# BREST (Reaktor)

Der BREST-Reaktor (russisch БРЕСТ, ausgeschrieben russisch Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем für Schneller Reaktor mit inhärenter Sicherheit und Bleikühlung) ist ein russisches Reaktorkonzept für einen bleigekühlten schnellen Brüter, der dem Standard eines Generation-IV-Reaktors entsprechen soll.
BREST sind bleigekühlte Reaktoren, die inhärent sicher sein und sog. „Atommüll“ als Brennstoff nutzen sollen. Seit 2021 in Bau, ist für 2027 die Inbetriebnahme des ersten Reaktors (Typ BREST-OD-300) vorgesehen.
Ausdrückliches Ziel ist, den Uranbergbau auf lange Zeit überflüssig zu machen, indem zunächst die "abgebrannten" Brennstäben herkömmlicher Kernkraftwerke, später das schon früher abgebaute abgereicherte Uran-238 zur Energieerzeugung genutzt werden; zugleich sollen Menge und Strahlungsintensität „langlebiger“ Abfälle (gemessen an der erzeugten Energiemenge) drastisch reduziert oder sogar ganz vermieden werden.
Im Ergebnis gewinnt ein solcher Reaktor Energie aus allen Actioniden, darunter abgereichertem Uran-238, und wandelt sie in Spaltprodukte um (auf kurz oder lang weitgehend in Blei). Um diese als „Schließen des Brennstoffkreislaufs“ bezeichneten Ziele zu erreichen, sind die BREST-Rektoren Teil eines Projekts namens ODEK („Opitno Demonstratsionovo Energo-Kompleksa“), zu dem den Reaktoren selbst eine Brennstoff-Fertigung und eine pyrochemische Wiederaufarbeitung gehört. ODEK wiederum ist, wie auch die BN-Reaktoren, Teil eines Programms namens Proryv („Projekte für die Entwicklung schneller Hochleistungsreaktoren, von Technologien für den geschlossenen Bernbrennstoffkreislauf sowie neuer Arten von Brennstoffen und Materialien“).
Die beabsichtigte inhärente Sicherheit des Reaktors ist im Wesentlichen Ergebnis der Kühlung mit flüssigem Blei. Seine hohe Wärmeleit- und Speicherfähigkeit ermöglicht Kühlung durch natürliche Konvektion, also ohne Pumpen und externe Energiezufuhr. Das Kühlmittel arbeitet drucklos und kann seinen Siedepunkt nicht erreichen, so dass Explosionen ausgeschlossen sind, außerdem ist es nicht brennbar. Weiterhin ist es nicht wasserlöslich und bewirkt aufgrund der hohen Dichte eine gute Strahlenabschirmung.
Der Einsatz von flüssigem Blei hat in Russland insofern Tradition, als die (thermischen) Reaktoren in den U-Booten der sowjetischen Alpha-Klasse mit einer Blei/Bismut-Legierung gekühlt wurden.

## BREST-OD-300

Der kleinere BREST-OD-300 wird seit 2021 im sibirischen Sewersk gebaut, nachdem ursprünglich der Baubeginn für 2017 geplant gewesen war. Einer Meldung vom Juli 2024 zufolge schreiten die Baumaßnahmen trotz der Sanktionen gegen Russland aufgrund des Ukraine-Krieges weitgehend planmäßig fort, und der Reaktor soll im Jahr 2027 in Betrieb gehen.
Der BREST-OD-300 hat eine elektrische Nettoleistung von 300 MWe und eine thermische von 700 MWe. Die Kühlmitteltemperatur beträgt ca. 505 °C bei Eintritt und 340 °C beim Verlassen des Wärmetauschers. Das Brennstoffwechselintervall beträgt 5 Jahre bei einem Brennstoffinventar von 20,6 Tonnen. Die Be- und Entladung erfolgt mittels einer Beladungsmaschine. Langfristig soll alle 10 Monate das jeweils „älteste“ Sechstel der Kapazität ausgetauscht werden.
Die Anlage dient zugleich als Prototyp für die Variante BREST-OD-1200.

## BREST-OD-1200

Der BREST-OD-1200 wird für eine elektrische Leistung von 1.200 MWe und eine thermische Leistung von 2.800 MWe geplant. Das Brennstoffwechselintervall soll 5 bis 6 Jahre betragen. Ein Bauentscheid soll nach ersten Betriebserfahrungen mit BREST-OD-300 fallen, also etwa 2030 fallen.

