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Brutreaktor

Ein Brutreaktor ist eine Art von Kernspaltungs-Kernreaktor, der so optimiert ist, dass möglichst viel neues spaltbares Material entsteht, indem eine andere Substanz mit Neutronen bestrahlt wird. Beispielsweise kann das kaum spaltbare Uran 238 durch Einfang von Neutronen in das gut spaltbare Plutonium 239 umgewandelt werden. Es ist unter Umständen möglich, sogar mehr spaltbares Material zu erbrüten, als für den Betrieb benötigt wird. Für etliche bisher gebaute Brutreaktoren trifft dies allerdings nicht zu; die Neutronenverluste sind hierfür zu hoch.

Brutreaktoren könnten im Prinzip zum zentralen Bestandteil einer Plutoniumwirtschaft werden. Während bei der bisherigen Kernenergienutzung vorwiegend mit Leichtwasserreaktoren nur ein kleiner Teil des Uran 238 in Plutonium umgewandelt wird und daher der größte Teil des Uran 238 ungenutzt bleibt, könnte mit Brutreaktoren ein viel größerer Teil des Urans genutzt werden. Damit stiege die Reichweite der Uranvorräte von einigen Jahrzehnten auf mehrere Jahrtausende. Gleichzeitig ließe sich das Problem radioaktiver Abfälle verglichen mit der Verwendung konventioneller Kernreaktoren wesentlich vermindern. Allerdings wird diese Entwicklung seit einiger Zeit kaum mehr ernsthaft verfolgt aufgrund von diversen Problemen, die weiter unten diskutiert werden.

Technische Aspekte von Brutreaktoren

Der meist verwendete technische Ansatz

Das effiziente Erbrüten von Plutonium 239 aus Uran 238 erfordert eine starke Strahlung schneller Neutronen, während die Neutronen in einem konventionellen Leichtwasserreaktor durch das Wasser als Moderator stark abgebremst werden. Deswegen werden Brutreaktoren meistens als sogenannte schnelle Brüter gebaut, d. h. sie arbeiten ohne Moderator mit Neutronen viel höherer Energie. Dies hat wesentliche Konsequenzen für die Bauart und Funktionsweise des Reaktors – hier diskutierte für eine typische Bauweise:

• Um auch ohne Moderator eine nicht zu hohe kritische Masse für die Kernspaltung zu erhalten, muss im inneren Reaktorkern (der Spaltzone) die Konzentration spaltbaren Materials – z. B. ²³⁹Pu – relativ hoch sein. Uran mit einem Anreicherungsgrad, wie er für Leichtwasserreaktoren verwendet wird, genügt für einen solchen Brutreaktor normalerweise nicht.
• In einer darum herum angeordneten Brutzone (Brutmantel) befindet sich ²³⁸U (d. h. abgereichertes Natururan), das der Neutronenbestrahlung ausgesetzt wird. Daraus lässt sich wie sonst bei der Wiederaufarbeitung das erbrütete Plutonium mit chemischen Verfahren abtrennen.
• Da Wasser mit seiner moderierenden (die Neutronen abbremsenden) Wirkung nicht als Kühlmittel verwendet werden kann, muss hierfür eine andere Substanz verwendet werden – beispielsweise ein flüssiges Metall (meistens Natrium), ein flüssiges Salz oder ein Gas wie Helium. In einem Wärmeübertrager bzw. Dampferzeuger wird die Wärme dann zur Erzeugung von Wasserdampf genutzt, welcher zum Antrieb einer Dampfturbine dient. Vorzugsweise kann auch ein zweiter Natrium-Kreislauf dazwischen geschaltet werden, damit bei einem Versagen des Dampferzeugers nicht das stark kontaminierte Natrium aus dem Reaktorkern mit dem Wasser reagiert. Im Prinzip wären natürlich auch andere Nutzungsarten als Prozesswärme denkbar, insbesondere bei Erzeugung von Hochtemperaturwärme.
• Wie in anderen Kernspaltungsreaktoren auch wird die Kettenreaktion mit Hilfe von neutronenabsorbierenden Regelstäben gesteuert, um die gewünschte Leistung zu halten und ein "Durchgehen" des Reaktors zu verhindern. Diese Regelung ist bei schnellen Brütern allerdings wesentlich kritischer, da es weniger verzögerte Neutronen gibt und ein Anstieg der Leistung nicht automatisch durch Dampfblasenbildung gestoppt werden kann.

