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EIR-Bericht Nr. 266

EIR-Bericht Nr. 266

Eidg. Institut fir Reaktorforschung Wurenlingen
Schweiz

Ueber die Notwendigkeit von Brutreaktoren

H.K. Kohl, G. Sarlos, W. Seifritz

Vortrag gehalten an der Orientierungstagung aber
Gasgekiuhlte Brutreaktoren
am 4. Juni 1974 in Bern

3ily

Wirenlingen, Oktober 1974

Separatdruck aus «Neue Technik», Nr.9/1974, S. 343-350.
Kerntechnik
und Atomenergie

Génie Nucléaire et
Energie Atomique

Nuclear Engineering and
Atomic Power

Uber die Notwendigkeit von
Brutreaktoren

Zusammenfassung

Die Notwendigkeit der Einfiihrung der Brutreakto-
ren wird aus der zukiinftigen Brennstoffverknap-
pung und der daraus resultierenden Brennstoff-
verteuerung fiir Leichtwasserreaktoren abgeleitet.

Ohne die FEinfiihrung von Brutreaktoren wiirde
aber auch der Uranbergbau einerseits und der er-
forderliche Umfang der zu installierenden Trenn-
kapazitit anderseits immense Ausmasse anneh-
men. Gute Brutreaktoren konnen die Uran- und
Thoriumreserven strecken und auf lange Zeit die
Brennstoffversorgung sichern. Zurzeit scheint der
Gasgekiihlte Schnelle Briiter, der allerdings gegen-
iitber dem Natriumgekiihlten einen Entwicklungs-
riickstand aufweist, eine giinstigere Brutrate zu
haben. Fiir zukiinftige, autarke Reaktorsymbiosen
von Briitern und Konvertern (Brennern) resultiert
daraus ein giinstiges Verhdltnis von Briitern zu
Brennern.

Résumé

La nécessité de Uintroduction de surrégénérateurs
est conditionnée par la future pénurie en matiére
premiére de combustible qui conduira a une
augmentation du prix du combustible pour les
réacteurs a eau légere.

L’absence des surrégénérateurs entrainerait un ac-
croissement intolérable aussi bien de la capacité
des mines d’uranium que du travail de séparation.
L'’utilisation de surrégénérateurs permet d’étendre
les réserves en uranium-thorium et de garantir un
approvisionnement de combustible a long terme.
Le surrégénérateur refroidi au gaz, dont le déve-
loppement est moins avancé que celui du réacteur
refroidi au sodium, posséde un facteur de conver-
sion plus favorable. Il en résulte une combinaison
avantageuse de surrégénérateurs et convertisseurs
qui conduit a des systémes autarciques.

Summary

The necessity of the introduction of Breeder Reac-
tors results from the fuel shortage and from the

Dr. H. K. Kohl, dipl. Ing., Dr. G. Sarlos und
PD Dr. W. Seifritz, EIR, Wiirenlingen

1. Einleitung

Neben den fossilen Brennstoffen: Kohle, Erdgas,
Erdol wird heute hauptsidchlich auch Uran als
Kernbrennstoff zur Energicerzeugung genutzt. Um
die Mitte dieses Jahrhunderts hat -der Abbau des
Urans eingesetzt. Der rasche Anstieg im Uran-
bedarf wird dazufiihren, dass bereits zu Ende die-
ses Jahrhunderts immer minderwertigere Uranerze
abgebaut werden miissen, da die Kernenergie in
der bevorstehenden transienten Phase ihrer Ein-
filhrung sehr viel Uran bendtigen wird. In. den
USA wird fiir das Jahr 1982 eine installierte nu-
kleare Leistung von 150 000 MW, vorausgesagt,
was dann etwa 20 %o der gesamten elektrischen
Leistung der USA ausmachen wird [7].

Zeichnet sich ganz allgemein die Erschopfung
einer Rohstoffreserve ab, so hat dies eine Aus-
wirkung auf den Rohstoffpreis. Der Aufwand, der
fiir weitere Prospektionen und Explorationen not-
wendig wird, nimmt zu. Heute ist der Uranpreis
bereits mit § 1/Ib U;O4 belastet, was etwa 10 %/y
des U3Og-Preises ausmacht.

Von 1975 bis 1983 rechnet man mit einem Preis-
anstieg von durchschnittlich § 1 bis $ 2 pro Jahr
pro 1b U;04. Fiir 1975 wird etwa ein Anstieg auf
$ 10 bis $§ 11,5/1b U;04 vorausgesagt, fiir 1979 auf
$ 15 bis $ 16 und fiir 1983 auf $ 18 bis $ 20 [2].

