Diskussion:Brutreaktor/Archiv/1

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[[Diskussion:Brutreaktor/Archiv/1#Thema 1]]

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https://de.wikipedia.org/wiki/Diskussion:Brutreaktor/Archiv/1#Thema_1

Reichweite Kernenergie

Bei Verwendung von schnellen Brütern erreicht die Kernenergie eine Reichweite von mehrere tausend Jahren. Das währe eine drastische Erweiterung der Reichweite der Kernenergie. Auf diesen Punkt sollte man deutlicher hinweisen. Das geht im Text unter, ist aber ein entscheidender Vorteil, der erklärt warum Staaten diese Art von Kraftwerken überhaupt ins Auge fassen, trotz der Risiken.

Jetzt steht da: "Die Nutzung des Metalls Thorium 232Th, das als Brutstoff von 1983 bis 1989 bereits im Reaktor THTR-300 verwendet wurde und den Brennstoff 233U ergibt, würde die Ressourcen-Lage der Kernkraft nochmals bedeutend verbessern, da die natürlichen Thorium-Vorkommen die des Urans um ein Vielfaches übersteigen." Eclipse 02:13, 27. Aug 2006 (CEST)

Wäre die Erklärung zu $\beta$-Strahlung...

Wäre die Erklärung zu $\beta$-Strahlung in einem eigenen Artikel nicht wesentlich besser aufgehoben?

Ich werde "Die Erfahrungen mit diesen Reaktoren sind durchweg positiv," bei störanfälligkeit rausnehmen, wegen:

superphonix http://www.welt.de/print-welt/article598995/Paris_legt_Pannen_Brueter_still.html

Reperatur von Monju http://hermes.zeit.de/pdf/archiv/2004/31/KKW.pdf

--Dirk33 19:20, 20. Apr 2005 (CEST)

Das mit der Beherrschbarkeit von bisherigen Brüterunfällen und einzig eine Kausalität zum Natrium habe ich rausgenommen auch der Typ rbmk Plutonium erzeugt, somit müßte auch der typ ein Brüter sein?--Dirk33 19:50, 20. Apr 2005 (CEST)

Nein. Verbraucht mehr Spaltmaterial als er produziert.

Sollte der link zu www.kernwasser-wunderland.de verbleiben? für mich schaut das arg nach werbung aus.

Artikel Verschieben?

Wie man in Liste der Reaktortypen sieht, gibt es unterschiedliche Typen von Brutreaktoren. Der hier beschriebene ist der Flüssigmetallgekühlter Schneller Brutreaktor. Sollte dieser Artikel jenen vielleicht ersetzen, und dann ein neuer allgemeinerer Artikel zum Thema Brutreaktor entstehen? -- Schewek 17:10, 2. Feb 2006 (CET)

Fehler im Abschnitt Kühlung (erledigt)

Der Hauptgrund, warum man Natrium zur Kühlung verwenden muss, ist dessen geringer Wirkungsquerschnitt. Das fehlt hier.

Geringer Wirkungsquerschnitt -- für welchen Prozess denn? Richtig ist: wenn die Neutronen schnell bleiben sollen (und das sollen sie, denn nur bei Spaltung durch ein schnelles Neutron ist die Spaltneutronenausbeute so hoch, dass ein Brutverhältnis >1 erreicht wird), muss man jede Moderator-Substanz im Reaktor vermeiden. Deshalb Na und nicht Wasser als Kühlmittel.--UvM 19:26, 17. Jul. 2007 (CEST)

Ja, das wollte ich damit sagen.

So? Wenn du wirklich "das" mit deiner Bemerkung sagen wolltest, muss ich schon gegenfragen, ob du dich immer derart verwirrend ausdrückst. Mit einem Wirkungsquerschnitt hat die Begründung doch überhaupt nichts zu tun. --UvM 11:18, 18. Jul. 2007 (CEST)

Na ist doch deshalb KEIN Moderator, WEIL es einen geringen Wirkungsquerschnitt hat. Im Artikel steht davon nichts, obwohl es essenziell ist. Bist Du der Meinung, dass das nicht in den Artikel sollte? Wenn ja, warum nicht?

Weil Moderatoreigenschaft kaum mit dem WQ, sondern mit der Massenzahl zu tun hat. Natrium ist nicht leicht genug. (Und irgendwie wäre es netter, wenn du deine Beiräge zumindest mit Datum versehen könntest.)--UvM 18:06, 18. Jul. 2007 (CEST)

Ah ja, da habe ich Moderatoreigenschaft und Wirkungsquerschnitt durcheinander gebracht. Man müßte aber trotzdem schreiben, dass Na "vor allem deshalb verwendet wird, weil es ein schlechter Moderator ist" oder so ähnlich. Die Begründung, die jetzt drinsteht, ist mangelhaft.

Jetzt in "Spaltzone" verdeutlicht.--UvM 12:05, 19. Jul. 2007 (CEST)

Pool und Loop

Es werden sowohl der loop-Reaktortyp als auch der pool-Reaktortyp beschrieben. Vergleicht man die inhaltlichen Aussagen des Textes jedoch mit dem Bild (Argon als Schutzgas, Pumpe und Wärmetauscher ausserhalb des Reaktors), stimmt der Text irgendwie nicht mehr mit dem Bild überein. Irgendetwas wurde hier durcheinander gebracht und bedarf der Korrektur. Entweder wurde das Schutzgas der beiden Reaktortypen im Text vertauscht und/oder die Bezeichnung des Reaktortyps.

