Fusionsenergie

Blick auf Wendelstein 7-AS, bis 2002 in Garching betriebenes Experiment in Stellaratorbauweise

Modell eines Segmentes des ITER-Tokamaks (im Bau)

Datei:EAST比例模型.jpg

Modell des 2006 in China fertiggestellten EAST, eines Experimentes in Tokamakbauweise mit supraleitenden Magnetspulen

Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Einrichtung, in der zwecks Energiegewinnung eine kontrollierte Kernfusion im Dauerbetrieb abläuft.

Auch die Energie aller Sterne stammt aus Fusionsreaktionen. Während in der Sonne seit Milliarden von Jahren jedoch Wasserstoff im Plasmazustand unter sehr hohem Druck von 200 Milliarden bar und bei etwa 15 Millionen Grad Celsius zu Helium fusioniert, sind für Fusionsreaktoren die fusionsfreudigeren, unter ähnlichen Bedingungen direkt miteinander reagierenden Wasserstoffisotope Deuterium und Tritium vorgesehen. Eine dauerhafte Fusionsreaktion läuft in einem Plasma erst dann von selbst ab, wenn darin das Produkt aus Druck, Energieeinschlusszeit und Temperatur gemäß dem Lawson-Kriterium ausreichend hoch ist. Da der Druck in irdischen Anlagen vergleichsweise gering ist, muss die Temperatur etwa 150 Millionen Grad Celsius betragen. Dem Lawson-Kriterium ist man nahe gekommen, hat es bisher aber noch nicht erreicht. Aber auch ohne diesen Zustand wird durch zusätzliches Heizen des Plasmas eine dauerhafte und wirtschaftliche Energiegewinnung angestrebt (siehe Wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums).

Voll funktionsfähige Fusionsreaktoren existieren noch nicht (Stand: März 2013). Abgesehen von zurückliegenden, zeitlich begrenzten Betriebsphasen des TFTR (Princeton, USA) und des JET sind Deuterium-Tritium-Fusionen zur Zeit noch nicht der primäre Gegenstand der Versuche. Die seit 30 Jahren laufenden Experimente hatten und haben vor allem die Erzeugung und Aufrechterhaltung heißer Plasmen zum Ziel. Die wichtigsten Forschungsanlagen im deutschsprachigen Raum sind der Tokamak ASDEX Upgrade und der im Bau befindliche Stellarator Wendelstein 7-X. Der erste wirkliche Fusionsreaktor wird der seit 2009 im Forschungszentrum Cadarache im Bau befindliche ITER sein. Auch dieser Tokamak wird noch experimentellen Zwecken und nicht der Stromerzeugung dienen. Dieses Ziel wird zwar bereits seit den 1960er-Jahren verfolgt, rückt jedoch wegen enorm hoher technischer Hürden und auch aufgrund unerwarteter physikalischer Phänomene nur sehr langsam näher.

Fusionskraftwerke hätten gegenüber Kohle-, Öl- oder Erdgaskraftwerken die Vorteile einer völligen Emissionsfreiheit und eines billigen, fast unerschöpflichen Brennstoffvorrats, ein wesentlicher Vorteil auch im Vergleich zu den auf der Kernspaltung basierenden Kernkraftwerken. Weitere Vorteile wären eine höhere Anlagensicherheit sowie die Vermeidung von Abfall in Form langlebiger radioaktiver Spaltprodukte, die ein wesentliches Problem konventioneller Kernkraftwerke darstellen. Andererseits ist jedoch noch nicht erwiesen, dass oder wo der Betrieb von Fusionskraftwerken wirtschaftlich ist. Dabei spielten die Brennstoffkosten überhaupt keine und die laufenden Betriebskosten nur eine kleine Rolle. Wesentliche Faktoren wären die jeweiligen örtlichen Bau- und Kapitalkosten sowie der erzielbare Strompreis – Bedingungen, die weltweit sehr unterschiedlich sind. Auch ist noch nicht abzusehen, ob und wo Fusionskraftwerke politisch gewollt werden.

Chronologie

Grundlagenforschung

Erste theoretische Konzepte zur Energieerzeugung mittels Kernfusion wurden bereits während der Entwicklungsphase der Atombombe betrachtet, 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. Dort verfolgten George Paget Thomson und Moses Blackman die Idee zum ringförmigen Einschluss eines Deuterium-Plasmas mittels Magnetfeld und dem Aufheizen mittels Hochfrequenzwellen.

