Schneller Neutronenreaktor

Von oben, von links nach rechts

1. Superphénix , der größte jemals gebaute schnelle Reaktor
2. Querschnitt von Clementine , dem ersten schnellen Reaktor
3. EBR-I , der erste schnelle Brutreaktor
4. Die sowjetische Raumsonde RORSAT nutzte den BES-5- Reaktor in großem Umfang.
5. BN-800 , der größte in Betrieb befindliche schnelle Reaktor
6. Fast Flux Test Facility , ein großer Forschungs-Schnellreaktor auf dem Hanford-Gelände

Ein schneller Neutronenreaktor ( FNR ), auch Schnellspektrumreaktor oder einfach schneller Reaktor genannt , ist eine Kategorie von Kernreaktoren , in denen die Spaltungskettenreaktion durch schnelle Neutronen (mit durchschnittlichen Energien über 1 MeV ) aufrechterhalten wird , im Gegensatz zu den langsamen thermischen Neutronen, die in thermischen Neutronenreaktoren verwendet werden . Ein solcher schneller Reaktor benötigt keinen Neutronenmoderator , aber einen Brennstoff , der vergleichsweise reich an spaltbarem Material ist .

Das schnelle Neutronenspektrum ist für Brutreaktoren von zentraler Bedeutung, da diese das häufig vorkommende Uran-238 ohne Anreicherung in spaltbares Plutonium-239 umwandeln . Es ermöglicht zudem einen hohen Abbrand : Viele Transurane , wie Americium und Curium , reichern sich im abgebrannten Brennstoff thermischer Reaktoren an ; in schnellen Reaktoren spalten sie sich schnell und reduzieren so den gesamten Atommüll . Als starke Quelle schneller Neutronen können sie außerdem zur Umwandlung vorhandenen Atommülls in handhabbare oder nicht-radioaktive Isotope genutzt werden .

Diese Eigenschaften führen auch dazu, dass schnelle Reaktoren als ein höheres Risiko der nuklearen Weiterverbreitung eingestuft werden , insbesondere da Brutreaktoren eine nukleare Wiederaufbereitung erfordern , die zur Herstellung von waffenfähigem Plutonium umgeleitet werden kann .

Seit 2025 wird in allen schnellen Reaktoren ein flüssiges Metallkühlmittel verwendet , typischerweise Natrium oder Blei . ^{[ a ]} ​​Dies ermöglicht einen hohen thermischen Wirkungsgrad ohne Drucksysteme , trägt aber auch zu den historisch hohen Kosten und Betriebsschwierigkeiten bei.

Insgesamt wurden 13 schnelle Brutreaktoren für die kommerzielle Kernenergieerzeugung gebaut ^{[ 1 ]} , neben 65 Forschungsreaktoren mit schnellem Strahlungsspektrum in verschiedenen Konfigurationen ^{[ 2 ]} . Der erste schnelle Reaktor war die Clementine des Los Alamos National Laboratory , die ab 1946 in Betrieb war. Der größte war Superphénix in Frankreich mit einer Leistung von 1.242 MW. Im Rahmen der GEN-IV-Initiative nutzen etwa zwei Drittel der für die Zukunft vorgeschlagenen Reaktoren ein schnelles Strahlungsspektrum ^{[ 3 ] .}

Schnelle Reaktoren arbeiten durch die Spaltung von Uran und anderen schweren Atomen, ähnlich wie thermische Reaktoren . Es gibt jedoch entscheidende Unterschiede, da die meisten kommerziellen Kernreaktoren einen Moderator verwenden , schnelle Reaktoren hingegen nicht.

Natürliches Uran besteht hauptsächlich aus zwei Isotopen :

• 99,3 %²³⁸U
• 0,7 %²³⁵U

Von diesen beiden,²³⁸Uran wird nur durch schnelle Neutronen gespalten. ^{[ 4 ]} Ungefähr 0,7 % des natürlichen Urans sind nuklear.²³⁵Uran (U ) wird durch schnelle und langsame (thermische) Neutronen gespalten. Bei der Kernspaltung werden hochenergetische („schnelle“) Neutronen freigesetzt. Diese schnellen Neutronen haben jedoch eine viel geringere Wahrscheinlichkeit, eine weitere Kernspaltung auszulösen, als Neutronen, die nach ihrer Entstehung durch die Kernspaltung abgebremst werden. Langsamere Neutronen haben eine viel höhere Wahrscheinlichkeit (etwa 585-mal höher), eine Kernspaltung auszulösen.²³⁵U als die schnellen Neutronen.

Die gängige Lösung dieses Problems besteht darin, die Neutronen mithilfe eines Neutronenmoderators abzubremsen , der mit ihnen wechselwirkt. Der gebräuchlichste Moderator ist gewöhnliches Wasser, das durch elastische Streuung wirkt , bis die Neutronen das thermische Gleichgewicht mit dem Wasser erreichen (daher der Begriff „thermisches Neutron“). An diesem Punkt reagieren die Neutronen hochreaktiv mit dem Wasser.²³⁵Weitere Moderatoren sind schweres Wasser , Beryllium und Graphit . Die elastische Streuung der Neutronen lässt sich mit dem Zusammenstoß zweier Tischtennisbälle vergleichen: Trifft ein schneller Tischtennisball auf einen ruhenden oder sich langsam bewegenden, besitzen beide am Ende etwa die Hälfte der ursprünglichen kinetischen Energie des schnellen Balls. Im Gegensatz dazu behält ein schneller Tischtennisball beim Aufprall auf eine Bowlingkugel nahezu seine gesamte Energie.

Solche thermischen Neutronen werden mit größerer Wahrscheinlichkeit von einem anderen schweren Element absorbiert, wie zum Beispiel²³⁸U ,²³²Th oder²³⁵U. In diesem Fall nur die²³⁵U besitzt eine hohe Spaltungswahrscheinlichkeit.

Obwohl²³⁸Uran wird in etwa 11 % der Fälle durch die bei der Kernspaltung freigesetzten schnellen Neutronen gespalten; dies allein reicht nicht aus, um die Kettenreaktion aufrechtzuerhalten. Neutronen, die bei der Kernspaltung von Uran entstehen²³⁸U-Atome besitzen geringere Energien als das ursprüngliche Neutron, üblicherweise unter 1 MeV, der Spaltungsschwelle, die zur nachfolgenden Spaltung von … führt.²³⁸U , also Spaltung von²³⁸Uran kann keine nukleare Kettenreaktion aufrechterhalten. Wenn ein Neutron von thermischen Neutronen (d. h. Neutronen, die durch einen Moderator abgebremst wurden) getroffen wird, kann es vom Atomkern eingefangen werden.²³⁸U- Kern, um das Uran umzuwandeln in²³⁹U , das rasch zerfällt in²³⁹Np, das wiederum zerfällt in²³⁹Pu .²³⁹Pu hat einen thermischen Neutronenquerschnitt, der größer ist als der von²³⁵U.​

Etwa 73 % der²³⁹Das so erzeugte Pu spaltet sich durch Einfangen eines thermischen Neutrons, während die verbleibenden 27 % ein thermisches Neutron absorbieren, ohne sich zu spalten.²⁴⁰Pu spaltet sich selten mit thermischen Neutronen. Wenn Plutonium-240 seinerseits ein thermisches Neutron absorbiert und zu einem schwereren Isotop wird²⁴¹Pu ist ebenfalls mit thermischen Neutronen spaltbar, und zwar mit einer ähnlichen Wahrscheinlichkeit wie Plutonium-239. In einem schnellen Reaktor weisen alle drei Isotope eine hohe Spaltwahrscheinlichkeit bei Absorption eines hochenergetischen Neutrons auf, was ihre Anreicherung im Brennstoff begrenzt.

