Brutreaktor


 
Im Siede- und Druckwasserreaktor kann von den in der Natur vorhandenen Uranisotopen nur das Uran-235 gespalten werden. Es ist im natürlichen Uran mit 0,7 % enthalten und in den Brennelementen auf bis zu 3,4 % angereichert. Das Uran-238 ist in diesen Reaktortypen als Spaltstoff nicht zu verwenden.

Der Kern eines Atoms Uran-238 kann aber ein Neutron aufnehmen und sich anschließend in mehreren Stufen zu Plutonium-239 umwandeln. Dies wird am effektivsten durch schnelle Neutronen gespalten und ist deshalb als Spaltstoff geeignet.

In schnellen Brutreaktoren werden beide Vorgänge gezielt herbeigeführt.
  • Es findet Kernspaltung statt, wodurch Energie freigesetzt wird.

  • Ein Teil des Uran-238 wird in spaltbares Plutonium-239 umgewandelt (Brutvorgang).

Das größte Kernkraftwerk mit schnellem Brutreaktor (Creys-Malville/Frankreich) ist seit 1986 in Betrieb. Es trägt den Namen Superphenix I und ist ein Gemeinschaftsprojekt von Frankreich und fünf weiteren europäischen Staaten (darunter auch der BRD).

Die im Folgenden gemachten Angaben beziehen sich auf das französische Kraftwerk Superphenix I.

Sein Reaktorkern besteht aus zwei Zonen. Im Innern befinden sich Brennstäbe mit einer Mischung von UO2 und PuO2 (Spaltstoffanreicherung 15 %). In dieser Zone kommt es vorwiegend zu Kernspaltungen. In einem Mantel aus UO2 (abgereichertes Uran), der den inneren Bereich umgibt, wird Uran-238 in Plutonium umgewandelt.

Bei Brutreaktoren ist eine hohe Konzentration an spaltbarem Plutonium notwendig, weil schnelle Neutronen verwendet werden. Sie führen mit geringerer Wahrscheinlichkeit zu Kernspaltungen als langsame. Der Reaktorkern ist deshalb kompakter gebaut und besitzt eine Spaltstoffkonzentration, die deutlich höher liegt als bei den Leichtwasserreaktoren.

In Brutreaktoren kann der Prozess so gesteuert werden, dass aus Uran-238 mehr spaltbares Plutonium-239 erzeugt wird, als durch Kernspaltungen verbraucht wird. Da sowohl bei der Kernspaltung als auch bei der Erbrütung von Plutonium schnelle Neutronen eingesetzt werden, nennt man diesen Reaktortyp "schneller Brüter" oder "schneller Brutreaktor".

In dem französischen Brutreaktor Phenix (Vorläufer von Superphenix I) konnte nachgewiesen werden, dass auf 100 Plutoniumkerne, die gespalten werden, 115 Plutoniumkerne neu erbrütet werden. Es entsteht also ein Überschuss an spaltbarem Material, das in anderen Leichtwasserreaktoren oder Brutreaktoren als Spaltstoff eingesetzt werden kann. Da aber bei der Aufbereitung der Spalt- und Brutstoffe Verluste entstehen, kann durch den Einsatz von 100 g Plutonium letztlich nicht 115 g Plutonium gewonnen werden. Nach dem heutigen Stand der Technik ist es aber möglich, das Natururan etwa 60-mal besser auszunutzen als in den Leichtwasserreaktoren.

Da Brutreaktoren nur mit schnellen Neutronen betrieben werden, darf kein Moderator vorhanden sein. Als Kühlmittel kommt deshalb auch kein Wasser infrage. Es würde die Neutronen zu schnell auf geringe Geschwindigkeiten abbremsen (moderieren). Außerdem könnte Wasser die große Menge an Wärmeenergie, die aufgrund der hohen Spaltstoffkonzentration erzeugt wird, nicht schnell genug abführen.

Als Kühlmittel wird deshalb flüssiges Natrium verwendet. Sein Schmelzpunkt liegt bei 98 °C, sein Siedepunkt bei 883 °C. Mit einer Temperatur von 395 °C tritt es von unten in den Reaktorkern ein und verlässt ihn wieder mit 545 °C. Da das Natrium dabei nicht siedet, ist auch der entstehende Druck relativ niedrig. Im Primärkreislauf liegt er bei etwa 10 bar (1 MPa).

In einem Zwischenwärmetauscher gibt das flüssige Natrium des Primärkreislaufs seine Wärme an das Natrium eines Sekundärkreislaufs ab. Ein weiterer Wärmetauscher bildet den Dampferzeuger. In ihm erzeugt das flüssige Natrium des Sekundärkreislaufs Wasserdampf von 487 °C (bei 177 bar), der dann einer Dampfturbine zugeführt wird. Erst in dem tertiären Kreislauf, der ein Wasser-Dampf-Kreislauf ist, entstehen durch das Verdampfen des Wassers hohe Drücke.

Die Verwendung von drei Kreisläufen ist aus sicherheitstechnischen Gründen notwendig.
  • Das Natrium, das im Reaktor strömt, wird durch die freien Neutronen radioaktiv. Es entsteht radioaktives Na-24, das unter Aussenden eines Betateilchens zu Magnesium zerfällt. Um das radioaktive Natrium in der Sicherheitszone des Reaktorgebäudes zu halten, wird die Wärme über einen sekundären Natriumkreislauf dem Wasser-Dampf-Kreislauf zugeführt. Das Natrium in dem sekundären Kreislauf ist nicht mehr radioaktiv.

  • Ein zweiter Natriumkühlkreislauf soll verhindern, dass bei Störfällen das radioaktive Natrium des Primärkreislaufs mit dem Wasser-Dampf-Kreislauf in Berührung kommt, da Natrium mit Wasser chemisch reagiert.
Zur Steuerung der Reaktorleistung werden Steuerstäbe von oben in den Reaktor eingefahren. Sie bestehen z. B. aus Tetraborcarbid (B4C) und besitzen ein hohes Absorptionsvermögen für Neutronen.