Ein Brutreaktor beziehungsweise „schneller Brüter“ (, FBR) ist ein Kernreaktor, der sowohl der Energiegewinnung als auch der Erzeugung weiteren spaltbaren Materials dient. Ein nicht spaltbares Nuklid wird durch Kernreaktionen in ein spaltbares umgewandelt, das dann (nach Aufarbeitung und Einbringung in neue Brennelemente – oder im weiteren Verlauf des Abbrandes) anschließend als Kernbrennstoff verwendet werden kann. Diese Umwandlung (als Konversion, manchmal auch als Brüten bezeichnet, siehe Konversionsrate) findet zwar in jedem Kernreaktor statt, aber von einem „Brutreaktor“ oder „Brüter“ spricht man erst dann, wenn er mehr Brennstoff herstellt, als er in der gleichen Zeit selbst verbraucht. Unter Einsatz von Thorium ist es möglich, auch mit thermischen Neutronen mehr Brennstoff zu „erbrüten“ als gleichzeitig verbraucht wird (großtechnisch demonstriert unter anderem am Leichtwasserreaktor Shippingport). Allerdings ist meistens, wenn von Brutreaktoren die Rede ist, ein Reaktor im schnellen Neutronenspektrum und mit Uran-Plutonium-Brennstoff gemeint. Umgekehrt gibt es durchaus Reaktoren im schnellen Neutronenspektrum, die keine Brutreaktoren sind. Der deutsche Reaktor SNR-300 in Kalkar wurde nach seiner Fertigstellung im Jahr 1985 an der Inbetriebnahme gehindert und aufgrund einer politischen Entscheidung aufgegeben.
mini|hochkant=2|Schneller Brutreaktor in Becken-Bauweise (links) und in Schleifen-Bauweise (rechts)
Der erste Brutreaktor war der Experimental Breeder Reactor I. Er war 1951 der erste Kernreaktor der Welt, mit dessen Wärmeleistung elektrischer Strom erzeugt wurde. Heute sind die einzigen Brutreaktoren im kommerziellen Betrieb der BN-600 und der BN-800 in Russland (Stand 2015). Einige Versuchs-Brutreaktoren sind in Betrieb, Bau oder Planung, vor allem innerhalb des Forschungsverbunds Generation IV International Forum.
Hauptzweck der Brutreaktor-Entwicklung ist die weitaus bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffe. Aus natürlichem Uran könnte mit Brutreaktoren rund 60-mal mehr Energie gewonnen werden als mit Leichtwasserreaktoren. Die Brutreaktorentwicklung wurde in den 1960er bis 1980er Jahren in vielen Industrieländern staatlich gefördert, beispielsweise im bundesdeutschen Projekt Schneller Brüter von 1962 bis 1989. Ein in der Frühzeit der Kernenergie weniger beachteter aber heute immer wieder vorgebrachter Aspekt ist die weitaus geringere Menge abgebrannten Brennstoffs im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren pro erzeugter Menge Strom bzw. Wärme. Dazu kommt, dass – im Idealfall – keinerlei Transuranabfall und ausschließlich Spaltprodukte anfallen. Während Transurane Halbwertszeiten auf allen Zeitskalen haben, sind die allermeisten Spaltprodukte äußerst kurzlebig; einige wenige mittellebig mit Halbwertszeiten im Bereich von um die 30 Jahren (z. B. 137Cs und 90Sr); und ein gutes halbes Dutzend extrem langlebig (z. B. Technetium-99 oder Zirconium-93) mit Halbwertszeiten im Bereich zwischen 200.000 und 16 Millionen Jahren. Befürworter der Brütertechnik argumentieren, reiner Spaltprodukt-Abfall könne bereits nach einigen Jahrhunderten (Zeitskala vergleichbar mit dem Bau des Kölner Doms) bedenkenlos in die ausgebeuteten Uranminen zurückgegeben werden, da die Radiotoxizität auf einen Wert entsprechend der Uranerze abgeklungen sei, die zuvor in den Minen anzutreffen waren.
