Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Einrichtung, in der eine kontrollierte Kernfusion abläuft. Fusionsreaktoren befinden sich zur Zeit noch im Experimentalstadium.
Fusionskraftwerke hätten gegenüber den auf der Kernspaltung basierenden Kernkraftwerken die Vorteile eines fast unerschöpflichen Brennstoffvorrats,[1] höherer Anlagensicherheit[2] und der weitgehenden Vermeidung langlebiger radioaktiver Abfälle.[3] Das Ziel, die Kernfusion zur kommerziellen Stromerzeugung zu nutzen, wird bereits seit den 1960er Jahren verfolgt, rückt jedoch wegen enorm hoher technischer Hürden und auch aufgrund unerwarteter physikalischer Phänomene nur langsam näher.[4]
Während im Kern der Sonne Wasserstoff unter sehr hohem Druck seit Milliarden von Jahren zu Helium fusioniert, arbeiten Fusionsreaktoren mit den sehr viel reaktionsfreudigeren Wasserstoffisotopen Deuterium und Tritium. Dennoch bedarf es 150 Millionen Grad Celsius, zehnfach höherer Temperaturen als im Kern der Sonne, um trotz niedrigen Druckes die Fusionsreaktion zu zünden.
Die fortschrittlichsten, zur Zeit im Bau befindlichen Versuchsanlagen sind ITER und Wendelstein 7-X, die nach dem Prinzip des magnetischen Einschlusses in zwei verschiedenen Varianten arbeiten.
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Erste theoretische Konzepte zur Energieerzeugung mittels Kernfusion wurden bereits während der Entwicklungsphase der Atombombe entwickelt, unter anderem durch Edward Teller und Enrico Fermi. 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 verfolgten die Idee zum ringförmigen Einschluss eines Deuterium-Plasmas mittels Magnetfeld und dem Aufheizen mittels Hochfrequenzwellen.
Dieses Konzept wurde in den folgenden Jahren unabhängig voneinander in zwei Varianten 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.[5] 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 Stellarators Wendelstein 7-X in Greifswald möglich wurde.
Im Jahre 1950-1951 wurde in der Sowjetunion durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses vorgestellt, der Tokamak.[6] Mit diesem Konzept, in dem ein in dem Plasma erzeugtes Magnetfeld zu dessen Einschluss beiträgt, erzielte die Sowjetunion mit 100 Mio. °C über 10 Millisekunden einen überraschenden Temperaturrekord. Nachdem dies 1968 auch im Westen bekannt geworden war[7], wurde das einfachere Tokamak-Design zur Grundlage fast aller nachfolgenden Fusionsexperimente.
Die ersten Versuche zur Kernfusion hatten noch unabhängig voneinander und unter strenger Geheimhaltung stattgefunden. 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 wurden 1958 erstmals eine Offenlegung der Ergebnisse und eine stärkere internationale Zusammenarbeit beschlossen, nicht zuletzt auf Grund der großen technologischen Schwierigkeiten.
In Europa wurde 1958 der Euratom-Vertrag unterzeichnet, in dem sich zunächst sechs Länder verpflichteten, im Bereich der Kernenergie und Kernforschung zusammenzuarbeiten. Dies führte 1973 zum Baubeschluss des aktuell größten Tokamaks, des Joint European Torus (JET), der 1983 in Culham in Großbritannien in Betrieb ging. Am 9. November 1991 konnte am JET 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 eine Fusionsleistung von 16 Megawatt erreicht, wobei allerdings 24 Megawatt für die Plasmaheizung erforderlich waren.[8]
Seit dem sowjetischen Temperaturrekord von 1968 bereits war an der amerikanischen Princeton University neben dem Stellaratorkonzept auch intensiv an Tokamak-Projekten gearbeitet worden. Am Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) konnten ähnliche Erfolge wie am konkurrierenden europäischen JET erzielt werden; 1994 wurden 10,7 Megawatt Fusionsleistung erreicht, 1995 eine Plasmatemperatur von 510 Mio. °C.[9] Der wesentlich von Harold Furth konzipierte TFTR war von 1983 bis 1997 in Betrieb, lange auch unter dessen Leitung. Seit 1999 wird am Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) am Nachfolger National Spherical Torus Experiment (NSTX) geforscht.