Diese Effekte führen in Kombination in einem moderierten Reaktor zur Bildung von Transuranen . Diese Isotope sind selbst instabil und zerfallen durch Beta-Zerfall zu immer schwereren Elementen wie Americium und Curium . Daher spalten Plutoniumisotope in moderierten Reaktoren häufig nicht (und setzen somit keine neuen schnellen Neutronen frei), sondern absorbieren die thermischen Neutronen. Die meisten moderierten Reaktoren verwenden Natururan oder niedrig angereicherten Brennstoff. Im Verlauf der Stromproduktion, nach etwa 12–18 Monaten stabilen Betriebs in allen moderierten Reaktoren, verbraucht der Reaktor mehr spaltbares Material, als er erzeugt, und reichert neutronenabsorbierende Spaltprodukte an, was die Aufrechterhaltung des Spaltungsprozesses erschwert. Ist zu viel Brennstoff verbraucht, muss der Reaktor neu befüllt werden.

Die folgenden Nachteile der Verwendung eines Moderators haben die Forschung und Entwicklung von schnellen Reaktoren angestoßen. ^{[ 5 ]}

Obwohl leichtes Wasser billig, leicht verfügbar und einfach zu reinigen ist, kann es ein Neutron absorbieren und es aus der Reaktion entfernen. Dies geschieht in einem solchen Ausmaß, dass die Konzentration von²³⁵Der U-Gehalt in natürlichem Uran ist zu niedrig, um die Kettenreaktion aufrechtzuerhalten; die Neutronen gehen durch Absorption im Wasser und²³⁸Der Verlust von U , zusammen mit den in die Umwelt gelangenden Stoffen, führt dazu, dass zu wenige Stoffe im Treibstoff verbleiben. Die gängigste Lösung für dieses Problem besteht darin, die Menge an U zu konzentrieren.²³⁵U im Brennstoff zur Herstellung von angereichertem Uran , mit dem Rest²³⁸U, auch bekannt als abgereichertes Uran .

Andere Reaktoren mit thermischen Neutronen nutzen andere Moderatoren wie Schwerwasser oder Graphit , die Neutronen deutlich weniger absorbieren und daher mit Natururan betrieben werden können. Siehe CANDU , X-10 Graphitreaktor . In beiden Fällen basiert die Neutronenökonomie des Reaktors auf thermischen Neutronen .

Ein weiterer Nachteil der Wasserkühlung ist der relativ niedrige Siedepunkt des Wassers. Die überwiegende Mehrheit der Stromerzeugung erfolgt mittels Dampfturbinen . Diese arbeiten effizienter, je höher der Druck (und damit die Temperatur) des Dampfes ist. Ein wassergekühlter und -moderierter Kernreaktor muss daher unter hohem Druck betrieben werden, um eine effiziente Stromerzeugung zu ermöglichen. Aus diesem Grund werden solche Reaktoren in sehr schweren Stahlbehältern mit beispielsweise 30 cm Wandstärke gebaut. Dieser Hochdruckbetrieb erhöht die Komplexität der Reaktorkonstruktion und erfordert umfangreiche Sicherheitsvorkehrungen. Die überwiegende Mehrheit der Kernreaktoren weltweit ist wassergekühlt und -moderiert. Beispiele hierfür sind Druckwasserreaktoren ( PWR) , Siedewasserreaktoren (BWR) und CANDU- Reaktoren. In Russland und Großbritannien sind Reaktoren in Betrieb, die Graphit als Moderator verwenden; als Kühlmittel dient in russischen Reaktoren Wasser und in britischen Reaktoren Gas.

Da die Betriebstemperatur und der Betriebsdruck dieser Reaktoren durch technische und sicherheitstechnische Vorgaben bestimmt werden, sind beide begrenzt. Folglich sind auch die der Dampfturbine zugeführten Temperaturen und Drücke begrenzt. Typische Wassertemperaturen in einem modernen Druckwasserreaktor liegen bei etwa 350 °C (660 °F) und Drücken von etwa 85 bar (1233 psi). Verglichen beispielsweise mit modernen Kohlekraftwerken, in denen Hauptdampftemperaturen von über 500 °C (930 °F) erreicht werden, ist dies niedrig, was zu einem relativ geringen thermischen Wirkungsgrad führt . In einem modernen Druckwasserreaktor werden etwa 30–33 % der nuklearen Wärme in Elektrizität umgewandelt.

Ein dritter Nachteil besteht darin, dass nach dem Abschalten eines Kernreaktors (egal welchen) keine Kernspaltungsprozesse mehr stattfinden. Allerdings sind hochradioaktive Elemente vorhanden, von denen einige erhebliche Wärmemengen erzeugen. Würden die Brennelemente ungeschützt bleiben (d. h. ohne Kühlwasser), könnte diese Wärme nicht mehr abgeführt werden. Der Brennstoff würde sich erhitzen, und die Temperaturen könnten den Schmelzpunkt der Zirkaloy- Hüllrohre überschreiten. In diesem Fall würden die Brennelemente schmelzen, und es käme zu einer Kernschmelze , wie sie beispielsweise bei der Katastrophe von Fukushima auftrat . Im abgeschalteten Zustand des Reaktors werden Temperatur und Druck langsam auf Atmosphärendruck reduziert, wodurch Wasser bei 100 °C siedet. Diese relativ niedrige Temperatur in Kombination mit der Wandstärke der verwendeten Stahlbehälter könnte, wie der Unfall in Fukushima gezeigt hat, zu Problemen bei der Brennstoffkühlung führen.

Schließlich liefert die Spaltung von Uran und Plutonium im thermischen Spektrum eine geringere Anzahl von Neutronen als im schnellen Spektrum, sodass in einem schnellen Reaktor höhere Verluste akzeptabel sind.

Die vorgeschlagenen schnellen Reaktoren lösen all diese Probleme (neben den grundlegenden Spaltungseigenschaften, bei denen beispielsweise Plutonium-239 nach der Absorption eines schnellen Neutrons eher zur Spaltung neigt als nach der Absorption eines langsamen Neutrons).

Obwohl²³⁵U und²³⁹Pu hat zwar einen geringeren Einfangquerschnitt für hochenergetische Neutronen, bleibt aber dennoch bis weit in den MeV-Bereich reaktiv. Wenn die Dichte von²³⁵U oder²³⁹Wenn Pu ausreichend ist, wird ein Schwellenwert erreicht, bei dem genügend spaltbare Atome im Brennstoff vorhanden sind, um eine Kettenreaktion mit schnellen Neutronen aufrechtzuerhalten. Tatsächlich gilt im schnellen Spektrum, wenn²³⁸Wenn U ein schnelles Neutron einfängt, unterliegt es außerdem in etwa 11 % der Fälle der Kernspaltung, während die restlichen Einfänge "radiativ" erfolgen und in die Zerfallskette zu Plutonium-239 eintreten.

Entscheidend ist, dass, wenn ein Reaktor mit schnellen Neutronen betrieben wird,²³⁹Das Pu -Isotop spaltet sich mit einer Wahrscheinlichkeit von 74 % anstatt der üblichen 62 %, wenn es ein thermisches Neutron einfängt. Darüber hinaus erhöht sich die Wahrscheinlichkeit einer²⁴⁰Die Spaltung eines Plutoniumatoms nach Absorption eines schnellen Neutrons beträgt 70 %, während sie bei einem thermischen Neutron unter 20 % liegt. Schnelle Neutronen werden zwar seltener von Uran und Plutonium eingefangen, lösen aber nach dem Einfangen mit deutlich höherer Wahrscheinlichkeit eine Kernspaltung aus. Der Bestand an abgebranntem Brennstoff aus schnellen Reaktoren enthält daher praktisch keine Aktiniden außer Uran und Plutonium, die effektiv recycelt werden können. Selbst wenn der Reaktorkern anfänglich mit 20 Masseprozent Reaktorplutonium (mit durchschnittlich 2 % Urananteil) beladen ist, ist die Spaltung gering.²³⁸Pu , 53%²³⁹Pu , 25%²⁴⁰Pu , 15%²⁴¹Pu , 5%²⁴²Pu und Spuren von²⁴⁴Pu ), sind die schnellen Neutronen in der Lage, jedes dieser Atome mit signifikanter Rate zu spalten. Am Ende eines Brennstoffzyklus von etwa 24 Monaten werden sich diese Verhältnisse mit einer Zunahme von²³⁹Der Pu-Gehalt wird auf über 80 % ansteigen, während alle anderen Plutoniumisotope im gleichen Verhältnis abgenommen haben.

