„Brutreaktor“ – Bearbeiten

Ein '''Brutreaktor''' beziehungsweise „schneller Brüter“ ({{enS|''Fast Breeder Reactor''}}, '''FBR'''<ref>{{Internetquelle |url=https://www.iaea.org/topics/fast-reactors |titel=Fast reactors |hrsg=IAEA |datum=2016-04-13 |sprache=en |abruf=2023-07-01}}</ref>) ist ein [[Kernreaktor]], der sowohl der [[Energie]]gewinnung als auch der Erzeugung weiteren [[Spaltbares Material|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 [[Abbrand (Kerntechnik)|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 [[thermisches Neutron|thermischen Neutronen]] mehr Brennstoff zu „erbrüten“ als gleichzeitig verbraucht wird (großtechnisch demonstriert unter anderem am Leichtwasserreaktor [[Kernkraftwerk Shippingport|Shippingport]]). Allerdings ist meistens, wenn von Brutreaktoren die Rede ist, ein Reaktor im [[schnelles Neutron|schnellen Neutronenspektrum]] und mit Uran-Plutonium-Brennstoff gemeint. Umgekehrt gibt es durchaus Reaktoren im schnellen Neutronenspektrum, die ''keine'' Brutreaktoren sind.

[[Datei:Fluessigmetall-Brutreaktor.svg|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-Reaktor|BN-600]] und der [[BN-Reaktor|BN-800]] in Russland (Stand 2015). Einige Versuchs-Brutreaktoren sind in Betrieb, Bau oder Planung, vor allem innerhalb des Forschungsverbunds [[Generation IV International Forum]].

Zweck 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 [[Leichtwasserreaktor]]en.<ref>{{Internetquelle |url=https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx |titel=Fast Neutron Reactors {{!}} FBR |hrsg=[[World Nuclear Association]] |datum=2021-08 |sprache=en |abruf=2023-07-02}}</ref> Die Brutreaktorentwicklung wurde in den 1960er bis 1980er Jahren in vielen Industrieländern staatlich gefördert, beispielsweise im bundesdeutschen ''[[Kernkraftwerk Kalkar|Projekt Schneller Brüter]]''<ref name=":0">{{Literatur |Autor=W. Marth |Titel=Zur Geschichte des Projekts Schneller Brueter |Verlag=Karlsruhe |Datum=1981 | |Abruf=2023-07-02 |DOI=10.5445/ir/270016140}}</ref> von 1962 bis 1989. Ein in der Frühzeit der Kernenergie weniger beachteter aber heute immer wieder vorgebrachter Aspekt ist die weitaus geringere Menge [[Abgebrannter Kernbrennstoff|abgebrannten Brennstoffs]] im Vergleich zu Leichtwasserreaktoren pro erzeugter Menge Strom bzw. Wärme. Dazu kommt, dass – im Idealfall – keinerlei [[Transuranabfall]] und ausschließlich [[Spaltprodukt]]e anfallen. Während Transurane [[Halbwertszeit]]en auf allen Zeitskalen haben, sind die allermeisten Spaltprodukte äußerst kurzlebig; einige wenige mittellebig mit Halbwertszeiten im Bereich von Jahrzehnten (z.&nbsp;B. [[Caesium-137|<sup>137</sup>Cs]] und [[Strontium#Strontium-90|<sup>90</sup>Sr]]); und ein gutes halbes Dutzend extrem langlebig (z.&nbsp;B. [[Technetium]]-99 oder Zirconium-93) mit Halbwertszeiten im Bereich von Jahrzehntausenden bis Jahrmillionen. Befürworter der Brütertechnik argumentieren, reiner Spaltprodukt-Abfall könne bereits nach einigen Jahrhunderten (Zeitskala vergleichbar mit dem Bau des [[Kölner Dom]]s) bedenkenlos in die ausgebeuteten Uranminen zurückgegeben werden, da die [[Radiotoxizität]] auf ein Level entsprechend der Uranerze, welche zuvor in den Minen anzutreffen waren, abgeklungen sei.

Als die USA und Russland ihre Atomwaffen entwickelten, wurden zu diesem Zweck spezielle Reaktoren (z.&nbsp;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 dem [[Reaktorunfall 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 [[Neutronenspektrum|Energiespektrum]] der genutzten [[Neutron]]en:

=== 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 (Physik)|Moderator]]. Als Kernbrennstoff dient Uran-Plutonium-Mischoxid ([[Mischoxid|MOX]]). Die Brutzone ''(siehe unten)'' enthält Natururan- oder [[Abreicherung|abgereichertes]] Uranoxid, das überwiegend aus <sup>238</sup>U besteht. Der schnelle Brüter ermöglicht es somit, die Vorkommen von Natururan über 50-mal effizienter auszunutzen, benötigt hierzu für viele Reaktorarten allerdings den Aufbau einer Plutoniumwirtschaft.