Bis zu einem ersten praxistauglichen, im Dauerbetrieb arbeitenden und wirtschaftlich rentablen Fusionsreaktor sind auf den verschiedensten Gebieten noch viel Forschungsarbeit zu leisten und noch eine Vielzahl technischer Schwierigkeiten zu überwinden. Auch wegen der enormen Kosten wird die technologische Entwicklung zur zivilen Nutzung der Fusionsenergie inzwischen in internationalen Projekten vorangetrieben. Wie schon in den vergangenen Jahren wird weltweit fast ausschließlich die magnetische Einschlussmethode verfolgt.
Eine positive Energiebilanz soll erstmals im zukünftigen internationalen Fusionsreaktor ITER verwirklicht werden, der aktuell (2012) im südfranzösischen Forschungszentrum Cadarache errichtet wird. Der Reaktor soll mehr Energie liefern als zur Heizung des Plasmas aufgebracht werden muss. Die Forschungsergebnisse aus ITER sollen wiederum den Weg ebnen für DEMO, das erste Fusionskraftwerk, das, frühestens ab 2030, Strom erzeugen und damit die kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion nachweisen soll.[10]
Bei einer Kernfusion verschmelzen zwei Atomkerne zu einem neuen Kern. Kernreaktionen dieser Art können Energie freisetzen. So stammt auch die von der Sonne abgestrahlte Energie aus Kernfusionsprozessen. Seit Jahrmilliarden verschmilzt Wasserstoff im Kern der Sonne in der Proton-Proton-Reaktion sowie im CNO-Zyklus unter einem Druck von 200 Milliarden bar bei etwa 15 Millionen Grad Celsius zu Helium. Diese Fusionsprozesse sind jedoch für eine technische Nutzung auf der Erde ungeeignet.
Damit es zwischen zwei Atomkernen zur Fusionsreaktion kommt, muss die ihrer gegenseitigen Annäherung entgegenstehende elektrische Abstoßung überwunden werden. Die für eine technische Nutzung geeigneten Fusionsreaktionen sind aus Untersuchungen in Teilchenbeschleunigern gut bekannt. Bei solchen Experimenten wird jedoch für den Betrieb der Apparatur viel mehr Energie aufgewendet, als durch die Reaktion dann freigesetzt wird. Der Betrieb eines zur Stromerzeugung geeigneten Kraftwerks ist auf diese Weise nicht möglich. Ähnlich der chemischen Reaktion in einer Flamme müssen die Kernreaktionen dort vielmehr nach einem anfänglichen Aufheizen von selbst ablaufen, d. h. ohne ständige äußere Energiezufuhr. Auch sind nur bestimmte leichte Nuklide für die Fusion geeignet. Um eine kettenreaktionsartig verlaufende Fusionsreaktion einzuleiten, wird zunächst ein Plasma erzeugt und durch Energiezufuhr von außen erhitzt. Bei ausreichend hoher Temperatur und Dichte „zündet“ die Reaktion von selbst. Ein Teil der bei der Verschmelzung gewonnenen Energie dient im weiteren Prozess der Aufrechterhaltung der Temperatur.
Für eine selbsterhaltende energetische Kettenreaktion, die mehr Energie liefert, als zu ihrer Einleitung aufgewendet wurde, muss bei gegebener Temperatur das Produkt aus Plasmadichte und Einschlussdauer gemäß dem Lawson-Kriterium einen bestimmten Mindestwert übersteigen, d. h. Dichte und Temperatur müssen für eine gewisse Zeitspanne aufrechterhalten werden.
Diese Bedingung kann auf zwei ganz verschiedene Arten erfüllt werden:
Beide Prinzipien werden in Konzepten für Fusionsreaktoren verfolgt (siehe unten).
