Kernfusionsreaktor


Kernfusionsreaktor
Ein Deuterium- und ein Tritium-Atomkern verschmelzen zu einem Heliumkern unter Freisetzung eines schnellen Neutrons. Die Kernfusion könnte den Energiebedarf der Menschheit auf Jahrtausende hinaus decken.

Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Einrichtung, in der eine kontrollierte Kernfusion abläuft. Die bis dato gebauten Fusionsreaktoren befinden sich im Versuchsstadium, das Ziel ist die Nutzbarmachung der Kernfusion zur kommerziellen Energieerzeugung. Da Kernfusionen erst bei extrem hohen Temperaturen ablaufen, sind die technischen Hürden äußerst hoch. Mit einem ersten kommerziell tauglichen Fusionsreaktor ist erst im Jahre 2050 zu rechnen.

Kernfusionskraftwerke hätten gegenüber den auf der Kernspaltung basierenden Kernkraftwerken die Vorteile eines sehr viel größeren Brennstoffvorrats, höherer Anlagensicherheit und der fast gänzlichen Vermeidung radioaktiver Abfälle. In der Hoffnung, den künftigen Energiebedarf mittels der Kernfusion decken zu können, arbeiten die großen Industrieländer seit den 1960er Jahren an der Entwicklung der erforderlichen Technologien. Die aktuell im Bau befindlichen Versuchsreaktoren sind ITER und Wendelstein 7-X.

Inhaltsverzeichnis

Grundprinzip

Hauptartikel: Kernfusion

Im Innern eines Fusionsreaktors verschmelzen Atomkerne miteinander und geben Energie in Form von Neutronenstrahlung und Bewegungsenergie des entstandenen Produktkerns ab. Zur Fusion unter technisch herstellbaren Bedingungen sind nur bestimmte leichte Nuklide geeignet. Auch in der Sonne laufen seit Jahrmilliarden Kernfusionsprozesse ab, allerdings sind die dort wirksamen Kernreaktionen – Proton-Proton-Reaktion und CNO-Zyklus – für eine technische Nutzung auf der Erde ungeeignet.

Damit es zwischen zwei Atomkernen zur Fusionsreaktion kommt, muss ihre gegenseitige elektrische Abstoßung überwunden werden. Für kernphysikalische Untersuchungen lässt sich dies durch Beschleunigung von Ionen in Teilchenbeschleunigern erreichen. Aus solchen Laborversuchen sind die Eigenschaften der für die Energiegewinnung geeigneten Kernfusionsreaktionen gut bekannt. Jedoch wird bei einem solchen Experiment insgesamt viel mehr Energie aufgewendet, als durch die Reaktion freigesetzt wird.

Der Betrieb eines zur Stromerzeugung geeigneten Kraftwerks ist auf diese Weise nicht möglich. Dort müssen die Kernreaktionen – ähnlich wie chemische Reaktionen in einer Flamme – von selbst ablaufen, d. h. ohne ständige äußere Energiezufuhr zur Beschleunigung der Atomkerne. Eine solche Energiezufuhr ist allerdings für das anfängliche Aufheizen auf die zur Fusion notwendige kinetische Energie der Atomkerne nötig, die einer Temperatur von über 100 Millionen Grad Celsius entspricht. Um die Fusions-Kettenreaktion einzuleiten, wird daher zunächst ein Plasma hergestellt und durch Energiezufuhr von außen erhitzt. Bei ausreichend hoher Temperatur und Dichte "zündet" dann die Reaktion von selbst. Danach dient ein Teil der bei den Verschmelzungen gewonnenen Energie zur Aufrechterhaltung der Temperatur. Der verbleibende Energieüberschuss wird zur Aufheizung eines Kühlmittels genutzt, z. B. Wasser oder Helium (näheres siehe technische Blanketkonzepte). Bei Helium oder anderen Kühlmitteln als Wasser muss ein Wärmetauscher dazwischengeschaltet werden, der seinerseits Wasser erhitzt. Wasserdampf treibt dann über eine Dampfturbine einen Generator zur Stromerzeugung an wie in herkömmlichen Kraftwerken.

Geschichte

Grundlagenforschung

Erste theoretische Konzepte zur kontrollierten Kernfusion als Energietechnologie wurden schon während der Entwicklungsphase der Atombombe unter anderem durch Edward Teller und Enrico Fermi entwickelt. Eine der Ideen war, ein äußerst heißes Deuterium-Tritium-Plasma durch ein Magnetfeld einzuschließen. In England wurde nach dem Zweiten Weltkrieg das erste zivile Forschungsprogramm zur Nutzung der Kernfusion gestartet. George Paget Thomson und Moses Blackman entwickelten hier die Idee zum Einschluss eines ringförmigen Deuterium-Plasmas mittels Magnetfeld und dem Aufheizen mittels Hochfrequenzwellen.

Erste Stellaratoren und Tokamaks

Dieses Konzept wurde in den folgenden Jahren in zwei Varianten unabhängig voneinander in den USA und der Sowjetunion weiterentwickelt. In den USA entwickelte Lyman Spitzer den Stellarator, der ab 1951 im Rahmen von Projekt Matterhorn und Projekt Sherwood, u. a. an der Universität in Princeton erforscht wurde.[1][2] Der Stellarator erwies sich bald als zu kompliziert, da die komplexe Geometrie seiner Magnetfeldspulen für die Forscher ein damals unüberwindliches Hindernis darstellte. Erst gegen Ende des 20. Jahrhunderts konnten die nötigen Berechnungen dank leistungsfähiger Computer durchgeführt werden, wodurch der aktuelle Bau des Test-Stellarators Wendelstein 7-X in Greifswald möglich wurde.

