Brutreaktor

Aus Nucleopedia
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Ein sogenannter Brutreaktor ist ein Reaktor der mehr spaltbares Material aus 238Uran oder 232Thorium erbrüten kann als er verbraucht. Der sogenannte Brutprozess ist ein Transmutationsprozess der durch einen Neutroneneinfang durch die genannten Isotope eingeleitet wird.

Uran 238 fängt ein Neutron ein, Uran 239 entsteht. Dieses zerfällt mit einer Halbwertszeit von 23,5min per Betazerfall zu Neptunium 239 welches mit einem neuerlichen Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 2,335 Tagen zu Plutonium 239 zerfällt welches mit einer Halbwertszeit von 24110 Jahren relativ stabil und gut spaltbar ist.

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

Thorium 232 fängt ein Neutron ein, das entstandene Thorium 233 zerfällt per Batazerfall mit einer Halbwertszeit von 22,3min zu Protactinium 233 welches mit einer Halbwertszeit von 27 Tagen per Betazerfall zum spaltbaren Uran 233 umgewandelt wird.

LaTeX: \mathrm{^{232}_{\ 90}Th \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow\ ^{233}_{\ 90}Th \ \rightarrow {\beta^-} \ ^{233}_{\ 91}Pa \ \rightarrow {\beta^-} \ ^{233}_{\ 92}U}

Theoretisch sind auch weitere Brutprozesse denkbar haben jedoch fast keine Bedeutung da die nötigen Ausgangsstoffe nicht oder nicht in nennenswerten Mengen in der Natur vorkommen. Transmutationsprozesse die nicht die Produktion von Kernbrennstoff zum Ziel haben werden meist nicht als Brutprozesse bezeichnet. Eine nennenswerte Bedeutung hat lediglich das Erbrüten von Plutonium 241 aus dem kaum spaltbaren Plutonium 240 welches vor allem im thermischen Neutronenspektrum beim Einfang von Neutronen durch das 239Pu gebildet wird.

Dieser Brutprozess findet auch in gewöhnlichen Kernreaktoren statt in denen Uran 238 oder gegebenenfalls auch Thorium 232 enthalten sind. In einem gewöhnlichen Reaktor wird jedoch mehr Brennstoff verbraucht als erbrütet. Mit den Brutreaktoren verwandte Reaktoren die fast so viel oder genauso viel Brennstoff erbrüten wie sie verbrauchen werden als Hochkonverter bezeichnet. Sie lassen sich ökonomisch besonders sinnvoll in einem Brennstoffkreislauf mit Brutreaktoren und Wiederaufbereitung nutzen.

Eine wichtige Kenngröße von Brutreaktoren ist der Brutfaktor (auch Konversionsfaktor oder Konversionsrate) der angibt wie groß das Verhältnis von erbrütetem zu verbrauchtem Brennstoff ist. Bei Brutreaktoren ist dieser Wert größer als 1. In einigen Fällen wird auch angegeben wie lange ein Brutreaktor braucht um genügend Brennstoff für das Starten eines weiteren Brutreaktors des gleichen Typs zu erbrüten (Verdopplungsrate). Allerdings hat die Verdopplungsrate an Bedeutung verloren da heute genügend spaltbares Material in Form von Plutonium oder hochangereichertem Uran verfügbar ist um eine große Zahl von Brutreaktoren starten zu können ohne auf in anderen Brutreaktoren erbrüteten Brennstoff zurückgreifen zu müssen.

Mit einem nuklearen Brennstoffkreislauf in dem eine Wiederaufbereitung vorgesehen ist und eine ausreichende Anzahl von Brutreaktoren vorhanden ist sodass vom gesamten Kraftwerkspark mehr Brennstoff erbrütet als verbraucht wird lassen sich Thorium 232 und Uran 238 vollständig zur Energiegewinnung nutzen, auch die Urananreicherung kann entfallen. Daher sind Brutreaktoren in Kombination mit Wiederaufbereitung gut geeignet um den Uranverbrauch und damit die Abhängigkeit von Importen sowie die Produktion von hochradioaktiven Abfällen drastisch zu reduzieren. Prinzipiell kann man mit dem Einsatz von Brutreaktoren und Wiederaufbereitung aus der selben Menge Natururan eine mehr als 60 mal so große Energiemenge im Vergleich zu dem Einsatz des Urans in Leichtwasserreaktoren mit direkter Endlagerung gewinnen, die Nutzung von Thorium ist nur mit einem Brennstoffkreislauf mit Brutreaktoren sinnvoll möglich. Allerdings sind Brutreaktoren gegenwärtig wesentlich teurer als gängige Leichtwasserreaktoren und ihr sinnvoller Betrieb erfordert eine ebenfalls mit hohen Kosten verbundene Wiederaufbereitung sodass sie nicht unbedingt wirtschaftlicher sind als solche. Der Aufbau eines Brennstoffkreislaufs mit Brutreaktoren ist in jedem Fall mit hohen Investitionskosten verbunden.