Am geringsten ist die elektromagnetische Abstoßung zwischen Atomkernen, die nur je eine einzige Elementarladung tragen, den Isotopen des Wasserstoffs. Die Fusionsreaktion zwischen Deuterium und Tritium
(siehe auch Kernfusion) zeichnet sich durch einen hohen Energiegewinn und einen ausreichenden Wirkungsquerschnitt (Reaktionswahrscheinlichkeit) bei vergleichsweise „niedrigen“, technisch realisierbaren Plasmatemperaturen aus. Aus diesem Grund ist ein Gemisch aus Deuterium und Tritium, im Folgenden kurz DT, der Fusionsbrennstoff, auf dem bis heute die gesamte Fusionstechnologie beruht – die zivile ebenso wie die militärische. Die Wasserstoffbombe beweist, dass die DT-Reaktion große Energiemengen freizusetzen vermag. Prinzipiell dieselbe Reaktion läuft in einem Fusionsreaktor kontrolliert ab.
Bei der Reaktion eines Deuterium- und eines Tritium-Kerns zu einem Helium-4-Kern entsteht ein Neutron, das den überwiegenden Teil der Fusionsenergie aufnimmt und das dazu benötigt wird, ein Tritium-Atom aus einem Lithium-6-Atom nachzuproduzieren. Diese Erbrütung von Tritium vollzieht sich gemäß folgender Kernreaktion:
Allerdings ist es auf diese Weise nicht möglich, mit allen erzeugten Neutronen weiteres Tritium zu erzeugen. Zudem zerfällt ein kleiner Teil des Tritiums radioaktiv, bevor es in der Fusionsreaktion verbraucht wird. Folglich stünde aus der Eigenproduktion nicht genügend Tritium zur Verfügung und ein ausschließlich mit Lithium-6 betriebener Fusionsreaktor wäre somit auf einen dauerhaften Nachschub von außen angewiesen, wozu nach dem derzeitigen Stand der Technik der Betrieb eines konventionellen Kernspaltungskraftwerks oder der energieaufwändige Betrieb einer intensiven Spallations-Neutronenquelle erforderlich wären.
Möglich ist die Produktion von Tritium auch durch die Reaktion eines Neutron mit Lithium-7. Aufgrund des Energieverbrauchs von fast 2,5 MeV kann diese Reaktion jedoch nur stattfinden, wenn hochenergetische Neutronen aus der Fusionsreaktion direkt auf Lithium-7 treffen. In früheren Reaktorkonzepten war zu diesem Zweck ein Blanket aus reinem, natürlichen Lithium vorgesehen, das zu über 90% aus Li-7 besteht:
.Diese Reaktion erzeugt einerseits ein Tritium-Atom und setzt zugleich ein Neutron frei, das wiederum mit Lithium-6 ein weiteres Tritium-Atom erzeugen kann. So könnten im Prinzip mit einem Teil der Neutronen je zwei Tritium-Atome erbrütet und eine Eigenversorgung des Fusionsreaktors mit Tritium sichergestellt werden.
Alternativ zur Lithium-7-Reaktion können im Blanket (dem Reaktormantel) Beryllium oder Blei mittels ihrer (n,2n)-Kernreaktionen zur Neutronenvermehrung eingesetzt werden. Alle neueren Blanketkonzepte sehen zur Erzielung eines Tritium-Brutverhältnisses (Tritium Breeding Ratio, TBR) von mehr als 1,0 eine dieser beiden Möglichkeiten vor. Die (n,2n)-Kernreaktion an Beryllium ist
.Beide freigesetzten Neutronen können dann durch die Reaktion mit Lithium-6 Tritium erzeugen.
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.
Andere Fusionsreaktionen hätten zum Teil Vorteile gegenüber DT, insbesondere hinsichtlich Radioaktivität oder leichterer Nutzbarmachung der Reaktionsenergie. Sie stellen jedoch wegen kleineren Energiegewinns pro Einzelreaktion, viel höherer nötiger Plasmatemperaturen oder mangelnder Verfügbarkeit der Einsatzstoffe bis auf Weiteres nur theoretisch-utopische Möglichkeiten der Energiegewinnung dar (siehe Kernfusion).
