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Als die „Atomkraftwerke der 2. Generation“ feierte man sie in den 70er Jahren: Den schnellen Brüter, der den Brennstoffengpass, der aufgrund beschränkter Uranreserven auskommen muss, beheben sollte und durch die Nutzung des bislang nutzlosen Uran 238 einen effizienteren Betrieb des Brennstoffkreislaufes darstellen sollte.

In dem in der Natur vorkommenden Uran liegt der Anteil des für Leichtwasserreaktoren benötigten Uran-235 bei lediglich 0,7%, das nicht-spaltbare und daher nutzlose Uran-238 hingegen macht etwa 99,3% aus.

Der entscheidende Vorteil dieser Technologie sollte sein, dass neben der konventionellen Energiegewinnung zusätzlicher Brennstoff produziert („erbrütet“) wird: Ein nicht spaltbares Nuklid wird in ein spaltbares umgewandelt und kann dann (nach Aufarbeitung und Einbringung in neue Brennelemente) anschließend als Kernbrennstoff in konventionellen Atomkraftwerken eingesetzt werden. Bei dem im Brutreaktor verwendeten Spaltmaterial handelt es sich um das Ultragift Plutonium-239, mittels dessen durch Neutronenbeschuss Uran-238 umgewandelt wird und wieder Plutonium-239 resultiert.

Der Traum der Deutschen Atomindustrie belief sich in den 70er Jahren auf eine Verbundwirtschaft aus Brutreaktoren, Wiederaufarbeitung und Leichtwasserreaktoren, womit dann der Uranvorrat der Erde etwa 30 mal mehr Energie liefern sollte, als der herkömmliche Verbrennungsprozess mittels U-235 ergeben hätte.

Der zweite Vorteil des „Schnellen Brüters“ kann aus dem politischen Taktieren in den 70er Jahren abgelesen werden: Plutonium entsteht bei der Wiederaufarbeitung von Brennstäben aus konventionellen Leichtwasserreaktoren – und fand damals keiner weiteren Verwendung. Durch den Bau einer Wiederaufarbeitungsanlage in der Bundesrepublik sollte also der Brennstofflieferant für den Brutreaktor entstehen, gleichzeitig das bereits in größeren Mengen vorhandene PU-239 Anwendung finden (sog. Mischoxid(MOX)-Brennelemente).

Als Kühlmittel wird hier aufgrund besserer Wärmeübertragungseigenschaften Natrium verwendet: Die im Reaktor produzierte Wärmeenergie liegt deutlich höher als in einem Leichtwasserreaktor.

Die Brüter-Technologie wurde also jahrelang als das Wunderkind gefeiert, vom Staat mit mehreren Milliarden Euro gesponsert und endete – zumindest in Deutschland sehr deutlich – im Eklat.

Aufbau und Funktionsweise des Schnellen Brüters

Wesentliche Merkmale

• Verwendung von Plutonium (Pu) als Spaltmaterial
• Kühlmittel ist Flüssigmetall in Form von Natrium (Na)
• Aufteilung der Kraftwerksanlage in drei Kreislaufsysteme:
  1. Primärkühlkreislauf mit Na
  2. Sekundärkühlkreislauf mit Na
  3. Dampf-Wasser-Kühlkreislauf zum Antrieb der Turbine

Im Primärkreislauf durchströmt das Natrium den Reaktor von unten nach oben und wird dabei erhitzt. Danach tritt es in einen Zwischenwärmetauscher, in dem die erzeugte Wärmeleistung an den Sekundärkreislauf übertragen wird. Das in diesem Sekundärkreislauf befindliche, nicht-radioaktive Natrium wird mittels einer Pumpe in den Dampferzeuger geleitet. Hier findet erneut ein Wärmeaustausch statt: Die im Sekundärkreislauf befindliche Wärme wird an einen dritten Kreislauf, der mit Wasser betrieben wird, weitergeleitet. Das Wasser, welches die Wärme aufnimmt, wird zu Wasserdampf. Der Frischdampf wird zur Turbine geleitet. Mit deren Hilfe wird ein Generator angetrieben, welcher schließlich den gewünschten Strom erzeugt. Nachdem der Wasserdampf die Turbine durchlaufen hat, wird dieser im Kondensator wieder heruntergekühlt. Dies geschieht unter Zuhilfenahme von Fluss- oder Kühlwasser.