=== 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 [[Thermische Neutronen|thermischen Neutronen]]. Nach einer Erstbefüllung mit angereichertem Uranoxid, Plutoniumoxid oder MOX wird aus <sup>232</sup>Th durch Neutronenanlagerung und Betazerfall spaltbares <sup>233</sup>U. Diese Technik gilt wegen der großen Thoriumvorkommen als interessant, da diese etwa dreimal größer sind als die Uranvorkommen. Auch [[Natururanreaktor]]en 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 [[Druckwasserreaktor]]en“ ''(Advanced Pressurized Water Reactors)''<ref>{{Literatur |Autor=Cornelis H.M. Broeders |Titel=Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen |Datum=1992 | |Abruf=2023-07-02 |DOI=10.5445/IR/42892}}</ref><ref>{{Literatur |Autor=C. Petersen |Titel=Literaturuebersicht mechanischer und physikalischer Eigenschaften von Huellrohrwerkstoffen fuer Fortgeschrittene Druckwasserreaktoren (FDWR) bei hoher Temperatur |Verlag=Karlsruhe |Datum=1983 | |Abruf=2023-07-02 |DOI=10.5445/ir/270019251}}</ref> oder [[Siedewasserreaktor]]en „mit reduzierter Moderation“.<ref>J. Yamashita, F. Kawamura, T. Mochida: [http://www.hitachi.com/ICSFiles/afieldfile/2004/09/07/r2004_03_105.pdf ''Next-generation Nuclear Reactor Systems for Future Energy.''] ([[PDF]]; 174&nbsp;kB). In: ''Hitachi Review.'' 53, 2004, S. 131–135.</ref> Sie würden mit konventionellen Brennstoffen und Kühlmitteln arbeiten, aber durch ihre Konstruktion hohe [[Konversionsrate]]n von 0,7 bis 1,0 erreichen (daher gelegentlich auch als ''Hochkonverter'' bezeichnet), wären also „beinahe“ Brutreaktoren. Der [[EPR (Kernkraftwerk)|EPR]] hat eine gegenüber dem [[Konvoi (Kernkraftwerk)|Konvoi]] noch einmal verbesserte Konversionsrate, die aber dennoch unter 1 bleibt. Damit ist er einer der wenigen Hochkonverter, welche sich bereits im Einsatz befinden.

== {{Anker|SB}} Schneller Brüter ==
=== Aufbau des Reaktors ===
Der [[Reaktorkern]] besteht aus vielen senkrecht stehenden, mit z.&nbsp;B. [[Uran]]-[[Plutonium]]-[[MOX-Brennelement|Mischoxid]] gefüllten Edelstahlröhren ''([[Brennstab|Brennstäben]])''. Die Stäbe sind zu ''[[Brennelement]]en'' gebündelt und füllen insgesamt einen etwa zylindrischen Bereich von z.&nbsp;B. 3&nbsp;m Höhe und 5&nbsp;m Durchmesser aus. Die Steuerung der [[Kettenreaktion]] (siehe auch [[Kritikalität]]) erfolgt durch [[Steuerstab|Regelstäbe]] aus [[Bor]]-Stahl oder einem anderen [[Neutron]]en 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 (Physik)|Moderator]] wirken darf – ist ein flüssiges Metall wie [[Natrium]] oder [[Kalium]]. Bis etwa 1970 wurden auch Konzepte für gasgekühlte Brutreaktoren untersucht, kamen aber nicht zum Einsatz. 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, werden daher [[Eutektikum|eutektische Legierungen]] bevorzugt, darunter [[Blei-Bismut]] und [[NaK]]. Obwohl Quecksilber und [[Gallium]] (Schmelzpunkt: 29,76&nbsp;°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]] <sup>238</sup>U und nur zu 0,7 % aus dem spaltbaren Isotop <sup>235</sup>U. Für den Betrieb der meisten Kernspaltungsreaktoren (z.&nbsp;B. [[Leichtwasserreaktor]]) muss es vor Herstellung der Brennelemente technisch aufwändig auf etwa 3 bis 4 % <sup>235</sup>U [[Uran-Anreicherung|angereichert]] werden.

Im Betrieb jedes Uranreaktors wird ein Teil des vorhandenen <sup>238</sup>U durch [[Neutroneneinfang]] in <sup>239</sup>U umgewandelt. Dieses geht durch zwei aufeinander folgende [[Betazerfall|β<sup>−</sup>-Zerfälle]] in das spaltbare <sup>239</sup>Pu über, das teilweise parallel zum <sup>235</sup>U noch im Reaktor wieder gespalten<ref>Der Fachausdruck der Kerntechnik lautet ''gespalten'', nicht ''gespaltet''.</ref> wird, teilweise aber auch später nach Wiederaufarbeitung des gebrauchten Brennstoffes zu neuen [[MOX-Brennelement|Mischoxid-Brennelementen]] verarbeitet werden kann.

: <div style="overflow:auto"><math>\mathrm{^{238}_{\ 92}U \ + \ ^{1}_{0}n \ \longrightarrow\ ^{239}_{\ 92}U \ \xrightarrow {\beta^-} \ ^{239}_{\ 93}Np \ \xrightarrow {\beta^-} \ ^{239}_{\ 94}Pu}</math></div>

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 (Physik)|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|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, um auch <sup>238</sup>U zu spalten. Zwar ist es nicht möglich, reines <sup>238</sup>U ohne externe [[Neutronenquelle]] zur Kernspaltung zu nutzen, doch ist – je nach Zusammensetzung des Brennstoffs und Design des Reaktors – die direkte Spaltung von <sup>238</sup>U ein nicht unerheblicher Anteil der Leistung von schnellen Brütern. Dies ist insofern vorteilhaft, als dabei weniger Neutronen „verbraucht“ werden als bei vorhergehender Umwandlung von <sup>238</sup>U in <sup>239</sup>Pu. 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 <sup>238</sup>U spalten. Die bisher einzige Anwendung dieses Phänomens ist das [[Teller-Ulam-Design]] von [[Wasserstoffbombe]]n, bei denen die zweite Stufe (Kernfusion) eine dritte Stufe (<sup>238</sup>U-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 Kern''spaltung'' schnelle statt thermischer (abgebremster) Neutronen verwendet.