Sowohl Tokamaks als auch Stellaratoren schließen das Plasma durch ein torusförmiges, verdrilltes Magnetfeld ein. Tokamaks erzeugen die Verdrillung des Feldes durch Induzieren eines elektrischen Stroms in das Plasma, Stellaratoren bewerkstelligen dies durch aufwändig berechnete, kompliziert geformte Magnetfeldspulen.
Wegen des relativ geringen erreichbaren Drucks von etwa 1 bar ist eine hohe Plasmatemperatur von etwa 150 Millionen Grad Celsius nötig.[11]
Der Tokamak ist das am weitesten fortgeschrittene und international mit ITER verfolgte Konzept. Er hat jedoch, zumindest in seiner ursprünglichen Betriebsweise mit rein induktiv erzeugtem Plasmastrom den Nachteil, dass der Betrieb nicht kontinuierlich, sondern nur gepulst möglich ist, das heißt mit regelmäßigen kurzen Unterbrechungen. Deshalb werden
Ein Netto-Energiegewinn erfordert in jedem Fall
Aus diesem Grund wurde der Reaktor des ITER in Vergleich zum Vorgänger JET wesentlich vergrößert (vgl. ITER-Abbildung und Technische Daten). Einige der existierenden Versuchsanlagen wie das LHD oder der Tore Supra sowie auch die im Bau befindlichen Wendelstein 7-X und ITER verwenden auch bereits supraleitende Spulen.
Bemerkung zur Terminologie: Mit der Bezeichnung Reaktor wird zumeist die Gesamtanlage bezeichnet, die bei den heutigen Versuchseinrichtungen bereits selbst aus vielen Teilen besteht, zumindest aus dem Plasmagefäß, der Magnetspulenanordnung mit Stromversorgung und ggf. auch einer kryotechnischen Anlage, Plasma-Heizeinrichtungen sowie Messeinrichtungen. Bei einem zukünftigen Fusionskraftwerk kämen noch das Blanket (Reaktormantel) mit Kühlkreislauf, eine Anlage zur Tritiumaufarbeitung, die Dampferzeuger und Turbinen-Generator-Sätze dazu.
Um den Prozess in Gang zu bringen, müssen in das viele Kubikmeter große, fast völlig evakuierte Reaktionsgefäß einige Gramm eines Deuterium-Tritium Gasgemischs eingelassen und anschließend 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, wegen der hohen Temperatur übt das Plasma jedoch einen Druck in der Größenordnung eines Bars aus, der durch das Magnetfeld gehalten werden muss.
Die Heizleistung erhöht die Temperatur und kompensiert die Verluste durch thermische Röntgenstrahlung, die proportional zu T4 sind und durch Verunreinigungen mit hoher Ordnungszahl stark zunehmen. Für das Aufheizen werden verschiedene Methoden entwickelt. Mit den vier erstgenannten Methoden kann auch die Temperatur- und somit auch die Stromverteilung im Plasma beeinflusst werden, was für dessen Formstabilität wichtig ist:
Mit Temperatur und Dichte steigt die Umsatzrate der Fusionsreaktion. Die dabei gebildeten Heliumkerne geben ihre Energie in Höhe eines Fünftels der gesamten Energieausbeute der Kernreaktion (3,5 MeV) durch Stöße an das Plasma ab. Die Leistung der Zusatzheizung kann zurückgefahren werden, sobald die Umsatzrate der Fusionsreaktion dafür ausreicht, das Plasma „gezündet“ hat.
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. Dazu ist der Reaktor 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).
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.[13] Solche Pellets mit einer Masse von beispielsweise 1 mg werden hierfür durch eine Zentrifuge oder pneumatisch mit einer Art Gasgewehr auf eine Geschwindigkeit von etwa 1000 m/s gebracht. Diese Nachfüllmethode gestattet es, durch die Wahl der Einschussstelle und der Pelletgeschwindigkeit die räumliche Dichteverteilung des Plasmas gezielt zu beeinflussen.
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 spezielle, 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 das Hochvakuum aufrecht erhaltenden Absauganlage ausgeschleust werden.
