Fusionskraftwerk

Ein Deuterium- und ein Tritium-Atomkern verschmelzen zu einem Heliumkern unter Freisetzung eines schnellen Neutrons. Diese Energiequelle kann den Bedarf der Menschheit auf Jahrtausende decken.

Als Kernfusionsreaktor werden – bisher nur im experimentellen Stadium vorhandene – nukleare Reaktoren bezeichnet, mit denen durch Fusion leichter Atomkerne Wärmeenergie gewonnen werden soll, mit der – wie in herkömmlichen Kraftwerken – elektrischer Strom erzeugt werden kann.

Ein Kernfusionskraftwerk könnte im Vergleich zu einem Kernspaltungskraftwerk bei einem praktisch fast unbegrenzten Brennstoffvorrat, theoretisch besserer Anlagensicherheit und mit weniger langlebigem radioaktivem Abfall große Mengen an elektrischer Energie liefern. Bis zu einer wirtschaftlichen Nutzung der Kernfusion als Energielieferant sind noch erhebliche Anstrengungen im Bereich der angewandten Forschung notwendig.

Auch die Sonne gewinnt die von ihr seit Milliarden von Jahren abgestrahlte riesige Energie nach diesem Prinzip aus Kernfusionsprozessen. Allerdings sind die dort wirksamen Kernreaktionen für eine technische Nutzung auf der Erde ungeeignet.

Infolge der enormen Aussichten, den künftigen weltweiten Energiebedarf mittels der Kernfusion (Vergleich mit anderen Energieträgern) decken zu können, arbeiten die größeren Industrieländer seit etwa 1960 an der Entwicklung der dafür erforderlichen Technologien. Viele verschiedene Wege wurden theoretisch untersucht, manche auch mehr oder minder erfolgreich praktisch-experimentell beschritten. Der Artikel führt alle diese Entwicklungslinien auf. Ausführlich befasst er sich mit der Deuterium-Tritium-Fusion mit toroidalem magnetischem Einschluss, die als aussichtsreichste Methode gilt und wofür die Entwicklung technischer Einzelheiten am weitesten fortgeschritten ist.

Von diesem Typ ist auch der aktuell im Bau befindliche Versuchsreaktor ITER, dessen Fusionsplasma erstmals mehr Energie abgeben als aufnehmen soll. Der ab 2016 geplante zwanzigjährige Betrieb ITERs soll die Machbarkeit der Energiegewinnung durch Kernfusion demonstrieren und helfen, vorhandene technologische Hürden zu überwinden. Eine kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion soll in einem Folgeprojekt (DEMO) erreicht werden.

Grundprinzip

Bei Kernfusionen wird nach der Formel E = mc² (Äquivalenz von Masse und Energie) von Albert Einstein Materie in Energie umgewandelt. Aus dem Massendefekt der an der Fusion beteiligten Atomkerne lässt sich die theoretische Energieausbeute vorausberechnen. Zur Fusion unter irdisch herstellbaren Bedingungen sind nur bestimmte leichte Nuklide geeignet.

Damit es zwischen zwei – immer positiv geladenen – Atomkernen (Ionen) zur Reaktion kommt, muss jedoch zunächst ihre gegenseitige elektrische Abstoßung überwunden werden. Für kernphysikalische Untersuchungen lässt sich dies durch Beschleunigung der Ionen in Teilchenbeschleunigern erreichen. Aus solchen Laborversuchen sind die Eigenschaften der für die Energiegewinnung geeigneten Kernfusionsreaktionen seit langem gut bekannt. Jedoch wird bei einem solchen Experiment insgesamt viel mehr Energie aufgewendet, als durch die Reaktion freigesetzt wird; die Produktion von Nutzenergie ist auf diese Weise nicht möglich.