Brutreaktoren bieten die Moglichkeit, das vorhan-
dene Uran wesentlich besser auszuniitzen und
auch das etwa dreimal haufigere Thorium fiir die
Kernenergie zu erschliessen. Im folgenden wird
gezeigt, dass die Einfithrung von Schnellen Brii-
tern nicht nur eine Moglichkeit zur Energie- und
Spaltstofferzeugung, sondern schon in verhéltnis-
missig naher Zukunft fiir die Nutzung der Kern-
energie durch Spaltreaktoren eine Notwendigkeit
darstellt.

2. Uranvorkommen und Brennstoffbedarf
2.1 Uranvorkommen in verschiedenen Preisklassen
Die Uranvorkommen werden in Preisklassen ein-
geteilt. Tabelle 1 gibt die sicheren Uran-Weltvor-
kommen der westlichen Welt bis zur Preisklasse

Separatdruck aus NT Nr. 9/1974
presumed increase in fuel prices for Light Water
Reactors in the future.

Without the introduction of Breeder Reactors the
uranium mining and the needed separative work
capacity would increase enormously. Good Breeder
Reactors are able to extend the uranium and tho-
rium reserves and to guarantee the fuel supply for
a long time.

At the moment the Gas Cooled Fast Reactor —
which is in its development behind the Sodium
Cooled Fast Reactor — seems to have a better
breeding rate than the Sodium Cooled Reactor.

In future, for a maximum independence the for-
mer provides a more favourable ratio of breeder
to burner reactors.

Tabelle 1 Sichere Uranvorkommen der westlichen
Welt [3]

Preisklasse sichere Vorkommen
106 sht U304
bis $§ 5/1b U;O4 0,7
bis $ 10/1b U;O4 1,5 25
$ 10-$ 15/1b U;04 1,0 ’

($ bedeutet den US-Dollar vom Friihjahr 1973,
11b = 0,45 kg, 1 sht = 907 kg)

von § 15/1b UsOq4 an [3]. Als sichere Uranvor-
kommen gelten Lagerstitten, die Uran in einer
Menge und Art enthalten, die eine gewinnbrin-
gende Forderung mit bekannten Abbau- und Ver-
arbeitungsmethoden innerhalb des angegebenen
Preisbereiches erlauben. Die Abschiatzung des Um-
fanges der Lagerstiitten und der Urangehalte griin-
det sich auf die Lagerstdttenbestimmung und die
Ergebnisse von Proben iiber den Urangehalt. Es
sind eigentliche Reserven im Sinne des Bergbaus.

In Tabelle 2 sind die sicheren und zusitzlich ge-
schitzten Uranvorkommen der USA fiir verschie-
dene Preisklassen zusammengestellt [4, 7]. Unter
den zusitzlich geschitzten Vorkommen versteht
man jenes Uran, das in bekannten Lagerstétten
ohne Exploration oder in unbekannten Lagerstét-
ten in bekannten Urangebieten vermutet wird. Da
die Prospektion und Exploration primir auf die
Identifikation von Vorkommen in den preisgiin-
stigen Kategorien ausgerichtet ist, ist die Zuverlas-
sigkeit der Vorkommen in diesen Klassen am hdch-
sten.

Geographisch verteilen sich die sicheren Uranvor-
kommen in der interessanten Preisklasse unter
$ 10/1b U 04 folgendermassen: etwa /s liegen in
den USA und jeweils etwa /5 in Siidafrika, Austra-
lien und Kanada.

Im Meerwasser ist Uran mit etwa 0,003 ppm ent-
halten. Schitzungen fiir die Urangewinnung aus
dem Meerwasser ergaben Gestehungskosten fiir
das Pfund Urankonzentrat zwischen $§ 35 und
$ 1000.

Tabelle 2 Uranvorrite der USA [4, 7]

Preisklasse Erzkonzen- sichere Vor- zusitzlich
tration kommen  geschitzt
ppm UsOg 106sht U;0q4 106sht UzOqg

<$ 10/b > 1600 0,3 0,7
<$ 15/b > 1000 0,5 1,0
<$ 30/b > 200 0,7 1,6
<$ 501b > 60 4,8 3.6
<$100/Ib > 25 8,8 8,6

2.2 Kernbrennstoffbedarf
Wie bereits erwidhnt, wird die installierte Kern-
kraftwerkskapazitit sehr rasch ansteigen und da-
mit auch der Bedarf an Kernbrennstoff. Tabelle 3
enthilt die voraussichtlich installierte Kernkraft-
- werkskapazitit und den daraus abgeleiteten Uran-
bedarf der westlichen Welt bis zum Jahr 2000 [5].
Die installierte Kapazitit steigt in den Jahren 1973
bis 2000 vermutlich um etwa das Fiinfzigfache an,
dabei steigt auch der relative Anteil der Kernener-
gie an der Gesamtenergieerzeugung. Der Uran-
bedarf erhoht sich im selben Zeitraum um den