Die Nutzenergie des DT-Reaktors tritt in Form sehr schneller Neutronen mit hoher Energie (14,1 MeV) bei großer Neutronenflussdichte auf. Dies und die thermische Belastung des Wandmaterials stellen ganz spezielle Anforderungen an die Materialien der Anlage, was sich als technische Hürde erweist. Metallische Werkstoffe werden zudem, ebenso wie bei Kernspaltungsreaktoren, nicht nur durch Versprödung, sondern außerdem durch Schwellung geschädigt, weil durch (n,p)- und (n,alpha)-Kernreaktionen im Metallgefüge Gase, Wasserstoff bzw. Helium, erzeugt werden. Des Weiteren werden in den Materialien radioaktive Nuklide durch Aktivierung gebildet. Um möglichst kleine Mengen davon zu erzeugen, die zudem möglichst geringe Halbwertszeiten aufweisen sollten, können nur Materialien aus bestimmten Elementen verwendet werden. Die Werkstoffentwicklung ist daher ein entscheidend wichtiger Teil der Forschung und Entwicklung. Das Strukturmaterial von ITER ist zwar noch ein üblicher austenitischer Chrom-Nickel-Edelstahl. Da aus dem Nickelanteil große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden Cobalt-60 entstehen würden, sind derartige Stähle für zukünftige Kraftwerksreaktoren jedoch nicht brauchbar. Die Entwicklungsarbeit konzentriert sich auf nickelfreie, ferritisch-martensitische Stähle[14], aber auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) werden untersucht.
Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom Forschungszentrum Karlsruhe vorgestellt.[15]. Der angenommene Reaktor hat 2200 MW Fusionsleistung. Sein Blanket besteht aus 77 t (Tonnen) Lithiumorthosilikat Li4SiO4 als Brutstoff, 306 t metallischem Beryllium als Neutronenvermehrer und 1150 t des in Entwicklung befindlichen Eurofer-Stahls (Hauptbestandteile 89% Eisen, 9% Chrom und 1,1% Wolfram) als Strukturmaterial. Das Lithium ist auf 40% Li-6 angereichert. Berechnet wurde die Aktivität am Ende eines ununterbrochenen Vollastbetriebs von 20000 Stunden; das ist die für die DEMO-Blanketteile geforderte Lebensdauer bis zum Austausch. Als bestimmende Größe für den späteren Umgang mit den aktivierten Teilen wurde die Gammastrahlungs-Dosisleistung an der Materialoberfläche betrachtet und angenommen, dass eine Wiederverarbeitung zu neuen Reaktorteilen mit ferngesteuerter Technik (remote handling) unterhalb 10 mSv/H (Millisievert pro Stunde) und mit direkter Handhabung (hands-on handling) unterhalb 10 
Sv/h möglich ist. Es ergibt sich, dass alle Materialien - Lithiumsilikat, Beryllium und Stahl – nach 50 bis 100 Jahren Abklingzeit ferngesteuert wieder verarbeitet werden können. Bis zum Abklingen auf direkte Handhabbarkeit vergehen beim Beryllium und beim Stahl allerdings viel längere Zeiten.
Von der Energieausbeute der Kernreaktion, pro Einzelreaktion 17,6 MeV, treten vier Fünftel, entsprechend 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 sollen. Die thermische Energie kann dann wie in jedem konventionellen Kraftwerk über Wärmetauscher Wasserdampf erzeugen, der wiederum Dampfturbinen mit angekoppelten Stromgeneratoren antreibt.
In einem Trägheitseinschluss-Fusionsreaktor würden, stark vereinfacht dargestellt, 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, entsprechend 3×1020 Atompaaren – wird durch Rückstoßeffekte zu einem Plasma sehr hoher Dichte, dessen Fusionsprozess eine Energie der Größenordnung 1 GJ freisetzt. Die Reaktion läuft nur so lange ab, wie der Brennstoff durch seine Massenträgheit zusammenhält, lediglich einige Picosekunden lang. Wegen der hohen Dichte genügt dies jedoch für einen großen Netto-Energiegewinn. In einem Reaktor dieser Art würden pro Sekunde mehrere eingeschossene DT-Targets, kleine Kügelchen aus einem gefrorenen Deuterium-Tritium-Gemisch, abbrennen.