Durch den Wegfall des Moderators lässt sich das Volumen des Reaktorkerns erheblich reduzieren und die Komplexität bis zu einem gewissen Grad verringern.²³⁹Pu und insbesondere²⁴⁰Da Plutonium beim Einfangen eines schnellen Neutrons viel eher zur Kernspaltung neigt, können solche Reaktoren mit einer Mischung aus Plutonium und natürlichem Uran oder mit angereichertem Material, das etwa 20 % Uran enthält, betrieben werden.²³⁵U. Testläufe wurden auch in verschiedenen Einrichtungen durchgeführt.²³³U und²³²Th . Das natürliche Uran (hauptsächlich²³⁸U ) wird umgewandelt in²³⁹Pu , während im Falle von²³²Th ,²³³U ist das Ergebnis. Da während des Betriebs neuer Brennstoff entsteht, wird dieser Prozess als Brutreaktor bezeichnet. ^{[ 6 ]} Alle schnellen Reaktoren können zur Brutreaktoren genutzt werden. Alternativ können sie durch sorgfältige Auswahl der Materialien im Reaktorkern und Weglassen der Brutmantelschicht so betrieben werden, dass der gleiche Anteil an spaltbarem Material erhalten bleibt, ohne dass überschüssiges Material entsteht. Dieser Prozess wird als Konversion bezeichnet, da er Brutmaterialien im Verhältnis 1:1 in spaltbare Brennstoffe umwandelt.²³⁸U oder²³²Th fängt überschüssige Neutronen ein, die zusätzlichen Neutronen erzeugen mehr²³⁹Pu oder²³³U bzw.

Das Blanketmaterial kann anschließend weiterverarbeitet werden, um das neue spaltbare Material zu gewinnen. Dieses kann dann mit abgereichertem Uran zu MOX-Brennstoff oder mit leicht angereichertem Uran zu REMIX -Brennstoff gemischt werden – beides für konventionelle Reaktoren mit langsamen Neutronen. Alternativ kann es auch mit einem höheren Anteil von 17–19,75 % spaltbarem Brennstoff für schnelle Reaktorkerne gemischt werden. Ein einzelner schneller Reaktor kann so seinen eigenen Brennstoff unbegrenzt liefern und gleichzeitig mehrere thermische Reaktoren versorgen, wodurch die aus dem natürlichen Uran gewonnene Energiemenge erheblich gesteigert wird. Die theoretisch effektivste Brutreaktorkonfiguration kann 14 Neutronen pro Sekunde erzeugen.²³⁹Das Verhältnis von verbrauchten Plutoniumkernen zu den verbrauchten Aktinidenkernen beträgt 14:10. In realen schnellen Reaktoren wurde jedoch bisher ein Verhältnis von 12:10 erreicht, sodass am Ende des Brennstoffkreislaufs 20 % mehr spaltbares Material vorhanden ist als zu Beginn. ^{[ 7 ]} Weniger als 1 % des gesamten abgebauten Urans wird in einem thermischen Durchlaufkreislauf verbraucht , während in den besten bestehenden schnellen Reaktorzyklen bis zu 60 % des natürlichen Urans gespalten werden.

Angesichts des aktuellen Bestands an abgebranntem Kernbrennstoff (der reaktortaugliches Plutonium enthält) ist es möglich, diesen Brennstoff aufzubereiten und die Aktinidenisotope als Brennstoff in einer großen Anzahl schneller Reaktoren wiederzuverwenden. Dadurch wird der Brennstoff effektiv verbraucht.²³⁷Np , Reaktorplutonium ,²⁴¹Am und²⁴⁴Cm . In den abgebrannten Brennelementen von Reaktoren sind noch enorme Energiemengen vorhanden; wenn schnelle Reaktortypen zur Nutzung dieses Materials eingesetzt würden, könnte diese Energie für nützliche Zwecke gewonnen werden.

Schnelle Neutronenreaktoren können potenziell die Radiotoxizität von Atommüll reduzieren. Jeder Reaktor im kommerziellen Maßstab würde jährlich etwas mehr als eine Tonne Spaltprodukte sowie Spuren von Transuranen produzieren, sofern die hochradioaktivsten Komponenten recycelt werden könnten. Der verbleibende Abfall müsste etwa 500 Jahre lang gelagert werden. ^{[ 8 ]}

Bei schnellen Neutronen ist das Verhältnis zwischen Neutronenspaltung und -einfang durch Plutonium und die Nebenaktiniden oft größer als bei langsameren Neutronen mit thermischen oder nahezu thermischen „epithermischen“ Geschwindigkeiten. Vereinfacht gesagt: Schnelle Neutronen werden seltener von Plutonium oder Uran absorbiert, verursachen aber , wenn sie absorbiert werden, fast immer eine Kernspaltung. Die umgewandelten Aktiniden geradzahliger Ordnung (z. B. …)²⁴⁰Pu ,²⁴²Plutonium (Pu ) spaltet sich in schnellen Reaktoren fast genauso leicht wie Aktiniden ungeradzahliger Ordnung. Nach der Spaltung entstehen aus den Aktiniden zwei Spaltprodukte . Diese Elemente weisen eine geringere Gesamtradiotoxizität auf. Da die Entsorgung der Spaltprodukte hauptsächlich aus den radioaktivsten Spaltprodukten besteht – Strontium-90 mit einer Halbwertszeit von 28,8 Jahren und Cäsium-137 mit einer Halbwertszeit von 30,1 Jahren ^{[ 8 ] –} , verkürzt sich die Lebensdauer des Atommülls von Zehntausenden von Jahren (durch Transurane) auf wenige Jahrhunderte. Die Prozesse sind zwar nicht perfekt, aber die verbleibenden Transurane machen nur noch einen winzigen Anteil des Gesamtmülls aus, da die meisten Transurane als Brennstoff verwendet werden können.

Schnelle Reaktoren lösen das Argument der „Brennstoffknappheit“ gegen Uranreaktoren technisch, ohne auf unentdeckte Reserven oder die Gewinnung aus verdünnten Quellen wie Granit oder Meerwasser angewiesen zu sein. Sie ermöglichen die Brut von Kernbrennstoffen aus nahezu allen Aktiniden, einschließlich bekannter, reichhaltiger Quellen von abgereichertem Uran und Thorium sowie Abfällen aus Leichtwasserreaktoren. Im Durchschnitt werden pro Kernspaltung mehr Neutronen durch schnelle als durch thermische Neutronen erzeugt . Dies führt zu einem größeren Neutronenüberschuss, der über die für die Aufrechterhaltung der Kettenreaktion benötigte Anzahl hinausgeht. Diese Neutronen können zur Erzeugung von zusätzlichem Brennstoff oder zur Umwandlung von langlebigen Abfällen in weniger problematische Isotope genutzt werden, wie es im Phénix- Reaktor in Marcoule , Frankreich , der Fall war. Auch eine teilweise Nutzung für beide Zwecke ist möglich. Obwohl auch konventionelle thermische Reaktoren einen Neutronenüberschuss erzeugen, können schnelle Reaktoren so viele Neutronen produzieren, dass sie mehr Brennstoff brüten, als sie verbrauchen. Solche Reaktoren werden als schnelle Brutreaktoren bezeichnet . ^{[ 5 ]}

In den abgebrannten Brennelementen wassermoderierter Reaktoren sind neben den schwereren Transuranen auch verschiedene Plutoniumisotope vorhanden. Die Wiederaufarbeitung , eine komplexe Reihe chemischer Extraktionsprozesse, die größtenteils auf dem PUREX- Verfahren basieren, ermöglicht die Gewinnung von unverändertem Uran, Spaltprodukten , Plutonium und den schwereren Elementen. ^{[ 9 ]} Solche Abfallströme lassen sich in folgende Kategorien unterteilen: 1) unverändertes Uran-238 , das den größten Anteil des Materials ausmacht und eine sehr geringe Radioaktivität aufweist, 2) eine Ansammlung von Spaltprodukten und 3) die Transurane .