Aufbau des Reaktors

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

Der Brutprozess

Der Kern eines Atoms Uran-238 kann 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).

Bei der Spaltung eines PU-Kerns werden 2-3 Neutronen frei, wobei eines genutzt für die weitere herkömmliche Kernspaltung, das weitere „schnelle Neutron“ wandelt im sog. Brutelement Uran-238 durch die Aufnahme dieses Neutrons in PU-239 um. Bei dieser Umwandlung ergibt sich eine Effizienz des Verbrennungsvorganges um den Faktor 60.

Kühlsystem des Schnellen Brüter (Pool-system)

Die Brutreaktortechnik basiert in einigen Bereichen auf den Grundlagen der Leichtwasserreaktortechnik, hat jedoch einige wesentliche Unterschiede. Das Kühlmittel Natrium hat gute Wärmeübertragungseigenschaften und einen großen nutzbaren Temperaturbereich, da es schon bei 98°C schmilzt, aber erst bei 883°C siedet.

Die Temperatur im Reaktorkern wird auf ca. 545°C gehalten. Ein gewisser Sicherheitsvorteil gegenüber wassergekühlten Reaktoren liegt in dem geringen erforderlichen Druck von nur ca. 10bar.
In der deutschen Brutreaktor-Technik wird das so genannte Loop-System verwendet, bei dem der Primärkreislauf, 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, befinden sich Primärkreislauf, Pumpen und Wärmetauscher im Reaktortank selbst, wobei hier Argon als Schutzgas im Tank verwendet wird.

Der Wettlauf um die Brüter

Der 1972 in Kalkar (Niederrhein) begonnen deutsche 300-MW-Brüter wurde 1991 endgültig aufgegeben – nach 19 Baujahren, die sieben Milliarden Mark (das 25-fache des ursprünglich Vorschlags) verschlangen. Nach zahlreichen Protesten und dem Reaktorunfall bei Tschernobyl (1986) kam es nie zur Inbetriebnahme oder gar Stromerzeugung, die für 1987 vorgesehen war. Das analoge US-Projekt wurde nie ausgeführt.

Demonstrationsbrüter mittlerer Leistung wurden zwar Mitte der 70er Jahre in Frankreich, Großbritannien und der Sowjetunion in Betrieb genommen, aber im Verlauf der 90er Jahre stillgelegt.
Während der Inbetriebnahme des japanischen Parallelprojektes kam es 1995 zu einem schweren Unfall – seitdem liegt das Brüterkraftwerk still und es ist unklar, ob es noch in Betrieb gehen wird.
Das weltweit einzige 1200-MW-Brütergroßkraftwerk (Super-Phenix) ging 1986 in Frankreich in Betrieb und wurde 1997 stillgelegt: Es hatte in 10 Betriebsjahren eine Strommenge produziert, die einer siebenprozentigen Ausnutzung seiner Kapazität entprach.

Übrig geblieben ist nur ein russisches 600-MW-Brüterkraftwerk. Mitte der 80er Jahre begann zudem im Ural der Bau von zwei kommerziellen 800-MW-Brütern, die im Jahr 2000 in Betrieb gehen sollten, tatsächlich aber auch aufgegeben wurden.

Land	von	bis	Ort	Name	Leistung	Typ	Bemerkung
Deutschland	1972	1991	Kalkar	SNR-300	300 MW		Bauarbeiten 1991 eingestellt, nie in Betrieb genommen
Japan	1978		Joyo		100 MW
	1985		Monju		280 MW		Forschungsreaktor, wegen Umbau- und Reparaturarbeiten nach Störfällen abgeschaltet
		1995	Fukui				Nach Natrium-Unfall seit 08.12.1996 außer Betrieb.
Kasachstan	1973	1999	Aktau	BN-350	350 MW	Loop
Russland	(1966) 1980		Belojarsk	BN-600	600 MW	Pool
			Belojarsk	BN-800	800 MW		in Planung
Indien	1985		Kalpakkam		40 MW		Testreaktor
	2009?		Kalpakkam		500 MW		Prototyp
Großbritannien	1959	1994	Dounraey	DFR	60 MW	Loop	Test- und Forschungsreaktor, im Rückbau
	1974	1994	Dounraey	PFR	270 MW	Pool
Frankreich	1967	1983		Rapsodie	40 MW		Testreaktor
	1974		Marcoule	Phénix	250 MW
	1986	1996	Creys-Malville	Super Phénix	1.200 MW		1996 nach Unfällen vom Netz genommen
Italien				PEC	118 MW
China	1997		Beijing	CEFR	65 MW	Pool	Test- und Forschungsreaktor
				MPFR	300 MW		in Planung
USA	1961	1991	Idaho	EPR-II	20 MW
	1963	1972	Detroit	FERMI	94 MW
	1969	??	Arkansas	SEFOR
	1980		Washington	FFTF	400 MW