Der Versuchsreaktor der National Ignition Facility in den USA arbeitet nach dem Prinzip des Trägheitseinschlusses, der Bau des europäischen Laser Mégajoule in Frankreich soll 2012 abgeschlossen werden.[16][17] Erklärter Zweck der Versuche ist die Ersetzung der inzwischen eingestellten Kernwaffentests, die zu erwartenden, grundlegenden physikalischen Erkenntnisse wären jedoch auch für eine zivile Reaktorentwicklung von Nutzen. Da die Entwicklung von Hochleistungslasern etwa auch im Rahmen des SDI-Projektes bereits weit voran getrieben wurde, werden in den Anlagen Laserstrahlen verwendet. Zur Erzielung eines Netto-Energiegewinns in Kraftwerken sind jedoch gerade Laser aufgrund des geringen Wirkungsgrades kaum geeignet.
Andrei Sacharow, einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion, hat darüber hinaus eine Art katalytischer Beschleunigung der Fusions-Kettenreaktion mittels Myonen vorgeschlagen, wofür er 1948 den Begriff Kalte Fusion verwendete.[18] Das Verfahren ist physikalisch plausibel, ein Netto-Energiegewinn würde voraussichtlich jedoch am hohen Energieaufwand für die Erzeugung der Myonen infolge des zu geringen Wirkungsgrades von Teilchenbeschleunigern scheitern.
Eine Energiegewinnung nach den verschiedenen, später als Kalte Fusion bekannt gewordenen Verfahren ist über Grundlagenversuche, deren Ergebnisse nicht überprüfbar und reproduzierbar sind, nicht hinausgekommen.[19] Eine auf diese Weise herbeiführbare Kernreaktion mit Energiefreisetzung wird daher von der Mehrheit der Wissenschaftler heute ausgeschlossen.[20]
| Beendete Experimente | Anlagen in Betrieb | Anlagen im Bau | ||
|---|---|---|---|---|
| Tokamaks | Joint European Torus (JET) in Culham, England | ITER in Cadarache, Südfrankreich | ||
| Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) an der Princeton University, USA (1983-1997) | National Spherical Torus Experiment (NSTX) an der Princeton University, USA (seit 1999) | |||
| ASDEX Upgrade am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching bei München | ||||
| TEXTOR am Institut für Plasmaphysik des Forschungszentrums Jülich | ||||
| Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) in Hefei, China[21] | ||||
| JT-60 in Naka, Japan[22] | ||||
| Tokamak à configuration variable der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz | ||||
| Tore Supra in Cadarache, Frankreich[23] | ||||
| KSTAR in Daejeon, Südkorea[24] | ||||
| Stellaratoren | Wendelstein 7-AS in Garching bei München (1988–2002) | Wendelstein 7-X in Greifswald | ||
| National Compact Stellarator Experiment (NCSX) an der Princeton University, USA (2003–2008) | ||||
| Columbia Non-Neutral Torus an der Columbia University in New York, USA | ||||
| Large Helical Device in Toki (Gifu), Japan | ||||
| TJ-II – CIEMAT in Madrid, Spanien[25] | ||||
| Trägheitseinschluss (Laserfusion) | National Ignition Facility (NIF) am Lawrence Livermore National Laboratory in Livermore (Kalifornien), USA | |||
| National Laser Users' Facility (NLUF) | ||||
| Laser Mégajoule in Le Barp, Südwestfrankreich | ||||
| Sonstige | Z-Maschine | |||
| Polywell | ||||
| Dense Plasma Focus | ||||
| ECRIS driven neutronless Fusion |
Deuterium ist zu etwa 0,015 % im natürlichen Wasserstoff enthalten und kann daher etwa aus Meerwasser in praktisch unbegrenzter Menge gewonnen werden.