Alle Kernreaktoren erzeugen Wärme, die aus dem Reaktorkern abgeführt werden muss. Wasser , das gebräuchlichste Kühlmittel in thermischen Reaktoren , ist für einen schnellen Reaktor im Allgemeinen nicht geeignet, da es als effektiver Neutronenmoderator wirkt . ^{[ 6 ]}

Alle in Betrieb befindlichen schnellen Reaktoren sind flüssigmetallgekühlte Reaktoren , die Natrium, Blei oder ein Blei-Bismut-Eutektikum als Kühlmittel verwenden. ^{[ 10 ]} Der frühe Clementine-Reaktor nutzte Quecksilber als Kühlmittel und Plutonium als Brennstoff. Quecksilber ist nicht nur für den Menschen giftig, sondern weist auch einen hohen Einfangquerschnitt für die (n,γ)-Reaktion auf (es absorbiert also leicht Neutronen, was zu Kernreaktionen führt). Dies verursacht eine Aktivierung im Kühlmittel und führt zum Verlust von Neutronen, die andernfalls im Brennstoff absorbiert werden könnten. Daher gilt Quecksilber heute nicht mehr als geeignetes Kühlmittel.

Russland hat Reaktoren entwickelt, die mit geschmolzenem Blei und Blei - Bismut - Eutektikum betrieben werden . Diese Legierungen wurden in größerem Umfang in Schiffsantrieben, insbesondere im sowjetischen U-Boot der Alfa-Klasse , sowie in einigen Prototypreaktoren eingesetzt. Die Natrium-Kalium-Legierung (NaK) ist aufgrund ihres niedrigen Schmelzpunktes in Testreaktoren beliebt .

Ein weiterer vorgeschlagener Schnellreaktor ist ein Schmelzsalzreaktor , in dem die moderierenden Eigenschaften des Salzes vernachlässigbar sind. Die verwendete Salzzusammensetzung ist entscheidend, da einige Zusammensetzungen wirksame Moderatoren sind, andere hingegen nicht. ^{[ 11 ]}

Gasgekühlte schnelle Reaktoren wurden häufig mit Helium als Kühlgas untersucht, da dieses geringe Absorptions- und Streuquerschnitte aufweist und somit das schnelle Neutronenspektrum ohne signifikante Neutronenabsorption im Kühlmittel erhält. Gereinigter Stickstoff-15 wurde ebenfalls als Kühlgas vorgeschlagen, da er häufiger als Helium vorkommt und ebenfalls einen sehr geringen Neutronenabsorptionsquerschnitt besitzt. ^{[ 12 ] [ 13 ]}

Alle großtechnischen schnellen Reaktoren verwenden jedoch flüssiges Metall als Kühlmittel. Vorteile flüssiger Metalle sind die geringen Kosten, das geringe Aktivierungspotenzial und der große Flüssigkeitsbereich. Letzterer bedeutet, dass das Material einen niedrigen Schmelzpunkt und einen hohen Siedepunkt aufweist. Beispiele für diese Reaktoren sind natriumgekühlte schnelle Reaktoren , deren Entwicklung weltweit weiterhin vorangetrieben wird. Russland betreibt derzeit zwei solcher Reaktoren im kommerziellen Maßstab. Darüber hinaus verfügt Russland über rund achtzig Jahre Reaktorerfahrung mit bleigekühlten schnellen Reaktoren , die zunehmend an Bedeutung gewinnen.

In der Praxis bedeutet die Aufrechterhaltung einer Spaltungskettenreaktion mit schnellen Neutronen die Verwendung von relativ angereichertem Uran oder Plutonium . Der Grund dafür ist, dass Spaltungsreaktionen bei thermischen Energien begünstigt sind, da das Verhältnis zwischen den²³⁹Pu -Spaltquerschnitt und²³⁸Der Absorptionsquerschnitt von U beträgt im thermischen Spektrum etwa 100 und im schnellen Spektrum etwa 8. Die Spaltungs- und Absorptionsquerschnitte sind für beide Bereiche gering.²³⁹Pu und²³⁸Schnelle Neutronen emittieren viel Energie, was bedeutet, dass sie den Brennstoff mit höherer Wahrscheinlichkeit durchdringen, ohne mit ihm zu interagieren, als thermische Neutronen. Daher wird mehr spaltbares Material benötigt. Ein schneller Reaktor kann daher nicht mit natürlichem Uran betrieben werden . Es ist jedoch möglich, einen schnellen Reaktor zu bauen, der Brennstoff durch Brutprozesse erzeugt. Nach der ersten Brennstoffladung kann ein solcher Reaktor durch Wiederaufbereitung neu befüllt werden . Die Spaltprodukte können durch Zugabe von natürlichem oder sogar abgereichertem Uran ohne weitere Anreicherung ersetzt werden. Dies ist das Konzept des schnellen Brutreaktors (FBR).

Bislang verwendeten die meisten schnellen Neutronenreaktoren entweder MOX (Mischoxidbrennstoff) oder Metalllegierungsbrennstoff . Sowjetische schnelle Neutronenreaktoren verwendeten (hoch)²³⁵Zunächst wurde Uran (angereichertes Uran ) als Brennstoff verwendet, im Jahr 2022 wurde dann auf MOX umgestellt. ^{[ 14 ]} Der indische Prototypreaktor verwendet Urancarbid als Brennstoff.

Kritikalität bei hohen Energien kann zwar mit auf 5,5 Gewichtsprozent angereichertem Uran erreicht werden.²³⁵Für schnelle Reaktoren wurden Uran-Anreicherungen im Bereich von 20 Prozent vorgeschlagen, unter anderem im Hinblick auf die Kernlebensdauer: Würde ein schneller Reaktor mit der minimalen kritischen Masse beladen, würde er nach der ersten Kernspaltung unterkritisch werden. Stattdessen wird ein Brennstoffüberschuss mit Reaktivitätskontrollmechanismen zugeführt. Diese Reaktivitätskontrolle wird zu Beginn des Betriebs vollständig aktiviert, um den Reaktor vom überkritischen in den kritischen Zustand zu bringen. Mit abnehmendem Brennstoffvorrat wird die Reaktivitätskontrolle zurückgenommen, um die Kernspaltung aufrechtzuerhalten. In einem schnellen Brutreaktor gilt das oben Genannte, wobei die Reaktivität aufgrund des Brennstoffverbrauchs zusätzlich durch Brutkerne kompensiert wird.²³³U oder²³⁹Pu und²⁴¹Pu von²³²Th oder²³⁸U bzw. Einige Konstruktionen verwenden abbrennbare Gifte, auch als abbrennbare Absorber bekannt, die Isotope mit hohen Neutroneneinfangquerschnitten enthalten. Konzentriert¹⁰Bor oder¹⁵⁵Gadolinium &¹⁵⁷Für diesen Zweck wird typischerweise Gadolinium in natürlichem Gadolinium verwendet. Da diese Isotope überschüssige Neutronen absorbieren, werden sie in Isotope mit niedrigen Absorptionsquerschnitten umgewandelt, sodass sie im Laufe des Brennstoffzyklus eliminiert werden, während vermehrt Spaltprodukte mit hohem Einfangquerschnitt entstehen. Dies erleichtert die Kontrolle der Reaktivitätsrate im Reaktorkern beim Anfahren mit frischem Brennstoff. ^{[ 15 ]}

Wie thermische Reaktoren werden auch schnelle Neutronenreaktoren dadurch gesteuert, dass die Kritikalität des Reaktors auf der Grundlage verzögerter Neutronen aufrechterhalten wird , wobei die grobe Steuerung über neutronenabsorbierende Steuerstäbe oder -schaufeln erfolgt.