Erste Stellaratoren und Tokamaks

Dieses Konzept wurde in den folgenden Jahren unabhängig voneinander in zwei Varianten in den USA und der Sowjetunion weiterentwickelt. In den USA erarbeitete Lyman Spitzer den Stellarator, dessen Verhalten ab 1951 im Rahmen von Projekt Matterhorn und Projekt Sherwood, unter anderem an der Universität in Princeton erforscht wurde. Der Stellarator erwies sich bald als zu kompliziert, da die komplexe Geometrie seiner Magnetfeldspulen ein damals unüberwindliches Hindernis darstellte. Erst gegen Ende des 20. Jahrhunderts konnten die nötigen Berechnungen dank leistungsfähigerer Computer durchgeführt werden, wodurch 2005 der Bau des Stellarators Wendelstein 7-X in Greifswald möglich wurde.

In den Jahren 1950–1951 wurde in der Sowjetunion durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses vorgestellt, der Tokamak. Mit diesem Konzept, in dem ein in dem Plasma erzeugtes Magnetfeld zu dessen Einschluss und seiner Temperatur beiträgt, erzielte die Sowjetunion mit 100 Mio. °C über 10 Millisekunden einen überraschenden Temperaturrekord. Nachdem dies 1968 auch im Westen bekannt geworden war, wurde das einfachere Tokamak-Design zur Grundlage fast aller nachfolgenden einschlägigen Experimente.

Erfolge in der EU und den USA

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.

Bereits seit dem sowjetischen Temperaturrekord von 1968 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. 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.

Internationale Projekte und Planungen

Bis zu einem ersten praxistauglichen, im Dauerbetrieb arbeitenden und wirtschaftlich rentablen Fusionsreaktor sind auf den verschiedensten Gebieten noch eine Vielzahl technischer Schwierigkeiten zu überwinden, für die noch viel Forschungsarbeit zu leisten ist. Inzwischen wird die technologische Entwicklung zur zivilen Nutzung der Fusionsenergie auch wegen der enormen Kosten 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 seit 2007 im südfranzösischen Forschungszentrum Cadarache errichtet wird. Der Reaktor soll zehnmal 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.

Kernfusion

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

→ Hauptartikel: Kernfusion

Technisch-physikalische Grundlagen

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, müssen sie einander sehr nahe kommen. Dem steht die elektrische Abstoßung entgegen, die mit großem Energieaufwand überwunden werden muss. Die für eine technische Nutzung geeigneten Fusionsreaktionen sind aus Untersuchungen mittels Teilchenbeschleunigern gut bekannt. Bei solchen Experimenten wird jedoch für den Betrieb der Apparatur viel mehr Energie aufgewendet, als durch die Reaktion dann freigesetzt wird. Netto-Energiegewinnung, also der Betrieb eines 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. Nur bestimmte leichte Nuklide sind für eine solche wie eine Verbrennung ablaufende Fusionsreaktion geeignet.

Um diese einzuleiten, wird zunächst ein Plasma erzeugt und durch Energiezufuhr von außen erhitzt. Bei ausreichend hoher Temperatur und Dichte kommt es zu Fusionen. Ein Teil der dabei frei werdenden Energie verbleibt im Plasma und trägt zu seiner Aufheizung bei. Wenn genügend Fusionen stattfinden, kann diese Energie ausreichen, um die Plasmatemperatur ohne weitere äußere Heizung aufrechtzuerhalten: Das Plasma hat dann „gezündet“ und „brennt“ von selbst. Damit dies eintritt, muss bei gegebener Temperatur das Produkt aus Plasmadichte und einer durch die unvermeidlichen Wärmeverluste bestimmten Zeitkonstanten, der Energieeinschlusszeit, gemäß dem Lawson-Kriterium einem bestimmten Mindestwert übersteigen.