In der Sowjetunion wurde 1952 durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses vorgestellt, der Tokamak. Hier trägt ein in dem Plasma erzeugtes Magnetfeld zu dessen Einschluss bei. Dieses einfachere Design sollte zur Grundlage fast aller folgenden Fusionsexperimente werden.

Aktuelle Entwicklungen in der EU und den USA

Alle diese ersten Versuche fanden unabhängig voneinander und unter strenger Geheimhaltung statt. Im Jahre 1956 brach der Physiker Igor Wassiljewitsch Kurtschatow, der frühere Leiter des sowjetischen Atombomben-Programms, mit einem Fachvortrag im englischen Forschungszentrum Harwell die Geheimhaltung. Auf der zweiten internationalen Atomkonferenz in Genf wurde 1958 erstmals eine Offenlegung der Ergebnisse und eine stärkere internationale Zusammenarbeit beschlossen, nicht zuletzt auf Grund der großen technologischen Schwierigkeiten, auf die die einzelnen nationalen Forschungsprogramme gestoßen waren.

In Europa wurde 1958 der Euratom-Vertrag geschlossen, den zunächst sechs europäische Länder unterzeichneten, die sich damit verpflichteten, im Bereich der Kernenergie und Kernforschung zusammenzuarbeiten. Dies führte 1973 zum Beschluss des Baus des aktuell größten Tokamaks, des Joint European Torus (JET) in Culham in Großbritannien, der 1983 in Betrieb ging. Am JET konnte am 9. November 1991 erstmals eine nennenswerte Energiemenge aus kontrollierter Kernfusion freigesetzt werden: ein Deuterium-Tritium-Plasma lieferte zwei Sekunden lang eine Leistung von 1,8 Megawatt. 1997 wurde dann eine Fusionsleistung von 16 Megawatt erreicht, wobei für die Plasmaheizung bei diesem Versuch allerdings 24 Megawatt erforderlich waren.

In Konkurrenz zum europäischen Projekt konnte das amerikanische Projekt TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) an der Princeton University, das von 1983 bis 1997 in Betrieb war und wesentlich von Harold Furth konzipiert und lange geleitet wurde, ähnliche Erfolge vorweisen. In Princeton war seit 1968, als die sowjetischen Forscher mit ihrem Tokamak-3 einen für den Westen überraschenden Temperaturrekord aufgestellt hatten, neben dem Stellaratorkonzept auch intensiv an Tokamak-Projekten gearbeitet worden.

Eine positive Energiebilanz, also die Gewinnung von mehr Energie als zur Heizung des Plasmas aufgebracht werden muss, soll erstmals im zukünftigen internationalen Fusionsreaktor ITER verwirklicht werden, der aktuell im südfranzösischen Forschungszentrum Cadarache im Bau ist. Dieser soll den Weg ebnen für DEMO, das erste Fusionsreaktorkraftwerk, das Strom erzeugt und damit die kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion nachweisen soll.

Brennstoffe

Deuterium-Tritium

Am geringsten ist die Abstoßung offensichtlich zwischen Atomkernen, die nur je eine einzige Elementarladung tragen. Dies sind die Isotope des Wasserstoffs. Die Fusionsreaktion zwischen den Wasserstoffisotopen Deuterium und Tritium:

 \mathrm{D + T \ \rightarrow \ \! ^4He + n + 17{,}6 \; MeV} \ \

(siehe auch Kernfusion) zeichnet sich durch einen hohen Energiegewinn und einen ausreichenden Wirkungsquerschnitt (Reaktionswahrscheinlichkeit) bei technisch erreichbaren Plasmatemperaturen aus. Ein Deuterium-Tritium-Gemisch, im Folgenden kurz „DT“, ist daher der Fusionsbrennstoff, auf dem bis jetzt die gesamte Fusionstechnologie – die zivile ebenso wie die der Kernwaffen – beruht. Die Möglichkeit zur Freisetzung großer Energiemengen durch die DT-Reaktion wird durch die Wasserstoffbombe demonstriert, in der diese Reaktion explosionsartig abläuft. Die erste kontrollierte Fusions-Kettenreaktion mit nicht nur unerheblicher DT-Reaktionsrate gelang 1970 mit der Anlage Tokamak-3 in der Sowjetunion.

Sonstige Brennstoffe

Bestimmte andere Fusionsreaktionen und damit -brennstoffe (siehe folgende Abschnitte) hätten Vorteile gegenüber DT, z. B. hinsichtlich Radioaktivität und hinsichtlich leichter Nutzbarmachung der gewonnenen Reaktionsenergie. Sie stellen aber – wegen kleineren Energiegewinns pro Einzelreaktion, viel höherer nötiger Plasmatemperaturen und/oder mangelnder Verfügbarkeit auf der Erde – bis auf Weiteres nur rein theoretische Möglichkeiten dar.