=== Bessere Ausnutzung der Kernbrennstoffvorräte ===
Für <sup>238</sup>U gibt es nur wenige andere Nutzanwendungen neben dessen Einsatz im Brutreaktor (u.&nbsp;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 <sup>235</sup>U. In der Theorie ergäbe die restlose Ausnutzung des <sup>238</sup>U sogar einen über 100-mal höheren Nutzfaktor, der jedoch technisch derzeit nicht realisierbar ist.

Die Nutzung des Metalls [[Thorium]] <sup>232</sup>Th, das als Brutstoff von 1983 bis 1989 bereits im Reaktor [[Kernkraftwerk THTR-300|THTR-300]] verwendet wurde und den Brennstoff <sup>233</sup>U ergibt, würde die Ressourcen-Lage der Kernkraft nochmals bedeutend verbessern, da die natürlichen Thorium-Vorkommen die des Urans um ein Vielfaches übersteigen. Thorium müsste jedoch auf absehbare Zeit aus Minen gewonnen werden, da es anders als Uran, welches mit 3,3&nbsp;μg/l in [[Meerwasser]] häufig genug ist, um seine Gewinnung plausibel zu machen, in Meerwasser nur in unwesentlichen Spuren enthalten ist.<ref>https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/thorium.aspx</ref> Ein großer Teil der Thoriumvorkommen sind in [[Monazit]] mit so genannten [[seltene Erden|seltenen Erden]] vergesellschaftet.<ref>https://www.ga.gov.au/scientific-topics/minerals/mineral-resources-and-advice/australian-resource-reviews/rare-earth-elements</ref> Da es derzeit kaum Nachfrage nach Thorium gibt, und der Abbau von Monazit zumeist in Ländern mit weniger strikten Regeln diesbezüglich erfolgt, enden der überwiegende Teil des Thorium als [[Tailings]] auf Deponien,<ref>https://world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/radiation-and-health/appendicies/mineral-sands-appendix-to-norm-information-paper.aspx</ref> als [[Versatz (Bergbau)|Versatz]] unter Tage oder stellt anderweitig ein Entsorgungsproblem und eine potentielle Bedrohung von Mensch und Natur dar. Thorium ist ein chemisch giftiges Schwermetall. Einige der Glieder seiner [[Zerfallsreihe]] können sich in gefährlichem Ausmaß in Lebewesen [[Bioakkumulation|anreichern]].<ref>https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0304386X22001505</ref>

=== Spaltzone ===
Schnelle Neutronen lösen neue Kernspaltungen mit wesentlich geringerer Wahrscheinlichkeit (siehe [[Wirkungsquerschnitt]]) aus als [[Thermisches Neutron|thermische]] Neutronen. Deshalb muss im Vergleich zu moderierten Reaktortypen die Spaltstoffkonzentration in der Spaltzone erhöht werden. Der Spaltstoff ist Mischoxid aus 15 bis 20 % Plutoniumoxid und 80 bis 85 % [[Uran(IV)-oxid|Uranoxid]]; die Konzentration der spaltbaren Isotope ist damit etwa zehnmal höher als bei den Leichtwasserreaktoren.<ref>Erich Übelacker: ''WAS IST WAS.'' Band 3: ''Atom Energie.'' Tessloff Verlag, Nürnberg 1995, ISBN 3-7886-0243-0, S. 29.</ref> Als Kühlmittel – das im schnellen Reaktor keine Moderatorwirkung haben darf, also eine genügend hohe [[Massenzahl]] haben muss – verwenden die bisherigen Brutreaktoren flüssiges [[Natrium]]; untersucht wurden auch Konzepte mit Gaskühlung. Die ersten Versuchs-Brutreaktoren in den USA<ref>{{Literatur |Autor=Merle E. Bunker |Hrsg=[[Los Alamos National Laboratory]] |Titel=Early Reactors From Fermi’s Water Boiler to Novel Power Prototypes |Sammelwerk=[[Los Alamos Science (Zeitschrift)|Los Alamos Science]] |Band=Winter/Spring |Datum=1983 |Sprache=en | |Abruf=2023-07-02}}</ref> und in der damaligen Sowjetunion verwendeten noch [[Quecksilber]] als Kühlmittel, was u.&nbsp;a. wegen Korrosion jedoch zu Problemen führte.

=== Brutmantel ===
Der Brutmantel (engl. ''breeding blanket'') ist um die Spaltzone herum angeordnet und umgibt diese vollständig. Die oberen und unteren Teile eines Brennstabes der Spaltzone sind nicht wie der mittlere Teil mit Brennstoff-Mischoxid, sondern mit ''abgereichertem'' Uranoxid als Brutstoff gefüllt; die radial weiter außen liegenden Stäbe enthalten dieses über ihre gesamte Länge. Abgereichertes Uran ist der beim Uran-Anreicherungsprozess zwangsläufig anfallende Reststoff.

=== Kernspaltungsprozess im Brutreaktor ===
Das „Brüten“ erfordert, dass die Spaltung eines Atomkerns durchschnittlich mehr als zwei Neutronen freisetzt, denn ein Neutron wird zum Auslösen der nächsten Spaltung benötigt ([[Kritikalität]] der Kettenreaktion) und ein weiteres Neutron muss einen neuen spaltbaren Kern erzeugen, um den gespaltenen Kern zu ersetzen, also ein Brutverhältnis von 1,0 zu erreichen. Hinzu kommen aber unvermeidliche Neutronenverluste durch ''Leckage'' nach außen und durch [[Absorption (Physik)|Absorptionsvorgänge]], die weder zu Spaltung noch zu [[Plutonium|Pu]]-Produktion führen, nämlich Absorption im Strukturmaterial, in [[Spaltprodukt]]en, im Kühlmittel und in den [[Steuerstab|Steuerstäben]].