Modifizierte Konzepte

Es gibt auch modifizierte Konzepte für Brutreaktoren, die in manchen wichtigen Details abweichen. Beispielsweise gibt es das Konzept des Laufwellen-Reaktors (travelling wave reactor), bei dem sich die aktive Zone über längere Zeit allmählich durch einen großen Brennstoffvorrat frisst; idealerweise soll das erbeutete Plutonium größtenteils gespalten werden, ohne dass es vorher entnommen und aufbereitet werden muss. Ähnliches gilt für Flüssigsalz-Reaktoren, bei denen ein geschmolzenes Salz gleichzeitig als Brennstoff Kühlmittel (bzw. Wärmeübertragermedium) dient.

Eine andere Art von Brutreaktoren könnte Uran 233 aus Thorium 232 erbrüten. In diesem Fall werden nicht unbedingt schnelle Neutronen benötigt; der Reaktor kann also ein relativ konventionelles Design aufweisen. Ein entsprechendes Projekt wird seit langem (obwohl mit geringem Erfolg) in Indien verfolgt, welches über wenig Uran, aber über wesentliche Thoriumvorräte verfügt. (Auch die weltweiten Thoriumvorräte sind weit größer als die Uranvorräte.) Eine Schwierigkeit dieses Ansatzes besteht darin, dass das Uran 233 mit etwas Uran 232 verunreinigt ist, welches im Verlauf seiner Zerfallskette eine harte und damit schwer abschirmbare Gammastrahlung abgibt. Deswegen ist dieses Material schwer handhabbar. Außerdem ist es mit diesem Konzept schwieriger als mit schnellen Brutreaktoren, eine hohe Brutrate zu erzielen.

Aspekte der Sicherheit

Reaktorsicherheit

In Bezug auf die Reaktorsicherheit weisen schnelle Brüter im Vergleich zu konventionellen Leichtwasserreaktoren erhebliche Vor- und Nachteile auf:

• Bereits genannt wurde die schwierige Regelung der Reaktorleistung.
• Ein weiteres Feld von Problemen entsteht durch die Verwendung von Natrium als Kühlmittel in den meisten Fällen. Natrium ist chemisch sehr reaktiv; es verbrennt bei Kontakt mit Luft unter intensiver Rauchbildung, und bei Kontakt mit Wasser bildet sich Wasserstoff, der anschließend leicht zu starken Wasserstoffexplosionen führen kann. Übrigens muss das Natrium auch bei Stillstand des Reaktors ständig heiß gehalten werden, damit es nicht erstarrt (womit der Reaktor vermutlich zerstört wäre).
• Andererseits gibt es auch wesentliche sicherheitstechnische Vorteile von Brutreaktoren; gewisse fatale Entwicklungen in konventionellen Reaktoren sind dort nicht möglich, und eine Art "passiver Sicherheit" (z. B. ein relativ gutmütiges Verhalten bei Verlust der externen Kühlung) ist erreichbar, vor allem bei geringeren Baugrößen.

Eine umfassende sicherheitstechnische Beurteilung ist schwierig und muss sich natürlich immer auf ein konkretes Reaktordesign beziehen. Deswegen sind pauschale Aussagen über die angeblich bessere oder schlechtere Sicherheit von Brutreaktor nicht angebracht.

Wiederaufarbeitung

Zusätzliche Gefahren entstehen meist dadurch, dass zumindest beim konventionellen Konzept eines Brutreaktors Anlagen zur Wiederaufarbeitung für den Betrieb von Brutreaktionen unerlässlich sind. In der Regel werden dabei große Mengen radioaktive Materialien in gefährlicher flüssiger Form gehandhabt. Die Gefahr erheblicher radioaktiver Emissionen ist eher größer als beim Betrieb von Kernreaktoren. Es gibt allerdings auch Ansätze mit modifizierten Verfahren (z. B. pyroprocessing), die am Reaktorstandort selbst praktiziert werden können und auch die Proliferation waffenfähigen Materials wesentlich erschweren würden. Sie sind nur für bestimmte Reaktortypen anwendbar, die mit metallischem Brennstoff arbeiten. Auch Laufwellen-Reaktoren und Flüssigsalzreaktoren (siehe oben) haben hier Vorteile.

Endlagerung der Abfälle

Auf der anderen Seite könnten geeignet gebaute und betriebene Brutreaktoren das Problem der Endlagerung radioaktiver Abfälle deutlich verringern, weil langlebige Transurane damit abgebaut werden könnten. Die Strahlung der Abfälle wäre dann bereits nach einigen Jahrhunderten relativ gering, während sie bei den heute üblichen Leichtwasserreaktoren für viele längere Zeit stark bleibt. Es wäre sogar denkbar, Brutreaktoren für die Transmutation von Abfällen von Leichtwasserreaktoren zu nutzen, um deren langfristiges Gefahrenpotenzial zu reduzieren. Jedoch können solche Vorteile bislang in praktisch anwendbaren Reaktoren nur sehr begrenzt realisiert werden; Jahrzehnte nach der Entwicklung der ersten Brutreaktoren scheint hier noch nicht viel erreicht zu sein. Ein Problem ist beispielsweise, dass zwar prinzipiell diverse problematische Transurane durch die Neutronenbestrahlung im Reaktor abgebaut werden könnten, diese jedoch die Kritikalitätseigenschaften massiv verschlechern (also die Regelung der Kettenreaktion erschweren), so dass aus Sicherheitsgründen nur sehr begrenzte Mengen solcher Substanzen in den Reaktor eingebracht werden dürfen.