Tabelle 3 Voraussichtlich installierte Kernkraft-
werkskapazitit und benétigtes Uran der westlichen
Welt bis zum Jahr 2000 [5]

Jahr Installierte
Kernkraftwerks-

Benotigtes Uran™
106 sht UOq

kapazitit, GWe (kumuliert)
1973 50 0,01
1975 93 0,09
1980 172 0,4
1985 585 1,0
1990 1088 2.0
2000 2660 e

* Mit Pu-Recycling in LWRs in 75 %/o der Kern-
kraftwerke bis zum Jahre 1979

5 /
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(@]
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- 4q
£
(7]
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E 215 &3 <$|5/|b:'
3% i
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E 15 <$10/1b
I..

......... ™ ™ T

1985 1990 1995 2000
{ Jahr)

Bild 1 Kumulierter Uranbedarf der westlichen Welt [5]

0
1970 1975 1980

Bedarf:

5,3 Mio. sht
U30g
Vorrat:
2.5 Mio. sht | ( Mit Pu-Recycl-
U30g ing in LWRs)
<$15/1b
\

Bild 2 Massstiabliche illustrierte Kernbrennstoffbilanz im
Jahre 2000

Faktor 530. Dabei ist ein Abreicherungsgrad in
den Trennanlagen auf 0,3 °/o in Rechnung gesetzt.

In Bild 1 ist der Uranbedarf der westlichen Welt
als Kurve iiber den Zeitraum 1970 bis 2000 auf-
gezeichnet. Die sicheren Vorrite der westlichen
Welt von 1,5 Millionen sht U3Oq in der Preisklasse
bis $ 10/1b U;Oq4 reichen bis in die zweite Hilfte
der 1980er Jahre und die sicheren Vorrite von
2,5 Millionen sht UsOq in der Preisklasse << $ 15/
Ib U304 bis in die anfanglichen 1990er Jahre. Das
heisst aber nicht, dass zu diesen Zeitpunkten das
Uran zu diesen Preisen gehandelt werden wird,
worauf eingangs bereits hingewiesen wurde.

2.3 Kernbrennstoffbilanz fiir die westliche Welt
im Jahr 2000

Stellt man die heute bekannten Uranvorrédte von
2,5 Millionen sht UsOq (Preisklasse << $ 15/1b)
dem Bedarf von 5,3 Millionen sht U;Oq (mit Pu-
Recycling in LWRs) gegeniiber, so ergibt sich fiir
das Jahr 2000 ein mehr als doppelt so hoher Be-
darf als Vorrat in dieser noch relativ preisgiinsti-
gen Klasse (Bild 2). Um diesen hohen Bedarf zu
decken, miissen entweder neue Uranvorkommen
prospektiert und exploriert werden, oder man ist
gezwungen, die drmeren Vorkommen, die ent-
sprechend hohere Kosten verursachen, zu verwen-
den. Dabei muss beachtet werden, dass sieben bis
acht Jahre notwendig sind, um neue Bergbau-
anlagen in Betrieb zu nehmen.

2.4 Technisch-6konomische Grenzen des Uranbergbaus
und der Bereitstellung von Trennkapazitit

Der Einfluss eines Anstiegs der Brennstoffkosten
auf die Energiegestehungskosten bei Kernreaktoren
(Leichtwasserreaktoren mit Pu-Recycling) kann
mit folgender Faustformel [6] berechnet werden:
Beim Ubergang auf einen Uranpreis von $§ X/Ib
U,0; gegeniiber der heutigen Basis $§ 8/lb UzOq
erh6hen sich die Stromerzeugungskosten um

A [ s ]= 0,06 (X—8) 2.4.1)

KWh,

Beispiel: Beim Einsatz von Uran der Preisklasse
$ 30/Ib UzO4 betrigt die Erhohung der Energie-
gestehungskosten A = 1,32 mills/KWh,, was bei
einem heutigen Energiepreis von ungefihr 15 mills/
KWh, etwa eine 10%ige Erhohung bedeutet. Der
Ubergang auf Uran der Klasse $ 100/Ib UzOq
wiirde unter denselben Annahmen die Strom-
gestehungskosten um == 37 ®/o erhdhen.