Für einen Netto-Energiegewinn im technischen Maßstab sind größere Materialmengen nötig und die Reaktion muss als energetische Kettenreaktion – ähnlich einer chemischen Kettenreaktion wie etwa in einem brennenden Feuer – ablaufen, ohne dass man die Ionen durch ständige äußere Energiezufuhr beschleunigt. Die notwendige kinetische Energie der Ionen für das Auftreten genügend vieler Fusionsreaktionen entspricht einer Temperatur von über 100 Millionen Grad Celsius. Materie befindet sich bei diesen Temperaturen im Plasma-Zustand, in dem die Atomkerne von ihren Elektronen vollkommen getrennt sind.

Um die Fusions-Kettenreaktion einzuleiten, wird daher zunächst ein Plasma geeigneter Dichte hergestellt und durch Zufuhr von Energie von außen auf die nötige Temperatur gebracht. Bei genügend hoher Temperatur „zündet“ dann die Kettenreaktion, das heißt, ein Teil der bei den Verschmelzungen gewonnenen Energie hält diese hohe Temperatur ohne weitere äußere Energiezufuhr aufrecht und leitet jeweils durch Teilchenstöße weitere Verschmelzungen ein.

Eine Überkritikalität mit unkontrollierter Freisetzung einer übergroßen Energiemenge ist hierbei, anders als beim Kernspaltungsreaktor, nicht möglich, denn das Reaktionsgefäß eines Fusionsreaktors enthält keinen Brennstoffvorrat für längere Betriebszeit. Der Brennstoff muss vielmehr dem Verbrauch entsprechend laufend nachgefüllt werden.

Geschichte

Eine kernfusionsartige Kernreaktion wurde noch vor der Kernspaltung durch den Physiker Ernest Rutherford im Jahre 1919 entdeckt, indem er Stickstoff durch Beschuss mit Alphateilchen in Sauerstoff umwandelte. Es dauerte bis zum Jahr 1928, bis George Gamow dank der neu entwickelten Quantenmechanik diesen im Widerspruch zu klassischen Theorien stehenden Prozess mit Hilfe des Tunneleffektes erklären konnte. Parallel dazu wurde die Kernfusion von Astrophysikern als mögliche Energiequelle von Sternen vorgeschlagen. Da aus spektroskopischen Beobachtungen bekannt war, dass Sterne zum Großteil aus Wasserstoff bestehen, kam hier die Verschmelzung zweier Wasserstoffkerne zu einem Heliumkern in Betracht, ein Prozess, den Rutherford im Jahre 1934 erstmals durch die Fusion (als einzelne Kernreaktion) der Wasserstoffisotope Deuterium und Tritium zu Helium künstlich im Labor durchführen konnte.

Die Idee, Kernfusion technisch in Form einer energetischen Kettenreaktion zu nutzen, wurde zuerst mit dem Ziel militärischer Waffenentwicklung verfolgt. Die Fusionsforschung fand daher in den Jahrzehnten um den Zweiten Weltkrieg im Geheimen statt. Nachdem nach den USA auch die Sowjetunion 1949 eine eigene auf Kernspaltung beruhende Atombombe entwickelt hatte, entwickelten der Physiker Edward Teller und der Mathematiker Stanislaw Ulam in den USA ein Konzept zum Bau einer Fusionsbombe, der Wasserstoffbombe, die eine deutlich höhere Sprengkraft versprach. Dies führte am 1. November 1952 zur Zündung der ersten Wasserstoffbombe Ivy Mike im Eniwetok-Atoll. Dies war der erste Nachweis, dass große Energiemengen explosionsartig durch Kernfusion auch auf der Erde künstlich freigesetzt werden können.

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. 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 an der Universität in Princeton erforscht wurde. 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 in den 1950er Jahren durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses verfolgt, der sogenannte Tokamak, dessen einfacheres Design zur Grundlage fast aller folgenden Fusionsexperimente werden sollte.

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 zusammen zu arbeiten. Dies führte 1973 zum Beschluss des Baus des aktuell größten Tokamaks, des Joint European Torus (JET) in Culham (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 südfanzösischen Forschungszentrum Cadarache im Bau ist. Dieser soll den Weg ebnen für DEMO, das erste Fusionsreaktorkraftwerk, das die kommerzielle Nutzbarkeit des Energiegewinns aus 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.

