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 Pool-Bauweise (links) und in Loop-Bauweise (rechts)

Typen von Brutreaktoren

Man unterscheidet zwei Typen von Brutreaktoren und bezeichnet sie nach dem Energiespektrum der genutzten Neutronen:

Schnelle Brüter arbeiten mit Uran-238 als Brutstoff und mit schnellen Neutronen, wie sie bei Kernspaltungen freigesetzt werden. Als Kernbrennstoff dient Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX). Die Brutzone (s. unten) enthält Natururan- oder abgereichertes Uranoxid, das überwiegend aus ²³⁸U besteht. Der schnelle Brüter ermöglicht es somit, die Vorkommen von Natururan effizienter auszunutzen, benötigt hierzu allerdings den Aufbau einer Plutoniumwirtschaft.

Thermische Brüter arbeiten mit Thorium als Brutstoff und mit überwiegend thermischen Neutronen. Nach einer Erstbefüllung mit angereichertem Uranoxid, Plutoniumoxid oder MOX wird aus ²³²Th durch Neutronenanlagerung und Betazerfall spaltbares ²³³U. Diese Technologie ist wegen der großen Thoriumvorkommen interessant, die größer sind als die Uranvorkommen.

Zu erwähnen sind Konzepte für sog. "Fortschrittliche Druckwasserreaktoren" (Advanced Pressurized Water Reactors)^{[1] [2]} oder Siedewasserreaktoren "mit reduzierter Moderation"^[3]. Sie würden mit konventionellen Brennstoffen und Kühlmitteln arbeiten, aber durch ihre Konstruktion hohe Konversionsraten von 0,7 bis 1,0 erreichen (daher gelegentlich auch als Hochkonverter bezeichnet), wären also "beinahe" Brutreaktoren.

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.

Brennstoff-Brutprozess

Das natürliche Uran besteht zu 99,3 % aus dem nicht spaltbaren Isotop ²³⁸U und nur zu 0,7 % aus dem spaltbaren Isotop ²³⁵U. Für den Betrieb herkömmlicher Kernspaltungsreaktoren (Leichtwasserreaktor) muss es vor Herstellung der Brennelemente technisch aufwändig auf etwa 3 bis 4 % ²³⁵U angereichert werden.

Im Betrieb jedes Uranreaktors wird ein Teil des vorhandenen ²³⁸U durch Neutroneneinfang in ²³⁹U umgewandelt. Dieses geht von selbst durch zwei aufeinander folgende β^--Zerfälle in das spaltbare ²³⁹Pu über, das teilweise parallel zum ²³⁵U noch im Reaktor wieder gespalten wird, teilweise aber auch später nach Wiederaufarbeitung des gebrauchten Brennstoffes zu neuen Mischoxid-Brennelementen verarbeitet werden kann.

$\mathrm{^{238}_{\ 92}U \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow\ ^{239}_{\ 92}U \ \xrightarrow {\beta^-} \ ^{239}_{\ 93}Np \ \xrightarrow {\beta^-} \ ^{239}_{\ 94}Pu}$

Das „Brüten“ im eigentlichen Sinne, also ein Überschuss des so erzeugten über den zugleich verbrauchten Brennstoff, gelingt aber nur in einem Reaktor, der ohne Moderator arbeitet, einem schnellen Brüter, denn nur bei der Spaltung durch ein schnelles Neutron ist die durchschnittliche Zahl neu freigesetzter Neutronen pro Spaltung dafür hoch genug (siehe Kernspaltungsprozess im Brutreaktor). Der Überschuss drückt sich darin aus, dass das Brutverhältnis (manchmal auch Brutrate oder Konversionsrate genannt), die Zahl neu erzeugter Brennstoffatome pro verbrauchtem Brennstoffatom, über 1,0 liegt.

Der schnelle Brüter heißt also nicht so, weil er „schnell brütet“, sondern weil er zur Kernspaltung schnelle statt thermischer (abgebremster) Neutronen verwendet.

Bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffvorräte

Für das ²³⁸U gibt es nur wenige andere Nutzanwendungen neben dessen Einsatz im Brutreaktor (u.a. DU-Uranmunition). Durch eine Verbundwirtschaft aus Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und Leichtwasserreaktoren könnte der Uranvorrat der Erde etwa 60-mal so viel Energie liefern, als wenn nur das ²³⁵U gespalten würde. 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.

Spaltzone

In der Spaltzone des Reaktors ergibt sich bei Verwendung schneller Neutronen das Problem, dass diese, verglichen mit thermischen Neutronen, mit wesentlich geringerer Wahrscheinlichkeit (siehe Wirkungsquerschnitt) neue Kernspaltungen auslösen. Deshalb muss die Spaltstoffkonzentration in der Spaltzone im Vergleich zu moderierten Reaktortypen erhöht werden. Der Spaltstoff ist Mischoxid aus 15 bis 20 % Plutoniumoxid und 80 bis 85 % Uranoxid. Dadurch ist die Anreicherung der spaltbaren Isotope etwa zehnmal höher als bei den Leichtwasserreaktoren.^[4] Als Kühlmittel – das im schnellen Reaktor keine Moderatorwirkung haben darf, also eine genügend hohe Massenzahl haben muss – verwenden die bisherigen Brutreaktoren flüssiges Natrium; untersucht wurden auch Konzepte mit Gaskühlung. Die ersten Brutreaktoren in den USA ^[5] und in der damaligen Sowjetunion verwendeten noch Quecksilber als Kühlmittel, was u.a. wegen Korrosion jedoch zu Problemen führte.

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.

Kernspaltungsprozess im Brutreaktor

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.

Mit einigen Vereinfachungen lassen sich die Verhältnisse gut durch den Neutronenausbeutefaktor η (eta) beschreiben, die Zahl neu freigesetzter Neutronen pro im Spaltstoff absorbiertem Neutron. Diese Zahl ist etwas kleiner als die der pro Spaltung freigesetzten Neutronen, weil auch im Spaltstoff nicht jede Absorption zur Spaltung führt. Bei Spaltung durch thermische Neutronen liegt η für die leicht spaltbaren Nuklide ²³³U, ²³⁵U und ²³⁹Pu nur knapp über 2,0. Bei Spaltung durch schnelle Neutronen der Energie 1 MeV dagegen setzt ²³⁹Pu etwa 2,8 Neutronen frei.^[6] Dadurch kann auch bei Verlusten von rund 0,5 Neutronen pro im Brennstoff absorbiertem Neutron noch deutlich mehr als 1 neuer spaltbarer Kern pro gespaltenem Kern erzeugt werden.

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. In diesem Sekundärnatriumkühlkreislauf wird mittels eines Dampferzeugers Frischdampf produziert, der – wie in einem konventionellen, kohle- oder ölbefeuerten Kraftwerk – die Turbine beaufschlagt. Die Laufschaufeln der Turbine wandeln die Wärme in Rotationsenergie, die zum Antrieb eines Generators verwendet wird. Der aus der Turbine austretende Abdampf wird in einem Kondensator wieder verflüssigt und dem Dampferzeugerkreislauf zugeleitet. Der Kondensator wird dabei durch einen Außenkühlkreislauf gekühlt, der zum Beispiel die Wärme an ein Fließwasser abgibt.

Thermodynamischer Kreislauf

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.^[7][8][9].

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.

Gefahren und Gegenmaßnahmen

Im Vergleich etwa zu Leichtwasserreaktoren erfordert der Betrieb eines Brutreaktors zusätzliche 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 kleineren Abstand zwischen den Betriebspunkten „Verzögert kritisch“ und „Prompt kritisch“ (siehe Kritikalität). Dem wird durch entsprechend empfindliche, genaue Messung des Neutronenflusses und schnelle Reaktion des Steuerstabsystems Rechnung getragen.