Zusitzlich zu dieser — vielleicht nicht schwerwie-
gend erscheinenden — Preissteigerung fiir die Kern-
energie, muss aber der gewaltige Materialumsatz
beachtet werden, der bei Verwendung &rmerer
Uranerze in den Uranbergwerken zu bewerkstelli-
gen ist. Rechnet man mit einer Jahresproduktion
von 70 000 sht U;0q, die Mitte der 1980er Jahre

in den USA bendtigt werden, so erfordert der Ab-
bau von Uranerz in der Preisklasse § 50/1b UsOg
einen Gesteinsumsatz von etwa 1,2 Milliarden Ton-
nen im Jahr, was dem gegenwirtigen Material-
umsatz des gesamten US-Kohlebergbaus ent-
spricht. Aus dem exponentiellen Anstieg des Uran-
bedarfs wiirde sich bei Verarbeitung von immer
armeren Uranerzen ein iiberexponentielles Wachs-
tum fiir den Uranbergbau ergeben, was eine kaum
erwiinschte Umweltbelastung mit sich bringen
diirfte und auch enorme 6konomische Risiken in
sich birgt. Eine Sjdhrige Verzogerung bei der Ein-
filhrung der Briiter — zum Beispiel statt 1986 erst
1991 — wiirde im Jahr 2040 fiir die USA zusitz-
lich eine Bereitstellung von 1 Million sht U;Oq4 be-
dingen. Das ist fast das Dreifache der in der west-
lichen Welt insgesamt bendtigten U;Og-Menge im
Jahr 2000!

Weiter miisste bei ausschliesslicher zukiinftiger
Verwendung von Leichtwasserreaktoren (selbst
mit Pu-Recycling) fiir die Urananreicherung eine
immense Trennarbeitskapazitit bereitgestellt wer-
den. Tabelle 4 gibt eine Ubersicht iiber die jahr-
lich erforderliche Trennarbeit bis zum Jahre 2000
[5]. Dabei wird mit einer Abreicherung («tails
assay») auf 0,3 9/o gerechnet. Wie aus der Tabelle
ersichtlich, wird die voraussichtlich bendtigte
Trennarbeit von 1975 bis 2000 um mehr als das
12fache ansteigen, was gewaltige Investitionen
notig machen wird. Eine Verzégerung der Briiter-
einfilhrung — zum Beispiel statt 1986 erst 1991 —
wiirde bedingen, dass die Trennkapazitdt im Jahr
2000 um 30 /o grosser sein miisste.

Tabelle 4 Voraussichtlich benétigte Trennarbeit
bis zum Jahr 2000 [5]

Voraussichtlich benétigte Trennarbeit
in 106 kg UTA*/a

Jahr
USA  westliche Welt Summe west-
ausser USA liche Welt

1973 3,5 2,8 6,3
1975 6,8 6,2 13,0
1980 15,3 13,8 29,1
1985 30,0 27,9 57,9
1990 52,8 47,7 100,5
2000 74,3 84,6 158,9

* UTA — Urantrennarbeit

3. Die Ausnutzung des Urans in Leicht-
wasserreaktoren

Bei einem natiirlichen Gehalt von etwa 0,7 %
spaltbarem Uran-235 und einer Abreicherung auf

0,3 °/o gelangen nur 0,4 9/o des Urans als Spaltstoff.

in die Leichtwasserreaktoren. Werden davon in

einem Zyklus drei Viertel gespalten und rechnet
man fiir diese Reaktoren mit einer Konversions-
rate (CR = Zahl der gebildeten spaltbaren Atome/
Zahl der verbrauchten spaltbaren Atome) von CR
= 0,5 bis 0,6, so kann das Uran effektiv nur unter
0,5 9/ ausgenutzt werden.

Dies ist der Grund fiir den hohen Uranbedarf in
Bild 1, und es geht aus der obigen Darstellung her-
vor, dass schon mittelfristig und vor allem lang-
fristig (nach 2000) eine bessere Ausnutzung des
Urans unbedingt nétig wird. Die Moglichkeiten
dazu werden im folgenden beschrieben.

4. Der Brutreaktor

Um Kernbrennstoff fiir thermische Reaktoren zu
erzeugen, ist als Rohstoff in erster Linie Uranerz
notwendig; fiir den Erzabbau, die Zerkleinerung,
Laugung, Extraktion, Konversion, Isotopentren-
nung und Brennstofferzeugung soll schematisch
als weitere Voraussetzung die elektrische Energie
genannt werden, die nétig ist, um diese Prozesse
durchfithren zu konnen. Daraus ergibt sich das
einfache Schema in Bild 3, wonach der nukleare
Brennstoff unter Eingabe von Uranerz und elektri-
scher Energie erzeugt werden kann. Der Briiter
bendtigt Brennstoff und liefert wiederum Brenn-
stoff und elektrische Enetrgie zu konkurrenzfihi-
gen Bedingungen. Er hat also — phédnomenologisch
gesehen — umgekehrt zur Brennstofferzeugung
einen Eingang und zwei Ausginge. Ein Brutreak-
tor liefert im Gegensatz zu einem Konverter mehr
spaltbaren Brennstoff als er verbraucht.