Andere 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. In geringem Maße würden auch Deuteriumionen untereinander reagieren, es entstünden also auch Neutronen und Tritium, aber die Strahlenschadens- und Radioaktivitätsprobleme wären um Größenordnungen 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.

Schwerere 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 2500-mal niedriger.

Technische Hürden für D-T-Fusionsreaktoren

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

→ Hauptartikel: Fusion mittels magnetischen Einschlusses

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 (siehe ITER-Abbildung), 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 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 außen“ zu einem Plasma von etwa 100 Millionen Grad aufgeheizt werden. Die Teilchendichte (Zahl der Teilchen pro Kubikzentimeter) 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. Allerdings steigt die Leitfähigkeit des Plasmas mit steigender Temperatur, so dass der dem Strom entgegengesetzte Widerstand ab etwa 20–30 Millionen Grad 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 radio frequency“ (ICRF) beziehungsweise „electron cyclotron resonance heating“ (ECRH) 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 Kraftwerken und Kernspaltungsreaktoren – Dampf 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 der DT-Fusionsenergiegewinnung

Andrei Sacharow (einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion) hat 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 (zu geringe Wirkungsgrade von Teilchenbeschleunigern) scheitern.

Weitere Konzepte zum Plasmaeinschluss oder zur Erzeugung von Kernfusion ohne Plasma sind unter Farnsworth-Hirsch-Fusor und Kalte Fusion beschrieben. Keines dieser Verfahren hat bisher jedoch eine Gewinnung von Fusionsenergie reproduzierbar demonstrieren können.

Liste von Versuchsanlagen

Tokamaks

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Im Betrieb befindliche, größere Tokamaks

• JET – Culham, England
• ASDEX Upgrade am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching bei München
• TEXTOR am Forschungszentrum Jülich, Institut für Plasmaphysik
• EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak), Hefei, China ^[1]
• JT-60, Naka, Japan ^[2][3]
• Tokamak à configuration variable der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz.
• Tore Supra in Cadarache, Frankreich ^[4]

Geplante Tokamaks

• ITER – Cadarache, im Süden Frankreichs

Stellaratoren

Beendetes Experiment

• Wendelstein 7-AS – Garching bei München (1988–2002)

Im Betrieb

• Columbia Non-Neutral Torus – Columbia University, USA
• Large Helical Device – Toki (Gifu), Japan

Im Bau

• Wendelstein 7-X – Greifswald

Trägheitseinschluss (Laserfusion)

• NIF
• NLUF
• Laser Mégajoule (Frankreich)

Andere

• Z-Maschine

Für und Wider

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 nach

$\mathrm{^6Li \ + \ n \longrightarrow \ ^4He\ +\ T}$

in Kernspaltungsreaktoren hergestellt werden.

Für Fusionskraftwerke könnten diese bisher einzigen Quellen jedoch bei weitem nicht genügend Tritium 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 möglich durch die Herstellung aus Lithium nach der obigen Reaktion in der Fusionsanlage selbst (siehe Blanket) mittels der ohnehin vorhandenen freien Neutronen, nachdem sie ihre Nutzenergie abgegeben haben.

Die technologische Entwicklung dieser Tritiumgewinnung ist eine entscheidende Aufgabe in den Fusionstechnikprogrammen. Nur wenn erstens der Tritium-Eigenbedarf der Anlage gedeckt und zweitens genug weiteres Tritium für zusätzliche, neue Reaktoren produziert werden kann, ist der Aufbau einer auf Fusionsreaktoren basierenden Energieversorgung möglich. Ob das Erbrüten von Tritium mit ausreichender Effizienz möglich ist, konnte bisher nicht in der Praxis demonstriert werden, da es noch keinen im Dauerbetrieb arbeitenden DT-Fusionsreaktor gibt. Die Frage wird in wissenschaftlichen Veröffentlichungen diskutiert^[5]. Viele Fusionsforscher sehen in diesem Punkt keine prinzipiellen Probleme^[6]. Manche wissenschaftlichen Kritiker wie Michael Dittmar vom CERN bezeichnen die ausschließliche Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium jedoch als unrealistisch^[7].