## Ziele und wesentliche Eigenschaften
### Geschlossener Brennstoffkreislauf

Die BREST-Reaktoren benötigen, wie alle schnellen Reaktoren, für den Start eine hohe Konzentration (geplant über 20 %) an spaltbarem Material, hier an PU-239. Im Übrigen können die Brennelemente schneller Reaktoren neben Uran auch andere Actionide, insb. auch einen gewissen Anteil minorer Actionide, und sogar radioaktiver Spaltprodukte aus früheren Kernreaktionen (z. B. Technetium-99) enthalten.
Nach 5–6 Jahren Verweildauer im Reaktor ist der Plutoniumanteil unverändert, weil gespaltenes Plutonium ständig durch per Neutroneneinfang neu erbrütetes Plutonium ersetzt wurde. Ein Teil des übrigen Materials (Uran, minore Actionide etc.), beim BN-300 ca. 8 % der Gesamtmasse, hat sich hingegen als sog. Abbrand (auf dem „Umweg“ über Plutonium) in Spaltprodukte verwandelt, d. h. in Elemente unter der Ordnungszahl 89. Einige von ihnen wirken als „Neutronengift“ (giftig nicht für Menschen, sondern für die Kernreaktion: sie fangen Neutronen ab, die dann keine weiteren Atome mehr spalten können.) Ihre steigende Konzentration hat die Kettenreaktion nunmehr zum Erliegen gebracht.
Zur weiterem Verwendung müssen im Ergebnis die Neutronengifte entfernt werden. Die Brennstäbe werden dazu aus dem Reaktor entnommen. Ein Großteil der Spaltprodukte, insb. die Neutronengifte, wird im Wege der Wiederaufbereitung daraus entfernt und durch neues spaltbares Material ersetzt, das wiederum aus dem aufbereiteten „Abfall“ anderer Kernreaktoren stammen soll.
Auf die Dauer wird im Ergebnis der gesamte „Atommüll“ unter Energiegewinnung in Spaltprodukte verwandelt (ist der Atommüll aufgebraucht, so steht als Nächstes etwa die sechsfache Menge an bereits gewonnenem, abgereichertem Uran zur Verfügung). Erst nach vielen Jahrhunderten müsste daher wieder in kleinem Umfang unweltschädlicher Uranbergbau (oder auch Thoriumbergbau) betrieben werden.
Um die Größenordnung zu verdeutlichen:
* das spaltbare Material, das ein funktionierender BREST-300 in 50 Jahren bei 80 % Auslastung umwandelt, hat ein Volumen von unter einem Kubikmeter (es passt in einen Würfel von ca. 98 cm Kantenlänge).
* Daraus werden in 50 Jahren etwa 105 TWh Strom erzeugt (die Menge entspricht einem Fünftel des jährlichen deutschen Stromverbrauchs). Dieselbe Strommenge könnte man aus 36,5 Millionen Tonnen Steinkohle gewinnen, oder (wiederum binnen 50 Jahren) durch den Verschleiß von 628 Windrädern (typisches Landwindrad, Lebenszeit 25 Jahren, 5 MW Leistung, 1600 Vollaststunden/a) - die den Strom darüber allerdings nicht erzeugen, wenn er benötigt wird, sondern wenn der Wind weht.
* Das Volumen der entstandenen Spaltprodukte beträgt knapp 1,5 Kubikmeter (es passt in einen Würfel mit 113 cm Kantenlänge). Nach fünf Jahren Abklingzeit sind gut 90 % u davon zu stabilen Elementen mutiert, weitgehend zu Blei (der Rest ist vorerst noch radioaktiv).
* Der gesamte deutsche "Atommüll" (er enthält ca. 16.300 Tonnen Actinoide, diese passen in einen Würfel von knapp 10 m Kantenlänge) würde reichen, die vollständige Stromversorgung Deutschlands für gut 200 Jahre sicherzustellen. Das abgereicherte Uran, aus dem er ursprünglich separiert wurde, für weitere 1200 Jahre.