Neutronenökonomie

Bei einem Brutreaktor muss gewährleistet werden das nicht nur eines der Neutronen das bei der Kernspaltung entsteht eine weitere Kernspaltung einleitet sondern das auch im Schnitt mindestens ein weiteres zur Einleitung des Brutprozesses zur Verfügung steht und von einem zu erbrütenden Kern eingefangen wird. Weiters müssen bei der Kernspaltung ausreichend Neutronen entstehen.

Um das zu gewährleisten müssen einige Aspekte beachtet werden:


Spaltneutronen Erzeugungsrate

Abhängig davon welches Isotop gespalten wird und wie energiereich das Neutronenspektrum ist entstehen bei der Kernspaltung im Schnitt mehr oder weniger Neutronen pro Spaltung. Bei einem Brutreaktor sind möglichst viele Spaltneutronen erwünscht.

Isotop Thermisches Neutronenspektrum <0,1eV Schnelles Neutronenspektrum, ~1MeV
233U 2,49 Neutronen/Spaltung 2,55 Neutronen/Spaltung
235U 2,42 Neutronen/Spaltung 2,54 Neutronen/Spaltung
239Pu 2,87 Neutronen/Spaltung 3,01 Neutronen/Spaltung
241Pu 2,93 Neutronen/Spaltung 3,07 Neutronen/Spaltung
[1]


Neutronenabsorption durch spaltbares Material

Spaltbares Material kann beim Einfang eines Neutrons nicht nur gespalten werden sondern die gewonnene Energie auch mit einer gewissen Wahrscheinlichkeit in Form von Gammastrahlung abgeben und ein neues Isotop bilden dessen Massezahl um 1 höher ist. Uran 235 kann etwa durch Einfang eines Neutrons Uran 236 bilden welches zumindest mit thermischen Neutronen nicht spaltbar ist. Bei diesem Vorgang gehen Neutronen verloren. In einem schnellen Neutronenspektrum ist die Wahrscheinlichkeit einer Spaltung in Relation zur Wahrscheinlichkeit eines Einfangs höher als im Thermischen Spektrum. Vor allem bei Reaktionen mit schnellen Neutronen kommt es auch zu n-2n Reaktionen bei denen ein Neutron absorbiert wird und zwei Neutronen emittiert werden allerdings ist das für die Neutronenbilanz in der Regel vernachlässigbar.

LaTeX: Gesamte\ Neutronenbilanz = \frac{Neutronen\ pro\ Spaltung}{1+Neutronenabsorption}

LaTeX: Neutronenabsorption=\frac{Wahrscheinlichkeit\ der\ Emission}{Wahrscheinlichkeit\ der\ Spaltung}

bei Reaktion des Kerns mit einem Neutron. In einem realen Reaktor muss man gegebenenfalls auch berücksichtigen das sich die Zusammensetzung des spaltbaren Materials im Laufe der Betriebszeit durch Transmutationen ändert.

Isotop Thermisches Neutronenspektrum <0,1eV Schnelles Neutronenspektrum, ~1MeV
233U 2,29 Neutronen/Spaltung 2,48 Neutronen/Spaltung
235U 2,07 Neutronen/Spaltung 2,32 Neutronen/Spaltung
239Pu 2,1 Neutronen/Spaltung 2,97 Neutronen/Spaltung
241Pu 2,15 Neutronen/Spaltung 2,86 Neutronen/Spaltung
[1]

Wie man anhand dieser Zahlen leicht erkennen kann ist es (fast) unmöglich einen Uran-Plutonium Brutreaktor mit einem thermischen Neutronenspektrum zu bauen. Der Bau von Thorium-Uran Brutreaktoren mit thermischem Neutronenspektrum ist jedoch möglich. Ein weiterer Vorteil eines schnellen Neutronenspektrums ist das auch Thorium 232 (ab 1,3MeV) und Uran 238 (ab 1,1MeV) zu einem gewissen Teil direkt gespalten werden können wobei weitere Neutronen entstehen. Die bei der Spaltung entstehenden Neutronen haben eine Energie von etwa 0,1 bis 10MeV, durchschnittlich etwa 2MeV, allerdings ist das effektive Neutronenspektrum auch in den meisten schnellen Reaktoren etwas langsamer da auch etwa das Natrium das in vielen schnellen Reaktoren als Kühlmittel eingesetzt wird sowie etwa Sauerstoff das im Uranoxid-Brennstoff vorhanden ist eine gewisse Moderationswirkung haben. Für ein möglichst schnelles Neutronenspektrum bietet sich eine Flüssig-Schwermetallkühlung (Blei) und Metallischer Brennstoff an womit potenziell der höchste Brutfaktor erreicht werden kann.