Deuterium-Deuterium

In den bisherigen Versuchsanlagen wird fast ausschließlich reines Deuterium als Brennstoff verwendet, denn die meisten technischen Probleme der Herstellung und Erhaltung eines Fusionsplasmas können auch damit untersucht werden. Für die DD-Fusion ist kein Erbrüten des Brennstoffs nötig, Deuterium ist nicht radioaktiv und die Abstoßung zwischen den Reaktionspartnern ist nicht größer als bei der DT-Reaktion. Zwei Reaktionsverläufe sind möglich:

 \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + \mathrm{T} + 4{,}032 \; \mathrm{MeV}
 \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 3{,}268 \; \mathrm{MeV}

Für eine Kraftwerksnutzung sind die Nachteile gegenüber DT der viel kleinere Energiegewinn und der viel kleinere Wirkungsquerschnitt, was die erforderliche Einschlusszeit erhöht. Das Plasma ist durch das entstehende Tritium nicht ganz frei von Radioaktivität. Als Folgereaktionen treten im DD-Plasma zusätzlich auf:

 \mathrm{p} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ {}^4\!\,\mathrm{He} + \gamma + 19{,}814 \; \mathrm{MeV}
 \mathrm{D} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}589 \; \mathrm{MeV}
 \mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}
 \mathrm{T} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 11{,}332 \; \mathrm{MeV}

Deuterium–Helium-3 und Helium-3–Helium-3

Der Helium-3-Kern ähnelt dem Tritiumkern; einzig die Anzahl an Neutronen und Protonen ist vertauscht. Die D-3He-Reaktion (oben als Folgereaktion der Deuterium-Deuterium-Fusion erwähnt) liefert dementsprechend einen Helium-4-Kern und ein Proton von etwa 14 MeV Energie. Allerdings muss die höhere Abstoßung des doppelt geladenen Helium-3-Kerns überwunden werden. Die Umsetzung der kinetischen Energie des Protons in nutzbare Form wäre einfacher als beim Neutron aus der DT-Reaktion. Gleichzeitig würden aber auch Deuteriumionen untereinander zu Protonen und Tritium reagieren. Das Tritium kann mit Deuterium fusionieren, wobei Helium sowie ein Neutron entsteht. Frei von Neutronen ist also auch dieser Brennstoff nicht, aber die Strahlenschadens- und Radioaktivitätsprobleme wären geringer.

In einem allein mit 3He betriebenen Fusionsreaktor gäbe es so gut wie keine Radioaktivität. Allerdings müssten für die Reaktion

 \mathrm{^3He + \! ^3He \ \rightarrow \ ^4He + \ 2 \ p + 13 \; MeV}

noch größere Abstoßungskräfte überwunden werden.

Eine grundsätzliche Schwierigkeit liegt in der Verfügbarkeit von 3He, das auf der Erde nur in geringer Menge vorhanden ist. Größere Mengen 3He sind in Mondgestein nachgewiesen worden. Für eine mögliche Gewinnung auf dem Mond und Transport zur Erde müsste die sichere technische Machbarkeit nachgewiesen und das Kosten-Nutzen-Verhältnis abgewogen werden.

Schwere Brennstoffe

Es ist vorgeschlagen worden, Nuklide wie Lithium, Beryllium oder Bor zu fusionieren. Derartige Reaktionen würden wenige Neutronen freisetzen und – wie auch D + 3He – die Energie stattdessen in Form geladener Teilchen abgeben, also leichter zu nutzen sein.

Allerdings sind die erforderlichen Bedingungen für diese Reaktionen noch viel schwieriger zu erreichen, weil es sich um mehrfach geladene Atomkerne mit entsprechend stärkerer Abstoßung handelt. Zum Beispiel müsste für die Bor-Reaktion

 \mathrm{^{11}B + \! p \ \rightarrow \ 3 \ ^4He}

im Vergleich zur Tritium-Reaktion die Temperatur 10-mal höher und die Einschlusszeit 500-mal länger sein. Selbst dann ist die Leistungsdichte nur 1/2500. Weil keine sekundären Neutronen entstehen, bezeichnet man diesen Reaktionskanal auch als neutronenlose Fusion.

D-T-Fusionsreaktoren

Grundprinzip

Für den Betrieb eines kontinuierlich laufenden Fusionsreaktors muss eine Vielzahl an technischen Schwierigkeiten überwunden werden. So ist auf diesen Gebieten noch viel Forschungsaufwand notwendig, bis ein praktisch nutzbarer und wirtschaftlich rentabler Fusionsreaktor gebaut werden kann.

Ein DT-Fusionsreaktor muss neben der Gewinnung und technischen Nutzbarmachung der Energie auch, ähnlich einem Brutreaktor, den Brennstoff Tritium aus Lithium erbrüten, da Tritium als natürliche Ressource nicht vorhanden ist. Der Reaktor ist dazu von einem Brutmantel, dem Blanket, umgeben. Tritium ist radioaktiv. Es emittiert allerdings nur eine Betastrahlung mit geringer Maximalenergie und ohne begleitende Gammastrahlung. Im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors wird es nur einen relativ kleinen Beitrag darstellen (siehe auch Abschnitt „Umweltaspekte und Sicherheit“).

Die Nutzenergie des DT-Reaktors tritt in Form sehr schneller Neutronen auf. Die große Neutronenflussdichte und die hohe Energie der Neutronen (14,1 MeV) stellen ganz spezielle Anforderungen an die Materialien der Anlage. Metallische Werkstoffe werden nicht nur wie bei Kernspaltungsreaktoren durch Versprödung, sondern zusätzlich durch Schwellung geschädigt (aufgrund von (n,p)- und (n,alpha)-Kernreaktionen, die im Metallgefüge Gas, Wasserstoff bzw. Helium, erzeugen). Außerdem werden durch Kernreaktionen in den Materialien radioaktive Nuklide gebildet. Um möglichst wenige davon zu erzeugen, die zudem möglichst geringe Halbwertszeiten aufweisen sollten, können nur Materialien aus bestimmten Elementen verwendet werden. Das Strukturmaterial von ITER ist zwar noch ein üblicher austenitischer Chrom-Nickel-Edelstahl. Für zukünftige Kraftwerksreaktoren sind solche Stähle aber nicht brauchbar, weil aus dem Nickelanteil große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden Cobalt-60 entstehen würden.

Die Werkstoffentwicklung ist daher ein entscheidend wichtiger Teil der Fusions-Entwicklungsprogramme. Sie konzentriert sich auf nickelfreie, ferritisch-martensitische Stähle; daneben werden auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) untersucht.