#### Transmutation von „Atommüll“

Herkömmliche (sog. thermische) Kernbrennstoffe bestehen bei Herstellung zu ca. 95 % aus abgereichertem Uran und zu 5 % aus spaltbarem U-235, dessen Gewinnung durch Anreicherung sehr aufwendig ist. Als „Abfallprodukt“ bei der Produktion der Brennstoffe entsteht etwa die 6-fache Mengen an abgereichertem U-238.
Sinkt im Reaktorbetrieb die Konzentration von U-235 unter einen chwellenwert, so kommt die Kettenreaktion zum Erliegen, und das Brennelement gilt als „Atommüll“. Es enthält zu diesem Zeitpunkt diverse durch Zerfall oder Neutroneneinfang entstandene Actinoide, d.h.Elemente oberhalb der Ordnungszahl 88 (radioaktive Schwermetalle). Ein typisches „abgebranntes“ Brennelement thermischer Reaktoren besteht aus mehr als 97 % Actinoiden (darunter ca. 94,5 % abgereichertes U-238, ca. 1,3 % spaltbares U-235, ca. 1 % Plutonium, weniger als 0,5 % minore Actinoide) und ca. 2,7 % Spaltprodukten.
Durch die Wiederaufbereitung sollen diese Actionide, evtl. zusammen mit einigen langlebigen Spaltprodukten, separiert und in Brennstäbe für den schnellen Reaktor eingebracht werden, wo sie im Ergebnis (überwiegend auf dem Umweg über Plutonium) in Spaltprodukte verwandelt werden.

### Brennelemente

Im Reaktor kommt nitridischer Kernbrennstoff („MNUP“ für „Mixed Nitride Uranium-Plutonium“) zum Einsatz, der eine hohe Dichte (14,3 g/cm$^3$) und eine hohe Wärmeleitfähigkeit von 20 W/(m·K) aufweist.
Nach Angaben des Betreibers Rosatom wurden solche Brennstäbe bereits im BN-600-Reaktor getestet, mit einem Abbrand von 7,4 %. Ein Test von entsprechenden Brennstäben, welche als Beimischung auch minore Actinoide enthalten, wurde 2024 im russischen (natriumgekühlten) BN-800 begonnen.
Eine Anlage zur Herstellung der BREST-Brennelemente ging im Januar 2025 in den Pilotbetrieb, knapp zwei Jahre später als ursprünglich geplant.

### Inhärente Sicherheit

Die Konstrukteure sprechen dem Reaktor inhärente Sicherheit in dem Sinne zu, dass durch das Konstruktionsprinzip die Verbreitung radioaktiven Materials ausgeschlossen ist.
Durch die Konstruktion der Brennelemente und die Integration passiver Notfallkühlelemente soll selbst bei Stromausfall sowie bei einem kompletten (ungeplanten) Ausfall der steuernden Neutronenabsorberstäbe eine Kernschmelze oder sonstige Überhitzung, die zum Austritt von Blei und/oder dessen Vermischung mit Teilen der Brennelemente führen könnte, ausgeschlossen sein. Bei steigender Hitze dehnen sich außerdem die Bennelemente aus, was den Neutroneneinfang verschlechtert und die Kettenredaktion am Ende von allein zum Erliegen bringen soll.
Weiterhin wäre selbst in so einem Fall das flüssige Blei weder brennbar (Vorteil gegenüber natriumgekühlten oder graphitmoderierten Reaktoren), noch kann es explodieren (da es weder unter Druck steht noch seinen Siedepunkt erreichen kann, Vorteil gegenüber wassergekühlten/moderierten Reaktoren) oder sich in nennenswertem Umfang in Wasser lösen. Eine Reaktorhavarie wird aber erst zur Katastrophe, wenn radioaktive Substanzen entweder durch die Luft (etwa nach einer Explosion, insb. Dampfexplosion, oder einem Brand wie in Tschernobyl) oder durch Wasser (wie etwa in Fukushima) in der Biosphäre verteilt werden. Denn die Intensität der Gamma-Strahlung, welche vom havarierten Reaktor selbst ausgeht, hat relativ gering und geht außerdem sehr rasch zurück, während die alpha- und beta-Strahlung eine ganz geringe Reichweite hat und leicht abschirmbar ist.
Der Reaktor könnte somit, so die Vorstellung, mit weit geringeren Sicherheitsmaßnahmen (z. B. Containment) auskommen als „herkömmliche“ Reaktoren und entsprechend vielseitig einsetzbar und preiswert sein.

