Schneller Brutreaktor

Ein Brutreaktor ist ein Kernreaktor, der nicht nur zur Energiegewinnung, sondern gleichzeitig zur Erzeugung von weiterem spaltbarem Material dient. Ein nicht spaltbares Nuklid wird in ein spaltbares umgewandelt und kann dann (nach Aufarbeitung und Einbringung in neue Brennelemente) anschließend als Kernbrennstoff verwendet werden. In einem gewissen Maß geschieht diese Umwandlung in jedem Kernreaktor; einen Brutreaktor zeichnet aus, dass er mehr Brennstoff herstellt, als er selbst in der gleichen Zeit verbraucht.

Derzeit werden Brutreaktoren in den USA, in Russland, Frankreich, Indien und Japan betrieben. In Japan wird derzeit ein neuer kommerzieller Brutreaktor entwickelt. Der reguläre Betrieb dieses Typs ist für 2050 vorgesehen.[1]

Der erste deutsche Versuchs-Brutreaktor wurde in den Jahren 1971 bis 1974 in Karlsruhe gebaut. Diese Anlage, KNK-I, 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 Brutreaktorkraftwerk gebaut. Nach zahlreichen Protesten und dem Reaktorunfall bei Tschernobyl (1986) kam es nie zur Inbetriebnahme oder gar Stromerzeugung, die für 1987 vorgesehen war (siehe Kernkraftwerk Kalkar).

Einige Brutreaktor-Versuchs- oder Demonstrationsanlagen, z. B. das Kernkraftwerk Creys-Malville in Frankreich und das Kernkraftwerk Monju in Japan, wurden wegen Störfällen (weitestgehend nicht nuklearer Natur, sondern durch natriumbedingte Korrosionsprobleme, Undichtigkeiten infolge der hohen Kühlmitteltemperaturen u. a. hervorgerufen) endgültig oder für mehrere Jahre abgeschaltet. Das ist allerdings, wie auch die Aufgabe 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.

Inhaltsverzeichnis

Schneller Brüter

Aufbau des Reaktors

Der Reaktorkern besteht aus vielen, mit z. B. Uran-Plutonium-Mischoxid gefüllten Edelstahlröhren (Brennstäben), die zu Brennelementen gebündelt sind und insgesamt einen etwa zylindrischen Bereich von z. B. 3 m Höhe und 5 m Durchmesser ausfüllen. Der Reaktorkern ist aufgeteilt in eine innere Spalt- und eine äußere Brutzone.

Die Steuerung der Kettenreaktion (siehe auch Kritikalität) erfolgt durch Regelstäbe aus Bor-Stahl oder einem anderen Neutronen absorbierenden Material.

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 durch Wiederaufarbeitung des gebrauchten Brennstoffes zu neuen Mischoxid-Brennelementen verarbeitet werden kann. 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 unten).

Der schnelle Brüter heißt nicht so, weil er, wie man meinen könnte, schneller brütet, sondern weil er zur Kernspaltung schnelle anstelle abgebremster Neutronen verwendet.

Bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffvorräte

Für das 238U gibt es nahezu keine andere Nutzanwendung als den Einsatz im Brutreaktor. Durch eine Verbundwirtschaft aus Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und Leichtwasserreaktoren könnte der Uranvorrat der Erde etwa 60-mal mehr Energie liefern, als wenn nur das 235U gespaltet würde. In der Theorie ergäbe die restlose Ausnutzung des 238U sogar einen über 100-mal höheren Nutzfaktor, der jedoch technisch 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 (daher der Name „schneller" Brüter) 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 ein Gemisch aus 15 bis 20 % Plutonium- und 80 bis 85 % Uranoxid. Dadurch ist die Anreicherung der spaltbaren Isotope etwa zehnmal höher als bei den Leichtwasserreaktoren.[2] Durch die hohe Spaltstoffkonzentration kommt es zu einer sehr hohen Wärmeleistungsdichte. Als entsprechendes 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.

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

Bei der Spaltung eines 239Pu-Kerns durch ein schnelles Neutron werden im Mittel ungefähr 2,8 neue Neutronen freigesetzt, etwas mehr als bei der Spaltung von 235U. Davon wird 1 Neutron zur Auslösung der nächsten Spaltung benötigt (Kritikalität des Reaktors). Weitere etwa 0,5 Neutronen gehen durch „parasitäre“ (d. h. weder zu Spaltung noch zu Pu-Produktion führende) Absorption und durch "Leckage" nach außen verloren. Die übrigen etwa 1,3 Neutronen stehen für den eigentlichen Brutprozess zur Verfügung, so dass pro verbrauchtem Kern etwas mehr als 1 neuer spaltbarer Kern erzeugt werden kann.

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, sie wird zum Antrieb eines Generators verwendet. Die anstehende Exergie wird einem elektrischen Generator zugeführt der sie in elektrische Energie wandelt. 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.

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 Brutreaktoren in Deutschland wird 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 Bruteaktors 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. 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 Plutonium, das verglichen mit Uran wesentlich gesundheitsgefährlicher ist, und dem Kühlmittel Natrium, das im Kontakt mit Luft oder Wasser unter großer Hitzeentwicklung heftig reagiert und Brände auslösen kann.

Beispiele für Brutreaktoren

Betrieb von bis Land Ort Name Leistung
(MWe)
Bemerkung
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)
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 94 Untersuchung der Wirtschaftlichkeit, Abschaltung wegen Problemen
1967 1983 Frankreich Cadarache Rapsodie 40 Testreaktor
1973 1999 Kasachstan Aqtau BN-350 150 Erster Brutreaktor der russischen BN-Baureihe
1974 Frankreich Marcoule (Gard) Phénix 250
1974 1994 Großbritannien Dounreay PFR 270 Testreaktor
1977 1991 Deutschland Karlsruhe KNK I+II 20 Testreaktor
1978 Japan Jōyō 100 Forschungsreaktor
1980 USA Washington FFTF 400 Experimenteller Reaktor.
1980 Russland Belojarsk 3 BN-600 600 Seit Abschaltung des Creys-Malville weltgrößter schneller Brüter.
1985 Indien Kalpakkam FBTR 40th, 13el Testreaktor
1986 1996 Frankreich Creys-Malvillle Creys-Malville 1180 1996 nach Zwischenfällen vom Netz genommen, bleibt nach Regierungsentscheidung 1998 endgültig abgeschaltet
1994 1995 Japan Fukui Monju 280 nach Natrium-Unfall seit 8. Dezember 1995 außer Betrieb, erneuter Betrieb ab Februar 2009 geplant
1991 Deutschland Kalkar SNR-300 327 Bauarbeiten 1991 eingestellt, wurde nie in Betrieb genommen
Russland Belojarsk 4 BN-800 800 in Bau seit 2006
Volksrepublik China CEFR geplant

Siehe auch

Weblinks

Quellen

  1. Japan lässt neuen Brutreaktor entwickeln
  2. Dr. Erich Übelacker: WAS IST WAS Band 3, Atom Energie Tessloff Verlag, Nürnberg 1995 ISBN 3-7886-0243-0 S. 29

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