Plasmaeinschluss und Lawson-Kriterium

Für eine selbsterhaltende energetische Kettenreaktion, die mehr Energie liefert, als zu ihrer Einleitung aufgewendet wurde, muss bei gegebener Temperatur des DT-Plasmas das Produkt aus der Plasmadichte und der Einschlussdauer, während der diese Dichte und Temperatur aufrechterhalten bleiben, einen bestimmten Mindestwert übersteigen (Lawson-Kriterium). Das Plasma muss dabei so eingeschlossen werden, dass es nicht mit Materie (Gefäßwand) zusammenstößt, weil es sonst sofort auskühlen würde.

Diese Bedingung kann auf zwei ganz verschiedene Arten erfüllt werden:

  • mit mäßig hoher Plasmadichte und dauerhaftem – mindestens minutenlangem – Einschluss des Plasmas durch Magnetfelder;
  • mit extrem hoher Plasmadichte und sehr kurz dauerndem Einschluss (Nanosekunden), der durch die Massenträgheit des Plasmas selbst bewirkt wird.

Die technologische Entwicklung zur zivilen Nutzung der Fusionsenergie umfasst bis heute fast nur die magnetische Einschlussmethode.

Reaktorkonzepte mit magnetischem Einschluss

In Tokamaks und Stellaratoren schließt ein torusförmiges, verdrilltes Magnetfeld das Plasma ein. Tokamaks erzeugen die Verdrillung durch Induzieren eines elektrischen Stroms in das Plasma, Stellaratoren haben stattdessen spezielle, komplizierte Formen der Magnetfeldspulen.

Der Tokamak ist das am weitesten fortgeschrittene und international mit ITER (siehe oben) verfolgte Konzept. Er hat jedoch den prinzipbedingten Nachteil, dass sein Betrieb nicht kontinuierlich, sondern nur gepulst, das heißt mit regelmäßigen kurzen Unterbrechungen, möglich ist. Deshalb wird als Alternative auch die Stellarator-Entwicklungslinie mit öffentlichen Forschungsmitteln unterstützt.

Ein Netto-Energiegewinn erfordert

  • relativ große Reaktorgefäße (vgl. ITER-Abbildung und Technische Daten), da nur in diesen genügend hohe Plasmatemperaturen erreicht und gehalten werden können,
  • den Einsatz supraleitender Magnetspulen, damit deren elektrischer Energieverbrauch gering bleibt.

Auch einige existierende Versuchsanlagen (LHD, Tore Supra) und die im Bau befindlichen Wendelstein 7-X und ITER verwenden bereits supraleitende Spulen.

Bemerkung zur Terminologie: Mit der Bezeichnung „Reaktor“ ist meist die Gesamtanlage gemeint, die schon bei den heutigen Versuchseinrichtungen aus vielen Teilen besteht: mindestens aus dem Plasmagefäß, der Magnetspulenanordnung mit Stromversorgung und ggf. einer kryotechnischen Anlage, Plasma-Heizeinrichtungen sowie Messeinrichtungen. Beim zukünftigen Fusionskraftwerk kommen noch das Blanket (Reaktormantel) mit Kühlkreislauf, eine Anlage zur Tritiumaufarbeitung, der/die Dampferzeuger und Turbinen-Generator-Sätze dazu.

Herstellen und Aufheizen des Plasmas

Um den Prozess in Gang zu bringen, müssen in das viele Kubikmeter große, fast völlig evakuierte Reaktionsgefäß einige Gramm Deuterium-Tritium-Gasgemisch eingelassen und dann von außerhalb des Reaktionsgefäßes zu einem Plasma von etwa 100 Millionen Grad aufgeheizt werden. Die Teilchendichte (Zahl der Teilchen pro Volumen) entspricht dann noch immer einem Hochvakuum, aber wegen der hohen Temperatur übt das Plasma einen Druck der Größenordnung 1 Bar aus, der durch das Magnetfeld gehalten werden muss.

Für das Aufheizen werden verschiedene Methoden entwickelt:

  • Elektrisches Aufheizen: Plasma ist ein elektrischer Leiter und kann mittels eines induzierten elektrischen Stromes aufgeheizt werden. Dabei wirkt das Plasma wie die Sekundärspule eines Transformators. Allerdings steigt die Leitfähigkeit des Plasmas mit steigender Temperatur, so dass der dem Strom entgegengesetzte Widerstand ab etwa 20–30 Millionen Grad bzw. 10 keV nicht mehr ausreicht, das Plasma stärker zu erwärmen.
  • Neutralteilchen-Einschuss: Beim Einschießen schneller neutraler Atome in das Plasma („neutral beam injection“, kurz NBI) bewirkt die kinetische Energie der Atome – die im Plasma sofort ionisiert werden – das Aufheizen des Plasmas.
  • Ionen-Einschuss: Ionen- oder Schwerionenstrahlen werden in das Plasma geschossen. Diese lassen sich relativ leicht erzeugen und beschleunigen und tragen eine sehr hohe Energie in das Plasma.
  • Magnetische Kompression: Das Plasma kann wie ein Gas durch schnelles („adiabatisches“) Zusammenpressen erwärmt werden. Ein Magnetfeld ist geeignet, das Plasma zusammenzupressen. Ein zusätzlicher Vorteil dieser Methode ist, dass zugleich die Plasmadichte erhöht wird.
  • Elektromagnetische Wellen: Mikrowellen können die Ionen und Elektronen im Plasma auf ihren Resonanzfrequenzen anregen und somit Energie in das Plasma übertragen. Diese Methoden des Aufheizens werden „ion cyclotron resonance heating“ (ICRH), „electron cyclotron resonance heating“ (ECRH) und „lower hybrid resonance heating“ (LHRH) genannt.

