Brutreaktor

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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, der elektrischen Strom erzeugte.

Ein ähnliches Prinzip verfolgt der Laufwellen-Reaktor, allerdings benötigt dieser nur wenig oder gar kein angereichertes Uran.

Typen von Brutreaktoren[Bearbeiten]

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 (siehe 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, da diese 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[Bearbeiten]

Aufbau des Reaktors[Bearbeiten]

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[Bearbeiten]

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 der meisten Kernspaltungsreaktoren (z.B. 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[4] 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[Bearbeiten]

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, 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[Bearbeiten]

Schnelle Neutronen lösen neue Kernspaltungen mit wesentlich geringerer Wahrscheinlichkeit (siehe Wirkungsquerschnitt) aus als thermische Neutronen. Deshalb muss im Vergleich zu moderierten Reaktortypen die Spaltstoffkonzentration in der Spaltzone erhöht werden. Der Spaltstoff ist Mischoxid aus 15 bis 20 % Plutoniumoxid und 80 bis 85 % Uranoxid; die Konzentration der spaltbaren Isotope ist damit etwa zehnmal höher als bei den Leichtwasserreaktoren.[5] 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 Versuchs-Brutreaktoren in den USA [6] und in der damaligen Sowjetunion verwendeten noch Quecksilber als Kühlmittel, was u. a. wegen Korrosion jedoch zu Problemen führte.

Brutmantel[Bearbeiten]

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[Bearbeiten]

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 \eta (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 \eta 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.[7] 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[Bearbeiten]

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 beaufschlagt. 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.

Thermodynamischer Kreislauf[Bearbeiten]

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.[8][9][10].

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[Bearbeiten]

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[Bearbeiten]

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.[11]

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[Bearbeiten]

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
1962 1977 Großbritannien Dounreay DFR 14
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[12]
1974 1994 Großbritannien Dounreay PFR 250
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 13 Testreaktor, thermische Leistung 40 MW
1986 1996 Frankreich Creys-Malvillle Creys-Malville 1180 1996 nach Zwischenfällen vom Netz genommen (INES: 2), bleibt nach Regierungsentscheidung 1998 auch aus Kostengründen endgültig abgeschaltet
1994 heute Japan Fukui Monju 280 Nach einem schweren Störfall im Jahr 1995 wurde der Testbetrieb am 6. Mai 2010 wieder aufgenommen, infolge weiterer Zwischenfälle jedoch inzwischen beendet.
- - 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]
2014 Indien Kalpakkam PFBR 500 Prototyp / Demonstrationsreaktor, Inbetriebnahme geplant für Ende 2014[14]
2014 heute Russland Belojarsk 4 BN-800 800 Produktivreaktor, in Betrieb seit Juni 2014[15]
[2018] Volksrepublik China CIAE nahe Beijing CDFR „China Demonstration Fast Reactor“, geplant für 2018[16]

Thermische Brüter[Bearbeiten]

Siehe auch[Bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten]

 Wiktionary: Brutreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  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; 174 kB) Hitachi Review 53, 131–135.
  4. Der Fachausdruck der Kerntechnik lautet 'gespalten', nicht 'gespaltet'
  5. Erich Übelacker: WAS IST WAS Band 3, Atom Energie. Tessloff Verlag, Nürnberg 1995, ISBN 3-7886-0243-0, S. 29
  6. 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
  7. A. M. Judd: Fast Breeder Reactors. Pergamon Press, 1981, ISBN 0-08-023220-5, S. 3
  8. Florian Grenz Seminar über Energie und Gesellschaft - Thema: Kernenergie. (PDF) S. 8
  9. Informationskreis KernEnergie Kernenergie Basiswissen. (PDF) S. 48
  10. Friedhelm Noack Einführung in die elektrische Energietechnik - Schneller Brüter. Hanser Verlag, 2003, ISBN 3-446-21527-1, S. 110
  11. Japan lässt neuen Brutreaktor entwickeln.
  12. 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
  13. Nuclear Engineering International: Criticality for China’s first fast reactor (23. Juli 2010)
  14. The Hindu:Nuclear Plant near Chennai All Set for Milestone
  15. Fast reactor starts clean nuclear energy era in Russia (27. Juni 2014) (Englisch)
  16. Nuclear Energy Insider: China Experimental Fast Reactor Ready to Connect (30. April 2010)