Absender: Aca@e-cords.de

Keine Ahnung wie ich Benutzer werde

Das Bild zeigt einen Pool-Reaktor. *Primär*-Kühlmittelpumpe und *Zwischen*wärmetauscher (das ist nicht der Dampferzeuger) sind *im* Reaktorbehälter. UvM 17:27, 4. Jun 2006 (CEST)

Kernspaltungsprozess

"Bei der Spaltung eines Pu-239-Kerns durch ein schnelles Neutron werden im Mittel ungefähr 2,8 neue Neutronen freigesetzt. Davon wird 1 Neutron zur Auslösung der nächsten Spaltung benötigt (Kritikalität des Reaktors). Etwa 0,5 Neutronen gehen durch "parasitäre" (d.h. weder zu Spaltung noch zu Pu-Produktion führende) Absorption und durch "Leckage" nach außen verloren. Die übrigen 1,3 Neutronen stehen für den eigentlichen Brutprozess zur Verfügung."

2,8 - 0,5 = 2,3

Sind die 1,3 nur ein Tippfehler, oder habe ich etwas falsch verstanden?!

ja :)

2,8 Neutronen entstehen, davon 1 weg (für die nächste Kernspaltung), verbleiben 1,8. Davon 0,5 weg für "parasitäre Prozesse" sind 1,3.

2,8-1-0,5=1,3 q.e.d. --217.237.44.212 21:49, 26. Mai 2006 (CEST)

Verwaistes Bild

Datei:Kühlsystem 2.jpg

Bei den verwaisten Bildern gefunden, falls noch benötigt. --Gruß Crux 18:47, 29. Mai 2006 (CEST)

Achtung, bevor jemand dieses Bild in den Artikel einbaut: es zeigt, ebenso wie das schon vorhandenene Bild, einen Pool- und nicht Loop-Reaktor! UvM 16:02, 5. Jun 2006 (CEST)

Sorry. Nach genauerem Hinsehen nehme ich das zurück. Der fett umrahmte Kasten im Bild soll ja das Containment darstellen, nicht den Reaktordruckbehälter. Dann ist es tatsächlich, wie die Beschriftung besagt, ein Loop-Reaktor. UvM 20:35, 6. Jun 2006 (CEST)

Spaltrate

Zitat: "...einem schnellen Brüter. Dieser erreicht eine Spaltungsrate von 1000-1500 Spaltungen pro Minute." Den letzteren Satz habe ich soeben gestrichen. Er kann offensichtlich nur für eine bestimmte Größe des Reaktors gelten, passt also nicht gut in den Abschnitt, der den grundsätzlichen Prozess erklärt. Aber vor allem ist die Spaltrate in einem nicht brütenden Reaktor bei gleicher Leistung ebenso groß, weil eben pro Spaltung immer ca. 200 MeV Energie herauskommen. Hatte da jemand den Ausdruck "schneller" Reaktor missverstanden - wo doch die Bezeichnung extra in Kursivschrift erklärt wird? Gruß UvM 17:16, 4. Jun 2006 (CEST)

Nachtrag dazu: die genannte Zahl, 1500 Spaltungen pro Minute, ist um viele Größenordnungen zu klein. 1500 mal 200 MeV pro Minute entspricht etwa 10 ^-11 Watt Leistung. Selbst, wenn Spaltungen pro sec *und Kubikzentimeter* gemeint wären, wäre das viel zu klein. UvM 15:58, 5. Jun 2006 (CEST)

Beispiel für Brustreaktoren

Gibt es zu den Brut-Reaktor aus Italien, eine Quelle? Denn bei www.schnelle-brüter.de wird das Land nicht aufgeführt. Und falls, Italien mal einen hatte, wird er sich nicht mehr in Betrieb befinden. Denn Italien ist aus der Kernkraft ausgestiegen. Würde Italien streichen, jemand etwas dagegen ? ---Galotta 04:32, 9. Jan. 2007 (CET)

Meines Wissens hat es in Italien niemals ein "Brust"reaktor(-kraftwerk) gegeben; vielleicht eine Versuchsanlage dafür. Aber Italien (ENEA) hat sich, glaube ich, zeitweise am französischen Brüter-Entwicklungsprogramm beteiligt.--UvM 16:07, 9. Jan. 2007 (CET)

Spaltzone und Brutzone

Da hatte jemand etwas missverstanden. Die Stäbe in der SPALTzone des Reaktors (die im Reaktorgrundriss in der Mitte liegt) enthalten nahe ihrem oberen und unteren Ende Brutstoff, aber dazwischen Spaltstoff. In der (im Grundriss außen liegenden) BRUTzone enthalten sie dagegen über die gesamte Länge Brutstoff. Dadurch bildet der Brutstoff einen geschlossenen Mantel um das Spaltmaterial, seitlich rundum, oben und unten.--UvM 19:04, 6. Mär. 2007 (CET)

wieviele gibt es?