Wenn die Fusionsreaktion dann als energetische Kettenreaktion abläuft, geben die gebildeten Heliumkerne ihre Energie – ein Fünftel der Energieausbeute der Kernreaktion (3,5 MeV) – durch Stöße an Deuterium- und Tritiumkerne ab und erhalten so die notwendige Plasmatemperatur aufrecht.

Nachfüllen des Brennstoffs

Zum Nachfüllen von Brennstoff während der Brenndauer des Plasmas hat sich das Hineinschießen von „Pellets“ aus einem gefrorenen Deuterium-Tritium-Gemisch in das Gefäß als geeignete Technik erwiesen. Solche Pellets mit einer Masse von beispielsweise 1 mg werden hierfür durch eine Zentrifuge oder pneumatisch (mit einer Art Gasgewehr) auf eine Geschwindigkeit in der Größenordnung 1000 m/s gebracht. Diese Nachfüllmethode gestattet es, durch die Wahl der Einschussstelle und der Pelletgeschwindigkeit die räumliche Dichteverteilung des Plasmas gezielt zu beeinflussen.

Entfernen von Helium und Verunreinigungen

Das Reaktionsprodukt Helium-4 sowie unvermeidlich aus dem Wandmaterial herausgeschlagene Kerne wirken als Verunreinigungen und müssen ständig aus dem Plasma entfernt werden. Alle haben höhere Ladungszahlen als die Wasserstoffisotope und werden infolgedessen magnetisch stärker abgelenkt. Zu ihrer Entfernung werden Divertoren entwickelt, die mit einem Hilfs-Magnetfeld die unerwünschten Ionen aus dem Plasma heraus auf besondere, am Rande des Torus montierte Prallplatten lenken. Dort kühlen sie ab und fangen dadurch wieder Elektronen ein, d. h. sie werden zu neutralen Atomen. Diese werden von Magnetfeldern nicht beeinflusst und können von der ständig für Hochvakuum sorgenden Absauganlage ausgeschleust werden.

Abfuhr und Nutzung der freigesetzten Energie

Von der Energieausbeute der Kernreaktion (pro Einzelreaktion 17,6 MeV) treten vier Fünftel, also 14,1 MeV, als Bewegungsenergie des erzeugten Neutrons auf. Die Neutronen werden vom Magnetfeld nicht beeinflusst, durchdringen leicht die Wand des Plasmagefäßes und gelangen damit in das Blanket, wo sie zunächst durch Stöße ihre Energie als nutzbare Wärme abgeben und danach zum Erbrüten je eines Tritiumatoms dienen. Mit dieser Wärme wird – wie in anderen Kraftwerken, z. B. auch Kernkraftwerken – Wasserdampf erzeugt, der in herkömmlicher Weise Turbinen mit angekoppelten Stromgeneratoren antreibt.

Reaktoren mit inertiellem oder Trägheitseinschluss

Hauptartikel: Trägheitsfusion

In einem Trägheitseinschluss-Fusionsreaktor würden, stark vereinfacht gesagt, sehr kleine Wasserstoffbomben in einem Reaktorgefäß gezündet werden. Das Problem, die nötige Zündenergie genügend schnell (innerhalb weniger Nanosekunden) in ein Zielvolumen von weniger als einem Kubikzentimeter zu bringen, lässt sich mittels Laserstrahlen oder Ionenstrahlen aus Teilchenbeschleunigern lösen. Der dadurch extrem schnell aufgeheizte Brennstoff – beispielsweise 2,5 Milligramm DT, also rund 3×1020 Atompaare – wird durch Rückstoßeffekte zu einem Plasma sehr hoher Dichte, dessen Fusionsprozess insgesamt eine Energie von 1 GJ freisetzt. Die Reaktion läuft nur so lange ab, wie der Brennstoff durch seine Massenträgheit zusammenhält (Picosekunden), aber wegen der Dichte genügt dies für einen großen Netto-Energiegewinn. In einem Reaktor dieser Art würden pro Sekunde mehrere eingeschossene DT-„Targets“ abbrennen.

Für Trägheitseinschluss-Reaktoren gibt es bisher (2008) zwar veröffentlichte Konzeptstudien, aber keine Versuchsreaktoren. Im Bau befinden sich Anlagen (National Ignition Facility in USA und Laser Mégajoule in Frankreich), in denen frühestens ab 2010 die Zündung von Fusionsplasmen mit Laserstrahlen erreicht werden soll. Erklärter Zweck der Versuche ist es, die eingestellten früheren Kernwaffentests zu ersetzen. Die zu erwartenden physikalischen Grundlagenerkenntnisse würden jedoch auch einer zivilen Reaktorentwicklung nützen. Laserstrahlen werden verwendet, weil Hochleistungslaser beispielsweise schon im Rahmen des SDI-Projektes weit entwickelt worden sind. Für Reaktorkraftwerke, also Anlagen mit Netto-Energiegewinn, sind jedoch gerade Laser wegen ihrer geringen Wirkungsgrade kaum geeignet.

Alternative Konzepte

Andrei Sacharow, einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion, hat auch eine Art katalytische Beschleunigung der Fusions-Kettenreaktion mittels Myonen vorgeschlagen (siehe Myon). Das Verfahren ist physikalisch plausibel, aber eine Netto-Energiegewinnung würde voraussichtlich am hohen Energieaufwand für die Erzeugung der Myonen infolge zu geringer Wirkungsgrade von Teilchenbeschleunigern scheitern. Die Erzeugung einer Kernfusions-Kettenreaktion ohne Plasma, eine sogenannte Kalte Fusion, konnte bislang nicht reproduzierbar demonstriert werden.