Tritium hingegen ist auf der Erde nur in äußerst geringen Mengen vorhanden und muss daher aus Lithium erzeugt werden (siehe nächster Abschnitt). Lithium stellt somit die begrenzende Ressource dar. Die technisch nutzbaren Lithiumvorkommen reichen jedoch – vorausgesetzt, die Brut-Technik funktioniert – rechnerisch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für tausende Jahre zu decken. Zum Tritiumbrüten wird nur das seltene, mit einem natürlicher Anteil von 7,5 % vorkommende Isotop Lithium-6 benötigt. Eine Verknappung durch den Lithiumbedarf anderer Industriezweige, wo die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt, ist daher kaum zu befürchten. Lithium ist demnach
Zum Start eines ersten Fusionsreaktors könnte das nötige Tritium in konventionellen Kernspaltungsreaktoren problemlos gewonnen werden. Ferner fällt Tritium auch in mit Schwerwasser moderierten Reaktoren (beispielsweise CANDU) in einer Menge von rund 1 kg pro 5 GWa erzeugter elektrischer Energie als Nebenprodukt an.
Das für den Versuchsbetrieb von ITER benötigte Tritium in einer Menge von einigen Kilogramm über die vorgesehene Laufzeit könnte entweder aus Schwerwasserreaktoren stammen, in denen es als Abfallprodukt anfällt[26] oder aber in Kernspaltungsreaktoren aus Lithium-6 erbrütet werden.
Diese bisher einzigen verfügbaren 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 wirtschaftliche Gewinnung solcher Tritiummengen wäre nur durch die Erzeugung aus Lithium gemäß den im Abschnitt Neutronenbilanz beschriebenen Reaktionen im Fusionsreaktor selbst (siehe auch Blanket) mittels der ohnehin emittierten freien Neutronen möglich.
Die technologische Entwicklung dieser Tritiumgewinnung ist eine entscheidende Aufgabe in den Fusionsprogrammen. Ob dieses Erbrüten von Tritium in der Praxis mit ausreichender Effizienz möglich ist, wird sich erst zeigen, wenn ein erster DT-Fusionsreaktor im Dauerbetrieb arbeitet. Aber nur wenn die Anlagen ihren Tritium-Eigenbedarf sebst decken können und die für den Start eines Fusionsprozesses benötigten Mengen anderweitig gewonnen werden können, ist der Aufbau einer Energieversorgung mittels Fusionsreaktoren möglich. Diese Frage wird in wissenschaftlichen Veröffentlichungen diskutiert.[27] Während einige Wissenschaftler wie Michael Dittmar vom CERN die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse als unrealistisch kritisieren[28], sehen viele Fusionsforscher in diesem Punkt jedoch keine prinzipiellen Probleme.[29]
Auf dem Weg zu einem funktionierenden Prototypkraftwerk sind noch enorme technische Probleme zu überwinden. Noch ist nicht erwiesen, dass ein Fusionsreaktor überhaupt zur kommerziellen Energieerzeugung taugt. Die technischen Schwierigkeiten wurden in der Vergangenheit regelmäßig unterschätzt und seit Jahrzehnten bereits wird von einem Zeithorizont von 30 bis 40 Jahren ausgegangen, weshalb in Anspielung an die Erdölkonstante ironisch von der "Fusionskonstante" gesprochen wird.[30] Um wirtschaftlich zu sein, müssten Fusionskraftwerke nach dem aktuellen Stand der Forschung eine Mindestgröße zwischen 1000 und 2000 MW pro Block aufweisen, vergleichbar der neuerer Kernspaltungskraftwerke bzw. geringfügig größer. Eine Integration solcher Anlagen in die zukünftigen, voraussichtlich sehr großen Verbundstromnetze wäre möglich. Die grundsätzliche Problematik großer Blöcke bliebe jedoch weiterhin bestehen, das Erfordernis nach entsprechender Reserveleistung für den Fall von Ausfällen sowie die Angreifbarkeit der Anlagen mit folgenschweren Auswirkungen. Wie auch die Kernspaltung würde sich die Kernfusion wegen der komplexen Technologie nur für hoch entwickelte Länder eignen.