Klaus Traube meint hier, es gäbe nur einen derzeit laufenden schnellen Brüter. Hat er da eine andere Definition als sie hier im Artikel verwendet wird oder hat eine Partei unrecht? --Weltweltwelt 17:49, 26. Apr. 2007 (CEST)

Definitv falsch. Es gibt auf jeden Fall Phenix, Belojarsk - 3 und einer in Indien. Weiterhin werden weitere 2 anscheinend gebaut: Belojarsk - 4 und ein weiterer in Indien. Keine Ahnung ob es nicht noch mehr kleine reine Forschungsreaktoren (also keine Stromproduktion) gibt welche Brüten können. Die zig hunderte die in Universitäten und Forschungseinrichtungen überall in der Welt arbeiten, werden offiziell nicht gelistet. Weiterhin bin ich mir nicht sicher ob es nicht noch mehr reine Militärreaktoren gibt die in den Statistiken nicht erscheinen. --Dio1982 16:35, 21. Mai 2007 (CEST)

"Zig hunderte" Forschungs-BRUTreaktoren gibt es auf der Welt ganz sicher nicht. Ich schätze höchstens fünf bis zehn. --UvM 22:47, 12. Jul. 2007 (CEST)

Danke, meine Formulierung war sehr schwammig. Ich meinte hunderte Forschungsreaktoren. Punkt. Ein paar von ihnen dürften auch als Brutreaktoren genutzt werden können. Weiterhin gibt es ja noch immer die Militärs... --Dio1982 11:45, 12. Sep. 2007 (CEST)

Hier auf Seite 8 steht, dass es gar keine kommerziellen Schnellen Brüter gibt. – 91.4.26.228 00:20, 5. Apr. 2008 (CEST)

Die IAEA kennt nur 2+1 laufende Brueter: den Phenix in Frankreich und Belojarsk 3, wenn man genau schaut. Einer im long shutdown, welcher auch immer (Aktive Reaktoren).

Sie kennen weiterhin nur 2 im Bau (und zwar in Indien und in Russland Block 4 Belojarsk) (Im Bau). Und sie kennen auch keinen FBR-Reaktor in Italien, der jemals gelaufen waere. Insofern ist die Uebersicht grob falsch. Leonidas 12:41, 24. Jun. 2008 (CEST)

Tippfehler

kleiner Tippfehler im Abschnitt Beispiele für Brutreaktoren, 3. Zeile LAMPRE Reaktor: Schmelze aus Plutonium und Eisen als Spalt- und Brutstoff mit Natrium als Kühömitteö 85.181.114.105 19:59, 6. Jul. 2007 (CEST)

Die Korrektur wurde vorgenommen. --Video2005 07:25, 7. Jul. 2007 (CEST)

Perpetuum Mobile?

Der Brutreaktor erzeugt mehr spaltbares Material als er verbraucht. Sind damit alle Energieprobleme gelöst? (Der vorstehende, nicht signierte Beitrag stammt von 202.82.143.78 (Diskussion • Beiträge) 2:50, 17. Jul 2007) Felix ^fragen! 11:53, 17. Jul. 2007 (CEST)

Nein. Er erzeugt es aus nicht spaltbarem Grundmaterial. --Felix ^fragen! 11:53, 17. Jul. 2007 (CEST)

Nein. Er erzeugt nur aus sonst für heutige Leichtwasserreaktoren nutzlosen Isotopen wie Uran238 und Thorium spaltbare und brauchbare Isotope. --Dio1982 11:47, 12. Sep. 2007 (CEST)

Unwichtiges

Mich stört im Abschnitt "Beispiele für Brutreaktoren" beim Brutreaktor BN-600 (Belojarsk), dass die Probleme mit den Nachbarblöcken erwähnt werden. Wer das wissen will, sollte den Artikel Kernkraftwerk Belojarsk lesen. Mit dem BN-600 haben diese Probleme rein gar nichts zu tun, da dieser 1977/78 noch gar nicht in Betrieb war. |----- | 1980 || || Russland || Belojarsk || BN-600 || 600 ||Weltgrößter schneller Brüter. (1977 - 1978 massive Sicherheitsprobleme mit den Nachbarblöcken.) |----- Gruß -- Felix König 14:49, 12. Jan. 2008 (CET)

Da mir keiner antwortet, habe ich es einfach so erledigt. -- Felix König 17:52, 14. Jan. 2008 (CET)

Richtig so! Gruss --E-Zwerg 09:06, 15. Jan. 2008 (CET)

OK, danke für die Bestätigung. Gruß -- Felix König 13:15, 18. Jan. 2008 (CET)

Erbrüteter "Brennstoff" "selbst nicht brutfähig"

Im Artikel stand jetzt:Der in einem Brutreaktor hergestellte Brennstoff ist selbst nicht mehr brutfähig und wird in Reaktoren herkömmlichen Typs verwendet; ein geschlossener Kreislauf mit endloser Energiegewinnung entsteht also nicht. Das ist irreführend. Im Brutreaktor wird nicht "Brennstoff" hergestellt, sondern ein spaltbares Nuklid (z.B. Pu-239) aus einem nicht spaltbaren (U-238) gewonnen. Zum Verwenden in Reaktoren muss dieses Pu-239 wieder mit neuem U-238 zu Mischoxid-Brennstoff verarbeitet werden. Und daraus kann durchaus wieder neues Pu-239 erbrütet werden; das U-238 wird dabei verbraucht. Viele solche Zyklen nacheinander zu machen geht allerdings tatsächlich in der Praxis nicht, aber das hat andere Gründe (allmählicher Aufbau der störenden Nuklide Pu-240, Pu-241 und anderer, die nur sehr schwer abzutrennen wären). --UvM 16:49, 27. Mär. 2008 (CET)