Neutronenabsorption durch Neutronengift

Die Neutronenabsorption durch Elemente die nicht an der Kernspaltung oder dem Brutvorgang beteiligt sind muss möglichst klein gehalten werden. Elemente die Neutronen stark absorbieren, die sogenannten Neutronengifte, werden teilweise in Form von Spaltprodukten gebildet (etwa Xenon135 oder Samarium 149), teilweise werden sie in Form von Steuerstäben oder als Lösung im Kühlmittel oder dem Moderator (meist Borsäure in Wasser) zur Steuerung des Reaktors in den Kern eingebracht. Auch Strukturmaterialien des Reaktors, Kühlmittel, Brennstoff (nicht spaltbare Bestandteile, etwa Sauerstoff in Uranoxid) und Moderatoren absorbieren zum Teil mehr oder weniger stark Neutronen. Die Neutronenabsorption ist stark vom Einfangquerschnitt der entsprechenden Elemente abhängig welcher wiederum auch vom Neutronenspektrum abhängig ist. Im schnellen Neutronenspektrum sind Neutronengifte generell weniger problematisch. Abgesehen davon kann die Neutronenabsorption durch eine geeignete Materialwahl verringert werden. Bei einem thermischen Neutronenspektrum ist etwa schweres Wasser als Moderator in einem Brutreaktor besser geeignet als Leichtwasser da dieses Neutronen vergleichsweise stark absorbiert, Zirkoniumlegierungen sind aus diesem Grund besser als Strukturmaterialien im Reaktorkern geeignet als Stahl, insbesondere im thermischen Neutronenspektrum und werden daher auch in nicht brütenden Reaktoren häufig eingesetzt. Bei Reaktoren mit flüssigem Reaktorkern können die Neutronengifte unter den Spaltprodukten im Betrieb abgesondert werden. Allerdings muss man hier auch darauf achten das die Schmelze neben dem Spalt- und Brutmaterial nur aus Elementen mit einem möglichst geringen Einfangquerschnitt besteht. Da sich sowohl die Zusammensetzung des Brennstoffs als auch die Menge und Zusammensetzung der Spaltprodukte mit zunehmendem Abbrand der Brennelemente verändert ist auch der Brutfaktor zumindest in Reaktoren mit festem Kern üblicherweise zeitlich nicht konstant. Angaben zum Brutfaktor eines bestimmten Reaktors beziehen sich daher in der Regel auf einen integralen Wert zwischen zwei Brennelementwechseln bei einem Reaktor der bereits einige Betriebszyklen hinter sich hat.


Neutronenverlust nach außen

Kartogramm des Reaktorkerns des BN-600 im Kernkraftwerk Belojarsk von innen nach außen:
      - 26 Steuerstäbe
      - 136 Brennelemente Kernzone 1 (17% Anreicherung)
      - 94 Brennelemente Kernzone 2 (21% Anreicherung)
      - 129 Brennelemente Kernzone 3 (26% Anreicherung)
      - 2 Fotoneutronenquelle
      - 161 Brutelemente (DU innere Zone)
      - 217 Brutelemente (DU äußere Zone)
      - 163 Abgebrannte Brennelemente
      - 19 Abschirmelemente (Stahl)
      - 4 Abgebrannte Steuerstäbe
      - 4 Natriumdurchflussregelbuchsen

Neutronen können auch verloren gehen indem sie den Reaktorkern nach außen verlassen und dort absorbiert werden. Dieser Verlust kann durch ein geeignetes Kerndesign minimiert werden. Dabei gibt es grundsätzlich die Möglichkeiten die Neutronen durch geeignete Materialien in den Kern zurück zu reflektieren (man muss hier beachten: Man kann Neutronen, insbesondere schnelle Neutronen, nicht wie mit einem Spiegel reflektieren sondern nur an den Atomkernen des "Reflektor"-Materials streuen was dazu führt das ein gewisser Anteil aber nie mehr als 50% in den Kern zurückgestreut werden) und die Neutronen außerhalb des Kerns in einem sogenannten "Brutmantel" in dem der zu brütende Stoff vorhanden ist für Brutprozesse zu nutzen. Der Brutmantel enthält durch den Brutvorgang auch wesentliche Mengen an Spaltstoff ist aber isoliert betrachtet unterkritisch. Oft werden diese Möglichkeiten auch kombiniert. Auch durch eine geeignete Reaktorgeometrie und eine ausreichend große Dimensionierung kann der Neutronenverlust nach außen verringert werden.