Fiir die Erstladung eines Schnellen Briiters mit
Pu-239/U-238-Brutzyklus wird Plutonium, das in
thermischen Reaktoren erzeugt wurde, bendtigt.
Der U-233/Th-232-Zyklus, der die Erschliessung
des Thoriums erméglicht, zeigt hingegen bei einem
weicheren (thermischen) Neutronenspektrum eine
hohere Effektivitit als in einem schnellen. In einer
neueren Arbeit [8] wird dargelegt, dass der U-233/
Th-232-Zyklus faktisch ebensogut wie der Pu-239/
U-238-Zyklus in einem schnellen Reaktor arbeitet,

Uranerz Nuklearer
Brennstoff- Brennstoff
kWh erzeugung
Brennstoff
Brennstoff Briiter
kWh
(konkurenz -
fahig)

Bild 3 Phinomenologischer Unterschied der Brennstoff-
erzeugung fiir thermische Reaktoren einerseits und eines
Brutreaktors anderseits

wenn man sich auf externes Briiten beschrinkt,
das heisst wenn man etwa die radialen Blankets
eines schnellen Reaktors mit Thorium (ThO,) be-
14dt. Das so erbriitete U-233 kann — wie wir noch
sehen werden — als Brennstoff fiir Hochtempera-
turreaktoren dienen.

4.1 Einige Definitionen des Briitens

Der Brutgewinn, BG, an Spaltstoff (U-233, Pu-239
beziehungsweise Pu-241) aus einem Brennstoff-
zyklus bei einem Briiter ist definiert als:

(Spaltstoff am Zyklusende) — (Spaltstoff zu Zyklusbeginn)

BR =1+ BG =

RDT

(Spaltstoffverbrauch)

(Netto-Gewinn an Spaltstoff)
(Spaltstoffverbrauch)

(4.1.1)

In dhnlicher Weise ist die Brutrate, BR, definiert
als:

(erzeugter Spaltstoff)

4.1.2
(verbrauchter Spaltstoff) L)

Dieser Wert ist fiir einen Briiter grosser als 1; das
heisst man kann mit einem Brutgewinn netto-
missig rechnen.

Eine weitere wichtige Grosse stellt die Verdopp-
lungszeit, RDT (reactor doubling fime) dar als
jene Zeit (in Jahren), die notig ist, um das spalt-
bare Material fiir eine neue Reaktorladung aus
dem Netto-Gewinn an Spaltstoff zu erhalten:

(Spaltstoff zu Zyklusbeginn)

B (Netto-Gewinn an Spaltstoff) X (Brennstoffzyklen/Jahr)

(4.1.3)

In der Praxis ist wihrend eines Zyklus nur ein Teil
des Spaltstoffinventars im Reaktorkern; ein Anteil
von etwa 60°/o des im Reaktorkern befindlichen
Spaltstoffes zirkuliert ausserhalb des Reaktors
(Wiederaufbereitung).

Man erhilt deshalb fiir die praktische Verdopp-
lungszeit des Spaltstoffinventars eines Brennstoff-
zyklus, IDT (inventory doubling time) folgenden
Ausdruck:

(Spaltstoff zu Zyklusbeginn)

IDT =

{(Netto-Gewinn an Spaltstoff) — (Aussenverluste an Spaltstoff) }

Aussenfaktor =

X (Aussenfaktor)
X (Brennstoffzyklen/Jahr)

(4.1.4)

wobei auch Wiederaufbereitungsverluste in Rech-
nung gesetzt sind. Der

(Spaltstoff zu Zyklusbeginn) -+ (Spaltstoff aus Reaktor)

(Spaltstoff zu Zyklusbeginn)

beriicksichtigt die Spaltstoffmenge, die ausserhalb
des Reaktors in Umlauf ist [9].

Betrachtet man einen Verbund von Brutreaktoren,
der eine Vielzahl dieser Reaktoren enthilt, und in
welchem dann der erbriitete Brennstoff praktisch
kontinuierlich exponentiell anfillt, so ist es sinn-
voll eine Systemverdopplungszeit (compound in-
ventory doubling fime)

CIDT = 0,693 IDT (4.1.6)

einzufiihren.

Um den ansteigenden Bedarf an elektrischer Ener-
gie zu decken, der einen Anstieg im Brennstoff-
bedarf verursacht, ist es wiinschenswert, wenn die
Verdopplungszeit des Energiebedarfs — also etwa
zehn Jahre — mit der Verdoppelungszeit der ver-
wendeten Briiter iibereinstimmt.