Die Konzepte der Fusion mittels magnetischen Einschlusses streben diesen Betrieb an. Für einen kontinuierlich Energie liefernden Reaktor muss aber dieses Kriterium nicht unbedingt erreicht werden. Auch bei etwas niedrigeren Temperaturen und ständiger Zusatzheizung laufen dafür genügend Fusionen ab. Eine solche Zusatzheizung bietet sogar eine weitere Möglichkeit (zusätzlich zur Brennstoffnachfüllung), die Reaktion zu steuern. Aber auch dieser Plasmazustand muss dauerhaft aufrechterhalten werden, neuer Brennstoff muss laufend entsprechend dem Verbrauch nachgefüllt und die Produktteilchen der Fusion („Asche“) abgeführt werden.

Eine andere Klasse von Konzepten beruht darauf, eine gegebene kleine Menge an Fusions-„Brennstoff“ sehr schnell und stark zu verdichten; dabei ergibt sich von selbst eine entsprechende Plasmatemperatur und die Zündung. Ein Nutzenergie liefernder Reaktor müsste in schneller Folge solche einzelnen Brennstoffladungen verarbeiten. Diese Konzepte werden als Trägheitsfusion bezeichnet.

Brennstoff Deuterium-Tritium

Wasserstoff, Deuterium und Tritium

Energiegewinn

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

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

(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. Physikalisch dieselbe Kernreaktion läuft in einem Fusionsreaktor kontrolliert ab. Die praktisch nutzbare Energieausbeute beträgt einschließlich der zusätzlichen Reaktionen im Blanket etwa 17 MeV pro DT-Atompaar, entsprechend 91 MWh (Megawattstunden) pro Gramm Brennstoff.

Tritiumbrüten, Neutronenbilanz

→ Hauptartikel: Blanket

Tritium kann in den für einen Fusionsreaktor nötigen Mengen wirtschaftlich nur durch „Erbrüten“ aus Lithium in der Anlage selbst, im Reaktorblanket, erzeugt werden. Die Kernfusion liefert aber pro verbrauchtem Tritiumatom nur genau 1 Neutron; diese Neutronen können in der Praxis nicht ganz verlustfrei in je 1 neues Tritiumatom umgewandelt werden. Auch bei der Überführung des erbrüteten Tritiums in das Fusionsplasma sind Verluste unvermeidlich. Deshalb müssen die Neutronen im Blanket um rund 30 bis 50 % vermehrt werden. Dazu sehen die Blanketentwürfe die Nutzung der (n,2n)-Kernreaktion an entweder Blei oder Lithium vor. Kommerzielle Fusionsreaktoren müssen so ausgelegt werden, dass eine leichte Tritium-Überproduktion möglich ist. Über den Anreicherungsgrad des Isotops ⁶Li im Lithium kann dann das Tritium-Brutverhältnis ein- und nachgeregelt werden.

Sonstige Brennstoffe

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).

Reaktorkonzepte mit magnetischem Einschluss

→ Hauptartikel: Fusion mittels magnetischen Einschlusses

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Funktionsprinzip

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.

Damit die Fusionsreaktion selbsterhaltend "brennt", ist eine Teilchendichte von 10²⁰ m⁻³ und eine Plasmatemperatur von etwa 150 Millionen Grad Celsius nötig. Dieser, das Lawson-Kriterium erfüllende Zustand ist für einen wirtschaftlichen Kernfusionsreaktior nicht unbedingt erforderlich: Auch wenn dieser Zustand noch nicht ganz erreicht ist, erfolgen bei zusätzlichem Heizen des Plasmas ausreichend viele Fusionen (siehe Wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums).

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

• einerseits andere, zusätzliche Möglichkeiten zum „Treiben“ des Stroms entwickelt,
• wird andererseits auch weiterhin die Stellarator-Entwicklungslinie als Alternative mit öffentlichen Forschungsmitteln unterstützt.

Ein Netto-Energiegewinn erfordert in jedem Fall

• vergleichsweise große Reaktorgefäße, um genügend hohe Plasmatemperaturen erreichen und halten zu können. Aus diesem Grund wurde ITER in Vergleich zum Vorgänger JET wesentlich vergrößert (vgl. ITER-Abbildung und Technische Daten).
• den Einsatz supraleitender Magnetspulen, da normalleitende Spulen im Langzeitbetrieb zu viel Strom verbrauchen und sich außerdem zu stark aufheizen würden. Einige der existierenden Versuchsanlagen wie das LHD oder der Tore Supra sowie auch die im Bau befindlichen Wendelstein 7-X und ITER verwenden bereits supraleitende Spulen.