Allgemeine Risiken der Brütertechnik liegen im großtechnischen Umgang mit dem Kühlmittel Natrium, das im Kontakt mit Luft oder Wasser Brände auslösen kann, sowie mit Plutonium, das verglichen mit Uran wesentlich gesundheitsgefährlicher ist.

Verwendung

Derzeit werden Brutreaktoren in den USA, in Russland, der Volksrepublik China und Indien betrieben. In Japan wird derzeit (Stand 2007) ein neuer kommerzieller Brutreaktor entwickelt. Der reguläre Betrieb dieses Typs ist für 2050 vorgesehen.^[10]

Der erste deutsche natriumgekühlte Versuchsreaktor KNK-I (Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe) wurde in den Jahren 1971 bis 1974 im Kernforschungszentrum Karlsruhe gebaut. Die Anlage wurde 1977 zu einem schnellen Brüter mit der Bezeichnung KNK-II umgerüstet und war bis 1991 in Betrieb.

Am Niederrhein bei Kalkar wurde ab 1973 ein industrielles Brutreaktor-Prototypkraftwerk mit der Bezeichnung SNR-300 gebaut. Nach zahlreichen Protesten und dem Reaktorunfall bei Tschernobyl 1986 kam es nie zur Inbetriebnahme oder gar Stromerzeugung, die für 1987 vorgesehen war.

Einige Brutreaktor-Versuchs- oder Demonstrationsanlagen, z. B. das Kernkraftwerk Creys-Malville in Frankreich und das Kernkraftwerk Monju in Japan, wurden wegen Störfällen (weitestgehend durch natriumbedingte Korrosionsprobleme, Undichtigkeiten infolge der hohen Kühlmitteltemperaturen u. a. hervorgerufen) endgültig oder für mehrere Jahre abgeschaltet. Das ist allerdings, wie auch das Aufgeben des deutsch-belgisch-niederländischen Brutreaktorprojektes Kalkar, mit darauf zurückzuführen, dass bei der gegenwärtigen Uran-Versorgungslage noch kein wirtschaftlicher Druck besteht, diese kostspieligere Variante der Kernenergiegewinnung einzuführen.

Beispiele für Brutreaktoren

Betrieb		Land	Ort	Name	elektr. Leistung in MW	Bemerkung
von	bis
1946	1952	USA	New Mexico	Clementine	0,025	Erster Brutreaktor, diente 6 Jahre als Neutronenquelle für die Forschung
1951	1964	USA	Idaho	EBR-I	0,2	Zweiter Brutreaktor, lieferte die erste nuklear erzeugte, elektrische Energie (auch Chicago Pile 4), partielle Kernschmelze 1955 (INES: 4)
1961	1964	USA	New Mexico	LAMPRE		Schmelze aus Plutonium und Eisen als Spalt- und Brutstoff mit Natrium als Kühlmittel
1961	1994	USA	Idaho	EBR-II	20
1963	1972	USA	Detroit	FERMI 1	61	Untersuchung der Wirtschaftlichkeit, partielle Kernschmelze 1966 (INES: 4), Stilllegung wegen Problemen 1972
1967	1983	Frankreich	Cadarache	Rapsodie	40	Testreaktor
1973	1999	Kasachstan	Aqtau	BN-350	150	Erster Brutreaktor der russischen BN-Baureihe
1974	2010	Frankreich	Marcoule (Gard)	Phénix	250	Am 1. Februar 2010 offiziell abgeschaltet[11]
1974	1994	Großbritannien	Dounreay	PFR	270	Testreaktor
1977	1991	Deutschland	Karlsruhe	KNK I+II	20	Testreaktor
1978		Japan	Jōyō		100	Forschungsreaktor
1980	1992	USA	Washington	FFTF	400	Experimenteller Reaktor, 1992 in Hot-Standby abgeschaltet und seit 2002 im Abbau befindlich
1980	heute	Russland	Belojarsk 3	BN-600	600	Seit Abschaltung von Creys-Malville weltgrößter Brüter; kein Containment
1985	heute	Indien	Kalpakkam	FBTR	40th, 13el	Testreaktor
1986	1996	Frankreich	Creys-Malvillle	Creys-Malville	1180	1996 nach Zwischenfällen vom Netz genommen (INES: 2), bleibt nach Regierungsentscheidung 1998 endgültig abgeschaltet
1994	heute	Japan	Fukui	Monju	280	Am 6. Mai 2010 wurde der Testbetrieb nach Natrium-Unfall (INES: 1) von 8. Dezember 1995 wieder aufgenommen[12]
/	/	Deutschland	Kalkar	SNR-300	327	Bauarbeiten 1991 eingestellt, wurde nie in Betrieb genommen
2010	heute	Volksrepublik China	CIAE nahe Beijing	CEFR	20	„China Experimental Fast Reactor“, Testreaktor, seit 21. Juli 2010 in Betrieb[13]
[2011]		Indien	Kalpakkam	PFBR	500	Prototyp / Demonstrationsreaktor
[2014]		Russland	Belojarsk 4	BN-800	800	in Bau seit 2006, Inbetriebnahme geplant für 2014[14]
[2018]		Volksrepublik China	CIAE nahe Beijing	CDFR		„China Demonstration Fast Reactor“, geplant für 2018[15]