Sie können sich jedoch nicht auf Änderungen ihrer Moderatoren verlassen, da kein Moderator vorhanden ist. Daher funktioniert weder die Dopplerverbreiterung im Moderator, die thermische Neutronen beeinflusst, noch ein negativer Void-Koeffizient des Moderators. Beide Techniken sind in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren üblich .

Die Dopplerverbreiterung aufgrund der Molekularbewegung des Brennstoffs und seiner Wärme kann eine schnelle negative Rückkopplung bewirken. Die Molekularbewegung der spaltbaren Teilchen selbst kann die relative Geschwindigkeit des Brennstoffs von der optimalen Neutronengeschwindigkeit abweichen lassen. Auch die thermische Ausdehnung des Brennstoffs kann eine negative Rückkopplung erzeugen. Kleine Reaktoren, wie sie beispielsweise in U-Booten eingesetzt werden, nutzen möglicherweise die Dopplerverbreiterung oder die thermische Ausdehnung von Neutronenreflektoren.

Da die Einschätzung der Uranerzreserven in den 1960er Jahren eher gering war und man davon ausging, dass die Kernenergie die Grundlastversorgung übernehmen würde, galten schnelle Brüter in den 1960er und 1970er Jahren als Lösung für den weltweiten Energiebedarf. Durch die zweifache Durchlaufbehandlung erhöht ein schneller Brüter die Energieausbeute bekannter Erzlagerstätten, sodass die bestehenden Erzquellen Hunderte von Jahren reichen würden. Der Nachteil dieses Ansatzes besteht darin, dass der Brüterreaktor mit Brennstoff betrieben werden muss, der in einer Brennelementbehandlungsanlage aufbereitet werden muss. Man ging allgemein davon aus, dass dies auch bei steigender Nachfrage und schwindenden bekannten Ressourcen noch günstiger sein würde als angereichertes Uran.

In den 1970er Jahren wurden experimentelle Brutreaktorkonzepte untersucht, insbesondere in den USA, Frankreich und der UdSSR. Dies fiel jedoch mit einem Einbruch der Uranpreise zusammen. Die erwartete steigende Nachfrage veranlasste die Bergbauunternehmen, ihre Lieferketten auszubauen. Diese kamen jedoch genau zu dem Zeitpunkt in Betrieb, als der Reaktorbau Mitte der 1970er Jahre stagnierte. Das daraus resultierende Überangebot ließ die Brennstoffpreise von etwa 40 US-Dollar pro Pfund im Jahr 1980 auf unter 20 US-Dollar im Jahr 1984 sinken. Die Brutreaktoren produzierten Brennstoff, der mit 100 bis 160 US-Dollar deutlich teurer war, und die wenigen Anlagen, die den kommerziellen Betrieb erreichten, erwiesen sich als wirtschaftlich unrentabel.

Schnelle Reaktoren gelten aufgrund zahlreicher Vorteile gegenüber moderierten Reaktoren als essenzielle Entwicklung. ^{[ 16 ]} Der am häufigsten untersuchte und gebaute schnelle Reaktortyp ist der natriumgekühlte schnelle Reaktor . Einige Vorteile dieses Designs werden im Folgenden erläutert; andere Designs wie der bleigekühlte schnelle Reaktor und der FMSR (Fast Molten Salt Reactor) ^{[ 17 ]} weisen ähnliche Vorteile auf.

• Bei einer Kernspaltung werden mehr Neutronen freigesetzt als in einem thermischen Reaktor. Dies ermöglicht Flexibilität und die Erzeugung von Uran oder Thorium.
• Als²³⁸U, das ein schnelles Neutron absorbiert, hat eine Spaltwahrscheinlichkeit von 11%; ein signifikanter Prozentsatz der Spaltungsereignisse im Reaktor findet mit diesem Isotop statt.
• Es besteht ein empfindliches Gleichgewicht zwischen der Neutronenproduktion durch Kernspaltung einerseits und den vielen Prozessen, die Neutronen verbrauchen, andererseits. Ein Temperaturanstieg in einem schnellen Reaktor hat zwei Auswirkungen:
  1. Dopplerverbreiterung des Neutronenspektrums und
  2. eine sehr geringe Vergrößerung der physikalischen Größe des Reaktorkerns.

Diese beiden Effekte dienen der Reduzierung der Reaktivität, da dadurch mehr Neutronen aus dem Reaktorkern entweichen können, wie eine Demonstration im EBR-II im Jahr 1986 zeigte. ^{[ 18 ]} Bei diesem Test wurde die zusätzliche Wärme von dem großen Volumen an flüssigem Natrium problemlos absorbiert, und der Reaktor schaltete sich ohne Eingriff des Bedienpersonals selbst ab.

• Da Natrium einen Siedepunkt von 883 °C (1600 °F) und Blei einen Siedepunkt von 1749 °C (3200 °F) aufweist, Reaktoren aber typischerweise bei Temperaturen zwischen 500 °C (930 °F) und 550 °C (1000 °F) betrieben werden, besteht ein großer Temperaturspielraum, in dem die Metalle flüssig bleiben und Temperaturerhöhungen problemlos ohne Druckanstieg aufgenommen werden können. Das in Schnellschmelzsalzreaktoren üblicherweise verwendete Chloridsalz Natriumchlorid hat einen Siedepunkt von 1465 °C (2700 °F) ^{[ 19 ].}
• Da im Reaktorkern bei hohen Temperaturen kein Wasser vorhanden ist, herrscht im Wesentlichen Atmosphärendruck. Meistens ist eine Inertgashülle mit einem moderaten Druck (z. B. 0,5 Atmosphären) vorhanden, um sicherzustellen, dass ein Leck zu einem Massentransport nach außen führt. Dadurch entfällt ein Druckbehälter mit den damit verbundenen Problemen (Hochdrucksysteme sind komplex), und ein Leck aus dem Reaktor kann keine Hochdruckstrahlen freisetzen.
• Da sich das gesamte Gefäß unter Atmosphärendruck befindet und das Natrium sehr heiß ist und diese Temperaturen auch im abgeschalteten Zustand beibehalten werden können, ist eine passive Kühlung mit Luft möglich (d. h. ohne Pumpen). Unfälle wie der Atomunfall von Fukushima Daiichi ^{[ 20 ]} sind mit einer solchen Konstruktion ausgeschlossen.
• Die höhere Temperatur des flüssigen Metalls oder Salzes und damit die höhere Temperatur des durch dieses Kühlmittel erzeugten Dampfes ermöglicht eine erhebliche Steigerung des Wirkungsgrades der Stromerzeugung (thermischer Wirkungsgrad von etwa 40 % gegenüber 30 %). ^{[ 21 ]}
• Solche Reaktoren haben das Potenzial, die Abfallströme der Kernenergie deutlich zu reduzieren und gleichzeitig die Brennstoffausnutzung erheblich zu steigern.

Da die meisten schnellen Reaktoren bisher entweder mit Natrium, Blei oder Blei-Bismut gekühlt wurden, werden hier die Nachteile solcher Systeme beschrieben.