Bemerkung zur Terminologie: Mit 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.

Plasmaerzeugung und -aufheizung

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 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 1 Bar aus, der durch das Magnetfeld gehalten werden muss.

Die Heizleistung erhöht die Temperatur und kompensiert die Verluste durch thermische Röntgenstrahlung, die proportional zur vierten Potenz der Temperatur sind und durch Verunreinigungen aus Atomen mit hoher Ordnungszahl stark zunehmen. Für das Aufheizen werden verschiedene Methoden entwickelt. Mit manchen dieser Methoden kann auch die Temperatur- und somit auch die Stromverteilung im Plasma beeinflusst werden, was für dessen Formstabilität wichtig ist:

• Elektrisches Aufheizen: Plasma ist ein elektrischer Leiter und kann mittels eines induzierten elektrischen Stroms aufgeheizt werden. Dabei wirkt das Plasma wie die Sekundärspule eines Transformators. Allerdings steigt die Leitfähigkeit des Plasmas mit steigender Temperatur, so dass der elektrische 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.
• 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.
• 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.

Bei ausreichender Temperatur und Dichte beginnen Fusionen. Der bei der Reaktion gebildete Heliumkern gibt seine Energie – ein Fünftel der gesamten Energieausbeute der Kernreaktion, also 3,5 MeV – durch Stöße an das Plasma ab. Mit zunehmender Temperatur und Dichte steigt die Umsatzrate der Fusionsreaktion.

Ein Aufschaukeln auf zu hohe Temperaturen durch vermehrte Fusionen und dadurch weiteres Aufheizen ist nicht möglich, da das konstante Magnetfeld nicht in der Lage ist, das damit verbundene Aufblähen des Plasmas zu verhindern, was dadurch wieder auskühlt, insbesondere bei Kontakt mit der Gefäßwand. Die erwünschte Fusionsrate ist so mittels der jeweils vorgegebenen Magnetfeldstärke einstellbar und bleibt dann konstant, was außerdem eine dem jeweiligen Verbrauch angepasste Brennstoffzufuhr voraussetzt.

Brennstoffe und Reaktionsprodukte

Erbrüten von Tritium

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. Diese Strahlung wird im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors nur einen relativ kleinen Beitrag darstellen (siehe auch Abschnitt Umweltaspekte und Sicherheit).

Brennstoffnachfüllung

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 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.

Entfernen von Helium und Verunreinigungen

Das Reaktionsprodukt ⁴He sowie unvermeidlich aus dem Wandmaterial herausgeschlagene Kerne wirken als Verunreinigungen; sie müssen ständig aus dem Plasma entfernt werden. Da sie höhere Ladungszahlen haben als die Wasserstoffisotope, gelingt dies mit magnetischer Ablenkung. Dazu dienen speziell entwickelte Divertoren, die aus am Rande des Torus montierten Prallplatten bestehen, auf die mit einem Hilfs-Magnetfeld die im Plasma unerwünschten Ionen gelenkt werden. 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 aufrechterhaltenden Absauganlage ausgeschleust werden.

Reaktorwerkstoffe

Anforderungen

Die Nutzenergie des DT-Reaktors tritt in Form von Neutronen hoher Energie (14,1 MeV) auf. Die Neutronen treffen mit hoher Flussdichte, rund 10¹⁴ s⁻¹cm⁻², auf die „erste Wand“, also die dem Plasma zugekehrte Seite des Blankets – zusätzlich zur Belastung durch Wärmestrahlung. Dies führt unvermeidlich zu erheblichem Strahlenschaden im Material (zum Vergleich: selbst mitten im Kern eines typischen Druckwasserreaktors ist die Neutronenflussdichte rund 10 mal kleiner, und es handelt sich dort ganz überwiegend um thermische Neutronen). Der Strahlenschaden hängt stark von der Energie des Neutrons ab. Deshalb wird die Wandbelastung oft als Produkt aus Neutronenflussdichte und Neutronenenergie, also als Leistungsflächendichte in MW/m² (Megawatt pro Quadratmeter) angegeben. Bei der Energie 14,1 MeV entsprechen 10¹⁴ s⁻¹cm⁻² etwa 2,2 MW/m². Dies ist die in einem Entwurf für das Blanket des DEMO-Reaktors vorgesehene Neutronen-Wandbelastung. Das Blanket soll dabei eine Lebensdauer von 20.000 Betriebsstunden, also etwa 2,3 Jahren erreichen. Der so angesammelte Versetzungsschaden – der hauptsächlich Versprödung bewirkt – beträgt in Stahl etwa 50 dpa (displacements per atom). Zusätzlich wird das Material durch Schwellung geschädigt, weil (n,p)- und (n,alpha)-Kernreaktionen im Metallgefüge Gase, Wasserstoff bzw. Helium, erzeugen.