Bei einem gewöhnlichen Brutreaktor mit festem Kern sind die Brennstäbe im oberen und unteren Bereich nicht angereichert, dieser Bereich dient als Brutmantel und Neutronenreflektor, die äußersten Brennstäbe bestehen ebenfalls aus nicht angereichertem Material und sind Bestandteil des Brutmantels beziehungsweise des Neutronenreflektors.

Aufbau eines Reaktorkerns mit schnellem Neutronenspektrum

Da der Einfangquerschnitt für Neutronen durch die zu spaltenden Kerne im schnellen Spektrum kleiner ist als im thermischen muss der Brennstoff relativ hoch angereichert oder der Kern sehr groß dimensioniert werden. In der Praxis hat der Brennstoff von schnellen Reaktoren daher in der Regel einen Anteil von mehr (teilweise weit mehr) als 15% an spaltbarem Material im Vergleich zum Brutmaterial, der Anteil von Spaltmaterial ist also erheblich größer als bei üblichen Leichtwasserreaktoren mit maximal etwa 4%. Um ein möglichst schnelles Neutronenspektrum zu erreichen sollten im Reaktorkern möglichst wenige Atome mit einer geringen Massezahl vorhanden sein welche moderierend wirken und die Neutronen abbremsen, sowohl im Brennstoff selbst als auch im Strukturmaterial als auch Kühlmittel. Der Reaktorkern sollte auch möglichst kompakt sein. In der Regel wird auch ein Neutronenreflektor eingesetzt, während dieser bei Thermischen Reaktoren meist aus Wasser, schwerem Wasser oder Grafit besteht werden zum Reflektieren schneller Neutronen (ohne sie gleichzeitig abzubremsen) Materialien mit schweren Atomkernen und geringer Neutronenabsorption eingesetzt, etwa Stahl, Blei (insbesondere bei Bleigekühlten Reaktoren) oder Uran 238 welches so auch gleich Neutronen einfangen und so zum Brutprozess beitragen kann wenn der gebrauchte Reflektor später zu Brennstoff verarbeitet wird. Allerdings werden häufig auch bei schnellen Reaktoren moderierende Reflektoren eingesetzt da die reflektierten Neutronen sowieso meist im Brutmantel landen. Bei einigen Reaktoren ist der Brennstoff im äußeren Bereich des Kerns auch etwas höher angereichert als im Zentrum um den Neutronenfluss gleichmäßig zu verteilen und einen höheren Anteil an Brutmaterial in der Region mit dem höchsten Neutronenfluss zu haben.

Abhängig von der Dichte des Brennstoffs, der neutronenphysikalischen Eigenschaften von Strukturmaterial und Kühlmittel und der (von der Kühlung und der Temperaturbeständigkeit des Brennstoffs limitierten) Leistungsdichte des Reaktorkerns sowie der Gesamtleistung sind verschiedene Kernaufbauten sinnvoll/möglich. Ein sehr kleiner Brutreaktor kann etwa mit einem hochangereicherten Kern betrieben werden welcher allseitig von einem Brutmantel umschlossen ist. Um die Leistungsdichte bei gegebener Gesamtleistung zu reduzieren kann man einen größeren Kern mit geringerer Anreicherung nutzen und den Kern in verschiedene Anreicherungszonen aufteilen. Weitere Möglichkeiten sind der Ringkern und der heterogene Inselkern. Beim Ringkern ist der Kern im Querschnitt ringförmig (tatsächlich hat er entweder die Form eines Zylindermantels oder einer Kugeloberfläche da er in der Realität ja Dreidimensional ist). Der Brutmantel befindet sich beim Ringkern sowohl im Inneren des Rings als auch außerhalb. Beim heterogenen Inselkern sind mehrere kompakte Kernzonen mit hochangereichertem Brennstoff in einen gemeinsamen Brutmantel eingebettet.