Gefahrensteigerung statt Minimierung

Die Konstruktion eines Schnellen Brüters birgt besondere Gefahren, die gegenüber denen eines herkömmlichen Atomkraftwerkes um ein vielfaches größer sind: Die Menge des in den Brennstäben eingesetzte Uran-235 beläuft sich in den herkömmlichen Atomreaktoren auf etwa drei Prozent, in denen des Schnellen Brüters hingegen auf etwa 20%. Dies kann bei Defekten oder Störungen viel schnelleren zu einer Überhitzung der Brennstäbe führen als im konventionellen Reaktortyp.

Das als Kühlmittel verwendete Natrium reagiert bekanntlich heftig mit Wasser, außerdem gerät es in heißem Zustand allein bei Luftkontakt in Brand. Ein Leck in einem der Natriumkreisläufe kann also nicht nur zur Überhitzung des Reaktors führen, sondern auch zu gefährlichen Natriumbränden, die sich im einzigen Deutschen Brutreaktor Kalkar bereits im Probebetrieb ereigneten.

Zentrales Problem stellt die große Menge des genutzten Ultragiftes Plutonium dar: Im Brutreaktor Kalkar sollten mehrere 100 Kilogramm pro Jahr erbrütet werden. Neben der vorhandenen Menge am Kraftwerkstandort selbst müsste dieser Stoff, der zu den giftigsten überhaupt gehört, in einer groß angelegten Infrastruktur transportiert und verarbeitet werden.

Wiederaufarbeitungsanlagen sind für den Betrieb von Schnellen Brütern unerlässlich. Neben der hohen Umweltverseuchung, die aus dem Betrieb einer WAA nachweislich resultiert, wäre für die Brüter-Technologie ein anderes, noch komplexeres Verfahren der Aufarbeitung notwendig, da der Plutoniumgehalt der Brennstäbe und dessen Abbrand entscheidend höher liegen.

Weitere zahlreiche Störfälle, im Wesentlichen nicht nuklearer Natur sondern durch natriumbedingte Korrosionsprobleme, Undichtigkeiten infolge der hohen Kühlmitteltemperaturen u.a. hervorgerufen, wurden viele Brüteranlagen ganz oder für mehrere Jahre abgeschaltet.

Auch die großen Bedenken in der Bevölkerung bezüglich dessen Sicherheit und die Zweifel an der Wirtschaftlichkeit verwährten vielen Projekten die politische Durchsetzbarkeit.

Resümee

Die Brüter-Technologie sollte die Weichen stellen für eine „Brüterwirtschaft“: Die Antwort auf das Energieproblem für Jahrhunderte. Tausende oder Zehntausende solcher Reaktoren sollten gebaut werden und sämtlichen Bedarf an Elektrizität und Fernwärme decken – ein Paradies aller Atomkraftbefürworter und vor allem der -industrie. Schon in den 70er Jahren waren sich die Fachmenschen einig, dass ohne die Brütertechnologie und damit verbundener Streckung der Brennstoffreserven, die Atomkraftnutzung nur ein kurzes Zwischenspiel, eine Sackgasse, sein kann. Spätestens im Verlauf des 21. Jahrhundert wären sämtliche Brennstoffvorräte verbraucht.

Der Brüter treibt alle Problematiken der Atomenergienutzung auf die Spitze: Zentralisierung, Kapitalintensität, technische Komplexität.

Dieses klägliche Ende des mit enormen Mitteln veranstalteten Brüter-Wettlaufs ist letztlich der enormen technischen Komplexität und den sicherheitstechnischen Mängeln des Brüter-Konzepts zuzuschreiben. Diese Eigenschaften führten einerseits zu enormen Kosten, andererseits zu katastrophalen Betriebsergebnissen infolge andauernder Pannen. Vier Jahrzehnte Entwicklung in allen großen Industriestaaten haben das Brüter-Konzept ad absurdum geführt.