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, aber auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) werden untersucht. Mit ASDEX Upgrade wurde festgestellt, dass sich für bestimmte Bauteile auch Wolfram eignet. Für Bestrahlungsversuche an diesen Materialien soll, etwa zeitgleich mit ITER, die hochintensive und hochenergetische Neutronenquelle IFMIF betrieben werden.

Aktivierungsberechnungen

Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom Forschungszentrum Karlsruhe vorgestellt. 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 % ⁶Li angereichert. Bei allen Materialien wurde nicht nur die nominelle, ideale Zusammensetzung berücksichtigt, sondern auch die typischen natürlichen Verunreinigungen, zum Beispiel ein Anteil von 0,01 % Uran im Beryllium. Berechnet wurde die Aktivität am Ende eines ununterbrochenen Volllastbetriebs 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. Es wurde angenommen, dass eine Wiederverarbeitung zu neuen Reaktorteilen bei weniger als 10 mSv/h (Millisievert pro Stunde) mit ferngesteuerter Technik (remote handling) und bei weniger als 10 $\mu$Sv/h mit direkter Handhabung (hands-on handling) 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 Stahl, abhängig von dessen Zusammensetzung, Zeiten bis zu 500 Jahren.

Abfuhr und Nutzung der freigesetzten Energie

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.

Alternative Konzepte

Reaktoren mit Trägheitseinschluss

→ Hauptartikel: Trägheitsfusion

Die 2009 in den USA fertiggestellte National Ignition Facility (NIF) zur Erforschung der Laserfusion

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. 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 vorangetrieben wurde, werden in den Anlagen Laserstrahlen verwendet. Zur Erzielung eines Netto-Energiegewinns in Kraftwerken sind jedoch gerade Laser aufgrund des geringen Wirkungsgrades kaum geeignet.

Kalte Fusion

Andrei Sacharow, einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion, hat darüber hinaus eine Art katalytischer Beschleunigung der Fusionsreaktion mittels Myonen vorgeschlagen, wofür er 1948 den Begriff Kalte Fusion verwendete. 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. Eine auf diese Weise herbeiführbare Kernreaktion mit Energiefreisetzung wird daher von der Mehrheit der Wissenschaftler heute ausgeschlossen.

Liste von Versuchsanlagen

	Beendete Experimente	Anlagen in Betrieb	Anlagen im Bau
Tokamaks		Joint European Torus (JET) in Culham, England	ITER in Cadarache, Frankreich
	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
		JT-60 in Naka, Japan
		Tokamak à configuration variable der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz
		Tore Supra in Cadarache, Frankreich
		KSTAR in Daejeon, Südkorea
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
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

Pro und Contra

Verfügbarkeit der Brennstoffe

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 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 ⁶Li benötigt. Eine Verknappung durch den Lithiumbedarf anderer Industriezweige, wo die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt, ist daher kaum zu befürchten. Lithium ist demnach

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

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.

Tritiumgewinnung

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 oder aber in Kernspaltungsreaktoren aus ⁶Li 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 selbst 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. Während einige Wissenschaftler wie Michael Dittmar vom CERN die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse als unrealistisch kritisieren, sehen viele Fusionsforscher in diesem Punkt jedoch keine prinzipiellen Probleme.

Machbarkeit

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 auf die Erdölkonstante ironisch von der „Fusionskonstante“ gesprochen wird. 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 bestehenden Stromnetze wäre problemlos möglich. Wie auch die Kernspaltung würde sich die Kernfusion wegen der komplexen Technologie nur für hoch entwickelte Länder eignen.

