Materialtestreaktoren

Materialtestreaktoren (MTR) sind für die Untersuchung von Kernbrennstoffen und von Strahlenschäden in Strukturmaterialien durch schnelle Neutronen vorgesehen. Sie besitzen einen sehr kompakten Reaktorkern, um eine möglichst große Neutronenflussdichte zu erzielen.

Isotopenproduktionsreaktoren

Isotopenproduktionsreaktoren werden für die Erzeugung von radioaktiven Nukliden eingesetzt. Die zu erzeugenden Nuklide sind entweder Spaltprodukte oder entstehen durch Neutroneneinfang. Bei manchen Nukliden – zum Beispiel Molybdän-99 als Vorgänger von Technetium-99m – sind beide Wege möglich.

Kommerzielle Leistungsreaktoren sind oft nicht oder nur begrenzt in der Lage, medizinische oder industrielle Radionuklide zu erzeugen, da bei den heute verbreiteten Leichtwasserreaktoren ein Austausch der Brennelemente das komplette Herunterfahren des Reaktors inklusive anschließender Abkühl- und Abklingphase erfordert. („Cold Shutdown“). Zwar ist es teilweise möglich, einzelne Gegenstände bei laufendem Betrieb zur Bestrahlung mit Neutronenstrahlung in den Reaktorkern hinein und wieder hinaus zu befördern, jedoch sind nur Reaktoren, die zum online refueling in der Lage sind, in dieser Hinsicht vollständig flexibel.

Eine wichtige Ausnahme sind Reaktoren vom Typ CANDU, welche mit unangereichterm Uran betrieben werden können. Diese Reaktoren sind vollumfänglich dazu in der Lage Brennelemente und auch Steuerstäbe bei laufendem Betrieb auszutauschen und nutzen diese Eigenschaft zur Erzeugung von Kobalt-60, einem wichtigen „Desinfektionsmittel“ auf Basis von Gammastrahlung. Hierbei werden einige Kontrollstäbe durch Kobalt ersetzt und nach Bestrahlung mit Neutronen wieder aus dem Reaktor entnommen. Dabei wurde aus stabilem Kobalt-59 das betazerfallende Kobalt-60. Die Gammastrahlung, welche der Zerfall von Kobalt-60 freisetzt wird verwendet, um Einweg-Medizinprodukte zu sterilisieren, welche eine Behandlung im Autoklav nicht „überleben“. Etwa 40 % der weltweit verwendeten Einweg-Medizinprodukte werden mit Kobalt-60 aus CANDU-Reaktoren sterilisiert. Der Hauptzweck der CANDU-Reaktoren ist jedoch die Erzeugung elektrischer Energie.

Sensu lato sind auch Teilchenbeschleuniger teilweise „Isotopenproduktionsreaktoren“ insofern, als in ihnen eine Kernreaktion stattfindet, die dem Erzeugen spezifischer industriell oder medizinisch nutzbarer Isotope dient. Dies hat jedoch mit Kernspaltung oder Kettenreaktion zumeist nichts zu tun und fällt daher nicht unter die übliche Alltagsdefinition des Begriffs „Kernreaktor“. Die Produktion einiger Nuklide ist in Kernspaltungsreaktoren nicht oder nur sehr schwer möglich, wohingegen die Produktion anderer Nuklide in Teilchenbeschleunigern nicht oder nur sehr schwer möglich ist. Dazu kommen wirtschaftliche Erwägungen bzgl. Bau- und Betriebskosten und die oft höhere gesellschaftliche Akzeptanz von Teilchenbeschleunigern als von Kernreaktoren sensu stricto.

Als Faustregel kann gelten, dass die Erzeugung von Neutronenreichen Isotopen zumeist mittels Kernspaltung oder Neutronenstrahlung einfacher ist (und Kernspaltung ist wiederum eine exzellente Quelle starker Neutronenstrahlung), wohingegen die Produktion von Neutronenarmen Isotopen oft in Teilchenbeschleunigern einfacher möglich ist. Neutronenreiche Isotope zerfallen bevorzugt durch Beta-minus-Zerfall, wohingegen Neutronenarme Isotope tendenziell eher durch Elektroneneinfang oder Positron-Emission zerfallen. Alphastrahler sind zumeist schwere Kerne, die in Kernspaltungsreaktoren recht einfach durch Neutroneneinfang erzeugt werden können.

Strahlrohrreaktoren

Bei den Strahlrohrreaktoren werden normalerweise die im Reaktor erzeugten langsamen Neutronen über Strahlrohre in eine Experimentierhalle geleitet, um dort z. B. Materialproben durch Neutronenstreuung zu untersuchen. Zwei der leistungsfähigsten Anlagen dieser Art stellen der 58 MW-Hochflussreaktor RHF des internationalen Institut Laue-Langevin (ILL) in Grenoble sowie der 20 MW-Hochflussreaktor FRM II der TUM dar.