• Da die Reaktoren mit schnellen Neutronen betrieben werden, wird die Reaktivität des Reaktorkerns – im Gegensatz zu moderierten Reaktoren – durch diese Neutronen bestimmt. In moderierten Reaktoren wird ein Großteil der Reaktivitätskontrolle durch verzögerte Neutronen erreicht , die den Bedienern oder Computern Zeit zur Anpassung der Reaktivität geben. Da verzögerte Neutronen in schnellen Reaktoren praktisch keine Rolle spielen, sind für die sehr kurzfristige Reaktivitätskontrolle (z. B. innerhalb einer Sekunde) andere Mechanismen erforderlich: thermische Ausdehnung und Dopplerverbreiterung. Die längerfristige Reaktivität wird durch Steuerstäbe erreicht , die mit einem Neutronenabsorptionsmaterial gefüllt sind.
• Da der gesamte Reaktor mit großen Mengen geschmolzenen Metalls gefüllt ist, gestaltet sich der Brennstoffwechsel äußerst schwierig, da optische Hilfsmittel (Kameras usw.) unbrauchbar sind. Für den Brennstoffwechsel sind kostspielige, präzise kalibrierte und positionierte Roboterwerkzeuge erforderlich. Auch die vollständige Entnahme der Brennelemente aus dem Reaktor ist nicht einfach.
• Da der gesamte Reaktor mit einem Metall gefüllt ist, dessen Schmelzpunkt deutlich über der Raumtemperatur liegt, müssen sämtliche Rohrleitungen, Wärmetauscher und das gesamte Reaktorvolumen elektrisch beheizt werden, bevor der Reaktorbetrieb aufgenommen werden kann. Sobald der Reaktor jedoch Wärme erzeugt, ist dies nicht mehr relevant.
• Bislang haben sich die meisten schnellen Reaktortypen als kostspielig im Bau und Betrieb erwiesen und sind gegenüber thermischen Neutronenreaktoren nur bedingt wettbewerbsfähig, es sei denn, der Uranpreis steigt drastisch oder die Baukosten sinken. Angesichts der problematischen Entsorgung radioaktiver Abfälle wird davon ausgegangen, dass solche Reaktoren notwendig sein werden. Da die Baukosten für moderate Reaktoren unter anderem aufgrund immer strengerer Sicherheitsmechanismen steigen, könnte dies zu einer besseren Wirtschaftlichkeit schneller Reaktoren führen.
• Natrium wird häufig als Kühlmittel in schnellen Reaktoren eingesetzt, da es die Neutronengeschwindigkeit nur geringfügig dämpft und eine hohe Wärmekapazität besitzt. Es verbrennt und schäumt jedoch an der Luft, wobei die Verbrennungsreaktion von Natrium an der Luft nicht mit der extrem heftigen Reaktion von Natrium mit Wasser verwechselt werden sollte. Natriumleckagen können sich mit Luft entzünden und in Reaktoren wie beispielsweise der USS Seawolf (SSN-575) und der Monju zu Problemen führen .

Einige natriumgekühlte schnelle Reaktoren sind trotz mehrerer kleinerer Leckagen und Brände über lange Zeiträume sicher in Betrieb (insbesondere der Phénix und der EBR-II seit 30 Jahren bzw. der BN-600 und BN-800 , die seit 1980 bzw. 2016 in Betrieb sind). Natriumleckagen (und möglicherweise auch Brände) setzen keine radioaktiven Elemente frei, da die natriumgekühlten schnellen Reaktoren stets mit einem Zwei-Kreislauf-System ausgestattet sind.

• Da flüssige Metalle außer Lithium und Beryllium eine geringe Moderationsfähigkeit besitzen, ist die primäre Wechselwirkung von Neutronen mit dem Kühlmittel schneller Reaktoren die (n,γ)-Reaktion, die Radioaktivität im Kühlmittel induziert. Natrium-24 (²⁴Na ) wird im Reaktorkreislauf des natriumgekühlten schnellen Reaktors aus natürlichem Natrium-23 durch Neutronenbeschuss erzeugt . Es hat eine Halbwertszeit von 15 Stunden.²⁴Na zerfällt zu²⁴Mg wird durch die Emission eines Elektrons und zweier Gammastrahlen zersetzt . Da die Halbwertszeit dieses Isotops sehr kurz ist, ist es nach beispielsweise zwei Wochen praktisch nicht mehr nachweisbar.²⁴Zurück bleibt Natrium . Schnellspektrumreaktoren, die Natrium verwenden, müssen dieses Magnesium vom Natrium trennen, was mit einer Kältefalle erreicht wird.
• Von den eutektischen Systemen mit flüssigem Blei oder Blei-Bismut zeigt nur das flüssige Blei-Bismut-Eutektikum eine Aktivierung. Da reines Blei praktisch keine Aktivierung aufweist, könnte ein Reaktor mit reinem Blei in einem einzigen Kreislauf betrieben werden, wodurch erhebliche Kosten für Wärmetauscher und separate Systeme eingespart würden.
• Ein fehlerhaftes Design eines schnellen Reaktors könnte einen positiven Hohlraumkoeffizienten aufweisen : Das Sieden des Kühlmittels im Falle eines Unfalls würde die Kühlmitteldichte und damit die Absorptionsrate verringern. Solche Designs sind für den kommerziellen Einsatz nicht vorgesehen, da sie potenziell gefährlich und aus Sicherheits- und Unfallperspektive unerwünscht sind. Dies lässt sich bei einem gasgekühlten Reaktor vermeiden , da sich in einem solchen Reaktor im Falle eines Unfalls keine Hohlräume bilden; allerdings ist die Reaktivitätskontrolle in einem gasgekühlten schnellen Reaktor schwierig.
• Aufgrund der geringen Wirkungsquerschnitte der meisten Materialien bei hohen Neutronenenergien ist die kritische Masse in einem schnellen Reaktor deutlich höher als in einem thermischen Reaktor. In der Praxis bedeutet dies eine wesentlich höhere Anreicherung : >20 % in einem schnellen Reaktor im Vergleich zu <5 % in typischen thermischen Reaktoren. Alternativ könnte eine Mischung aus Plutonium aus Atommüll und natürlichem oder abgereichertem Uran verwendet werden.

Das Interesse der USA an Brutreaktoren wurde durch Jimmy Carters Entscheidung vom April 1977, den Bau von Brutreaktoren in den USA aufgrund von Proliferationsbedenken zu verschieben, und die suboptimalen Betriebsergebnisse des französischen Superphénix- Reaktors gedämpft. ^{[ 22 ]} Die französischen Reaktoren stießen zudem auf heftigen Widerstand von Umweltgruppen, die sie als sehr gefährlich einstuften. ^{[ 23 ]} Trotz dieser Rückschläge investieren weiterhin zahlreiche Länder in die Technologie der schnellen Reaktoren. Seit den 1970er Jahren wurden rund 25 Reaktoren gebaut, die zusammen über 400 Reaktorjahre Erfahrung gesammelt haben.

In einem 2008 von der IAEA vorgelegten Vorschlag für ein System zur Erhaltung des Wissens über schnelle Reaktoren ^{[ 24 ]} wurde Folgendes festgestellt:

In den vergangenen 15 Jahren stagnierte die Entwicklung von schnellen Reaktoren in den Industrieländern, die zuvor intensiv an diesem Gebiet forschten. In Ländern wie Deutschland, Italien, Großbritannien und den USA wurden sämtliche Studien zu schnellen Reaktoren eingestellt; die einzige verbleibende Tätigkeit konzentriert sich auf die Stilllegung solcher Reaktoren. Viele der in diesen Ländern an Forschung und Entwicklung beteiligten Spezialisten sind bereits im Ruhestand oder stehen kurz davor. In Ländern wie Frankreich, Japan und Russland, die die Weiterentwicklung der Technologie schneller Reaktoren weiterhin aktiv vorantreiben, wird die Situation durch den Mangel an Nachwuchswissenschaftlern und -ingenieuren in diesem Bereich der Kernenergie verschärft.