Aussichtsreichste Kandidaten für eine Realisierung sind derzeit (März 2013) Tokamaks und Stellaratoren, die sich in der Technik des magnetischen Plasma-Einschlusses voneinander unterscheiden. Die bisher nach diesen beiden Konzepten gebauten Versuchsanlagen waren in ihrer begrenzten Größe noch nicht geeignet, auch mit Zuheizung eine Fusionsrate zu erreichen, bei der mehr Energie gewonnen wird, als zum Betrieb nötig war, geschweige denn, das Lawsonkriterium dauerhaft zu erfüllen.

Hauptziel der aktuellen Forschung an den beiden magnetischen Einschlussverfahren ist es, Plasmabedingungen zu finden, die die Energieeinschlusszeit $\tau _{E}$ wesentlich verlängern. In den meisten bisherigen Experimenten erwies sich die gemessene Energieeinschlusszeit als viel kürzer als theoretisch erwartet.

In 30 Jahren Fusionsforschung ist man diesen Zielen jedoch bereits erheblich näher gekommen und konnte jede der drei entscheidenden Größen Temperatur $T$, Dichte $n_{\rm {e}}$ und Einschlusszeit erheblich vergrößern. So wurden in kleineren Tokamak-Experimenten bereits 120 Minuten Einschlusszeit erreicht und die Temperaturen stiegen von 3 Mio K auf über 100 Mio K. Damit wurde das Tripelprodukt oder Fusionsprodukt $n_{\rm {e}}T\tau _{E}$ um einen Faktor von etwa 10.000 verbessert, liegt aber noch um den Faktor 7 unterhalb des für das Brennen nötigen Wertes von etwa 10²¹ keV s m⁻³ (der Mindestwert des Tripelprodukts ist eine vereinfachte Fassung des Lawson-Kriteriums). Die bisherigen Anlagen sind für eine Zündung zu klein: Das Plasma muss eine bestimmte Mindestgröße haben, um im Zentrum 10 bis 15 keV (170 Mio K) zu erreichen, weil bei gegebener Geometrie nur eine bestimmte maximale Gesamtenergie gespeichert werden kann.

Mit dem Tokamak ITER sollen ab 2026 Fusionen mit Zuheizung erreicht und gezeigt werden, dass eine Vergrößerung des Reaktors das erhoffte Verhältnis von aufgewendeter zu gewonnener Energie liefert. Mit dem Nachfolgeprojekt – dem „Demonstrationskraftwerk“ DEMO – soll schließlich eine wirtschaftliche Energieerzeugung praktisch nachgewiesen werden.

Der ab 2014 zu betreibende Stellarator Wendelstein 7-X wird noch nicht mit DT-Brennstoff arbeiten. Mit ihm soll der kontinuierliche dauerhafte Plasma-Einschluss – der den Hauptvorteil gegenüber Tokamaks darstellt – demonstriert und gezeigt werden, dass sich auch das Stellaratorkonzept grundsätzlich zur kommerziellen Stromerzeugung eignet.

Kosten

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.

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. Im Jahr 2001 wurde vom Max-Planck-Institut für Plasmaphysik eine Kostenschätzung vorgenommen. Unter Berücksichtigung der für technische Projekte typischen „Erfahrungslernkurven“ würden die Stromkosten „bei der zehnten Anlage einer Art zwischen 12 und 20 Pf/kWh liegen“. Der Berechnung wurden folgende Annahmen zugrunde gelegt:

• 75 % jährliche Auslastung,
• 30 Jahre Lebensdauer,
• 5 % jährlicher Kapitalzins.

Die Kosten teilen sich auf wie folgt:

• 62 % aus Investition für die Anlage,
• 30 % Austausch von Verschleißteilen (Blanketteile, Divertorplatten) während der Betriebsdauer,
• 8 % laufender Betrieb, Wartung, Brennstoff und Entsorgung.

Diese Kostenschätzung bezieht sich auf die bis 2001 gesammelten Erkenntnisse aus Kraftwerks-Studien und Erfahrungen aus der Finanzierung der ITER-Entwicklung bis zu diesem Zeitpunkt.