Unterrichtsreaktoren

Unterrichtsreaktoren dienen Ausbildungszwecken und befinden sich meist an Hochschulen. Sie besitzen nur eine sehr geringe Leistung. In Deutschland sind noch neun Unterrichtsreaktoren in Betrieb, davon sieben vom Typ SUR (Siemens-Unterrichtsreaktor) mit einer Leistung von 0,1 Watt.

TRIGA-Reaktoren

Der TRIGA-Reaktor (TRIGA = „Training, Research, Isotope Production, General Atomics“) ist ein spezieller, von der US-amerikanischen Firma General Atomics entwickelter Forschungsreaktortyp. Es handelt sich um einen Schwimmbadreaktor, der sich durch inhärente Sicherheit auszeichnet. Inhärent bedeutet, dass die Sicherheit durch Naturgesetze, nicht durch technische Maßnahmen, die man überbrücken könnte, gewährleistet wird. Er wird für Ausbildung, Forschung und Radionuklidproduktion eingesetzt. Weltweit sind mehr als 50 TRIGA-Reaktoren in Betrieb.

Frankreich

• Forschungsreaktor Phébus in Frankreich, zur Erforschung von Kernschmelzen
• Nullleistungsreaktoren für Forschung und Entwicklung: EOLE, MINERVE and MASURCA
• ZOÉ, 1. Französischer Reaktor (historisch)
• Die Reaktoren des CEA, z. B. Orphée (Stilllegung 2019), Osiris (Stilllegung 2015; Nachfolger ist der MTR Jules Horowitz Reaktor)
• Der Höchstflussreaktor (HFR) des Institut Laue-Langevin

Japan

• Der Nullleistungsreaktor The University Teaching and Research Reactor of Kindai University (UTR-KINKI)
• Der High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), seit 1998 und betrieben von der Japan Atomic Energy Agency

Korea

• Kijang Research Reactor (KJRR) (Baubeginn 2023)

Schweiz

• Die (teils stillgelegten) Anlagen am PSI und der ETH Lausanne.

Sowjetunion / Russland

Verschiedene Forschungsreaktoren (Teil des Forschungsinstituts JSC “SSC RIAR”), z. B.:

• BR-5 und BOR-60 (Vorgänger der BN-Reaktoren)
• MIR, SM, VK-50, RBT-6 and RBT-10/2
• Verschiedene Reaktoren des Kurtschatow-Institut

Ukraine

• WWR-M
• IR-100

UK

• Die ehem. 14 Reaktoren von Harwell (Atomic Energy Research Establishment)
• Der Universities' Research Reactor, bis ca. 1991

USA

• Verschiedene Reaktoren des Argonne National Laboratory
• Die Brookhaven National Laboratory Reaktoren, BGRR, HFBR und BMRR
• Advanced Test Reactor (ATR) des Idaho National Laboratory
• BORAX-Experimente mit Forschungsreaktoren in den USA (historisch)
• CPs (historisch)
• MITR-I (Betriebszeitraum 1958–1973), danach Weiterentwicklung zu MITR-II mit Betriebsgenehmigung ab 2010 des Massachusetts Institute of Technology
• Die 13 Reaktoren des Oak Ridge National Laboratory
• Die Reaktoren des Nuclear Engineering & Science Center (NESC) der Texas A&M University (seit 1959)
• Versatile Test Reactor (VTR)

In Betrieb

Nach Angaben des Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) sind in Deutschland sechs Forschungsreaktoren in Betrieb, darunter:

• Forschungsreaktor München II (Technische Universität München, Garching; Leistung: 20 MW, Inbetriebnahme 2004)
• Forschungsreaktor Mainz (TRIGA-Reaktor der Universität Mainz, Institut für Kernchemie; Leistung im Dauerbetrieb: 0,10 MW, kurzzeitige Spitzenleistung für 0,03 s: 250 MW; Inbetriebnahme 1965)

Stillgelegt bzw. abgebaut

Folgende Forschungsreaktoren mit einer thermischen Dauerleistung von über 50 kW sind stillgelegt und z. T. abgebaut:

• Forschungsreaktor 2 (Forschungszentrum Karlsruhe; Leistung: 44 MW, Betrieb 1961–1981)
• Forschungsreaktor Hannover (Medizinische Hochschule Hannover; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1973–1997)
• Forschungsreaktor MERLIN (Forschungszentrum Jülich; Leistung: 10 MW, Betrieb 1962–1985)
• Forschungsreaktor DIDO (Forschungszentrum Jülich; Leistung: 23 MW, Betrieb 1962–2006)
• Forschungsreaktor Geesthacht-1 (GKSS-Forschungszentrum Geesthacht; Leistung: 5 MW, Betrieb 1958–2010)
• Forschungsreaktor Geesthacht-2 (GKSS-Forschungszentrum, Geesthacht; Leistung: 15 MW, Betrieb 1963–1993)
• Forschungsreaktor München (Technische Universität München, Garching; Leistung: 4 MW, Betrieb 1957–2000), durch Forschungsreaktor München II ersetzt
• Forschungs- und Messreaktor Braunschweig (Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Braunschweig; Leistung: 1 MW, Betrieb 1967–1995)
• Forschungsreaktor Neuherberg (Gesellschaft für Strahlenforschung, Oberschleißheim (Neuherberg); Leistung: 1 MW, Betrieb 1972–1982)
• Forschungsreaktor TRIGA Heidelberg I (Deutsches Krebsforschungszentrum, Heidelberg; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1966–1977)
• Forschungsreaktor TRIGA Heidelberg II (Deutsches Krebsforschungszentrum, Heidelberg; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1978–1999)
• Rossendorfer Forschungsreaktor (Zentralinstitut für Kernforschung (ZfK); Leistung: 10 MW, Betrieb 1957–1991)
• Berliner Experimentier-Reaktor II, Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (bis 2008 Hahn-Meitner-Institut Berlin; Leistung: 10 MW, Betrieb 1973–2019)

Keine Betriebserlaubnis

Der folgende Forschungsreaktor erhielt keine Betriebsgenehmigung:

• Forschungsreaktor Frankfurt-2 (Universität Frankfurt, Frankfurt am Main; Leistung 1 MW, gebaut 1973–1977)

Daneben wurden während des Zweiten Weltkriegs im deutschen Uranprojekt eine Reihe von Versuchsreaktoren konstruiert, die jedoch allesamt nicht kritisch wurden. Der letzte dieser Versuche war der Forschungsreaktor Haigerloch, ein Schwerwasserreaktor, der von Forschern des Kaiser-Wilhelm-Institut für Physik im März/April 1945 in einem Felsenkeller im hohenzollerischen Haigerloch aufgebaut wurde.

Fachartikel

• Brian Dodd, Thomas J Dolan, Michele Laraia, Iain Ritchie: Perspectives on research reactor utilization. In: Physica B: Condensed Matter. Band 311, Nr. 1–2, Januar 2002, S. 50–55, doi:10.1016/S0921-4526(01)01055-9 (englisch). 

Fachbücher, Kapitel und Andere

• Gilles Bignan, Philippe Fougeras, Patrick Blaise, Jean-Pascal Hudelot, Frédéric Mellier: Reactor Physics Experiments on Zero Power Reactors. In: Dan Gabriel Cacuci (Hrsg.): Handbook of Nuclear Engineering. Springer US, Boston, MA 2010, ISBN 978-0-387-98130-7, S. 2053–2184, doi:10.1007/978-0-387-98149-9_18 (englisch). 
• Ehud Greenspan (Hrsg.): Research Reactors (= Encyclopedia of Nuclear Energy. Band 4, Nr. 11). Elsevier, Amsterdam 2021, ISBN 978-0-12-819732-5 (englisch). 
• IAEA: Applications of Research Reactors. IAEA, 2014, ISBN 978-92-0-145010-4 (englisch, iaea.org). 
• IAEA: History, Development and Future of TRIGA Research Reactors (= Technical Reports Series. Band 482). IAEA, Vienna 2016, ISBN 978-92-0-102016-1 (englisch, iaea.org). 
• Mihály Makai, János Végh: Reactor Core Monitoring (= Lecture Notes in Energy. Band 58). Springer International Publishing, Cham 2017, ISBN 978-3-319-54575-2, doi:10.1007/978-3-319-54576-9 (englisch). 
• Jean Couturier, Hassan Abou Yéhia, Emmanuel Grolleau: Elements of nuclear safety – Research reactors (= Collection sciences et techniques). EDP sciences, Les Ulis 2019, ISBN 978-2-7598-2356-7 (englisch, edp-open.org – Open Access). 
• Genichiro Wakabayashi, Takahiro Yamada, Tomohiro Endo, Cheol Ho Pyeon: Introduction to Nuclear Reactor Experiments. Springer Nature Singapore, Singapore 2023, ISBN 978-981-19-6588-3, doi:10.1007/978-981-19-6589-0 (englisch). 

Historisch

• Clifford K. Beck (Hrsg.): Nuclear Reactors for Research (= James G. Beckerley [Hrsg.]: Geneva Series on the Peaceful Uses of Atomic Energy). D. Van Nostrand, Princeton, NJ 1957 (englisch, archive.org). 
• T E Cole, A M Weinberg: Technology of Research Reactors. In: Annual Review of Nuclear Science. Band 12, Nr. 1, Dezember 1962, S. 221–242, doi:10.1146/annurev.ns.12.120162.001253 (englisch). 
• Wolfgang Cartellieri, Alexander Hocker, Albrecht Weber (Hrsg.): Taschenbuch für Atomfragen 1964. Festland Verlag, Bonn 1964 (Die Tabelle "Forschungs-, Unterrichts-, Prüf-, und Meßreaktoren in der BRD einschließlich Berlin (West)" hat alle Kenndaten zu allen Reaktoren).