"Prompte Kettenreaktion" und Anderes in Gefahren und Risiken

Hallo Joise, du hattest da einiges falsch verstanden. Schnelle Neutronen (siehe Neutron) sind nicht prompte Neutronen (das kann man z. B. aus den entsprechenden Wikipediaartikeln lernen, man muss sie nur lesen). Die Verwendung schneller N. zur Spaltung bedeutet nicht eine schnellere oder sonstwie "andere" Kettenreaktion. Und durch Zulassen einer nuklearen Leistungsexkursion kann man mit jedem Reaktor einen schweren Unfall machen, siehe Tschernobyl. -- Was du bezüglich der Kettenreaktion meintest, ist vielleicht das kleinere Beta-effektiv (der Anteil verzögerter N.) bei der Spaltung von Pu. Das lässt sich aber technisch leicht beherrschen. Das größere Sicherheitsproblem des Brüters liegt im Kühlmittelverluststörfall. -- Bei der Gelegenheit habe ich noch Anderes aus dem Abschnitt entfernt. Dass die Bevölkerung Sicherheitsbedenken hat, ist ja selbst kein Risiko dieser Technologie. Und die Versuchs-Brüteranlagen, die es gibt, dienen nicht zur Gewinnung von Waffenplutonium; das geht viel besser mit speziell dafür gebauten Reaktoren (Hanford, USA) und mit Druckröhrenreaktoren in der Art von RBMK und CANDU. --UvM 12:51, 9. Jul. 2008 (CEST)

"Störfall nicht nuklearer Natur"

Hierbei handelt es sich nach meiner vorläufigen Auffassung um eine Begriffsfindung, die mir darüber hinaus auch wenig sinnvoll erscheint. Gibt es Belege für die Verwendung dieser Kategorisierung von Störfällen? Was wäre denn ein "Störfall nuklearer Natur" Anderes als ein Resultat aus Störfällen "nicht-nuklearer Natur"? Und sind die hohen Kühlmitteltemperaturen etwa "nicht nuklearer Natur"? Der Begriff ist zumindest verwirrend und sollte, da er offenbar auch nicht gebräuchlich ist, hier nicht verwendet werden.--Yayan 15:21, 23. Okt. 2009 (CEST) Die einzige Verwendung des Begriffs scheint mir bei Pfaffrath von der FH Darmstadt vorzuliegen, der Wikipedia als Quelle angibt. Genau sowas soll doch vermieden werden (Da kommt dann morgen einer und nennt den Pfaffrath als Quelle, ich sag' nur: Willhelm zu Guttenberg)--Yayan 16:05, 23. Okt. 2009 (CEST)

Die von dir gestrichene Bezeichnung war imho keine "Begriffsfindung" oder "Kategorisierung", sondern sollte einfach den Tatbestand beschreiben, dass solche Pannen auch in nicht nuklearen Ablagen vorkommen können und vorkommen, wie z.B. der Natriumunfall vor längerer Zeit in einem thermischen Solarkraftwerk in Spanien. Hohe Kühlmitteltemperatur, oder Na-Korrosionsprobleme wegen schlechter Konstruktion, sind doch nicht nuklearer "Natur".--UvM 19:32, 24. Okt. 2009 (CEST)

ACK UvM. Es sollte schon klar ersichtlich sein, dass es sich nicht um nukleare Störfälle handelte. Gruß, -- Felix König ✉ ^Artikel _Portal 10:30, 25. Okt. 2009 (CET)

Wenn ich Störfälle einteile in "Störfälle nuklearer Natur" und in "Störfälle nicht nuklearer Natur", dann ist das selbstverständlich eine Kategorisierung, und da offenbar niemand außerhalb der Wikipedia Störfälle so benennt ist das ebenfalls eine Begriffsfindung.

Die Tatsache, dass es solche Pannen auch in nicht-nuklearen Anlagen gibt sagt imho erstmal wenig aus, entscheidend ist doch inwieweit z.B. die Gefahr bestand dass der Reaktor außer Kontrolle gerät.

Für nukleare Störfälle gibt es die international anerkannte INES-Skala, in der auch z.B. Störfälle im Kühlsystem einen Platz haben. (womit sie ja ganz klar als "nukleare Störfälle" gelten dürften)

Um hier sauber zu arbeiten müsste man imho also die entsprechende INES-Kategorie der Störfälle in schnellen Brütern recherchieren und zusammenfassend darstellen. Mal schauen, ob ich dazu was finde, ein Artikel zu INES wäre darüber hinaus auch nicht schlecht.--Yayan 19:48, 25. Okt. 2009 (CET)

Okay, ich sehe gerade, den Artikel gibt es schon hier. Wäre es dann nicht sinnvoller anhand dieser Bewertungsskala die Störfälle oder Pannen zusammenfassend zu benennen?--Yayan 20:05, 25. Okt. 2009 (CET)

Kurze Recherche: Creys Malville und Monju waren INES-Level 1, dann gab es 1966 einen Störfall in einer Versuchsanlage in Monroe, Michigan mit INES-Level 4.