Aufbau eines Reaktorkerns mit epithermischem oder mittelschnellem Neutronenspektrum

Ein Reaktor mit einem epithermischem oder mittelschnellen Neutronenspektrum besitzt zwar als Moderator wirkende Stoffe im Kern ist aber so konstruiert das das Neutronenspektrum geringer moderiert wird als bei einem normalen Leichtwasserreaktor, ein wesentlicher Teil der Kernspaltungen finden mit relativ schnellen Neutronen statt. Dabei muss dafür gesorgt werden das nur geringe Mengen an Moderator im Kern vorhanden sind. Mit einem epithermischen Neutronenspektrum lässt sich ein höherer Brutfaktor erzielen als mit einem thermischen, insbesondere im Uran-Plutonium Kreislauf. Bisher wurden nur wenige Reaktoren mit epithermischem Neutronenspektrum gebaut, Konzepte dieser Art umfassen Leichtwasserreaktoren mit geändertem Kerndesign (höhere Brennstoffdichte; etwa Siedewasserreaktor mit reduzierter Moderation) oder auch schwerem Wasser (das schlechter moderiert) im Primärkreislauf wobei sich sogar manche bestehende Reaktoren auf ein solches Kerndesign umrüsten lassen sowie bestimmte Typen von Superkritischen Wasserreaktoren, Heißdampf-Siedewasserreaktoren oder etwa Flüssigsalzreaktoren mit Lithium-Beryllium Fluorid (welches schwach moderierend wirkt) ohne zusätzlichen dezidierten Moderator.

Ein Spezialfall für einen epithermischen Reaktor sind manche Reaktoren mit heterogenem Kern wie etwa der CANDU oder der IPWHR Reaktor bei dem mit mäßig moderierendem Schwerwasser gekühlte Brennstoffbündel eingesetzt werden. Im gesamten heterogenen Reaktor bildet sich ein stark thermalisierter Neutronenfluss aus, innerhalb eines Brennstoffbündels entsteht aber zusätzlich ein schwach moderierter schnell/epithermischer Neutronenfluss. Diese Reaktoren können vielfach als Thorium-Uran Brüter genutzt werden, bisher wurde das aber nur theoretisch überlegt da der Betrieb mit Natururan ohne Wiederaufbereitung wirtschaftlicher ist. Zum Teil wurden aber bereits Thorium Brennstoffbündel als Ergänzung des Brennstoffs genutzt.

Wo genau die Grenze zwischen einem "Thermischem", einem "Epithermischem", einem "Mittelschnellen" und einem "Schnellen" Neutronenspektrum liegt ist natürlich Konventionssache und nicht genau definiert (wobei meist jene Neutronen als thermisch angesehen werden deren Energie sich je nach Reaktor deutlich unterhalb der tiefsten Einfangresonanz von U-238 oder Th-232 bewegen, Neutronen im Resonanzabsorptionsbereich sind demnach mittelschnell, Neutronen zwischen dem oberen Ende des Resonanzabsorptionsbereichs und 1MeV oder wahlweise einer Energie welche die direkte Spaltung von U-238 bzw. Th-232 ermöglicht werden als "mittelschnell" bezeichnet noch energiereichere Neutronen als schnell. Wenn man über das gesamte Neutronenspektrum spricht meint man in der Regel den Durchschnitt). Häufig wird auch nicht zwischen einem "Epithermischem" und einem "Mittelschnellen" Spektrum unterschieden. Man muss auch festhalten das Reaktoren mit "schnellem" Neutronenspektrum in Wahrheit ein sehr breit gefächertes Neutronenspektrum besitzen das bis in den thermischen Bereich reicht da sich eine Moderation kaum vollständig verhindern lässt.

Die Resonanzabsorption von Neutronen im Brutmaterial kann auch zur Steuerung eines Reaktors genutzt werden. Dafür wird bei einem thermischen/epithermischen Reaktor die Moderation reduziert um die Reaktorleistung zu senken "spectral shift reactor" oder der Dopplereffekt ausgenutzt der für eine höhere Resonanzabsorption bei höherer Brennstofftemperatur sorgt (etwa bei diversen HTR). Damit wird der Neutronenverlust in für die Steuerung genutzte Neutronengifte (etwa Steuerstäbe) vermieden.