Gefahr des Missbrauchs für Atomwaffen

Besonders die am meisten entwickelten Plutonium-Brutreaktoren, aber auch die Thorium-Brüter stellen eine große Gefahr des Missbrauchs für Atomwaffen dar. Einige Projekte wurden ohnehin ganz offen als militärisch motiviert bezeichnet. Entsprechende Gefahren bestehen oft bereits für die Zeit vor der Betriebsaufnahme. Beispielsweise hat Japan für sein Brüterprogramm große Mengen von Plutonium aus Frankreich bezogen, die eben auch militärisch nutzbar wären. Das im Betrieb wie vorgesehen entstehende Plutonium wäre wiederum militärisch nutzbar, und zwar weitaus besser als Reaktorplutonium aus konventionellen Leichtwasserreaktoren.

Dies bedeutet, dass die weltweite Verbreitung der Nutzung von Brutreaktoren die Gefahr von Atomkriegen massiv erhöhen könnte. Andererseits wäre diese Entwicklung notwendig, wenn die Kernenergie aus Kernspaltung langfristig in großem Umfang genutzt werden sollte, da die konventionellen Reaktoren das Uran sehr ineffizient nutzen, so dass die Vorräte für eine langfristige Nutzung nicht ausreichen würden. Sollte also die Kernenergie einen großen Beitrag zum Klimaschutz leisten, käme man langfristig um die Nutzung von Brutreaktoren nicht herum.

Bisherige Erfahrungen mit Brutreaktoren

Die Entwicklung von Brutreaktoren begann in den USA bereits in 1940er Jahren, also bereits ganz zu Beginn der zivilen Kernenergienutzung (aber nicht ohne militärische Motivation). Später folgten damit diverse andere Länder: Frankreich, Großbritannien, Deutschland, Japan, Russland, Indien und China. Die bisherigen praktischen Erfahrungen sind aber trotz der langen Zeit, über die solche Projekte verfolgt wurden, weitgehend sehr negativ. Etliche Anlagen mussten nach schweren Störfällen bis hin zur Kernschmelze außer Betrieb genommen werden. Andere (etwa der französische Superphénix) arbeiteten derart unzuverlässig (mit jahrelangen teuren Reparaturen), dass der Betrieb vollkommen unwirtschaftlich war; der Ertrag aus der Stromerzeugung deckte beim Superphénix nur einen kleinen Bruchteil der Kosten. Bisher wurde noch in keinem Land ein Brutreaktor entwickelt, der hinsichtlich der Zuverlässigkeit und Wirtschaftlichkeit annähernd mit den konventionellen Leichtwasserreaktoren vergleichbar wäre. Hinzu kommen Bedenken wegen der möglichen Proliferation waffenfähigen Materials.

Der im deutschen Kalkar zwischen 1973 und 1985 gebaute schnelle Brutreaktor SNR-300 wurde in 1991 ohne vorherige Inbetriebnahme aufgrund massiver Proteste der Bevölkerung endgültig aufgegeben. Gerade nach der Katastrophe von Tschernobyl in 1986 war das Projekt politisch nicht mehr durchsetzbar. Baukosten von rund 7 Milliarden DM gingen damit verloren.

Neue Entwicklungen

Aus den genannten Gründen wird die Entwicklung von Brutreaktoren kaum mehr verfolgt. Die heute konkret geplanten und gebauten neuen Reaktoren (etwa in Finnland, Frankreich und den USA) sind zum größten Teil Leichtwasserreaktoren, die sich von den bisher meist genutzten Reaktoren nicht grundlegend unterscheiden. Soweit es doch andere Reaktoren sind, sind dies in der Regel trotzdem keine Brutreaktoren. Immerhin gibt es gewisse Entwicklungsprojekte, die erneut auf Brutreaktoren setzen – besonders bekannt dafür ist die Firma TerraPower [1]. Deren Chancen auf eine erfolgreiche Realisierung oder gar eine weite Verbreitung sind jedoch äußerst unsicher, vor allem wegen der enormen Kostenrisiken, die schon bei konventionellen Reaktorkonzepten schwer beherrschbar sind.

Siehe auch: Kernreaktor, Kernspaltung, Plutonium, Uran, Reaktorsicherheit, Wiederaufarbeitung