„Brutreaktor“ – Versionsunterschied

Ein '''Brutreaktor''' ({{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 zursowohl der [[Energie]]gewinnung mitals gleichzeitigerauch 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) 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.

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|¹³⁷Cs]] und [[Strontium#Strontium-90|⁹⁰Sr]]); 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.