5. Brutreaktortypen

5.1 Der Natriumgekiihlte Schnelle Briiter

Zurzeit sind bereits verschiedene Prototypanlagen
dieses Typs (DEMOs) der Grosse 250-300MW,
in Betrieb, wie Phénix (Frankreich), PFR (Eng-
land), BN-350 (UdSSR). Die Investitionen fiir
diese Anlagen sind hoch. Fiir den amerikanischen
DEMO rechnet man mit rund den doppelten An-
lagekosten verglichen mit einem Leichtwasserreak-
tor gleicher Leistung. Diese hohen Kosten sind zu-
riickzufithren auf Sicherheitsiiberlegungen, die die
Anlage verteuern beziehungsweise auf die kom-
plexe Natriumtechnologie. Eine heute noch offene
Frage ist die wirtschaftliche Energieerzeugung mit
Natriumgekiihlten Schnellen Briitern. ‘
Als Vorteile fiir die Natriumkiihlung gegeniiber der
Gaskiihlung gelten: niedriger Systemdruck, sehr
gutes Warmeiibertragungsmittel, geringeres Brenn-
stoffinventar, hoher Wirkungsgrad (40—42 9/o) der
Anlage bei mittleren Temperaturen.

In Tabelle 5 sind Verdopplungszeiten fiir kiinftige
kommerzielle Na-Briiter angegeben. Sie sind bei
Oxidbrennstoff ungiinstiger als bei Karbidbrenn-
stoff. In projektierten Anlagen rechnet man mit
folgenden Brutraten: DEMO (USA): 1,15 * 0,05;
der SNR-300 wird aus Kostenersparnisgriinden
mit einem diinneren radialen Brutmantel bei < 1
liegen, der franzosische Superphénix wird bei 1,1
liegen und bei spateren weiteren kommerziellen
Anlagen ist mit 1,2-1,3 zu rechnen.

5.2 Der Gasgekiihlte Schnelle Briiter

Es existieren noch keine Prototypen mit Gaskiih-
lung. Eine sichere Voraussage iiber eine wirtschaft-
liche Energieerzeugung ist zurzeit noch nicht mog-
lich. Die Gasbriiterentwicklung zieht Nutzen aus
der Entwicklung des Na-Briiters fiir das oxidische
Brennelement. Der Brennstab im gasgekiihlten

(4.1.5) Briiter unterscheidet sich allerdings vom Brenn-

Tabelle 5 Verdopplungszeiten fiir kiinftige kommerzielle Natriumgekiihlte Schnelle Briiter [4]

Shiez Brennstoff- Abbrand Verdopplungszeit in Jahren
Brennstoff Leistung Vi;z:i?olrm Brutraten
MWth/kg** Tahr % Fima Fifa 1.1 1.15 1.2 1.3 1.4
Oxid 0,7 1 3,3 0,25 112 61 42 26 19
3 10 0,75 47 30 22 14,2 10,5
Karbid* 1,4 1 6,7 0,50 - 26 19 12,2 9,0
1,5 10 0,75 - 20 14,5 9,5 7,0
2 13,3 1,00 — 17 12,6 8,3 6,1

* noch erhebliche Entwicklungsarbeit notwendig!
** Schwermetall

stab im natriumgekiihlten Briiter, durch seine Ent-
liiftung und aufgerauhte Hiille. Von den gasge-
kiihlten Reaktoren, insbesondere dem Hochtempe-
raturreaktor, kann das Engineering fiir die Helium-
gaskiihlung und den vorgespannten Betondruck-
behilter ibernommen werden, so dass wahrschein-
lich ein viel kleinerer F&E-Aufwand notwendig
sein diirfte, als fiir die Natriumgekiihlten Briiter.

Als Vorteile des Gasbriiters gelten: inertes, durch-
sichtiges, einphasiges Kiihlmittel, reduzierte spezi-
fische Leistung, nur schwache neutronische Wech-
selwirkungen mit dem Kiihlmittel, gut iiberschau-
bare nukleare Sicherheit.

Die Brutrate einer zukiinftigen 1000-MW, -kom-
merziellen Anlage wurde in unserem Hause mit
BR = 1,38 (bei oxidischem Brennstoff) ermittelt
[10]. Es werden auch Werte bis zu BR = 1,49 bei
halbjdhrlicher Coreumladung fiir einen 1000-
MW, -Gasbriiter angegeben [8]. Zukiinftige, reali-
stische Werte diirften bei 1,3-1,4 liegen.

5.3 Brutraten, Konversionsraten, Gesamiwirkungsgrad
und Uz0s-Inventar verschiedener Reaktoren

In Tabelle 6 sind die Brutraten beziehungsweise
Konversionsraten, der Gesamtwirkungsgrad und
das UjOg-Inventar der verschiedenen Reaktoren
zusammengestellt. Auffallend ist das geringe U3Og-
Inventar der Briiter, die nach der Erstladung mit
rund einer sht U;Oq pro Jahr iiber die gesamte Be-.
triebszeit auskommen, was fiir dieselbe elektrische
Leistung gilt, wie fiir die thermischen Reaktoren.