Siehe auch

• Liste der Kernkraftwerke

Weblinks

 Wiktionary: Brutreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

• Power Reactor Information System der International Atomic Energy Agency (weltweit)
• http://www.vorort.bund.net/suedlicher-oberrhein/schneller-brueter-brutreaktor-plutonium.html

Einzelnachweise

1. ↑ Broeders, Cornelis H.: Entwicklungsarbeiten für die neutronenphysikalische Auslegung von fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen. Kernforschungszentrum Karlsruhe, Bericht KfK-5072 (1992)
2. ↑ Petersen, Claus: Literaturübersicht mechanischer und physikalischer Eigenschaften von Hüllrohrwerkstoffen für fortgeschrittene Druckwasserreaktoren (FDWR) bei hoher Temperatur. Kernforschungszentrum Karlsruhe, Bericht KfK-3469 (1983)
3. ↑ Yamashita, J., Kawamura, F. and Mochida, T. (2004). Next-generation Nuclear Reactor Systems for Future Energy. (PDF) Hitachi Review 53, 131–135.
4. ↑ Erich Übelacker: WAS IST WAS Band 3, Atom Energie. Tessloff Verlag, Nürnberg 1995, ISBN 3-7886-0243-0, S. 29
5. ↑ Bunker, Merle E. "Early Reactors From Fermi’s Water Boiler to Novel Power Prototypes" Los Alamos Science Report (1983) http://library.lanl.gov/cgi-bin/getfile?00416628.pdf
6. ↑ A. M. Judd: Fast Breeder Reactors. Pergamon Press, 1981, ISBN 0-08-023220-5, S. 3
7. ↑ Florian Grenz Seminar über Energie und Gesellschaft - Thema: Kernenergie. (PDF) S. 8
8. ↑ Informationskreis KernEnergie Kernenergie Basiswissen. (PDF) S. 48
9. ↑ Friedhelm Noack Einführung in die elektrische Energietechnik - Schneller Brüter. Hanser Verlag, 2003, ISBN 3-4462-1527-1, S. 110
10. ↑ Japan lässt neuen Brutreaktor entwickeln.
11. ↑ http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=FR&site=PHENIX&units=&refno=10&link=HOT&sort=&sortlong=Alphabetic IAEA Reaktorverzeichnis
12. ↑ Spiegel Online: Japans einziger Schneller Brüter läuft wieder (6. Mai 2010)
13. ↑ Nuclear Engineering International: Criticality for China’s first fast reactor (23. Juli 2010)
14. ↑ WNA - Nuclear Power in Russia (21. Januar 2011) (Englisch)
15. ↑ Nuclear Energy Insider: China Experimental Fast Reactor Ready to Connect (30. April 2010)