Mit einigen Vereinfachungen lassen sich die Verhältnisse gut durch den [[Vierfaktorformel|Generationenfaktor]] <math>\eta</math> (eta) beschreiben, die Zahl neu freigesetzter Neutronen pro ''im Spaltstoff absorbiertem'' Neutron. Diese Zahl ist etwas kleiner als die der ''pro Spaltung'' freigesetzten Neutronen, weil auch im Spaltstoff nicht jede Absorption zur Spaltung führt. Bei Spaltung durch thermische Neutronen liegt <math>\eta</math> für die leicht spaltbaren Nuklide <sup>233</sup>U, <sup>235</sup>U und <sup>239</sup>Pu nur knapp über 2,0. Bei Spaltung durch schnelle Neutronen der Energie 1 [[Elektronenvolt|MeV]] dagegen setzt <sup>239</sup>Pu etwa 2,8 Neutronen frei.<ref>{{Literatur |Autor=A. M. Judd |Hrsg=Pergamon Press |Titel=Fast Breeder Reactors: An Engineering Introduction |Verlag=Pergamon Pr |Ort=Oxford |Datum=1981 |ISBN=0-08-023220-5 |Seiten=3&nbsp;ff. | |Abruf=2023-07-02}}</ref> Dadurch kann auch bei Verlusten von rund 0,5 Neutronen pro im Brennstoff absorbiertem Neutron noch deutlich mehr als 1 neuer spaltbarer Kern pro gespaltenem Kern erzeugt werden.

=== Energiegewinnung ===
Die bei der Spaltung eines Kerns entstehenden meist zwei Bruchstücke („Spaltfragmente“) tragen den Energiegewinn der Reaktion, insgesamt rund 200 [[Elektronenvolt|MeV]], als [[kinetische Energie]]. Sie werden im umgebenden Brennstoffmaterial abgebremst und erhitzen dieses. Der primäre Natriumkühlkreis nimmt die Wärme auf und gibt sie über einen Wärmetauscher an einen Sekundärnatriumkühlkreis weiter. Dieser Sekundärkreislauf produziert in einem Dampferzeuger [[Frischdampf]], der – wie in einem konventionellen, kohle- oder ölbefeuerten Kraftwerk – die [[Turbine]] antreibt. Die Turbine wandelt die Strömungsenergie des Dampfes in Rotationsenergie, die ein [[Generator]] in elektrische Energie umsetzt. Der aus der Turbine austretende Abdampf wird in einem [[Kondensator (Dampfturbine)|Kondensator]] wieder verflüssigt und dem Dampfkreislauf zugeleitet. Der Kondensator wird dabei durch einen Außenkühlkreislauf gekühlt, der zum Beispiel die Wärme an ein Fließwasser abgibt.

=== Kühlkreisläufe ===
Die Brutreaktortechnik basiert in einigen Bereichen auf den Grundlagen der [[Leichtwasserreaktor]]technik, weist jedoch einige wesentliche Unterschiede auf. Der Wärmeträger Natrium zeichnet sich durch hohe [[Wärmeleitfähigkeit]] und einen großen nutzbaren Temperaturbereich aus. Es schmilzt bei 98&nbsp;°C und siedet bei 883&nbsp;°C. Wegen dieses hohen Siedepunkts ist im Natriumkreislauf ein Druck von nur etwa 10 bar nötig, was einen gewissen Sicherheitsvorteil darstellt.<ref>Florian Grenz: [http://www.th.physik.uni-bonn.de/People/dreiner/HOME-PAGE/TEACHING/ENERGIE-Vortraege/Florai-Grenz-Kernenergie.pdf ''Seminar über Energie und Gesellschaft. Thema: Kernenergie''] (PDF; 1,1&nbsp;MB), S. 8.</ref><ref>Informationskreis KernEnergie {{Webarchiv |url=http://www.kernenergie.de/kernenergie-wAssets/docs/service/018basiswissen.pdf |text=Kernenergie Basiswissen |wayback=20120617070627}} (PDF; 11,1&nbsp;MB), S. 54.</ref><ref>Friedhelm Noack: [http://books.google.de/books?id=imavFqRmlPkC&lpg=PP1&pg=PA110#v=onepage&q&f=false ''Einführung in die elektrische Energietechnik – Schneller Brüter.''] Hanser Verlag, 2003, ISBN 3-446-21527-1, S. 110.</ref>

Im Unterschied zum Leichtwasserreaktor wird zwischen den Natriumkreislauf, der die Brennelemente kühlt ''(Primärkreislauf)'', und den Wasser-Dampf-Kreislauf noch ein zweiter Natriumkreislauf ''(Sekundärkreislauf)'' eingeschaltet. Das verringert zwar den [[Wirkungsgrad]], ist aber aus Sicherheitsgründen notwendig, damit selbst im Fall einer Dampferzeuger-Leckage nur nichtradioaktives Natrium mit Wasser reagiert. Ein oder mehrere ''Zwischenwärmetauscher'' übertragen die Wärme vom Primär- auf das Sekundärkühlmittel. In den deutschen Brutreaktor-Konstruktionen wurde das so genannte ''[[Loop-Bauweise|Loop-System]]'' verwendet, bei dem alle 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, befindet sich der Primärkreislauf einschließlich Primärpumpen und Zwischenwärmetauschern im Reaktortank selbst, wobei hier [[Argon]] als Schutzgas im Tank verwendet wird. In jedem Fall muss bei abgeschaltetem Reaktor das Natrium in den Kühlkreisläufen durch Fremdheizung flüssig gehalten werden.