Steuerung eines Reaktors mit schnellem Neutronenspektrum

Da der Anteil von verzögerten Neutronen, also von Neutronen die beim Zerfall von Spaltprodukten und nicht direkt bei der Kernspaltung entstehen bei der schnellen Kernspaltung und insbesondere bei der Spaltung von Plutionium deutlich geringer ist als bei thermischen Reaktoren ist die Regelung von schnellen Reaktoren etwas anspruchsvoller und muss wesentlich reaktionsschneller und genauer erfolgen. Dieser Umstand wird teilweise als Sicherheitsproblem kritisiert ist aber durch moderne elektronische Steuerungssysteme gut beherrschbar. Durch ein geeignetes Kerndesign kann man auch dafür sorgen das der Reaktor bei zu hoher Temperatur (und damit zu hoher Leistung) von selbst unterkritisch wird und so wie auch etwa ein gängiger Leichtwasserreaktor "inhärent sicher" ist, es kann also nicht zu einem beliebigen unkontrollierten Leistungsanstieg kommen. Um die Möglichkeit eines Störfalls mit unkontrolliertem Leistungsanstieg völlig auszuschließen werden auch Reaktoren mit unterkritischem Reaktorkern überlegt die über eine Spallationsneutronenquelle mit Teilchenbeschleuniger gesteuert werden können.

Beachtlich ist das die Absorption in den Steuerstäben vor allem im thermischen und epithermischen Bereich stattfindet. Ist das Neutronenspektrum eines Reaktors zu hart kann er nur schwer alleine mit konventionellen Steuerstäben gesteuert werden. Üblicherweise werden Borhaltige Steuerstäbe eingesetzt da Bor auch relativ schnelle Neutronen noch vergleichsweise gut absorbiert. Problematisch sind Reaktoren in denen sich größere Mengen von Transuranen wie etwa Neptunium-237 befinden welche thermische Neutronen absorbieren sich von schnellen Neutronen aber unter Bildung neuer schneller Neutronen gut spalten lassen. Solche Elemente härten das Neutronenspektrum unter Umständen sehr stark aus und verschlechtern damit die steuerbarkeit des Reaktors, das ist insbesondere ein Problem wenn man gleichzeitig brüten und solche Elemente etwa zum Zwecke der Reduktion von langlebigen radioaktiven Abfällen spalten will. Daher überlegt man heute vielfach solche Elemente in unterkritischen beschleunigergetriebenen Reaktoren zu transmutieren/zu spalten.

Arten von Brutreaktoren

Es gibt eine große Vielfalt an Brutreaktoren und vor allem Brutreaktorkonzepten die sich wie andere Kernreaktoren nach verschiedenen Kriterien kategorisieren lassen. Die wohl wichtigsten Kriterien sind der verwendete Brutstoff (Thorium 232, Uran 238), das Neutronenspektrum (Schnell, Epithermisch, Thermisch), der Aggregatzustand des Kerns (Fest, Flüssig, Gasförmig), der Aggregatzustand des Kühlmittels (Flüssig, Gasförmig), die chemische Zusammensetzung des Brennstoffs, die chemische Zusammensetzung des Brutstoffs, die Art des Moderators (bei thermischem und epithermischem Neutronenspektrum), die Temperaturabhängigkeit der Reaktivität, die Steuerung (Steuerstäbe, Kernstruktur, Spallationsneutronenquelle) und die Betriebstemperatur.

Die bisher gängigsten Brutreaktoren sind mit flüssigem Natrium gekühlte Reaktoren mit einem Uran-Plutonium Brutprozess und festem Brennstoff, meist wie bei üblichen Leichtwasserreaktoren aus Uranoxid wobei metallischer (Uran/Plutonium oder eine Uran-Plutonium-Zirkonium Legierung) Brennstoff oder andere Arten von keramischem Brennstoff (Uran-Plutoniumnitrid, Uran-Plutoniumcarbid) in dieser Anwendung einige Vorteile haben und daher in Zukunft eine größere Rolle spielen dürften. Dieser Reaktortyp wird als "schneller natriumgekühlter Reaktor" (SNR) bezeichnet wobei dieser Begriff auch Reaktoren dieses Typs mit einschließt die keine Brüter sind und mehr Brennstoff verbrauchen als sie produzieren. Diese Reaktoren werden auch als "schnelle Brenner" bezeichnet. Brütende SNRs werden auch als schneller natriumgekühlter Brutreaktor SNR bezeichnet. Zunehmend werden auch bleigekühlte Reaktoren aufgrund der besseren neutronenphysikalischen Eigenschaften des Bleis überlegt, allerdings ist Blei aufgrund des höheren Schmelzpunkts schwerer zu handhaben.