Ich suche die Woche anständige Quellen heraus und ändere dann die Passage, wenn es euch recht ist.--Yayan 20:38, 25. Okt. 2009 (CET)

Uran zu Plutonium

Wie kann sich denn Uran überhaupt zu Plutonium in einem Brutreaktor umwandeln, wo doch die schnellen Neutronen so gut wie nie vom Uran eingefangen werden, denn dazu bräuchte es doch moderierte Neutronen? --79.235.215.226 22:22, 2. Nov. 2009 (CET)

Siehe Abschnitt "Spaltzone" im Artikel.--Yayan 12:16, 3. Nov. 2009 (CET)

Na ja, der Abschnitt Spaltzone beantwortet die gestellte Frage ja nicht so richtig. Die Antwort ist: es gibt auch ohne Moderator genug langsame Neutronen. Sie brauchen eben nur mehr Stöße, bis sie thermisch oder epithermisch sind. Der Grund, warum man den Moderator vermeidet, ist nicht, dass man keine langsamen n will -- das wäre im Reaktor gar nicht erreichbar -- sondern dass die "schnelle Spaltung" (= Spaltung durch ein schnelles Neutron) mehr neue Spaltneutronen freisetzt als die "thermische Spaltung", so dass trotz Kritikalität (d.h. je 1 neues Neutron wird für die nächste Spaltung verbraucht) noch genug für Brüten + Verluste (d.h. Absorption + Leckage nach außen) übrig bleiben.--UvM 15:43, 3. Nov. 2009 (CET)

Danke, gute Antwort.--87.145.244.236 10:37, 5. Nov. 2009 (CET)

Noch eine kleine Frage. Schnelle Neutronen können doch das Uranisotop 238 direkt spalten, sind dafür im Brutreaktor aber immer noch zu "langsam", oder? --87.145.244.236 11:50, 5. Nov. 2009 (CET)

Neben U-235 und/oder Pu-239 (was immer davon im Reaktor vorhanden ist) wird auch ein bisschen vom U-238 gespalten. Sogar in einem moderierten Reaktor ein (noch kleineres) bisschen, denn es gibt immer einige Neutronen, die der Moderation "entgehen", indem sie vorher als schnelle n absorbiert werden, manche davon in U-238-Kernen, und wieder ein Bruchteil davon spaltet sich dann. Aber eine Kritikalität mit reinem U-238 ist nicht möglich.--UvM 13:03, 5. Nov. 2009 (CET)

Plutoniumverbrauch

Ich habe gehört dass es möglich ist, einen Brutreaktor so einzustellen, dass mehr Plutonium "verbrannt" wird, als erbrütet. Ist das richtig? --87.145.248.30 05:48, 24. Nov. 2009 (CET)

Ja, natürlich, das Brutverhältnis unter 1,0 zu verringern ist möglich, dann ist es kein "Brut"reaktor mehr. Man braucht nur z.B. den Brutmantel durch Stahl o. ä. zu ersetzen. Dann kann man auch gleich bei mit Pu-Brennstoff betriebenen moderierten Reaktoren (Leichtwasserreaktor) bleiben.---UvM 09:41, 24. Nov. 2009 (CET)

Dann kann die Transmutation von Transuranen auch in einem Reaktor mit moderierten Neutronen stattfinden, denn der Verbrauch von Plutonium ist doch auch eine solche Transmutation? Oder gibt es in einem schnellen Reaktor dafür besondere Vorzüge, denn die Möglichkeit der Transmutation wird bei schnellen Reaktoren oft besonders betont? --87.145.248.30 10:15, 24. Nov. 2009 (CET)

der Verbrauch von Plutonium ist doch auch eine solche Transmutation: ja, *eine*. Es geht beim Begriff "Transmutation" im üblicherweise diskutierten Sinne aber darum, *alle* unerwünschten Produkte, also auch langlebige Spaltprodukte mit zu beeitigen.--UvM 12:39, 24. Nov. 2009 (CET)

Dann gibt es in einem schnellen Reaktor also auch eine Transmutation von Spaltprodukten? --79.235.221.9 14:56, 24. Nov. 2009 (CET)

Ja, ein bisschen. Aber es werden viel weniger transmutiert als erzeugt, wenn der Reaktor zur Energiegewinnung und zum Pu-Brüten optimiert ist. Die für Transmutation diskutierten schnellen Reaktoren sind sicherlich anders aufgebaut.--UvM 18:22, 24. Nov. 2009 (CET)

Ok.Danke für die Antwort --79.235.221.9 18:56, 24. Nov. 2009 (CET)

Möchte anmerken: Es scheint kein öffentlich zugängliches Dokument zum langfristigen quantifizierbaren PU239 Brutfaktor zu geben! Die World Nuclear Association behauptet auf ihrer Hompage hinsichtlich des BN-800 in Russland: "However, during the plutonium disposition campaign it will be operated with a breeding ratio of less than one." (nicht signierter Beitrag von 84.158.241.235 (Diskussion) 03:46, 20. Jul 2010 (CEST))

Siehe Antwort auf erste Frage dieses Abschnitts. Natürlich kann man in einem vorhandenen Brutreaktor zeitweilig das Brutverhältnis auf <1 einstellen. Wieviel maximal >1 ereichbar ist, hat damit nichts zu tun.--UvM 16:08, 26. Jan. 2011 (CET)

Minore Actinoide

Ich habe von Bestrebungen gehört, die minoren Actinoide in speziellen Brennstäben in Reaktoren zu "verbrennen", ich meine dies sei nur in einem Brutreaktor möglich, stimmt das? --79.235.202.129 12:21, 16. Dez. 2009 (CET)