6. Symbiotische Reaktorstrategien

Eine Symbiose von verschiedenartigen Konver-
tern beziehungsweise Brennern mit Briitern soll den
Zweck verfolgen, einerseits allen Energieanforde-
rungen gerecht zu werden, das heisst die Bereit-
stellung von:

— elektrischer Energie,

— Hochtemperaturprozesswiarme fiir industrielle
Zwecke,

Tabelle 6 Brutraten, Konversionsraten, Gesamtwirkungsgrad und U;Og-Inventar verschiedener

Reaktoren [4]

Brutrate bzw. Gesamt- Inventar sht U304
Reaktortyp Konversionsrate wirkungsgrad sht UsOq bei 40jéhrigem
BR bzw. CR ng bzw. 1. Betrieb
LWR (1000 MWe) 0,5 -0,6 ~ 0,33 548 (PWR) 5000 (LWR)
580 (BWR)
HTGR (1000 MWe) 0,66-0,9 ~ 0,40 456 2400
LMFBR (kommerziell) 1,2 —1,25 ~ 0,40 ~ 80 ~ 110%
GCFR (kommerziell) 1,3 -1,4 =~ 0,37 ~ 100 ~ 140*
LWR = Light Water Reactor HTGR = HighTemperatur Gas-Cooled Reactor
BWR = Boiling Water Reactor LMFBR = Liquid Metal Fast Breeder Reactor
Pressurized Water Reactor GCFR = Gas-Cooled Fast Breeder Reactor

PWR =

* Aussenfaktor beriicksichtigt

— kalorischer Fernwiarme fiir Fernheiznetze zur
Raumbeheizung,

soll hinreichend gewihrleistet werden.

Anderseits will man aber auch gleichzeitig weit-
gehend von Rohstoffen unabhingig werden, so
dass nur soviel Uran beziehungsweise Thorium in
ein Symbiosesystem nachgespeist werden muss,
wie infolge von Spaltung (Ig pro MWd erzeugter
thermischer Leistung) verbraucht wird. Neuerdings
ist eine interessante Symbiose von GCFRs und
HTGRs in den Vordergrund geriickt [8, 10, 11,
12]. Der Grundgedanke dieser Philosophie ist, dass
ein GCFR so ausgelegt wird, dass der Kern mit
den axialen Blankets auf der Grundlage des Uran-
Plutonium-Zyklus eine Konversionsrate von
CR = 1 besitzt, wihrend die radialen Blankets
Thoriumoxid enthalten. Das erzeugte Plutonium
wird in den Kern des Reaktors zuriickgefiihrt und
ersetzt ‘gerade wieder die Spaltstoffverluste. Der
iiberschiissig erbriitete Brennstoff ist Uran-233
und wird in den radialen Blankets erzeugt. Dieses
U-233 wird in HTGRs eingesetzt, die sich wegen
CR <1 brennstoffmissig nicht selbst erhalten
konnen. Dieses System erhilt sich selbst und ist
somit autark bis auf die Nachspeisung von Natur-
uran und Thorium. Die GCFRs dienen neben der
Energieerzeugung als Brennstoffabriken fiir die
HTGRs, die auf Grund ihrer Hochtemperatur-
wirme ein hohes Potential in der Zukunft haben
werden, Somit sind keine Isotopentrennanlagen
mehr notig.

Nimmt man vereinfacht an, dass in einem solchen
System alle GCFRs dieselbe Brutrate BR, und alle
HTGRs dieselbe Konversionsrate CR, besitzen,
sind weiterhin die thermischen Leistungen und
Lastfaktoren aller Reaktoren gleich, und die elek-
trischen Anlagewirkungsgrade der Konverter und

,Briiter durch 7 beziehungsweise 5y berlicksichtigt,

so ergibt sich im stationdren Gleichgewicht das
Verhiltnis der Zahl HTGRs N, zur Zahl der be-
nétigten GCFRs M, zu [10, 12]

N 1 BR1 g
M a 1"CR B

(6.1)

(a==1.1 fiir den beschriebenen gemischten Zyklus:
Pu-239/U-238-Zyklus und U-233/Th-232-Zyklus;
a~=>1.66 fiir einen reinen Uran-Plutonium-Zyklus).
Die total installierte elektrische Leistung L, ,, stellt
die Summe aus den elektrischen Leistungen der
Konverter, L, und jene der Briiter, L, gemaéss

Ltot = N * LC + M LB (6.2)

dar.