Als die USA und Russland ihre Atomwaffen entwickelten, wurden zu diesem Zweck spezielle Reaktoren (z. B. der ADE-Reaktor) gebaut, die den einzigen Zweck hatten, Plutonium zu erzeugen. Diese nutzten moderierte, also thermische Neutronen und zählen nicht zu den Brutreaktoren. In der Frühzeit der Kernenergie bestand in einigen Ländern Interesse an Dual-Use-Reaktoren, welche sowohl Energie als auch waffenfähiges Plutonium in nennenswerten Ausmaß liefern sollten. Dazu zählten der britische Magnox-Reaktor, der französische UNGG-Reaktor und der sowjetische RBMK. Diese Entwicklungen erwiesen sich als technische Sackgasse und waren aufgrund Konversionsfaktoren ≪ 1 ebenfalls keine Brutreaktoren. Während Magnox und UNGG nach dem Ende ihrer Lebensdauer durch Reaktoren ersetzt wurden, die nicht auf die Produktion von Plutonium optimiert sind, wurden nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl am Design des RBMK derartige Veränderungen vorgenommen, dass er sich heute kaum noch zur Produktion von Plutonium eignet.
Übersicht zu Brutreaktor-Typen Man unterscheidet zwei Typen von Brutreaktoren und bezeichnet sie nach dem Energiespektrum der genutzten Neutronen:
Schneller Brüter Die Bezeichnung „schneller Brüter“ bezieht sich auf die schnellen Neutronen, die bei diesem Typ für den Brutprozess verantwortlich sind. Schnelle Brüter arbeiten mit Uran-238 (oder seltener Thorium-232) als Brutstoff und mit schnellen Neutronen, wie sie bei Kernspaltungen freigesetzt werden, also ohne Moderator. Als Kernbrennstoff dient Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX). Die Brutzone (siehe unten) enthält Natururan- oder abgereichertes Uranoxid, das überwiegend aus 238U besteht. Der schnelle Brüter ermöglicht es somit, die Vorkommen von Natururan über 50-mal effizienter auszunutzen. Für einige, nicht aber für alle Reaktortypen wäre der Aufbau einer „Plutoniumwirtschaft“ erforderlich.
Thermischer Brüter Thermische Brüter arbeiten mit thermischen Neutronen, die ähnliche kinetische Energien haben wie heiße Wasserstoffatome. Thermische Brüter arbeiten mit Thorium als Brutstoff und mit überwiegend thermischen Neutronen. Nach einer Erstbefüllung mit angereichertem Uranoxid, Plutoniumoxid oder MOX wird aus 232Th durch Neutronenanlagerung und Betazerfall spaltbares 233U. Diese Technik gilt wegen der großen Thoriumvorkommen als interessant, da diese etwa dreimal größer sind als die Uranvorkommen. Auch Natururanreaktoren können als thermische Brüter genutzt werden. Hierbei kann als Brennstoff Uran-Thorium-Mischoxid (gegebenenfalls sogar mit unangereichertem Uran) oder auch Plutonium-Thorium-Mischoxid verwendet werden.
„Beinahe“ Brutreaktoren Es gibt Konzepte für „Fortschrittliche Druckwasserreaktoren“ (Advanced Pressurized Water Reactors) oder Siedewasserreaktoren „mit reduzierter Moderation“.J. Yamashita, F. Kawamura, T. Mochida: Next-generation Nuclear Reactor Systems for Future Energy. (PDF; 174 kB). In: Hitachi Review. 53, 2004, S. 131–135. Sie würden mit konventionellen Brennstoffen und Kühlmitteln arbeiten, aber durch ihre Konstruktion hohe Konversionsraten von 0,7 bis 1,0 erreichen (daher gelegentlich auch als Hochkonverter bezeichnet), wären also „beinahe“ Brutreaktoren. Der EPR hat eine gegenüber dem Konvoi noch einmal verbesserte Konversionsrate, die aber dennoch unter 1 bleibt. Damit ist er einer der wenigen Hochkonverter, welche sich bereits im Einsatz befinden.
Schneller Brüter Aufbau des Reaktors Der Reaktorkern besteht aus vielen senkrecht stehenden, mit z. B. Uran-Plutonium-Mischoxid gefüllten Edelstahlröhren (Brennstäben). Die Stäbe sind zu Brennelementen gebündelt und füllen insgesamt einen etwa zylindrischen Bereich von z. B. 3 m Höhe und 5 m Durchmesser aus. Die Steuerung der Kettenreaktion (siehe auch Kritikalität) erfolgt durch Regelstäbe aus Bor-Stahl oder einem anderen Neutronen absorbierenden Material („Neutronengift“).