Nachtrag: [[1]] Da steht "Durch die Verwendung von unmoderierten Neutronen kommt es auch zu Transmutationen von Transuranen, was den Atommüll reduziert" Was genau ist damit gemeint? --79.235.202.129 13:28, 16. Dez. 2009 (CET)

Spent Fuel lässt sich grob in die Kategorien Minor Actinides (Actinide ausser uran/Plutonium), Major Actinides (U,Pu) und Fission Products Einteilen. Fission Products lassen sich mehr der weniger leicht separieren und haben alle vergleichsweise kurze Halbwertszeiten (Hab leider keine Tabelle bei der Hand). Major Actinides will man sowieso zum Teil wiederverwenden. Dh das eigentliche Problem beim Spent Fuel sind die Minor Actinides und die kann man tatsächlich mit Neutronenbeschuss im Fast Breeder mittels Neutronenbeschuss in kurzlebige Elemente Umwandeln. (Zb an Americium ist das schon recht gut erforscht) Der Plan ist das Zeug in den äußersten Ring des Core Set-ups zu verfrachten und dadurch sowohl das Pressure Vessel zu entlasten (Verrinegrter Neutronenbeschuss) als auch den Problematischen Teil des Spent Fuel "wegzubrennen". Habe leider im Moment keine Zeit den Artikel wissenschaftstauglich zu verbessern, ich empfehle bei interesse Kontakt zur deutschen Kerntechnischen Gesellschaft, die helfen gerne. http://www.ktg.org

mfg --Fblanche 23:11, 5. Mär. 2011 (CET)

Liste

also ich halte die liste doch für teils nicht ganz eindeutig bzw. ernuereungsbedürftig: auf der seite des AKW Kernkraftwerk_Belojarsk steht nur etwas von Planung, die quellen kann ich aufgrund fehlender russischkentnisse nicht prüfen aber da es auch keine quelle für einen bau gibt würde ich das umformulieren. in der aufzählung der länder ist frankreich zu entfernen, da dort sowei ich das überblicke kein brüter mehr in betrieb ist. auch in den usa ist scheinbar keines mehr aktiv. auch sonst sieht es heit mit quellen teils sehr uneindeutig aus... 109.192.39.103 15:37, 7. Jun. 2010 (CEST)

Brutreaktor = Schneller Brüter?

Das Lemma ist "Brutreaktor", beschrieben wird ein "Schneller Brüter". Sind das nun 2 unterschiedliche Bezeichnungen für dasselbe?

Als völliger Laie kann ich die folgenden Ausführungen unter "Brennstoff-Brutprozess" nur in diesem Sinne verstehen:

"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 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 (...) Der schnelle Brüter heißt also nicht so, weil er "schneller brütet", sondern weil er zur Kernspaltung schnelle anstelle abgebremster Neutronen verwendet."

Kurz: "Brüten" geht nur "schnell".

Das sollte begrifflich klargestellt werden, d.h. "Schneller Brüter" sollte als Synonym in den Einleitungssatz, und die missverständliche Zwischenüberschrift "Schneller Brüter" sollte in "Aufbau und Funktionsweise" o.ä. geändert werden. Weil ich selbst von der Materie keine Ahnung habe, werde ich das aber zunächst nicht selbst ändern, sondern erst einmal abwarten, ob ein Experte etwas dazu sagen kann, ob die oben zitierte Darstellung sachlich richtig ist (und ob vielleicht die Terminologie ungenau ist in dem Sinne, dass zwar alle Brutreaktoren mit schnellen Neutronen "brüten", aber aus irgendeinem Grund mit "Schneller Brüter" - Marketing, Marken- oder Patentrecht, Konvention....?? - doch nur eine bestimmte Bauweise gemeint ist). --Kybing 11:52, 12. Mär. 2011 (CET)

Wirkliches Brüten ist bisher nur mit "schnellen" Reaktoren gelungen. Es gab (gibt vielleicht noch) Untersuchungen und Experimente zu Reaktoren mit thermischem oder "mittelschnellem" Neutronenspektrum,die ebenfalls Brutverhältnisse über 1,0 erreichen sollten, aber erfolgreich gebaut wurde so etwas m.W. noch nicht. Also: "Im Prinzip" ist Brutreaktor ein allgemeinerer Begriff als "schneller Brüter", "praktisch" ist beides dasselbe.--UvM 13:59, 12. Mär. 2011 (CET)

Wenn das gesichert ist, könnte ich es in den Artikel einbauen. Am besten mit Quelle (andererseits gibt in der gesamten Beschreibung des technischen Prozesses im Artikel auch bisher fast keine Quellen)--Kybing 14:14, 13. Mär. 2011 (CET) Eine Frage zur Präzisierung muss ich aber noch hinterherschieben: Ist

a) schon auf der theoretischen Ebene unklar, ob es prinzipiell möglich ist, auch mit langsameren Neutronen Brutverhältnisse über 1 zu erreichen?

b) theoretisch davon ausgehen, dass es möglich ist, und ist es nur praktisch noch nicht gelungen?

c) es schon gelungen, den Vorgang im Versuch nachzuweisen, und nur noch nicht, einen Reaktor zu bauen, der das dauerhaft macht?

d) ?? (habe ich eine Möglichkeit übersehen?)--Kybing 19:03, 13. Mär. 2011 (CET)

Noch eine Frage dazu: Im Artikel über das Kernkraftwerk THTR-300 wird dieses unter Energiegewinnung (Hervorhebungen von mir) zumindest implizit als Brutreaktor bezeichnet:

"Das Uran-233 wird aus Thorium-232 im laufenden Reaktorbetrieb in den Brennelementen erbrütet und sofort mitverbrannt; es muss also nicht erst, wie bei anderen Brutreaktoren, das erbrütete Plutonium in einem getrennten Wiederaufarbeitungsprozess abgetrennt und zu neuen Brennelementen verarbeitet werden. (...)" Es folgt ein Abschnitt mit der Bezeichnung "Brutprozess".