Fiir eine bestimmte zu installierende Leistung
kann unter Annahmen fiir die Konversions- und
Brutraten und fiir die Brutsysteme eine Abschiit-
zung der Anzahl von Briitern (LMFBRs, GCFRs)
zu Brennern (LWRs, HTGRs) nach Gleichung 6.1
getroffen werden. Die Tabellen 7 und 8 geben als

Tabelle 7 Anzahl von Briitern zu Brennern in Symbiose mit reinem U/Pu-Zyklus fiir eine installierte

Gesamtleistung von 10 000 MWe

Brenner-Typ

LWR HTGR
Briiter-Typ
LMFBR 8 LMFBRs : 2 LWRs 6 LMFBRs : 4 HTGRs
GCFR 7GCFRs : 3LWRs 5GCFRs : 5 HTGRs

(Alle Reaktoren besitzen eine Leistung von 1000 MWe; das in den Briitern iiberschiissige erzeugte Plu-
tonium geht in die Brenner, welche ebenfalls mit dem U/Pu-Zyklus arbeiten)

Tabelle 8 Anzahl von Briitern zu Brennern in Symbiose, mit gemischtem U/Pu- und Th/U-233-Zyklus,
fiir eine installierte Gesamtleistung von 10 000 MWe

Brenner-Typ
= LWR HTGR
Briiter-Typ
LMFBR 7 LMFBRs : 3 LWRs 5 LMFBRs : 5 HTGRs
GCFR 6 GCFRs : 4 LWRs 4 GCFRs : 6 HTGRs

(Alle Reaktoren besitzen eine Leistung von 1000 MWe; das in den radialen Blankets der Briiter iiber-
schiissig erzeugte U-233 geht in die Brenner, welche mit dem Th/U-233-Zyklus arbeiten)

Beispiel fiir eine installierte Leistung von 10 000
MWe die Anzahl der benétigten Briiter und Bren-
ner an, bei Verwendung des reinen Plutonium-
zyklus bezichungsweise bei gemischten Zyklen. Der
Berechnung liegen die Mittelwerte der Brut- be-
ziechungsweise Konversionsraten und die Wir-
kungsgrade der Tabelle 6 zugrunde. |

Durch Vergleich der beiden Tabellen sieht man,
dass unter Anwendung des gemischten Brennstoff-
zyklus (Tabelle 8) 4 GCFRs—6 HTGRs, mit Brenn-
stoff versorgen konnen. Die Firma General Atomics
(frither Gulf General Atomic Comp.) glaubt sogar,
dass ein Verhdltnis von 3 oder gar 4 HTGRs pro
GCFR moglich sein miisste, wenn optimistischere
Brutraten fiir den GCFR; und Konversionsraten
fiir den HTGR bis 0,9 angenommen werden.

Eine GCFR/HTGR-Symbiose basierend auf ge-
mischtem Brennstoffzyklus ist also am vorteilhaf-
testen, da die kleinste Anzahl von Briitern benotigt
wird. In einem gemischten Zyklus zirkuliert viel
weniger Plutonium, als in einem System das nur
den reinen U/Pu-Zyklus verwendet.

Ein entscheidender Vorteil ist jedoch der, dass
auch der Thoriumkreislauf erschlossen wird, und
zwar wird gewichtsméassig mehr Thorium als Uran
verbrannt. Da mehr Thorium als Uran in der Na-
tur vorkommt, konnen somit diese Rohstoffe fiir
die Kernspaltung optimal ausgeniitzt werden.

7. Schlussfolgerungen

Wie gezeigt wurde, leitet sich die Notwendigkeit
von Briitern aus der zukiinftigen Brennstoffver-
sorgung und den technisch-wirtschaftlichen Gren-
zen ab, die durch den Uranbergbau und die erfor-
derliche Trennarbeit gegeben sind. Der Natrium-
gekiihlte Schnelle Briiter besitzt gegeniiber dem

Gasgekiihlten einen Entwicklungsvorsprung. So-
weit zurzeit beurteilbar, sind mit dem Gasgekiihlt-
ten Schnellen Briiter hohere Brutraten zu errei-
chen als mit Natriumgekiihlten. Eine Losung der
zukiinftigen Rohstoffversorgung kann mit Reaktor-
symbiosen erreicht werden, wozu der Briiter un-
bedingt notwendig ist Es sind sowohl Symbiosen
von Briitern mit Leichtwasserreaktoren, wie auch
mit Hochtemperaturreaktoren moglich. Die Ver-
wendung von GCFRs wiirde eine geringere Anzahl
von Briitern fiir eine bestimmte zu installierende
Leistung ergeben. Aus der Bedeutung der Brenn-
stoffversorgung fiir die Kernenergie erscheint je-
doch die Verfolgung von zwei Briiterkonzepten
sinnvoll und das Energieproblem der Zukunft
durch die rechtzeitige Einfiihrung von Schnellen
Briitern 10sbar.

Literatur

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