=== Sicherheit – Vor- und Nachteile ===
==== Nachteile ====
Im Vergleich etwa zu [[Leichtwasserreaktor]]en erfordert der Betrieb eines Brutreaktors andere Sicherheitseinrichtungen. Physikalische Gründe hierfür sind vor allem der nicht automatisch negative [[Dampfblasenkoeffizient]], außerdem auch der gegenüber Uran geringere Anteil [[Verzögertes Neutron|verzögerter Neutronen]] aus der Spaltung.

Natrium-Dampfbildung oder -verlust macht den Reaktor nicht automatisch [[Kritikalität|unterkritisch]]. Die Unterkritikalität muss stattdessen in einem solchen Fall mit technischen Mitteln genügend schnell und zuverlässig hergestellt werden. Dazu haben Brutreaktoren außer den normalen Steuerstäben weitere unabhängige Sätze von Sicherheits- oder Abschaltstäben, die im Bedarfsfall in den Reaktorkern hineinfallen oder hinein geschossen werden können ([[Reaktorschnellabschaltung|Scram]]). Ausgelöst wird eine solche Abschaltung durch Systeme zur Feststellung von Übertemperaturen und von Siedevorgängen.

Der beim Uran-Plutonium-Mischoxidbrennstoff kleinere verzögerte Neutronenanteil bedeutet einen geringeren Abstand zwischen den Betriebspunkten „Verzögert kritisch“ und „Prompt kritisch“ (siehe [[Kritikalität]]). Dem wird durch entsprechend präzise Messungen des Neutronenflusses und schnelle Reaktion des Steuerstabsystems Rechnung getragen.

Die große Menge an [[Plutonium]], das verglichen mit Uran wesentlich [[Plutonium#Toxizität|gesundheitsgefährdender]] ist, ist eine weitere Herausforderung. Kühlmittel wie Blei, [[Blei-Bismut]], oder das durch Neutroneneinfang gefolgt von Betazerfall in <sup>209</sup>Bi entstehende [[Polonium]], sind ebenfalls giftig bzw. radiotoxisch.

Ein Risiko der Brütertechnik mit Natriumkühlung liegt auch im großtechnischen Umgang mit dem Kühlmittel, das im Kontakt mit Luft oder Wasser Brände auslösen kann.

==== Vorteile ====
Die Natriumkühlung kann im Prinzip aufgrund der Siedetemperatur von Natrium von 890&nbsp;°C bei Normaldruck betrieben werden. Im Vergleich dazu arbeiten Leichtwasserreaktoren bei über 100 bar Druck, was bei Verlust des Kühlmittels zu verheerenden Dampfexplosionen führen kann.

Aufgrund der chemischen Reaktivität von Natrium werden viele Spaltprodukte bei einer eventuellen Kernschmelze gebunden, insbesondere Iod 131.

Die übliche „Pool-Bauweise“, bei der sich der Reaktorkern in einem großen Tank voller Natrium befindet, ermöglicht aufgrund der hohen Wärmekapazität und des hohen Siedepunktes von Natrium eine passive Abfuhr der Restzerfallswärme bei einer Schnellabschaltung. Bei Verwendung metallischer Brennstoffe (wie beispielsweise beim [[EBR-II]] im [[Idaho National Laboratory]]) führt die hohe Wärmeleitfähigkeit von Brennstoff und Kühlmittel bei schnellen Temperaturanstiegen zu einer starken Dämpfung der Wärmeleistung durch den [[Dopplerkoeffizient|Dopplereffekt]]. Eine Kernschmelze bei Ausfall der Kühlung beispielsweise durch einen Stromausfall wird so passiv verhindert. Beim EBR-II wurde dies experimentell verifiziert.<ref>{{Internetquelle |url=https://www.ne.anl.gov/About/hn/logos-winter02-psr.shtml |titel=Passively safe reactors rely on nature to keep them cool |werk=Nuclear Engineering Division |hrsg=[[Argonne National Laboratory]] |datum=2002 |sprache=en |abruf=2023-07-02 |kommentar=Reprinted from Argonne Logos – (Winter 2002, Band 20, Nr.&nbsp;1)}}</ref>

=== Verwendung ===
Derzeit werden weltweit mit dem [[BN-Reaktor|BN-600]] (600 MW) und seit 2014 mit dem BN-800 im [[Kernkraftwerk Belojarsk]] zwei stromerzeugende schnelle Brutreaktoren in Russland betrieben (Stand 2015). In der Volksrepublik China wird seit 2011 mit dem BN-20 ein Brutreaktor betrieben, zwei CFR-600 in Xiapu sind in Bau, die 2023 und 2025 in Betrieb genommen werden sollen.<ref>{{Internetquelle |url=https://spectrum.ieee.org/china-breeder-reactor |titel=China’s New Breeder Reactors May Produce More Than Just Watts |werk=IEEE Spectrum |sprache=en |abruf=2023-03-30}}</ref>

In Japan gab es 2007 – nach der Stilllegung der Anlage [[Kernkraftwerk Monju|Monju]] – Entwicklungsarbeiten für einen neuen kommerziellen Brutreaktor.<ref>{{Internetquelle |autor=Peter Odrich |url=https://www.ingenieur.de/technik/fachbereiche/energie/schneller-brueter-monju-in-japan-nach-15-jahren-stillstand-neustart/ |titel=Schneller Brüter Monju in Japan: Nach 15 Jahren Stillstand vor Neustart |werk=ingenieur.de |datum=2010-05-07 |sprache=de |abruf=2023-07-02}}</ref><ref>{{Internetquelle |url=https://www.mhi.com/products/energy/fast_breeder_reactor.html |titel=Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Global Website {{!}} Fast Breeder Reactor (FBR) |hrsg=[[Mitsubishi]] |sprache=en |abruf=2023-07-02 |kommentar=MHI, Hersteller von FBR, bekräftigt auf der Firmenwebseite, dass die Entwicklung von FBR weiterhin stattfindet. Die Roadmap der Advanced Reactors reicht bis in das Jahr 2010.}}</ref>

Der erste deutsche natriumgekühlte Versuchsreaktor [[Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe|KNK]]-I (Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe) wurde in den Jahren 1971 bis 1974 im [[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] gebaut. Die Anlage wurde 1977 zu einem schnellen Brüter mit der Bezeichnung KNK-II umgerüstet und war bis 1991 in Betrieb.