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
• 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

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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 herkömmliche 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 2050 kommerziell nutzbare Energiegewinnung demonstrieren.

Um wirtschaftlich zu sein, müssen Fusionskraftwerke eine Mindestbaugröße aufweisen, welche etwa den heutigen neueren Kernspaltungskraftwerken entspricht (im Bereich zwischen 1000 und 2000 MW pro Block). Eine Integration solcher Anlagen in die zukünftigen, voraussichtlich sehr großen Verbundstromnetze wird möglich sein. 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 ist es als grundsätzlicher Nachteil zu sehen, dass die Kernfusion sich wegen der komplexen Technologie – wenn überhaupt – nur für Industrieländer eignet.

Umweltaspekte und Sicherheit

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Fusionskraftwerke haben

• im Gegensatz zu herkömmlichen Kraftwerken auf Basis von Kohle, Öl oder Gas
  • keinen Ausstoß von Abgasen, insbesondere von Treibhausabgasen wie CO₂;
• im Gegensatz zu Kernspaltungsreaktoren
  • keine Reaktion, die außer Kontrolle geraten (überkritisch werden) kann, da die Zündbedingungen mit großem Aufwand aufrechterhalten werden müssen, die Energiefreisetzung bei der kleinsten Störung abbricht, und im Reaktionsgefäß kein Brennstoffvorrat vorhanden ist;
  • keine Transporte radioaktiven Brennstoffs nötig, da die Ausgangsstoffe Lithium und Deuterium nicht radioaktiv sind (Tritium wird in der Anlage aus Lithium erbrütet);
  • keine laufende Produktion radioaktiver Stoffe, die aufwendige Transporte (siehe Castor) zur Wiederaufarbeitung oder Lagerung nötig haben und Entsorgungsprobleme bereiten;
  • ein sehr kleines Inventar an radioaktivem Tritium im Plasmagefäß mit etwa 0,5 g (im gesamten Reaktor <500 g);
  • am Ende ihrer Einsatzzeit fast nur aktivierte Reaktorbestandteile als problematische Reste:
    • Sobald ein DT-Fusionsreaktor einige Jahre in Betrieb gewesen ist, wird sein Radioaktivitäts-„Inventar“ von gleicher Größenordnung wie bei einem Spaltungs-Kernkraftwerk gleicher Leistung sein. Es stammt aber, anders als dort, fast nur aus der Aktivierung von Reaktorbestandteilen durch die Neutronen (die Aktivierungswirkung der Fusionsneutronen ist wegen ihrer hohen Energie erheblich größer als im Spaltreaktor). Die Aktivität des Tritiums in der Anlage ist dann nur noch ein kleiner Anteil.
    • Durch Verwendung geeigneter Materialien, die allerdings zur Zeit erst entwickelt werden, kann erreicht werden, dass die Halbwertszeiten der entstehenden Nuklide überwiegend kurz sind. Entsprechend verringert sich die Problematik der Endlagerung; angestrebt wird, dass der allergrößte Teil des Restmaterials nach Ende der Nutzungsdauer eines Fusionskraftwerks nur für etwa 100 Jahre kontrolliert gelagert werden muss. Reparaturen und Wartungsarbeiten während der Nutzungsdauer des Reaktors müssen aber größtenteils ferngesteuert ausgeführt werden. Die Freisetzung von Radionukliden aus der Anlage lässt sich zwar weitgehend reduzieren, kann aber aus physikalischen Gründen niemals vollständig verhindert werden.

Kritiker weisen auf die in weiter Zukunft liegende Verfügbarkeit hin und geben zu bedenken, dass Fragen der Sicherheit und Umweltverträglichkeit erst bei einem voll entwickelten Konzept beantwortbar seien.

DT-Fusionsreaktoren wären demnach eine Verbesserung gegenüber herkömmlichen Kernreaktoren, aber keineswegs frei von Radioaktivitätsproblemen. Eine Verringerung des radioaktiven Inventars um Größenordnungen wäre erst mit anderen, heute noch utopischen Fusionsreaktionen möglich (siehe oben unter Brennstoffe).