Bisher wurde lediglich das Kernkraftwerk Shipping Port in den USA mit einem Druckwasserbrutreaktor als Thorium-Uran Brüter betrieben aber die Brennelemente wurden kaum wiederaufbereitet, wodurch der Brennstoffkreislauf nicht geschlossen werden konnte; dasselbe gilt für das Kernkraftwerk Indiana Point 1, das als Thorium-Hochkonverter betrieben wurde. Auch in Deutschland wurden im Kernkraftwerk Lingen testweise Thorium-Uran Brennelemente eingesetzt (allerdings mit einer Konversionsrate unter 1), im Kernkraftwerk Obrigheim wurden vor dessen Stilllegung im Jahr 2005 experimentelle Thorium-Plutonium-Uran Mischoxidbrennelemente verwendet allerdings ebenfalls ohne einen Brutfaktor größer 1 zu erreichen. Auch hier wurde der Brennstoffkreislauf nicht durch Wiederaufbereitung geschlossen. Dasselbe gilt auch für den Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR 300 in Hamm-Uentrop. Derzeit wird in Indien versucht einen Thorium-Uran-Plutonium Brennstoffkreislauf aufzubauen der sich auf Druckschwerwasserreaktoren im Verbund mit SNRs stützt da das Land über große Thoriumvorkommen verfügt.

Ein absoluter Sonderfall von Brutreaktoren sind Kernfusionsreaktoren die die bei der Fusion entstehenden extrem schnellen Neutronen zum spalten und Brüten von Uran/Thorium Kernen nutzen, sogenannte "Hybridreaktoren". Durch diesen Aufbau kann man in einem Fusionsreaktor mit gegebener Fusionsleistung wesentlich mehr Energie erzeugen (da auch durch die Spaltung Energie freigesetzt wird), minore Aktinoide mit den Fusionsneutronen spalten und neuen Brennstoff für klassische Kernkraftwerke erbrüten. Zum Aufbau solcher Reaktoren existieren einige sehr verschiedene Ideen die aber wie auch "konventionelle" Fusionskraftwerke weit von einer großtechnischen Realisierung entfernt sind.

Entwicklung der Brutreaktoren

Bereits in den 1940er Jahren stellte man fest das sich durch Neutroneneinfang aus dem thermisch nicht spaltbaren Uran 238 das spaltbare Plutonium 239 erzeugen lässt, bald darauf wurde auch der Thorium Brutprozess entdeckt und festgestellt das es prinzipiell möglich ist Reaktoren zu bauen die mehr Brennstoff erbrüten als sie verbrauchen. Im Rahmen des Manhattan Project wurde in großtechnischem Maßstab Plutonium für Kernwaffen erbrütet, allerdings in thermischen Reaktoren mit einem Brutfaktor unter 1, auch erste Wiederaufbereitungsverfahren wurden entwickelt und bereits großtechnisch eingesetzt. 1946 wurde im Los Alamos National Laboratory, New Mexico der Clementine Reaktor in Betrieb genommen, der quecksilbergekühlte Forschungsreaktor war der erste mit schnellem Neutronenspektrum. Quecksilbergekühlte Reaktoren konnten sich allerdings aufgrund der Giftigkeit, des niedrigen Dampfrucks und Siedepunkts, der Korrosivität und der suboptimalen Neutronenphysikalischen Eigenschaften nicht durchsetzen. 1951 folgte ebenfalls in den USA, im Idaho National Laboratory mit dem EBR-I der erste natriumgekühlte schnelle Reaktor der auch als erster Reaktor der Welt zur elektrischen Energieproduktion genutzt wurde (200kW). Der EBR-I wurde zum technischen Vorbild für fast alle folgenden schnellen Reaktoren, andere Konzepte als feste Brennstäbe in Kombination mit Leichtmetallkühlung wurden zumindest im Westen kaum mehr verfolgt. 1962 erreichte der EBR-1 mit einem modifizierten Kern (Mark-IV) erstmals einen Brutfaktor größer 1 (1,27). Dabei spielte im Bereich der schnellen Reaktoren in der Frühzeit vor allem in den USA weniger die Möglichkeit eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs im zivilen Bereich sondern eher die effiziente Produktion von Plutonium für Kernwaffen eine Rolle. 1947 wurden in dem schwerwassermoderierten Forschungsreaktor NRX in Kanada erstmals Thorium-Uran Brennstoff in einem Reaktor eingesetzt und Uran-233 in nennenswerten Mengen erbrütet allerdings auch noch mit einem Brutfaktor unter 1. 1977 wurde das Kernkraftwerk Shippingport, das erste Kernkraftwerk der Welt mit Druckwasserreaktor, zu Versuchszwecken mit einem Thorium-Uran Brutreaktorkern ausgestattet mit dem ein Brutfaktor von 1,014 erzielt werden konnte, womit auch das Funktionieren des thermischen Thoriumbrüters in der Praxis erwiesen war (und das sogar mit einem neutronenökonomisch suboptimalen Leichtwasserreaktor). Es konnte damit auch gezeigt werden das es möglich ist viele gängige Leichtwasserreaktoren nachträglich zu Thorium-Brutreaktoren umzurüsten.[2][3][4]