Liste von Versuchsanlagen

Tokamaks

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Im Betrieb befindliche größere Tokamaks

Im Bau

Stellaratoren

Beendete Experimente

Im Betrieb

Im Bau

Trägheitseinschluss (Laserfusion)

  • NIF
  • NLUF
  • Laser Mégajoule (Frankreich)

Andere

Neutronenbilanz bei der Deuterium-Tritium-Fusion

Hauptartikel: Blanket

Pro Fusionsreaktion eines Deuterium- und Tritium-Kerns zum Helium-4-Kern entsteht jeweils ein Neutron, welches den überwiegenden Teil der Fusionsenergie aufnimmt. Zugleich wird ein Neutron benötigt, um über die folgende Kernreaktion das verbrauchte Tritium-Atom aus einem Lithium-6-Atom nachzuproduzieren:

 \mathrm{^6Li \ + \ n \longrightarrow \ ^4He\ +\ T\ + \ 4,78\ MeV}

Allerdings wird es nie gelingen, alle per Fusion erzeugte Neutronen derart zur Tritium-Gewinnung einzusetzen. Zudem zerfällt ein kleiner Teil des Tritiums radioaktiv, bevor es in der Fusionsreaktion verbraucht wird. Folglich würde ein nur mit Lithium-6 betriebener Fusionsreaktor neben der Tritium-Eigenproduktion auf einen dauerhaften Nachschub von außen angewiesen sein. Dazu wären nach dem derzeitigen Stand der Technik der Betrieb eines herkömmlichen Kernspaltungskraftwerks oder der energieaufwändige Betrieb einer intensiven Spallations-Neutronenquelle erforderlich.

Es gibt auch eine Tritium produzierende Reaktion zwischen einen Neutron und Lithium-7. Da bei dieser fast 2,5 MeV an Energie verbraucht werden, kann sie nur stattfinden, wenn hochenergetische Neutronen aus der Fusionsreaktion direkt auf Lithium-7 treffen. Dazu wurde in früheren Reaktorkonzepten vorgesehen, ein Blanket aus Lithium als innere Verkleidung der Brennkammer anzubringen:

 \mathrm{^7Li \ + \ n \longrightarrow \ ^4He\ +\ T\ +\ n\ - \ 2,466\ MeV}.

Da hier ein Tritium-Atom erzeugt und zugleich wieder ein Neutron freigesetzt wird, das mit Lithium-6 ein weiteres Tritium-Atom erzeugen kann, ist es möglich, dass zwei Tritium-Atome aus einem Neutron erbrütet werden. Gelänge es, die meisten Neutronen zumindest zur Erzeugung von einem Tritium-Atom zu nutzen, und zusätzlich einen gewissen Anteil der Neutronen je zwei Tritium-Atome erzeugen zu lassen, wäre eine Eigenversorgung des Fusionsreaktors mit Tritium möglich.

Alternativ zur Lithium-7-Reaktion können im Blanket Beryllium oder Blei mittels ihrer (n,2n)-Kernreaktionen zur Neutronenvermehrung eingesetzt werden; alle neueren Blanketkonzepte sehen zur Erreichung eines Tritium-Brutverhältnisses (Tritium Breeding Ratio, TBR) oberhalb 1,0 eine dieser beiden Möglichkeiten vor. Die (n,2n)-Kernreaktion an diesen Materialien hat eine Energieschwelle knapp oberhalb 2 MeV. Beide freigesetzten Neutronen können dann mit Lithium-6 weiterreagieren:

\mathrm{\,^9Be + n \rightarrow 2\, \,^4He + 2\,n - 1,57\,MeV}.

Kommerzielle Fusionsreaktoren müssen so ausgelegt werden, dass eine leichte Tritium-Überproduktion möglich ist. Über den Anreicherungsgrad des Lithiums kann dann das Tritium-Brutverhältnis auf 1,0 ein- und nachgeregelt werden.

Pro und Contra

Tritiumgewinnung

Das für den Versuchsbetrieb von ITER benötigte Tritium – für die vorgesehene Laufzeit insgesamt einige Kilogramm – wird entweder aus Schwerwasserreaktoren als Abfallprodukt stammen oder kann aus Lithium-6 in Kernspaltungsreaktoren hergestellt werden.

Diese bisher einzigen Quellen könnten jedoch bei weitem nicht genügend Tritium für Fusionskraftwerke liefern. Der Jahresverbrauch eines Fusionskraftwerks mit 1000 MW elektrischer Leistung wird etwa 100 kg Deuterium und 150 kg Tritium betragen. Die wirtschaftlich vernünftige Gewinnung von Tritium in solchen Mengen ist nur durch die Herstellung aus Lithium nach den im Abschnitt "Neutronenbilanz" genannten Reaktionen in der Fusionsanlage selbst (siehe Blanket) mittels der ohnehin vorhandenen freien Neutronen möglich.

Die technologische Entwicklung dieser Tritiumgewinnung ist eine entscheidende Aufgabe in den Fusionstechnikprogrammen. Ob dieses Erbrüten von Tritium mit ausreichender Effizienz möglich ist, konnte bisher nicht in der Praxis untersucht werden, da es noch keinen im Dauerbetrieb arbeitenden DT-Fusionsreaktor gibt. Aber nur wenn solche Anlagen ihren Tritium-Eigenbedarf decken können und die für den Start eines solchen Prozesses benötigten großen Mengen Tritium anderweitig gewonnen werden können, ist der Aufbau einer auf Fusionsreaktoren basierenden Energieversorgung möglich. Diese Frage wird in wissenschaftlichen Veröffentlichungen diskutiert.[9] Viele Fusionsforscher sehen in diesem Punkt keine prinzipiellen Probleme.[10] Manche wissenschaftlichen Kritiker wie Michael Dittmar vom CERN bezeichnen die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse jedoch als unrealistisch[11][12].