Der [[Kernreaktor Phénix]] in Frankreich war in kommerziellem Betrieb zwischen 1973 und 2010 mit einer elektrischen Leistung von 250&nbsp;MW.

Am Niederrhein bei [[Kalkar]] wurde ab 1973 ein industrielles Brutreaktor-Prototypkraftwerk mit der Bezeichnung [[Kernkraftwerk Kalkar|SNR-300]] gebaut. Nach zahlreichen Protesten und dem [[Katastrophe von Tschernobyl|Reaktorunfall bei Tschernobyl 1986]] kam es nie zur Inbetriebnahme oder gar Stromerzeugung, die für 1987 vorgesehen war.<ref name=":0" />

Einige Brutreaktor-Demonstrationsanlagen, z.&nbsp;B. das [[Kernkraftwerk Creys-Malville]] (Superphénix) in Frankreich und Monju in Japan, wurden wegen Störfällen (weitestgehend durch natriumbedingte Korrosionsprobleme, Undichtigkeiten infolge der hohen Kühlmitteltemperaturen u.&nbsp;a. hervorgerufen) sowie Widerstand in der Bevölkerung endgültig stillgelegt. Das ist allerdings, wie auch das Aufgeben des deutsch-belgisch-niederländischen Brutreaktorprojektes Kalkar, mit darauf zurückzuführen, dass bei der bisherigen Uran-Versorgungslage noch kein wirtschaftlicher Druck besteht, diese kostspieligere Variante der Kernenergiegewinnung einzuführen.

In [[Indien]] soll 2024 der [[PFBR]] mit einer Leistung von 500&nbsp;MW in Betrieb genommen werden<ref name="PFBR">{{Internetquelle |url=https://fissilematerials.org/blog/2023/03/indias_prototype_fast_bre_1.html |titel=India's Prototype Fast Breeder Reactor delayed again|werk=IPFM Blog |hrsg=International Panel on Fissile Materials |datum=2023-03-05 |abruf=2023-03-16}}</ref>, welcher Thorium statt abgereichertes Uran im Brutmantel enthält. Indien hat die größten Thoriumvorräte weltweit und ist Vorreiter bei dieser Technik.<!-- aktualisieren -->