Risiken hinsichtlich Kernwaffenverbreitung

Bereits eine geringe Menge Tritium oder ein Deuterium-Tritium-Gemisch, wie es in Fusionsreaktoren auftritt, kann im Inneren einer herkömmlichen Atombombe deren Energieproduktion und Zerstörungskraft deutlich steigern, da die bei der Fusion zahlreich erzeugten Neutronen die Kettenreaktion im Uran- oder Plutonium-Kernsprengstoff entsprechend intensivieren. Einfache Kernwaffenkonstruktionen mit noch nicht kritischer Spaltstoffanordnung zum Zeitpunkt der Zündung, wie sie einer terroristischen Gruppe noch am ehesten zuzutrauen sind, profitieren jedoch am wenigsten von einem solchen "Fusions-Booster".

Schließlich kann Wissen aus der Kernfusionsforschung (etwa Wirkungsquerschnitte für die Fusionsreaktion oder für das Erbrüten von Tritium aus Lithium, das Gasverhalten bei hohen Temperaturen und Drücken oder numerische Simulationsmodelle) im Prinzip auch für Bau und Optimierung von Wasserstoffbomben genutzt werden. Allerdings wäre eine Waffe mit DT-Brennstoff praktisch kaum brauchbar.^[8]

Literatur

• Einführung in die Kernfusion, IPP-Berichte (PDF, 9 MB)
• A. Bradshaw, T. Hamacher: Kernfusion – Eine nachhaltige Energiequelle der Zukunft. in: Naturwissenschaftliche Rundschau 12/2005, S. 629

Weblinks

• Ulrich Samm: Fusion, eine Zukunftsperspektive?. Institut für Plasmaphysik, Forschungszentrum Jülich GmbH, 15. Juli 2003. Abgerufen am 3. August 2008. (PDF, ITER verständlich erklärt)
• ITER. The ITER Organization. Abgerufen am 3. August 2008. (englisch, offizielle Homepage des Projekts)
• Ralph P. Schorn: TEXTOR. Institut für Energieforschung, Forschungszentrum Jülich GmbH, 27. März. 2003. Abgerufen am 3. August 2008.
• The FIRE Place. Abgerufen am 3. August 2008. (englisch)
• Robert F. Heeter: FusEdWeb Fusion Energy Education. Lawrence Livermore National Laboratory. Abgerufen am 3. August 2008. (englisch)
• European Fusion Development Agreement. 2008. Abgerufen am 3. August 2008. (englisch)
• Robert F. Heeter: FusEdWeb Fusion Energy Education. Lawrence Livermore National Laboratory. Abgerufen am 3. August 2008. (englisch, Plasma/Fusion Glossary)
• Max-Planck-Institut für Plasmaphysik
• Programm Kernfusion im Forschungszentrum Karlsruhe
• Comparison of the Fusion with Other Prospective Energy Sources – Japanische Vergleichsstudie von Fusionsreaktoren mit anderen zukünftigen Energieformen von 2002 (englisch, PDF, 285 kB)
• Deutsche Physikalische Gesellschaft e.V., Bundesministerium für Bildung und Forschung

Quellen

1. ↑ Xinhua: Nuke fusion reactor completes test, 24. März 2006
2. ↑ Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program
3. ↑ The Yomiuri Shimbun: JT-60 smashes record plasma duration time, 11. Mai 2006
4. ↑ http://www-fusion-magnetique.cea.fr/gb/cea/ts/ts.htm
5. ↑ M. E. Sawan, M. Abdou, Fusion Engineering and Design Vol. 81 (2006) 1131–1144 "Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle"
6. ↑ S. Hermsmeyer, "Improved Helium cooled pebble Bed Blanket, Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA6399"
7. ↑ Michael Dittmar The Nuclear Energy Option facts and fantasies, ASPO06 Conference Cork, September 17-18, 2007
8. ↑ Wasserstoffbombe auf der Basis von Deuterium-Tritium wenig praxistauglich