Verfügbarkeit der Brennstoffe

Deuterium ist zu etwa 0,015 % im natürlichen Wasserstoff enthalten und kann daher z. B. aus Meerwasser in praktisch unbegrenzter Menge gewonnen werden.

Tritium ist in der Natur fast nicht verfügbar, muss also wie oben erwähnt aus Lithium erzeugt werden. Da Lithium seltener vorkommt als Deuterium, stellt es die begrenzende Ressource dar. Die technisch nutzbaren Lithiumvorkommen reichen jedoch – vorausgesetzt, die Brut-Technik funktioniert – rechnerisch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für einige tausend Jahre zu decken. Lithium ist

  • langfristig vorhanden
  • leicht zu gewinnen
  • für den hier vorgesehenen Zweck ausreichend preiswert
  • weltweit verteilt (vergleiche jedoch Vorkommen von technisch nutzbarem Lithium).

Das zum Start eines ersten Fusionsreaktors nötige Tritium muss in Kernspaltungsreaktoren gewonnen werden. In mit Schwerwasser moderierten Reaktoren (siehe z. B. CANDU) fällt Tritium in einer Menge von rund 1 kg pro 5 GWa erzeugter elektrischer Energie als unvermeidliches Nebenprodukt an.

Machbarkeit und Kosten

Es ist nicht klar, inwiefern die Kernfusion mit herkömmlichen Energiequellen konkurrieren könnte, da zwar mit vernachlässigbar geringen Kosten für den Brennstoff gerechnet werden kann, der Bau der Kraftwerksanlage jedoch eine große Investition bedeutet. Abschätzungen ergeben, dass ein Kernfusionskraftwerk mit 30 Jahren Nutzungsdauer Strom zu einem konkurrenzfähigen Preis erzeugen könnte. Andere Abschätzungen sprechen von Stromerzeugungskosten, die zumindest gleich hoch sind wie die Kosten für „herkömmlichen“ Atomstrom.

Bei einer Verknappung der fossilen Energieträger wird deren Preis weiter steigen. Falls es nicht gelingt, den Welt-Energiebedarf durch effiziente Energienutzung zu beschränken und allein mit regenerativen Methoden, wie beispielsweise Solar-, Wind- oder Wasserenergie zu decken, wäre die Fusion – vorausgesetzt, sie ist dann operativ einsatzfähig – möglicherweise kostengünstiger als es herkömmlichen Stromerzeugungsmethoden dann sein würden.

Zwischen den bisherigen Kenntnissen und einem funktionierenden Prototypkraftwerk stehen noch enorme technische Probleme. Es ist nicht geklärt, ob ein Fusionsreaktor kommerziell nutzbare Energie liefern kann. Mit ITER soll gezeigt werden, dass die Vergrößerung des Reaktors das erhoffte bessere Verhältnis von aufgewendeter zu gewonnener Energie liefert. Der Nachfolger von ITER, DEMO, soll frühestens um das Jahr 2030 kommerziell nutzbare Energiegewinnung demonstrieren.

Um wirtschaftlich zu sein, müssen Fusionskraftwerke nach dem aktuellen Stand der Forschung eine Mindestbaugröße aufweisen, welche etwa den heutigen neueren Kernspaltungskraftwerken entspricht bzw. deren Größe leicht übersteigt (im Bereich zwischen 1000 und 2000 MW pro Block). Eine Integration solcher Anlagen in die zukünftigen, voraussichtlich sehr großen Verbundstromnetze wäre möglich. Allerdings bleibt die grundsätzliche Problematik großer Blöcke, nämlich das Erfordernis entsprechender Reserveleistung im Netz für Ausfälle und die Angreifbarkeit mit großen Auswirkungen.

Wie bei der Kernspaltungsenergie wird sich die Kernfusion wegen der komplexen Technologie – wenn überhaupt – nur für hoch entwickelte Länder eignen.

Umweltaspekte und Sicherheit

Fusionskraftwerke hätten

  • im Gegensatz zu herkömmlichen Kraftwerken auf Basis von Kohle, Öl oder Gas
  • im Gegensatz zu herkömmlichen Kernspaltungsreaktoren
    • keine Reaktion, die außer Kontrolle geraten (überkritisch werden) kann, da erstens die Zündbedingungen mit großem Aufwand aufrechterhalten werden müssen und die Energiefreisetzung schon bei kleinen Störungen abbricht;[14]
    • außer der Versorgung mit dem initialen Tritium-Vorrat keine Transporte radioaktiven Brennstoffs nötig, da die Ausgangsstoffe Lithium und Deuterium nicht radioaktiv sind;[15]
    • keine Produktion von radioaktiven Spaltprodukten als Abfallstoffe, jedoch sehr wohl die Produktion von radioaktiven Spaltprodukten als Zwischenprodukt (nämlich Tritium). Schätzungen besagen, dass die Anlage mit einem Vorrat von <500 g Tritium auskommt. Das verbleibende Tritium müsste nach einer Stilllegung ausreichend lang gelagert werden ([Halbwertszeit] 12 Jahre; nach 120 Jahren sind somit 99,9 % des Tritiums zerfallen) oder zur Verbrennung zu einem anderen Fusionsreaktor gebracht werden.
  • gleich wie Kernspaltungsreaktoren
    • die Neutronenaktivierung sämtlicher Anlagenteile, Kühlmittel und Baustoffe, die sich in der Nähe der aktiven Zone befinden. Die Aktivierungswirkung wäre wegen der größeren Zahl und der hohen Energie der Fusionsneutronen wahrscheinlich größer als im Spaltreaktor.
    • Anlagenteile, die so starker Neutronenstrahlung ausgesetzt sind, dass sie regelmäßig gewechselt und die bestrahlten Anlagenteile endgelagert werden müssen (bei herkömmlichen Kernreaktoren sind dieses insbesondere die Brennelementhüllen, in denen sich der Uran-Brennstoff befindet, und die zusammen mit dem Brennstoff getauscht werden, bei Fusionsreaktoren wäre es das Blanket).