Unter schneller Brüter scheint der THRT andererseits nicht zu firmieren. Ist das also ein Fehler im anderen Artikel, oder gibt es doch noch andere Brutreaktoren als den Schnellen Brüter ?--Kybing 19:24, 16. Mär. 2011 (CET)

China

Der schnelle Brüter CEFR in China soll bereits in Betrieb sein. [2] ~ Stündle (Kontakt) 21:13, 5. Jan. 2011 (CET)

China gab Anfang Januar 2011 bekannt, es habe einen Durchbruch erreicht mit Faktor 60. Dadurch reichten die Uran-Bestände Chinas statt ca. 50 - 70 Jahre nun bis zu 3000 Jahre. Das ist knallig formuliert. Trotzdem, das Echo in der Presse und in Wiki ist nahe Null. Frage an Experten:

• Wie hoch sind bislang erreichte Brut-"Faktoren"?
• Würde ein sehr hoher Brutfaktor auch entsprechend weniger strahlenden Abfall bedeuten? Im Artikel steht nichts dazu. In dem von Stündle angegebenen Artikel steht es aber so. Auch wenn man radikal gegen alles atomare ist, die Möglichkeit, die bislang katastrophale Endlagerung evtl. drastisch zu verringern, ist wenigstens eine. und die sollte etwas Text wert sein. --Hans Eo 17:05, 24. Jan. 2011 (CET)

Die gewonnene Energie stammt aus der Kernspaltung, nicht aus dem Brutprozess. Die Spaltproduktmenge wird daher immer ungefähr proportional der freigesetzten Energie sein. -- Mit der reduction of radioactive waste ist in dem Artikelchen wohl eher die ferne Perspektive gemeint, langlebige Spaltprodukte in speziell darauf eingerichteten schnellen Reaktoren in weniger langlebige umzuwandeln.--UvM 16:01, 26. Jan. 2011 (CET)

Der Faktor bisher tümpelte meiner Information nach bei ca 25 herum, auch mehr als genug. Ich gebe UvM zwar Teilweise recht aber nur teilweise, man darf nicht vergessen das Faktor 25 bzw 60 heisst mit derselben Menge frischen Brennstoffes 25 bzw 60 mal mehr Energie zu erzeugen, das führt logischerweise auch zu weniger Müll/GWh mfg --Fblanche 23:15, 5. Mär. 2011 (CET)

Nein, gerade "logischerweise" eben nicht. Es wird ja zusätzlicher Brennstoff erbrütet und dann gespalten.--UvM 22:42, 17. Mai 2011 (CEST)

Kaliumkühlung?

Im Artikel steht, dass Natrium oder Kalium als Kühlmittel verwendet wird. Hat es wirklich je einen mit Kalium oder NaK (eutektische Legierung) gekühlten Reaktor gegeben? --UvM 22:38, 17. Mai 2011 (CEST)

Abschnitt über Wiederverwertung von Atommüll, Transmutation, IFR und Gen4 fehlt

Mir kommt in diesem Artikel die Verwendungsmöglichkeit von schnellen Brütern für die Wiederverwertung von z.B. abgebrannten Brennstäben aus SWR und DWR ("Atommüll"), die friedliche Umnutzung von z.B. Plutonium aus Kernwaffen und damit die Transmutation hin zu kurzlebigeren Spaltprodukten zu kurz bzw. es müsste dazu einen Abschnitt bei "Verwendung" geben. Hier sollte ausdrücklich auch auf das Integral Fast Reactor (IFR) und die Reaktoren der 4. Generation hingewiesen bzw. dies integriert werden.

Was meint ihr, wie man dies hier im Artikel am besten reinbringen könnte?194.138.39.59 12:05, 9. Apr. 2014 (CEST)

Indem man, bei entsprechenden Kenntnissen, Abschnitte zu diesen Themen einfügt. Allerdings:

• "Wiederverwertung von z.B. abgebrannten Brennstäben aus SWR und DWR" -- direkt, ohne Wiederaufarbeitung -- wird nicht gehen, weil die Hüllrohre nicht so lange halten.
• Friedliche Nutzung von Waffenplutonium wäre als Thema OK. Das geht aber auch als MOX-Brennstoff in Leichtwasserreaktoren (wird m.W. bereits gemacht), ohne die zusätzlichen Risiken der Brütertechnik.
• "und damit die Transmutation hin zu kurzlebigeren Spaltprodukten": nein, das ist nicht "damit" (mit der Pu-Nutzung). Im Gegenteil, da entstehen ja wieder Spalt- und Neutroneneinfangs-Produkte. Transmutation ist ein eigenes Thema. Dort sind schnelle Reaktoren bisher nicht erwähnt, aber es hat entsprechende Konzepte gegeben. Wenn du da mehr weißt, bau es in Transmutation ein und setze hier im Artikel einen Link dorthin.
• IFR: wenn du dazu etwas weißt (und seriöse Quellen nennen kannst!!), her damit.
• 4. Generation: hat die etwas mit Brutreaktoren zu tun? Wenn ja (Quellen!), her damit.

