Schneller Brüter

Bei einer besonderen Klasse von Kernreaktoren, den Schnellen Brütern, verwandeln schnelle Neutronen das nicht als Kernbrennstoff geeignete Isotop Uran-238 in den neuen Kernbrennstoff Plutonium-239. Diese Technik wird heute kaum angewandt, doch könnte sie bei einem Ausbau der Kernenergie weltweit an Bedeutung gewinnen.

In heutigen Leistungsreaktoren für die Stromerzeugung wird das Uran-Isotop 235 verwendet, das nur mit Neutronen gespaltet werden kann, die nach der Kernspaltung auf thermische Geschwindigkeiten heruntergebremst worden sind. Da Uran-235 in der Natur nur mit 0,7 Prozent vorkommt, bleibt der Löwenanteil des Urans für die Energiegewinnung ungenutzt. Dies liegt daran, dass das Uran-238 in Reaktoren mit thermischen Neutronen als Spaltstoff nicht zu verwenden ist.

Uran-238 hat aber eine andere Eigenschaft, die man für die Energiegewinnung nutzen kann: Es kann ein schnelles Neutron einfangen, wie es unmittelbar nach einem Spaltprozess frei wird. Danach kann es sich über mehrere Zerfallsprozesse zu Plutonium-239 umwandeln. Dieses Isotop wiederum ist ein guter Spaltstoff auch für schnelle Neutronen. Ein Nachteil: Plutonium kann auch für den Bau von Kernwaffen genutzt werden.

Kernkraftwerk Creys-Malville

Es finden also gleichzeitig zwei wichtige Prozesse statt: Zum einen wird durch die Spaltung von Plutonium-239 Energie erzeugt und zum anderen wird aus dem nicht-spaltbaren Uran-238 mit Hilfe schneller Neutronen der neue Spaltstoff Plutonium-239 erbrütet. Da in diesen Reaktortypen mit schnellen Neutronen gearbeitet wird und dabei noch neuer Spaltstoff erzeugt wird, nennt man sie Schnelle Brutreaktoren oder schlichter „Schnelle Brüter“.

Man kann den Kern solcher Reaktoren so konstruieren, dass aus Uran-238 mehr Plutonium-239 erzeugt als durch die Spaltungen des Plutoniums verbraucht wird. Man erzielt auf diese Weise einen Überschuss an spaltbarem Material, das für die Energiegewinnung in anderen Reaktoren eingesetzt werden kann. Durch diesen Brutvorgang ist es möglich, das Natururan etwa sechzig Mal besser auszunutzen als mit den nur Uran-235-nutzenden Leichtwasserreaktoren. Das Energiepotential von Uran kann durch diese Technik also um einen Faktor 60 vergrößert werden.

Da Brutreaktoren die schnellen Neutronen zur Energiegewinnung verwenden, dürfen diese Teilchen nach der Spaltung des Plutoniums nicht abgebremst werden. Moderatoren wie bei thermischen Reaktoren entfallen also als Möglichkeit, die freigesetzte Wärme abzutransportieren. Als Kühlmittel wird deshalb, wie etwa im früheren französischen Brutreaktor Superhénix (Laufzeit: 15. Januar 1986 bis 31. Dezember 1998) oder dem russischen Brutreaktor Beloyarsk 4 (Laufzeitbeginn: 10. Dezember 2015) flüssiges Natrium eingesetzt. Es hat eine Schmelztemperatur von 98 Grad Celsius. Seine Siedetemperatur beträgt 883 Grad Celsius. Da die Temperaturen, unter denen das Natrium in Schnellen Brutreaktoren verwendet wird, zwischen 400 und 550 Grad Celsius liegen, befindet sich das Kühlmittel weit von seinem Siedepunkt entfernt, so dass diese Art von Reaktoren unter dem relativ geringen Druck von nur etwa 10 bar im Primärkreislauf betrieben werden können, im Gegensatz etwa zu Druckwasserreaktoren mit etwa 160 bar.

In Deutschland gab es zwei Typen von schnellen Reaktoren: im früheren Forschungszentrum Karlsruhe (heute KIT) von 9. April 1978 bis 23. August 1991 die Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe, KNK II und in Kalkar zwischen 1973 und 1985 den schnellen Brutreaktor SNR-300, der jedoch nie in Betrieb ging und 1991 endgültig aufgegeben wurde.

Nach Angaben der World Nuclear Association vom Juli 2017 sind seit 1962 in neun Ländern insgesamt elf Brutreaktoren realisiert worden. Bis Ende 2016 wurden davon acht Anlagen stillgelegt, drei sind noch in Betrieb: In Russland die Reaktoren Beloyarsk 3 (560 MWe, seit April 1980), Beloyarsk 4 (789 MWe, seit Dezember 2015) und in der Volksrepublik China der Brutreaktor Cefr (20 MWe, seit Juli 2011). In Indien befand sich Ende 2016 der zwölfte Brutreaktor Pfbr mit einer Leistung von 470 MWe im Bau.