Von den Fusionsforschern wird angestrebt, dass der größte Teil der aktivierten Anlagenteile nach Ende der Nutzungsdauer eines Fusionskraftwerks nur für etwa 100 Jahre kontrolliert gelagert werden muss und sich die Problematik der Endlagerung entsprechend verringert. Auf Basis dieser Elemente werden zur Zeit Materialien entwickelt, die alle Anforderungen an die Stabilität und die Dichtigkeit für das Hochvakuum erfüllen.[14]

Bisher wird davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material die hohen Neutronenflüsse eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushält.[16] Je nach Erneuerungsintervall und Größe der auszutauschenden Teile ist schwer abzuschätzen, wie viel strahlendes Material im Endeffekt entsteht, und wie lange dieses sicher gelagert werden muss.

Wegen der durch Neutronenaktivierung entstehenden Strahlung müssten Reparaturen und Wartungsarbeiten nach Inbetriebnahme ferngesteuert ausgeführt werden. Im Regelbetrieb ließe sich die Freisetzung von Radionukliden aus der Anlage – wie auch beim Kernreaktor – weitgehend reduzieren, aus physikalischen Gründen aber niemals vollständig verhindern.

DT-Fusionsreaktoren wären demnach keineswegs frei von Radioaktivitätsproblemen, aber bei guter Neutronenbilanz (d.h., die allermeisten erzeugten Neutronen werden zur Tritium-Erzeugung verbraucht und führen nicht nur Aktivierung von anderen Materialien) bezüglich Sicherheit und Umweltverträglichkeit ein Fortschritt gegenüber herkömmlichen Kernreaktoren. Wahrscheinlich ist ein Betriebszustand möglich, bei dem das mobile (also als Gas, Flüssigkeit oder niedrig siedender Feststoff vorliegende) radioaktive Inventar geringer ist als zum Beispiel bei der Katastrophe von Tschernobyl freigesetzt wurde. Kritiker weisen auf die in weiter Zukunft liegende Verfügbarkeit hin und geben zu bedenken, dass diese Aspekte erst bei einem voll entwickelten Konzept zu beantworten sind. Eine Verringerung des radioaktiven Inventars um Größenordnungen wäre erst mit anderen, heute noch utopischen Fusionsreaktionen möglich (siehe oben unter Brennstoffe).

Risiken hinsichtlich Kernwaffenverbreitung

Bereits ein paar Gramm eines Tritium-Deuterium-Gemischs können im Inneren einer Atombombe deren Energiefreisetzung und damit ihre Zerstörungskraft deutlich steigern. Die bei der Fusion zahlreich erzeugten Neutronen intensivieren die Kettenreaktion im Uran- oder Plutonium-Kernsprengstoff, dies ist als Fusions-Booster bekannt. Zwar entsteht Tritium auch als radioaktives Abfallprodukt in herkömmlichen Kernreaktoren, insbesondere in Schwerwasserreaktoren, jedoch wird es dort bisher üblicherweise nicht abgetrennt und als Reinstoff aufkonzentiert. Die Gefahr zur Proliferation geht dabei sowohl von dem Tritium selbst, als auch von dem Wissen um die Details seiner Herstellung aus.[17]

Literatur

Weblinks

Einzelnachweise

  1. Project Matterhorn Publications and Reports, 1951–1958 Princeton University Library Digital Collections, abgerufen am 25. Oktober 2010
  2. Joan Lisa Bromberg: Fusion- science, politics, and the invention of a new energy source. MIT Press, Cambridge 1982, ISBN 0-262-02180-3. S.36ff (Eingeschränkte Vorschau in der Google Buchsuche)
  3. Xinhua: Nuke fusion reactor completes test, 24. März 2006
  4. Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program
  5. The Yomiuri Shimbun: JT-60 smashes record plasma duration time, 11. Mai 2006
  6. http://www-fusion-magnetique.cea.fr/gb/cea/ts/ts.htm
  7. http://www.nfri.re.kr/english/research/kstar_operation_01.php?tab=1
  8. http://www-fusion.ciemat.es/New_fusion/en/TJII/presentacion.shtml
  9. M. E. Sawan, M. Abdou: Fusion Engineering and Design, 81 (2006) 1131–1144 Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle
  10. S. Hermsmeyer: Improved Helium cooled pebble Bed Blanket; Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA6399
  11. Michael Dittmar The Nuclear Energy Option facts and fantasies, ASPO06 Conference Cork, September 17–18, 2007
  12. Michael Dittmer, The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion? (online)
  13. Kernfusion: „Der Weg“ ist das Ziel, Günther Hasinger, Max-Planck-Institut für Plasmaphysik
  14. a b ITER & Safety, ITER Organization (englisch)
  15. ITER Fusion Fuels, ITER Organization (englisch)
  16. The Oil Drum: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion?
  17. Martin Kalinowski: International control of tritium for nuclear nonproliferation and disarmament. CRC Press, 2004, ISBN 9780415316156, S. 34.

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