Russland betreibt seit 2021 zwei schnelle Reaktoren im kommerziellen Maßstab. ^{[ 25 ]} Die GEN IV-Initiative , eine internationale Arbeitsgruppe für neue Reaktorkonzepte, hat sechs neue Reaktortypen vorgeschlagen, von denen drei mit einem schnellen Strahlungsspektrum arbeiten würden. ^{[ 26 ]}

• Clementine war der erste schnelle Reaktor, der 1946 im Los Alamos National Laboratory gebaut wurde . Er verwendete Plutonium-Metallbrennstoff, Quecksilber-Kühlmittel, erreichte eine thermische Leistung von 25 kW und wurde für Forschungszwecke, insbesondere als schnelle Neutronenquelle, eingesetzt.
• Der experimentelle Brutreaktor EBR- I (Experimental Breeder Reactor I) im Argonne West National Laboratory , nahe Arco, Idaho , war 1951 der erste Reaktor, der nennenswerte Mengen an Strom erzeugte. Er wurde 1964 stillgelegt.
• Fermi 1 in der Nähe von Detroit war ein Prototyp eines schnellen Brutreaktors, der 1957 in Betrieb genommen und 1972 abgeschaltet wurde.
• Der Experimental Breeder Reactor II (EBR-II) im Idaho National Laboratory in der Nähe von Arco, Idaho , war ein Prototyp für den Integral Fast Reactor (1965–1994).
• SEFOR in Arkansas war ein 20- MWt- Forschungsreaktor, der von 1969 bis 1972 in Betrieb war.
• Die Fast Flux Test Facility (FFTF) mit einer Leistung von 400 MWt lief von 1982 bis 1992 in Hanford, Washington , einwandfrei . Sie nutzte flüssiges Natrium, das unter ständiger Wartung mit Argon hinterfüllt wurde.
• Der SRE in Kalifornien war ein kommerzieller Reaktor mit einer Leistung von 20 MWt und einer elektrischen Leistung von 6,5 MWe, der von 1957 bis 1964 betrieben wurde.
• LAMPRE-1 war ein mit flüssigem Plutonium betriebener 1-MWth-Reaktor. Er wurde von 1961 bis 1963 als Forschungsreaktor im Los Alamos National Laboratory betrieben.

• Der Dounreay Loop-Typ-Schnellreaktor (DFR), 1959–1977, hatte eine Leistung von 14 MWe, und der Prototyp-Schnellreaktor (PFR), 1974–1994, hatte eine Leistung von 250 MWe und befand sich in Caithness in den schottischen Highlands .
• Der Dounreay Pool-Schnellreaktor (PFR), der von 1975 bis 1994 betrieben wurde, hatte eine thermische Leistung von 600 MW und eine elektrische Leistung von 234 MWe und verwendete Mischoxidbrennstoff (MOX).
• Das Kraftwerk Rapsodie in Cadarache , Frankreich (20, dann 40 MW) war von 1967 bis 1982 in Betrieb.
• Superphénix in Frankreich, 1200 MW, wurde 1997 aufgrund einer politischen Entscheidung und hoher Kosten stillgelegt.
• Das Kernkraftwerk Phénix , Baujahr 1973, Frankreich, mit einer Leistung von 233 MW, wurde 2003 mit 140 MW für sechsjährige Experimente zur Transmutation von Atommüll wieder in Betrieb genommen. Die Stromerzeugung wurde im März 2009 eingestellt, der Testbetrieb und die Forschungsprogramme des CEA wurden jedoch bis Ende 2009 fortgesetzt. Die Anlage wurde 2010 stillgelegt.
• Der KNK-II, ein experimenteller, kompakter, natriumgekühlter schneller Reaktor mit einer Leistung von 21 MW, war von Oktober 1977 bis August 1991 in Betrieb. Ziel des Experiments war die Beseitigung von Atommüll bei gleichzeitiger Energieerzeugung. Aufgrund kleinerer Probleme mit Natrium und öffentlicher Proteste wurde die Anlage schließlich stillgelegt.

• Kleine, bleigekühlte schnelle Reaktoren wurden für den Schiffsantrieb eingesetzt , insbesondere von der sowjetischen Marine .
• BR-5 – war ein auf Forschung ausgerichteter schneller Neutronenreaktor am Institut für Physik und Energie in Obninsk, der von 1959 bis 2002 in Betrieb war.
• Das Kernkraftwerk BN-350 wurde von der Sowjetunion in Schewtschenko (dem heutigen Aqtau ) am Kaspischen Meer gebaut . Es produzierte 130 MW Strom und 80.000 Tonnen Frischwasser pro Tag.
• Der IBR war ein auf Forschung ausgerichteter gepulster schneller Neutronenreaktor am Vereinigten Institut für Kernforschung in Dubna (bei Moskau), der von 1984 bis 2006 in Betrieb war.
• RORSATs – 33 Weltraum-Schnellreaktoren wurden von der Sowjetunion zwischen 1989 und 1990 im Rahmen eines in den USA als Radar Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) bekannten Programms gestartet. Typischerweise produzierten die Reaktoren etwa 3 kWe.
• BES-5 – war ein natriumgekühlter Weltraumreaktor, der im Rahmen des RORSAT-Programms gestartet wurde und 5 kWe produzierte.
• BR-5 – war ein 5 MWt Natrium-Schnellreaktor, der 1961 von der UdSSR hauptsächlich für Materialprüfungen betrieben wurde.
• Die russischen Alpha-8-PbBi -Reaktoren waren mit Blei-Bismut gekühlte schnelle Reaktoren, die auf U-Booten eingesetzt wurden. Diese U-Boote fungierten als Jagd-U-Boote, die im Hafen blieben und aufgrund ihrer hohen Geschwindigkeiten angriffen.

• Der 300-MW -Reaktor Monju in Japan wurde 1995 nach einem schweren Natriumleck und einem Brand stillgelegt. Er wurde am 6. Mai 2010 wieder in Betrieb genommen, musste aber im August 2010 aufgrund eines weiteren Unfalls mit herabfallenden Maschinenteilen erneut abgeschaltet werden. Seit seinem ersten Testlauf vor zwei Jahrzehnten hatte der Reaktor bis Juni 2011 nur eine Stunde lang Strom erzeugt.
• Der Aktau-Reaktor in Kasachstan (150 MW) diente der Plutoniumproduktion, der Meerwasserentsalzung und der Stromerzeugung. Er wurde vier Jahre nach Ablauf der Betriebsgenehmigung stillgelegt.

• Clinch River Brutreaktor , Vereinigte Staaten
• Integraler Schneller Reaktor (IFR) , USA. Der Entwurf sah einen Brennstoffkreislauf auf Basis der elektrolytischen Wiederaufbereitung vor Ort vor. Das Projekt wurde 1994 ohne Baubeginn eingestellt.
• SNR-300 , Deutschland

• Der IBR-2 ist ein gepulster schneller Neutronenreaktor am Vereinigten Institut für Kernforschung in Dubna . Er befindet sich im Labor für Neutronenphysik (FLNP), benannt nach I. M. Frank, und ist Teil des JINR . Von 2006 bis Juni 2011 wurde er modernisiert. Er ist der weltweit einzige Kernreaktor mit einem beweglichen Reflektor. Inbetriebnahme war am 10. Februar 1984.
• BN-600 – ein natriumgekühlter schneller Brüter vom Pooltyp im Kernkraftwerk Belojarsk . Er speist 560 MW in das Stromnetz des Mittleren Urals ein. In Betrieb seit 1980.
• BN-800 – ein natriumgekühlter schneller Brüter im Kernkraftwerk Belojarsk. Er erzeugt 880 MW elektrische Leistung und nahm im Oktober 2014 den Betrieb auf. Die volle Leistung erreichte er im August 2016.
• BOR-60 – ein natriumgekühlter Reaktor am Forschungsinstitut für Atomreaktoren in Dimitrovgrad, Russland . Er ist seit 1968 in Betrieb und erzeugt 60 MW für experimentelle Zwecke. ^{[ 27 ]}
• FBTR – ein 40-MWt-, 13,2-MWe-Versuchsreaktor in Indien, der sich auf das Erreichen signifikanter Abbrandwerte konzentrierte.
• Der chinesische experimentelle schnelle Reaktor (Chinese Experimental Fast Reactor , 60 MWth, 20 MWe) erreichte 2011 die Kritikalität und ist derzeit in Betrieb. ^{[ 28 ]} Er dient der Material- und Komponentenforschung für zukünftige chinesische schnelle Reaktoren.
• KiloPower/KRUSTY ist ein 1–10 kWe starker Natrium-Schnellreaktor, der im Los Alamos National Laboratory gebaut wurde. Er erreichte erstmals 2015 Kritikalität und demonstriert eine Anwendung des Stirling-Kraftprozesses.