In den 1970er Jahren begann man weltweit intensiv an leistungsstarken Kernkraftwerken mit Brutreaktor zu arbeiten um einem damals befürchteten baldigen Engpass sowohl an Uran als auch an fossilen Energieträgern zu begegnen und die Abhängigkeit von Energieimporten zu verringern. Ergebnisse dieser Entwicklungen waren einige Prototypen für Brutreaktorkernkraftwerke mit mehreren 100MW wie etwa der BN-350 (Aqtau, UdSSR/Kasachstan, 1973, SNR mit 130MWe + Entsalzung), der Phenix in Frankreich (1973, SNR mit 233MWe), der SNR-300 (Kalkar, Deutschland, 1985, 327MWe), der PFR (SNR, Großbritannien, 1974, 250MWe) und der Monju SNR in Japan (1991, 280MWe). Als nächsten Schritt begann man in Frankreich und der UdSSR Kernkraftwerke mit schnellen Brutreaktoren in der Leistungsklasse üblicher Leichtwasserreaktoren zu bauen, das Ergebnis waren industrielle Prototypen die schon im Hinblick auf einen wirtschaftlichen Bau und Betrieb entwickelt wurden. Diese waren der BN-600 in der UdSSR (KKW Belojarsk, 1980, 600MWe) und schließlich der Super-Phenix in Frankreich (1242MWe, KKW Creys-Malville, 1986). Daneben wurde intensiv an der Wiederaufbereitung abgebrannter Brennelemente und der Fertigung von Plutonium-Uran Brennelementen gearbeitet sowie an der Fertigung von Brennelementen mit Thoriumanteil für Leichtwasserreaktoren, Schwerwassermoderierte und gasgekühlte Reaktoren um Uran 233 zu erbrüten. Auch an Optimierungen der Konversionsrate konventioneller Kernkraftwerke wurden vorgenommen und Thorium-Uran Brennstoff in diversen Leistungsreaktoren erprobt. Im Verlauf der 1980er Jahre bis in die 1990er Jahre nahm das Interesse an Brutreaktoren aber in den meisten Ländern wieder ab, Gründe dafür waren einerseits sinkende Energiepreise im allgemeinen und sinkende Uranpreise im speziellen, in einigen Ländern auch eine aufkommende kollektive Angst vor der Nutzung der Kernenergie wobei speziell schnelle Brutreaktoren und die Wiederaufbereitung Feindbilder für Teile der Politik und der Medien darstellten. Das führte dazu das Ende der 1990er Jahre nur noch Russland, Japan und Frankreich an der Nutzung von Brutreaktoren festhielten, wobei der Superphenix in Frankreich aufgrund einer Regierungsbeteiligung der Grünen 1998 stillgelegt werden musste. Dafür wurde jedoch der Phenix vorübergehend wieder in Betrieb genommen. In den letzten Jahren zeigen allerdings auch Indien, China und vermehrt auch wieder verschiedene Firmen aus den USA Interesse an dieser Technologie. Indien hat begonnen Thorium-Uran Brennstoff in seinen schwerwassermoderierten Reaktoren zu verwenden und arbeitet an Wiederaufbereitungsverfahren für diesen Brennstoff, im Kernkraftwerk Kalpakkam ist ein SNR mit 500MWe in Bau, der PFBR (Fertigstellung für 2015 geplant) in dem auch Thorium-Uran Brennelemente im Brutmantel eingesetzt werden sollen.[5][6] In Russland befindet sich ein SNR in Bau, der BN-800 im Kernkraftwerk Belojarsk welcher auf dem BN-600 basiert. In Zukunft sind weitere Anlagen geplant.

Viele der international im Rahmen der Generation IV geplanten Reaktorkonzepte für zukünftige Kernkraftwerke sind als Brutreaktoren ausgelegt, viele Länder, darunter Russland, Frankreich und Japan wollen ihre Leichtwasserreaktoren langfristig schrittweise durch Brutreaktoren ersetzen. [7]

Siehe auch:

Einzelnachweise

    001. - Dieter Emendörfer; Karl-Heinz Höcker: Theorie der Kernreaktoren. In: B.I.-Wissenschaftsverlag, Mannheim; Wien; Zürich 1982, ISBN 3-411-01599-3
    002. - Martin Volkmer: Kernenergie Basiswissen. In: Informationskreis Kernenergie, Berlin 2007, ISBN 3-926956-44-5