### Wiederaufbereitung

Das herkömmliche, für militärische Zwecke entwickelte PUREX-Verfahren ist für den Zweck der Wiederverwertung von Atommüll (Transmutation) ungeeignet. Dieses Verfahren wurde einseitig darauf ausgelegt, Plutonium in waffenfähiger Reinheit zu gewinnen - während der Rest des Plutoniums, der Großteil des Urans und alle übrigen radioaktiven Stoffe vermischt bleiben und als „Abfall“ betrachtet werden.
Die Wiederaufbereitung für die BREST-Reaktoren soll statt dessen in einem pyro-elektrochemischen Verfahren erfolgen, das darauf ausgelegt ist, sämtliche Actionoide wiederzugewinnen und nur die Spaltprodukte abzutrennen. Das gewonnene Gemisch, aus dem dann neue Brennstäbe hergestellt werden, enthält neben Plutonium also ein Gemisch anderer Actionide.
Die pyro-elektronische Aufbereitung wurde im Rahmen des US-amerikanischen EBR.II-Projekts entwickelt und im Labormaßstab erprobt. Bislang gibt es noch keine kommerzielle oder Großanlage, für die BREST-Reaktoren soll die erste dieser Art entwickelt werden. Nach Angaben vom Dezember 2024 soll mit ihrem Bau 2025–2026 begonnen und dieser nach 2029 fertiggestellt sein.

### Proliferantionsrisiko

Wie alle plutomiumbasierten Brütertechnologien begegnet die BREST-Reihe Bedenken wegen möglicher Proliferation und Einstieg in eine „Plutoniumwirtschaft“, da sich mit Plutonium Kernwaffen bauen lassen. Es bestehe die Gefahr, dass Plutonium entwendet oder bei der zivilen Nutzung von den Betreibern, insb. Staaten, abgezweigt wird.
Das Argument lässt sich allerdings umdrehen, denn das aus einem Brutreaktor wie BREST gewinnbare Plutonium ist niemals "waffenfähig" - im Gegensatz zu "klassischen" Reaktoren mit reinen Uran-Brennelementen. Somit wirken solche Reaktoren sogar proliferationshemmend. Hintergrund: als "waffenfähig" gilt Plutonium unter Militärs nur mit einer Konzentration von mehr als 92 % des Isotops Pu-239 (s.unten). In einem Reaktor wandelt sich aber stets ein Teil des Pu-239 zu höheren Isotopen (insb. Pu-240). Deshalb wurde Plutonium für Atomwaffen bisher stets aus Uranbrennstäben gewonnen, die nur ganz kurz - max. einige Wochen - im Reaktor verblieben (so dass bereits Pu-239, aber kaum Pu-240 entstanden war). Dafür ist jeder klassische Kernreaktor geeignet, der reine Uran-Brennelemente einsetzt - nicht aber ein Brüter, dessen Brennstäbe schon von Haus aus eheblichen Mengen an Pu-240 enthalten.
Zwar ist es grundsätzlich denkbar, auch aus "nicht waffenfähigem" Plutonium eine Kernwaffe zu bauen. In der Praxis wurde aber noch nie eine solche Waffe hergestellt, denn dies wäre nicht nur technisch sehr herausfordernd (insb. weil mit wachsendem Pu-240-Anteil die Zündung immer schwieriger wird) und riskant (ua. wegen der starken Strahlung samt Hitzeentwicklung und der Gefahr spontaner "kleiner" Kettenreaktionen), sondern die Waffe wäre anschließend auch noch unzuverlässig (wegen der nicht steuerbaren Gefahr von Frühzündigungen, welche die Waffe zerstören, und vorzeitigem Abbruch der Kettenreaktion). Je größer der Pu-240-Anteil, desto gravierender werden diese Schwierigkeiten - und in einem BREST-Rektor läge ihr Anteil bereits zu Beginn bei mehr als 25 %.
Allenfalls eine technologisch sehr fortgeschrittene Institution könnte daher aus Reaktorplutonium eine Waffe bauen. Das gilt erst recht für den BREST-Reaktoren, weil das gewählte Wiederaufbereitungsverfahren kein reines Plutonium liefert, sondern stets ein Actionidengemisch. Wer daraus, ob aus abgebrannten oder neuen Brennstäben, reines Plutonium gewinnen wollte (egal mit welchem Isotopenverhältnis), müsste einen PUREX-Prozess beherrschen und anwenden. Falls diese Schwierigkeiten überhaupt überwindbar sind, dann durch keine Terrorgruppe im "Hinterhof". Ein Institution hingegen, die dazu imstande wäre (falls sie existiert), hat einfacherer Methoden, an Material – und zwar wirklich waffenfähiges Material – für eine zuverlässige Kernwaffe zu kommen, insb. durch Anreicherung von U-325 oder den "Missbrauch" eines herkömmlichen Reaktors für die Waffenproduktion.