==== Liste gebauter oder geplanter schneller Brüter ====
<!-- Bitte nach "Betrieb von" Sortierung einhalten
Bitte die aus der IAEA Datenbank berücksichtigen -->
{| class="wikitable sortable"
|-
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! colspan="2"| Betrieb
! rowspan="2"| Land
! rowspan="2"| Ort
! rowspan="2"| Name
! rowspan="2"| elektr. Leistung<br /> in [[Watt (Einheit)|MW]]
! rowspan="2"| Bemerkung
|-
! von || bis
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| 1946 || 1952 || [[Vereinigte Staaten|USA]] || [[New Mexico]] || Clementine || align=right| 0,025 || Erster Brutreaktor, diente 6 Jahre als Neutronenquelle für die Forschung<ref>{{Literatur |Autor=Hannah K. Patenaude, Franz J. Freibert |Titel=Oh, My Darling Clementine: A Detailed History and Data Repository of the Los Alamos Plutonium Fast Reactor |Sammelwerk=Nuclear Technology |Band=209 |Nummer=7 |Datum=2023-07-03 |Sprache=en |ISSN=0029-5450 |DOI=10.1080/00295450.2023.2176686 |Seiten=963–1007 |>
|-----
| 1951 || 1964 || USA || [[Idaho]] || [[Experimental Breeder Reactor I|EBR-I]] || align=right| 0,2 || Zweiter Brutreaktor, lieferte die erste nuklear erzeugte, elektrische Energie (auch Chicago Pile 4), partielle [[Kernschmelze]] 1955 (INES: 4)
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| 1961 || 1964 || USA || [[New Mexico]] || LAMPRE || || Schmelze aus Plutonium und Eisen als Spalt- und Brutstoff mit Natrium als Kühlmittel
|-----
| 1961 || 1994 || USA || [[Idaho]] || [[Experimental Breeder Reactor II|EBR-II]]|| align="right" |20 ||
|-----
| 1962 || 1977 || [[Vereinigtes Königreich|Großbritannien]] || [[Kernkraftwerk Dounreay|Dounreay]] || DFR || align=right|14 ||
|-----
| 1963 || 1972 || USA || [[Detroit]] || [[Kernkraftwerk Enrico Fermi (USA)#Enrico Fermi 1|FERMI 1]] || align=right|61 || Untersuchung der Wirtschaftlichkeit, partielle [[Kernschmelze]] 1966 ([[Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse|INES]]: 4), Stilllegung wegen Problemen 1972
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| 1967 || 1983 || [[Frankreich]] || [[Cadarache]] || Rapsodie || align=right|40 || Testreaktor
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| 1973 || 1999 || [[Kasachstan]] || [[Kernkraftwerk Aqtau|Aqtau]] || [[BN-Reaktor|BN-350]] || align=right|150 || Erster Brutreaktor der russischen BN-Baureihe
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| 1974 || 2010 || Frankreich || Marcoule ([[Département Gard|Gard]]) || [[Kernkraftwerk Phénix|Phénix]] || align=right|250 || Am 1. Februar 2010 offiziell abgeschaltet<ref>{{Webarchiv |url=http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.prdeta.htm?country=FR&site=PHENIX&units=&refno=10&link=HOT&sort=&sortlong=Alphabetic |text=IAEA Reaktorverzeichnis |wayback=20030509043950}}</ref>
|-----
| 1974 || 1994 || [[Vereinigtes Königreich|Großbritannien]] || [[Kernkraftwerk Dounreay|Dounreay]] || PFR || align=right|250 ||
|-----
| 1977 || 1991 || [[Deutschland]] || [[Karlsruhe]] || [[Kompakte Natriumgekühlte Kernreaktoranlage Karlsruhe|KNK I+II]] || align=right|20 || Testreaktor
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| 1978 || || [[Japan]] || Jōyō || || align=right|100 || Forschungsreaktor
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| 1980 || 1992 || USA || [[Washington (Bundesstaat)|Washington]] || [[Fast Flux Test Facility|FFTF]] || align=right|400 || Experimenteller Reaktor, 1992 in Hot-Standby abgeschaltet und seit 2002 im Abbau befindlich
|-----
| 1980 || heute || [[Russland]] || [[Kernkraftwerk Belojarsk|Belojarsk 3]] || [[BN-Reaktor|BN-600]] || align=right|600 ||Seit Abschaltung von [[Kernkraftwerk Creys-Malville|Creys-Malville]] 1996 und bis zur Inbetriebnahme von Belojarsk 4 im Jahr 2014 weltgrößter Brüter; kein [[Containment (Nukleartechnik)|Containment]]
|-----
| 1985 || heute || [[Indien]] || Kalpakkam || [[Kernkraftwerk Madras|FBTR]] || align=right|13 || Testreaktor, thermische Leistung 40 MW
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| 1986 || 1996 || [[Frankreich]] || [[Creys-Mépieu]] || [[Kernkraftwerk Creys-Malville|Superphénix]] || align=right|1180 || 1996 nach Zwischenfällen vom Netz genommen ([[Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse|INES]]: 2), nach Regierungsentscheidung 1998 auch aus Kostengründen endgültig abgeschaltet, seit 2006 im Abbau.
|-----
| 1994 || 2017<ref name="IAEA">[http://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=357 Leistungsdaten] im Power Reactor Information System der [[Internationale Atomenergieorganisation|IAEA]] (englisch)</ref> || Japan || [[Präfektur Fukui|Fukui]] || [[Kernkraftwerk Monju|Monju]] || align=right|280 || Nach einem schweren Störfall im Jahr 1995 wurde der Testbetrieb am 6. Mai 2010 wieder aufgenommen, infolge weiterer Zwischenfälle jedoch inzwischen beendet.
|-----
| — || — || Deutschland || [[Kalkar]] || [[Kernkraftwerk Kalkar|SNR-300]] || align=right|327 || Bauarbeiten 1991 eingestellt, wurde nie in Betrieb genommen
|-----
| 2010 || heute || [[Volksrepublik China]] || [[China Institute of Atomic Energy|CIAE]] nahe [[Peking]] || [[China Experimental Fast Reactor|CEFR]]|| align="right" |20 || „China Experimental Fast Reactor“, Testreaktor, seit 21. Juli 2010 in Betrieb<ref>{{Webarchiv |url=http://www.neimagazine.com/story.asp?sectionCode=132&storyCode=2056921 |text=Nuclear Engineering International: ''Criticality for China’s first fast reactor.'' |archive-is=20120906}} (23. Juli 2010)</ref>
|-----
| 2014 || heute || [[Russland]] || [[Kernkraftwerk Belojarsk|Belojarsk 4]] || [[BN-Reaktor|BN-800]] || align=right|800 || Produktivreaktor, kritisch seit Juni 2014, ab 2015 in Betrieb<ref name="RT_BN-800">{{Webarchiv |url=http://freiraum-magazin.com/2015/07/17/bn-800-laeuft-endlager-werden-ueberfluessig/ |text=freiraum-magazin.com |wayback=20160105222823}}</ref>
|-----
| [2024] || || [[Indien]] || Kalpakkam || [[Kernkraftwerk Madras|PFBR]] || align=right|500 || Prototyp / Demonstrationsreaktor, Umwandlung von Thorium in U-233<ref>[http://www.thehindubusinessline.com/news/states/nuclear-plant-near-chennai-all-set-for-milestone/article6167379.ece The Hindu:Nuclear Plant near Chennai All Set for Milestone]</ref>, Inbetriebnahme für 2024{{Zukunft|2024|12}} geplant<ref name="PFBR" />
|-----
| [2023] || || [[Volksrepublik China]] || [[Kernkraftwerk Xiapu|Xiapu-1]] || [[China Fast Reactor 600|CFR-600]]|| || „China Demonstration Fast Reactor“, geplant für 2023<ref>{{Webarchiv |url=http://www.world-nuclear-news.org/NN-China-begins-building-pilot-fast-reactor-2912174.html |text=World Nuclear News: China begins building pilot fast reactor |wayback=20180204013030}} (29. Dezember 2017)</ref>
|-----
| [2026] || || [[Volksrepublik China]] || [[Kernkraftwerk Xiapu|Xiapu-2]] || [[China Fast Reactor 600|CFR-600]]|| || geplant für 2026<ref>{{Internetquelle |url=https://www.world-nuclear-news.org/Articles/China-starts-building-second-CFR-600-fast-reactor |titel=China starts building second CFR-600 fast reactor |werk=World Nuclear News |datum=2020-12-29 |sprache=en |abruf=2021-03-11}}</ref>
|}

