Abschaltung durch empfindliche Systeme zur Feststellung von Übertemperaturen und von Siedevorgängen. ⓘ

Der beim Uran-Plutonium-Mischoxidbrennstoff kleinere verzögerte Neutronenanteil bedeutet einen geringeren Abstand zwischen den Betriebspunkten „Verzögert kritisch“ und „Prompt kritisch“ (siehe Kritikalität). Dem wird durch entsprechend präzise Messungen des Neutronenflusses und schnelle Reaktion des Steuerstabsystems Rechnung getragen. ⓘ

Die große Menge an Plutonium, das verglichen mit Uran wesentlich gesundheitsgefährdender ist, ist eine weitere Herausforderung. ⓘ

Ein Risiko der Brütertechnik mit Natriumkühlung liegt auch im großtechnischen Umgang mit dem Kühlmittel, das im Kontakt mit Luft oder Wasser Brände auslösen kann. ⓘ

Vorteile

Die Natriumkühlung kann im Prinzip aufgrund der Siedetemperatur von Natrium von 890 °C bei Normaldruck betrieben werden. Im Vergleich dazu arbeiten Leichtwasserreaktoren bei über 100 bar Druck, was bei Verlust des Kühlmittels zu verheerenden Dampfexplosionen führen kann. ⓘ

Aufgrund der chemischen Reaktivität von Natrium werden viele Spaltprodukte bei einer eventuellen Kernschmelze gebunden, insbesondere Iod 131. ⓘ

Die übliche "Pool-Bauweise", bei der sich der Reaktorkern in einem großen Tank voller Natrium befindet, ermöglicht aufgrund der hohen Wärmekapazität und des hohen Siedepunktes von Natrium eine passive Abfuhr der Restzerfallswärme bei einer Schnellabschaltung. Bei Verwendung metallischer Brennstoffe (wie beispielsweise beim EBR-II im Idaho National Laboratory) führt die hohe Wärmeleitfähigkeit von Brennstoff und Kühlmittel bei schnellen Temperaturanstiegen zu einer starken Dämpfung der Wärmeleistung durch den Dopplereffekt. Eine Kernschmelze bei Ausfall der Kühlung beispielsweise durch einen Stromausfall wird so passiv verhindert. Beim EBR-II wurde dies experimentell verifiziert. ⓘ