Mit ITER soll gezeigt werden, dass eine Vergrößerung des Reaktors das erhoffte bessere Verhältnis von aufgewendeter zu gewonnener Energie liefert. Die Kosten des Fusionsexperimentes ITER wurden bei Projektbeginn mit fünf Milliarden Euro angegeben. Seitdem mehren sich die Anzeichen, dass weder der Zeit- noch der Kostenplan zu halten sind. ITER soll nach offiziellen Angaben nun frühestens im Jahr 2026 voll einsatzfähig sein, zudem werden die Kosten des Projektes auf mindestens 15 Milliarden ansteigen.[31] Mit dem Nachfolgeprojekt DEMO soll schließlich die wirtschaftliche Energieerzeugung demonstriert werden, womit frühestens um das Jahr 2030 zu rechnen ist.
Das Energy research Centre of the Netherlands erforscht und bewertet die verschiedenen Arten der Energieerzeugung. Bereits 1999 wurde detailliert untersucht, welche Rolle die Fusionsenergie im Energiemarkt Europas spielen könnte unter der Annahme, dass die Technik bis 2050 ausgereift ist. Wird die Kernspaltung nicht weiter ausgebaut und sollen die CO2-Emissionen weiter verringert werden, so könnten Fusionskraftwerke zukünftig die Grundlastversorgung übernehmen. Betrachtet wurden Tokamak-Kraftwerke mit je 1 Gigawatt elektrischer Leistung.[32] Unter Berücksichtigung für technische Projekte typischer „Erfahrungslernkurven“ würden die Stromkosten der zehnten Anlage dieser Art zwischen 0,06 und 0,10 Euro pro Kilowattstunde liegen. Der Berechnung wurden folgende Annahmen zugrunde gelegt:
Die Kosten teilen sich auf wie folgt:
Die bei derartigen Großprojekten zu erwartenden Kostensteigerungen machen eine rein marktwirtschaftliche Finanzierung ohne staatliche Subventionierung unwahrscheinlich.[33][34] Eine Analyse der Citibank wurde mit den Worten überschrieben: „New Nuclear – The Economics Say No“.[35]
Fusionskraftwerke hätten
Mit derzeitigen Strukturmaterialien wie austenitischen Chrom-Nickel-Edelstählen entstehen große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden Cobalt-60. Durch zur Zeit laufende Werkstoffentwicklungen soll dieser Nachteil beseitigt werden. Erst dann ist sichergestellt, dass der größte Teil der aktivierten Anlagenteile nach Ende der Nutzungsdauer für lediglich etwa 100 Jahre kontrolliert gelagert werden muss und sich die Problematik der Endlagerung entsprechend verringert. Mit dieser Vorgabe werden Materialien entwickelt, die alle Anforderungen an Stabilität, Beständigkeit unter Neutronenbestrahlung und Vakuumdichtigkeit erfüllen sollen.[36]
Bisher wird davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material die hohen Neutronenflüsse eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushält.[38] Wegen der Strahlung der aktivierten Teile 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. Sie wären jedoch bezüglich Sicherheit und Umweltverträglichkeit ein Fortschritt gegenüber herkömmlichen Kernreaktoren. Wahrscheinlich ist eine Prozessführung möglich, bei dem das mobile radioaktive Inventar, das als Gas, Flüssigkeit oder niedrig siedender Feststoff vorliegt, weit geringer ist als etwa das bei der Katastrophe von Tschernobyl freigesetzte. Kritiker geben zu bedenken, dass manche dieser Fragen erst in ferner Zukunft zu beantworten sind, wenn ein vollständig entwickeltes Konzept vorliegt.
Bereits ein paar Gramm eines Deuterium-Tritium-Gemischs können die Energiefreisetzung einer Atombombe und damit die Zerstörungskraft deutlich steigern. Die bei der Fusion zahlreich erzeugten Neutronen intensivieren die Kettenreaktion im Uran- oder Plutonium-Kernsprengstoff. Die Methode ist unter dem Begriff Fusions-Booster bekannt. Tritium entsteht zwar auch als radioaktives Abfallprodukt in herkömmlichen Kernreaktoren, insbesondere in Schwerwasserreaktoren, wird üblicherweise jedoch weder abgetrennt noch als Reinstoff aufkonzentiert. Die Gefahr zur Proliferation geht dabei sowohl von dem Tritium selbst aus als auch von dem Wissen um die Details seiner Herstellung.[39]
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