== Thermische Brüter ==
{{Siehe auch|Thorium|Kernkraftwerk THTR-300|Rudolf Schulten}}

== Literatur ==
=== Fachartikel ===
* {{Literatur
   |Autor=Kosuke Aizawa u.&nbsp;a.
   |Titel=Key technologies for future sodium-cooled fast reactors
   |Sammelwerk=Sodium-cooled Fast Reactors
   |Verlag=Elsevier
   |Datum=2022
   |ISBN=978-0-12-824076-2
   |Seiten=409–626
   |Sprache=en
   |DOI=10.1016/B978-0-12-824076-2.00005-5}}

=== Fachbücher und Kapitel ===
{{Siehe auch|Reaktorphysik|Reaktortechnik}}
* {{Literatur
   |Autor=Jacques Rouault u.&nbsp;a.
   |Hrsg=Dan Gabriel Cacuci
   |Titel=Sodium Fast Reactor Design: Fuels, Neutronics, Thermal-Hydraulics, Structural Mechanics and Safety
   |Sammelwerk=Handbook of Nuclear Engineering
   |Verlag=Springer US
   |Ort=Boston, MA
   |Datum=2010
   |ISBN=978-0-387-98130-7
   |Seiten=2321–2710
   |Sprache=en
   |Kommentar=Umfangreiche Gesamtübersicht auf über 380 Seiten als Teil des Handbook of Nuclear Engineering
   |DOI=10.1007/978-0-387-98149-9_21}}
* {{Literatur
   |Hrsg=Alan E. Waltar, Donald R. Todd, Pavel V. Tsvetkov
   |Titel=Fast Spectrum Reactors
   |Verlag=Springer US
   |Ort=Boston, MA
   |Datum=2012
   |ISBN=978-1-4419-9571-1
   |Sprache=en
   |DOI=10.1007/978-1-4419-9572-8}}
* {{Literatur
   |Autor=IAEA
   |Titel=Status of Innovative Fast Reactor Designs and Concepts
   |Datum=2013
   |
* {{Literatur
   |Autor=Albert Ziegler, Hans-Josef Allelein
   |Hrsg=Albert Ziegler, Hans-Josef Allelein
   |Titel=Weitere Reaktorkonzepte
   |Sammelwerk=Reaktortechnik
   |Verlag=Springer
   |Ort=Berlin/Heidelberg
   |Datum=2013
   |ISBN=978-3-642-33845-8
   |Seiten=335–382
   |DOI=10.1007/978-3-642-33846-5_12}}
* {{Literatur
   |Hrsg=Naoto Kasahara
   |Titel=Fast Reactor System Design
   |Reihe=An Advanced Course in Nuclear Engineering
   |BandReihe=8
   |Verlag=Springer Singapore
   |Ort=Singapore
   |Datum=2017
   |ISBN=978-981-10-2820-5
   |Sprache=en
   |DOI=10.1007/978-981-10-2821-2}}
* {{Literatur
   |Autor=Thomas Schulenberg
   |Titel=Sodium-Cooled Fast Reactors
   |Sammelwerk=The fourth generation of nuclear reactors
   |Verlag=Springer
   |Ort=Berlin/Heidelberg
   |Datum=2022
   |ISBN=978-3-662-64918-3
   |Seiten=93–113
   |Sprache=en
   |Kommentar=Das Buch ist auch in Deutsch verfügbar.
   |DOI=10.1007/978-3-662-64919-0_6}}

=== Ältere ===
* {{Literatur |Autor=[[Joseph R. Dietrich (Physiker)|Joseph R. Dietrich]], [[Walter H. Zinn]] |Titel=Solid Fuel Reactors |Reihe=Addison-Wesley Books in Nuclear Science and Metallurgy |Verlag=Addison-Wesley |Datum=1958 |Sprache=en |Kommentar=Details zum [[Experimental Breeder Reactor II]]}}
* {{Literatur
   |Autor=A. M. Judd
   |Titel=Fast Breeder Reactors: An Engineering Introduction
   |Verlag=Pergamon Press
   |Datum=1981
   |ISBN=0-08-023220-5
   |Sprache=en
   |Kommentar=Siehe auch [[Kernkraftwerk Dounreay|Dounreay]]
   |
* {{Literatur
   |Autor=Günther Kessler
   |Titel=Nuclear Fission Reactors
   |Reihe=Topics in Energy
   |HrsgReihe=L.&nbsp;Bauer, W.&nbsp;K. Foell, M.&nbsp;Grenon, G.&nbsp;Woite
   |Verlag=Springer Vienna
   |Ort=Vienna
   |Datum=1983
   |ISBN=3-7091-7624-7
   |Sprache=en
   |DOI=10.1007/978-3-7091-7622-1}}
* {{Literatur |Autor=W. Marth |Titel=The story of the European Fast Reactor cooperation |Hrsg=[[Kernforschungszentrum Karlsruhe]] |Nummer=KfK 5255 |Datum=1993 |DOI=10.5445/IR/270034998}}

== Siehe auch ==
* [[Liste der Kernkraftwerke]]
* [[Generation IV International Forum]]
* [[Laufwellen-Reaktor]]

== Weblinks ==
{{Wiktionary}}
* [https://pris.iaea.org/PRIS/home.aspx Power Reactor Information System] der [[Internationale Atomenergieorganisation|International Atomic Energy Agency]] (weltweit)

== Einzelnachweise ==
<references responsive />

{{Normdaten|TYP=s|GND=4008539-9}}

[[Kategorie:Reaktortyp]]