• Der japanische Versuchsreaktor Jōyō (常陽) mit einer Leistung von 140 MWth (1977–1997 und 2004–2007) diente als Bestrahlungsprüfanlage. Nach einem Zwischenfall im Jahr 2007 wurde der Reaktor zur Reparatur stillgelegt; die Wiederinbetriebnahme war für 2014 geplant. ^{[ 29 ]} Die Wiederinbetriebnahme von Jōyō (Japans einzigem experimentellen schnellen Reaktor) wird für Ende 2026 erwartet. Der Reaktor soll zur Forschung an der Herstellung medizinischer Radioisotope für die Krebstherapie und zur Erforschung der Radiotoxizität radioaktiver Abfälle beitragen. ^{[ 30 ] [ 31 ]}

• Der indische 500-MW-Prototyp-Schnellbrüterreaktor PFBR erreichte am 7. April 2026 die Kritikalität. ^{[ 32 ] [ 33 ]} Es handelt sich um einen Natrium-Schnellbrüterreaktor. Der indische Premierminister Modi war im März 2024 bei der ersten Kernbeladung anwesend. ^{[ 34 ]}

• CFR-600 , Chinas 600-MWe-Experimental-Fast-Reactor (CEFR) (experimentell) und CFR‑600 (im Bau in Xiapu /Fu'an) – CFR‑600 ist nach seiner Fertigstellung als kommerzieller Schnellreaktor konzipiert. ^{[ 35 ]}
• MBIR ( Mehrzweck-Schnellneutronenforschungsreaktor). Standort des Forschungsinstituts für Atomreaktoren (NIIAR) in Dimitrovgrad in der Region Uljanowsk im Westen Russlands, 150 MWt. Baubeginn war 2016, die Fertigstellung ist für 2027 geplant. ^{[ 36 ]}
• BREST-300 , Sewersk, Russland. Baubeginn war der 8. Juni 2021 ^{[ 37 ].}

• BN-1200 ist ein weiterer, leistungsstärkerer Reaktor des Kernkraftwerks Belojarsk bei Jekaterinburg in Russland. Der Baubeginn ist für 2027 geplant. ^{[ 38 ]}
• Die Toshiba 4S sollte nach Galena, Alaska (USA) verschifft werden, aber die Arbeiten kamen zum Erliegen (siehe Kernkraftwerk Galena ).
• KALIME ist ein 600-MWe-Projekt in Südkorea, das für 2030 geplant ist. ^{[ 39 ]} KALIME ist eine Weiterentwicklung des natriumgekühlten, metallbetriebenen schnellen Neutronenreaktors in einem Pool, der durch den Advanced Burner Reactor (2006), S-PRISM (1998-heute), Integral Fast Reactor (1984-1994) und EBR-II (1965-1995) repräsentiert wird.
• Generation-IV-Reaktor ( helium - natrium - bleigekühlt ), ein von den USA vorgeschlagenes internationales Vorhaben, nach 2030.
• JSFR, Japan, begann 1998 ein Projekt für einen 1500-MWe-Reaktor, jedoch ohne Erfolg.
• ASTRID (Frankreich) hat das Projekt für einen 600-MWe-Natrium-gekühlten Reaktor abgebrochen.
• Der Mars Atmospherically Cooled Reactor (MACR) ist ein 1-MWe-Projekt, dessen Fertigstellung für 2033 geplant ist. Der MACR ist ein gasgekühlter (Kohlendioxid-Kühlmittel) schneller Neutronenreaktor, der zur Stromversorgung geplanter Marskolonien dienen soll.
• Elysium Industries entwickelt einen Schnellspektrum-Schmelzsalzreaktor. ^{[ 40 ]}
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) ist ein bleigekühlter schneller Reaktordemonstrator, der von Ansaldo Energia aus Italien entwickelt wurde und die letzte Phase der Projekte ELSY und LEADER darstellt. ^{[ 41 ]}
• Kernreaktor Aurora , Idaho

• Future FBR, India, 600 MWe, after 2025. FBTR (Fast Breeder Test Reactor, experimental) and the Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR, 500 MWe) at Kalpakkam — PFBR has been in late commissioning phases.

^[42]

International Atomic Energy Agency. (n.d.). PRIS — Power Reactor Information System. International Atomic Energy Agency. https://pris.iaea.org/PRIS/home.aspx

World Nuclear Association. (n.d.). Fast neutron reactors. World Nuclear Association. https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

Rosatom State Atomic Energy Corporation. (n.d.). Beloyarsk nuclear power plant (BN‑600 / BN‑800). Rosatom. https://rosatom.ru/en/production/facilities/beloyarsk-npp/

Nuclear Power Corporation of India Ltd. (NPCIL). (n.d.). Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR). https://www.npcil.nic.in/content/pfbr.aspx

Japanische Atomenergiebehörde. (o. J.). Jōyō-Versuchsreaktor. https://www.jaea.go.jp/english/04/joyo.html Hinweise und Anleitungen

IAEA PRIS ist die primäre und maßgebliche Datenbank für den Betriebszustand von Reaktoren, Inbetriebnahmedaten und Anlagendetails; suchen Sie nach dem Namen der Anlage/Einheit, um den aktuellen Status zu erhalten.

Die World Nuclear Association bietet regelmäßig aktualisierte Übersichten und ist nützlich für Zusammenfassungen internationaler Schnellreaktorprogramme (China, Indien, Russland, historische europäische Projekte).

Auf den Seiten der nationalen Betreiber/Agenturen (Rosatom, NPCIL, JAEA, CNNC/CGN) finden Sie Neuigkeiten auf Projektebene und technische Zusammenfassungen; überprüfen Sie die offiziellen Betriebsklassifizierungen mit IAEA PRIS.

• Energieverstärker
• Schneller Brutreaktor
• gasgekühlter schneller Reaktor
• Reaktor der Generation IV
• bleigekühlter schneller Reaktor
• Kernbrennstoffkreislauf
• Natriumgekühlter schneller Reaktor
• Thermischer Neutronenreaktor

• Amazon.com
• ANL-Bericht über frühe sowjetische Schnellreaktoren
• Artikel über aktuelle Arbeiten zu schnellen Neutronenreaktoren in Scientific American, Dezember 2005
• IAEA-Datenbank für schnelle Reaktoren
• Das Projekt „Datenabruf und Wissenserhaltung im Bereich schneller Reaktoren“ hat zum Ziel, ein umfassendes, internationales Inventar an Daten und Wissen über schnelle Reaktoren zu erstellen, das in 30 bis 40 Jahren als Grundlage für die Entwicklung schneller Reaktoren dienen soll.
• Weltverband für Kernenergie: Schnelle Neutronenreaktoren (Archiviert am 24.02.2013 im Internet Archive)
• Internationale Thoriumenergieorganisation