Der Reaktorkern ist aufgeteilt in eine innere Spalt- und eine äußere Brutzone. Das Kühlmittel – das bei diesen Reaktoren nicht, wie im Leichtwasserreaktor, als Moderator wirken darf – ist ein flüssiges Metall wie Natrium oder Blei. Bereits bis ca. 1970 wurden auch Konzepte für gasgekühlte Brutreaktoren untersucht, kamen aber nicht zum Einsatz; inzwischen wurden auch solche Überlegungen wieder aufgenommen. Da Flüssigmetall beim Erstarren Probleme bereitet, gibt es oft einen Mechanismus der auch im ausgeschalteten Zustand – wenn die Nachzerfallswärme nicht mehr ausreicht – das Kühlmittel flüssig hält. Um die benötigte Heizleistung gering zu halten, wurden daher in der Vergangenheit eutektische Legierungen bevorzugt, darunter Blei-Bismut und NaK. Obwohl Quecksilber und Gallium (Schmelzpunkt: 29,76 °C) bei oder nahe Raumtemperatur flüssig sind, ist das Interesse an derartigen Kühlmitteln gering, da chemische und neutronenphysikalische Eigenschaften dieser Elemente nicht ideal sind.
Brennstoff-Brutprozess Natürliches Uran besteht zu 99,3 % aus dem nicht spaltbaren Isotop 238U und nur zu 0,7 % aus dem spaltbaren Isotop 235U. Für den Betrieb der meisten Kernspaltungsreaktoren (z. B. 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 durch zwei aufeinander folgende β−-Zerfälle in das spaltbare 239Pu über, das teilweise parallel zum 235U noch im Reaktor wieder gespaltenDer Fachausdruck der Kerntechnik lautet gespalten, nicht gespaltet. wird, teilweise aber auch später nach 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 Kernspaltungsprozess im Brutreaktor). Der Überschuss drückt sich darin aus, dass das Brutverhältnis (manchmal auch Brutrate oder Konversionsrate genannt), die Zahl neu erzeugter Brennstoffatome pro verbrauchtem Brennstoffatom, über 1,0 liegt.
Zusätzlich sind einige, aber eben nicht genug Neutronen, welche aus der Spaltung resultieren, schnell genug, auch 238U zu spalten. Zwar ist es nicht möglich, reines 238U ohne externe Neutronenquelle zur Kernspaltung zu nutzen, doch ist – je nach Zusammensetzung des Brennstoffs und Design des Reaktors – die direkte Spaltung von 238U ein nicht unerheblicher Anteil der Leistung von schnellen Brütern. Dies ist insofern vorteilhaft, als dabei weniger Neutronen „verbraucht“ werden als bei vorhergehender Umwandlung von 238U in 239Pu. Nachteilig kann es insofern sein, als es Berechnungen verkompliziert.
Da bei Kernfusion – je nach „Brennstoff“ – ebenfalls Neutronen frei werden, diese aber im Allgemeinen deutlich schneller sind als Spaltneutronen, kann man mittels Kernfusion direkt 238U spalten. Die bisher einzige Anwendung dieses Phänomens ist das Teller-Ulam-Design von Wasserstoffbomben, bei denen die zweite Stufe (Kernfusion) eine dritte Stufe (238U-Spaltung) in Gang setzt. Es gibt jedoch Bestrebungen, nach Erzeugung kontrollierter Kernfusion auch die „abfallenden“ schnellen Neutronen für Kernspaltung zu nutzen.
Der schnelle Brüter heißt also nicht so, weil er „schnell brütet“, sondern weil er zur Kernspaltung schnelle statt thermischer (abgebremster) Neutronen verwendet.
Bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffvorräte Für 238U gibt es nur wenige andere Nutzanwendungen neben dessen Einsatz im Brutreaktor (u. a. Uranmunition). Durch eine Verbundwirtschaft aus Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und Leichtwasserreaktoren könnte der Uranvorrat der Erde etwa 60-mal so viel Energie liefern wie bei der ausschließlichen Spaltung von 235U. In der Theorie ergäbe die restlose Ausnutzung des 238U sogar einen über 100-mal höheren Nutzfaktor, der jedoch technisch derzeit nicht realisierbar ist.