--UvM (Diskussion) 12:13, 10. Apr. 2014 (CEST)

Generation IV: Das Nachhaltigkeitsprinzip der Generation IV hat durchaus mit Brutreaktoren zu tun! --Eio (Diskussion) 22:45, 11. Jun. 2015 (CEST)

Abschnitt Verwendung: neuer Zusatz betr. IIASA-Prognose

Hallo 85.0.128.....,
"...23-prozentigen Nutzungsquote der Brütertechnologie an der globalen Energienutzung von 2030 aus, was die ca. gleiche Quote gewesen wäre wie jene der heute allgemein verbreiteten Leichtwasserreaktoren.(ref)Schweizerische Energiestiftung: Energie - Umwelt, Dez. 1982(/ref). Die Angabe ist unklar: sind 23% der elektrischen Energie gemeint, oder 23% der gesamten Primärenergie? Und die Quellenangabe ist in dieser Form leider kaum brauchbar. Ist das eine einzelne Informationsbroschüre, ein Zeirschriftenartikel, ein Buch oder was sonst? Wenn die Angabe in der Quelle ebenso vage ist wir hier im Text, sollte man ihr nicht trauen, denn dann hat das jemand ohne jeden Durchblick geschrieben... --UvM (Diskussion) 22:10, 27. Mai 2015 (CEST)

Ich habe den Absatz gestrichen. --UvM (Diskussion) 21:36, 11. Jun. 2015 (CEST)

Abschnitt Gefahren und Gegenmaßnahmen

Hallo Eio,
ich habe da ein paar Sachen anders angeordnet und berichtigt.
(1) Na-gekühlte Reaktoranlagen ohne Sekundär-Na-Kreislauf gibt es m.W. gar nicht.
(2) "Schnelle Brüter mit geschlossenem Brennstoffkreislauf können das produzierte Plutonium direkt im selben Kern verwenden, erzeugen jedoch kein weiteres Plutonium für andere Reaktorarten" war wohl ein Missverständnis. Ein Teil des entstehenden Pu wird immer, in jedem Uranreaktor, direkt wieder gespalten. Aber der Rest kann nicht so verbraucht werden, weil die Brennstäbe "verschleißen" (Aufbau neutronenabsorbierender Spalt- und Einfangsprodukte; Druckaufbau durch Spaltgase; Materialschädigung des Hüllrohrs) und nicht lange genug halten. Wiederaufarbeitung ist also nötig, gleichgültig wie man das dort gewonnene Pu dann verwenden will. Einen "Brüter" im eigentlichen Sinn (Konversionsverhältnis über 1,0) ohne Wiederaufarbeitung kann es wohl kaum geben.
Übrigens: in der deutschen Sprache gibt es einen Genitiv. --UvM (Diskussion) 09:45, 12. Jun. 2015 (CEST) Hallo UvM, danke für die Tipps!

• Zu (1), soweit ich weiß auch nicht. Bloß hatte ich keine Quelle dazu, dass es bei allen der Fall ist. Es gab so viele kleine Forschungsreaktoren, dass es nicht so leicht ist, jeden einzelnen zu prüfen.
• Zu (2) Beispiele zu Brüter mit Konversionsverhälnis über 1 sind die BN-Reaktoren, die aber zurzeit unter 1 verwendet werden, weil es zu viel Plutonium aus alten Kernwaffen gibt.
• Mein verständnis vom "closed cycle", wie zum Beispiel hier beschrieben [3], war eben, dass das gesamte Plutonium direkt im Reaktor verbraucht werden kann, ohne eine Wiederaufarbeitung zu erfordern. Ist das anders?
• Zur Rechtschreibung, vielen Dank, ich bin kein Muttersprachler und Tipps sind willkommen!

Also nochmal vielen Dank für diesen seltenen, konstruktiven Beitrag. Wenn man an Kerntechnikthemen auf der deutschen Wikipedia arbeitet, sieht man sowas sehr selten! --Eio (Diskussion) 13:13, 17. Jul. 2015 (CEST)

Der "closed cycle" bedeutet in dem Sinne nur, das sämtliche Spaltstoffe (U235/238/239+) komplett aufgebraucht werden und nur noch Spaltprodukte herauskommen. In konventionellen AKW mit Brennstoffrohren ist das ohne Aufbereitung unmöglich. Aber es ist möglich, so einen Brutprozess/Spaltprozess im Dual Fluid Reactor zu betreiben, die Aufbereitung findet dann online statt.2.207.124.15 20:08, 17. Mai 2018 (CEST)

Hallo, ich habe das ganze noch ein bißchen aufgearbeitet und nach Vor- und Nachteilen gegliedert. Auch die Sicherheitstest zum EBR-II (Blackout-Test) habe ich eingearbeitet und mit Quellen versehen. Kritik und Verbesserungen sind natürlich willkommen. --Docktor No (Diskussion) 13:53, 29. Jan. 2020 (CET)