### Veränderte Entsorgung, mind. verringerte Endlagerproblematik

Ob Transmutation in einem Brutreaktor den Verzicht auf ein langfristig (=über Jahrzausende) „absolut sicheres“ tiefengeologisches Endlager erlaubt, hängt davon ab, ob die Isolierung bestimmter langlebiger Spaltstoffe für lohnend erachtet wird (was wiederum vom noch unbekannten Aufwand dafür abhängen wird). Zudem müsste es gelingen, auch den „verglasten“ Atommüll (der ca. 1/3 ein Drittel der verwertbaren Actionide enthält) aufzulösen und aufzubereiten.
Schlimmstenfalls würde zwar die heutige Masse des "langfristig" zu lagernden Atommülls in etwa gleich bleiben, aber seine Radiotoxidität nach einigen hundert Jahren wäre um Größenordnungen geringer.

#### Mittelfristige Lagerung

Der Bedarf nach „mittelfristiger“ End- oder Zwischenlagerung (damit sind hier einige hundert Jahre gemeint) durch einen BREST-Reaktor als solchen wäre geringer als bei heutigen Reaktoren, wegen der kompakten Bauweise und der Abschirmwirkung des Kühlmittels Blei (diese Abfälle fallen vor allem beim Rückbau an). Beim kleineren Reaktoren wie dem BREST-300 steigt allerdings die Abfallmenge pro erzeugter Energieeinheit im Vergleich zu größeren Anlagen wie dem BREST-1200.
Über einige Jahrhunderte hinweg ist die Tiefenlagerung in einem geeigneten Endlager praktisch risikolos. Zugleich ist das Volumen der schwach- und mittelradioaktiven Abfälle gering, verglichen mit giftigen Abfällen anderer Formen der Energieerzeugung (etwa aus dem Rückbau von Solaranlagen oder der Gewinnung seltener Erden für Windräder) oder mit dem bereits heute tiefengelagerten chemischen Sondermüll.

#### Langfristige Lagerung

Die Spaltprodukte strahlen zu (jeweils gerechnet nach fünfjähriger Abklingzeit ab Reaktorentnahme) etwa achtmal so stark wie der Atommüll, aus dem sie "gewonnen" wurden, und geben entsprechend mehr Wärme ab. Es handelt sich dabei ganz überwiegend nicht um weitreichende Gamma-Strahlung, sondern um Beta-Strahlung (d. h. leicht abschirmbare Elektronenstrahlung mit Reichwerte in Luft unter einem Meter). Nach ca. 60 Jahren entspricht die Strahlung des Spaltproduktgemisches (sofern dieses nicht weiter aufgetrennt wird) jener des vorherigen Atommülls, nach weiteren ca. 300 Jahren nähert sich seine Radiotoxidität der von Natururan (ob sie darüber oder darunter liegt hängt davon ab, ob zumindest das Spaltprodukt Technetium-99 während der Wiederaufbereitungsphasen isoliert und den Brennstoffen wieder beigegeben werden konnte, wodurch es per Transformation eliminiert würde. Danach nimmt sie nur noch sehr langsam weiter ab.
So oder so könnte ein "langfristig" (d. h. über viele Jahrtausende) sicheres Endlager noch benötigt werden, falls sich nämlich die Wiedergewinnung der verglasten Anteile des Atommülls als zu aufwendig erweist (das ist der aus PUREX-Wiederverarbeitung zurückgebliebene Teil, das auf ca. ein Drittel der abgebrannten Brennelemente angewendet wurdet). Zumindest für die transmutierten Abfälle (=die Spaltprodukte aus einem Brotreaktor wie BREST) wäre aber die Gefährlichkeit, falls im Lauf von Jahrzehntausenden doch einmal Spuren des „Atommülls“ aus dem Tiefenlager in die Biosphäre gelangen, minimal - verglichen mit der natürlichen Strahlung, der jedes Lebewesen von außen wie von innen ausgesetzt ist, und erst recht mit den Umweltschäden je erzeugter Gigawattstunden jeder anderen Erzeugungsart, einschließlich Wind- und Solarenergie (z. B. durch Abbau seltener Erden).