Am 9. November 2009 veröffentlichte die Citibank unter dem Titel „New Nuclear – The Economics Say No“ eine Studie zur privatwirtschaftlichen Finanzierbarkeit von Großprojekten, beispielhaft anhand neuer Kernkraftwerkprojekte. Die Frankfurter Allgemeine Zeitung zitierte dazu in ihrem Wirtschaftsteil einen E.ON-Manager mit den Worten: „Alle Modelle, bei denen ein privater Betreiber das komplette Risiko des Kernkraftprojektes übernimmt, sind zum Scheitern verurteilt. Ohne Staatskohle keine Kernkraft.“

Umweltaspekte und Sicherheit

Fusionskraftwerke hätten

• im Gegensatz zu herkömmlichen Kraftwerken auf Basis von Kohle, Öl oder Gas
  • keinen Ausstoß von Abgasen, insbesondere von Treibhausgasen wie CO₂;

• im Gegensatz zu Kernspaltungsreaktoren
  • keine Reaktion, die überkritisch werden, also außer Kontrolle geraten kann. Die Zündbedingungen müssen im Gegenteil mit großem Aufwand aufrechterhalten werden, die Energiefreisetzung bricht schon bei kleinen Störungen ab.
  • außer der Versorgung mit dem initialen Tritium-Vorrat keine Transporte radioaktiven Brennstoffs nötig. Die Einsatzstoffe Lithium und Deuterium sind nicht radioaktiv.
  • kein langlebiges radioaktives Material aus dem Brennstoff zur Folge: Das im Blanket erbrütete Tritium wird schnell extrahiert und wieder verbraucht. Ein Vorrat für einen einwöchigen Betrieb läge bei einer 1-GW-Anlage in der Größenordnung von wenigen Kilogramm. Bei Unfällen freigesetztes Tritium (zum Vergleich: über 600 kg Tritium gerieten durch Kernwaffentests in die Atmosphäre) zerfällt mit einer Halbwertszeit von 12,3 Jahren zu stabilem ³He.

• ähnlich wie bei Kernspaltungsreaktoren
  • Neutronenaktivierung von Anlagenteilen, Kühlmitteln und Strukturmaterial zur Folge. Die Menge des aktivierten Materials wäre vergleichbar mit der eines Spaltreaktors und würde den größten Teil des radioaktiven Inventars der Anlage ausmachen;
  • Anlagenteile, die so starker Neutronenstrahlung ausgesetzt sind, dass sie regelmäßig getauscht und zwischengelagert werden müssen. Bei herkömmlichen Kernreaktoren werden insbesondere die Brennelementhüllen, in denen sich der Uran-Brennstoff befindet, zusammen mit dem Brennstoff getauscht, bei Fusionsreaktoren wären dies insbesondere Teile des Divertors und des Blankets.

Mit den derzeit gängigen Strukturmaterialien wie austenitischen Chrom-Nickel-Edelstählen entstehen durch Neutronenaktivierung große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden ⁶⁰Co.

Durch zurzeit laufende Werkstoffentwicklungen soll sichergestellt werden, dass der größte Teil der aktivierten Anlagenteile nach Ende der Nutzungsdauer für lediglich etwa 100 Jahre kontrolliert gelagert werden muss, bis ein Recycling möglich ist; der kleinere Teil muss ungefähr 500 Jahre gelagert werden. Eine Endlagerung wäre somit nicht nötig. Dies ist die Hauptvorgabe für die Entwicklung solcher neuen (niedrig aktivierbaren) Werkstoffe, die auch Beständigkeit unter Neutronenbestrahlung aufweisen und alle Anforderungen an ihre jeweilige spezielle Aufgabe erfüllen müssen, wie Stabilität, Amagnetismus oder Vakuumdichtigkeit.

Bisher wird davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material die hohen Neutronenflüsse eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushält. Wegen der Strahlung der aktivierten Teile müssten Reparaturen und Wartungsarbeiten nach Inbetriebnahme ferngesteuert ausgeführt werden.

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.

Risiken hinsichtlich Kernwaffenverbreitung

Bereits einige Gramm eines Deuterium-Tritium-Gemischs können die Energiefreisetzung einer Atombombe und damit deren 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.

Soweit im Blanket angereichertes ⁶Li verwendet wird, müssen entsprechende großtechnische Anlagen zur Lithium-Anreichung errichtet werden. Schließlich ist mit angereichertem ⁶Li auch direkte Proliferation denkbar. Wasserstoffbomben erreichen mit angereichertem ⁶Li eine höhere Sprengkraft als mit natürlichem Lithium.

Literatur

• G. McCracken, P. Stott: Fusion – the Energy of the Universe. 2. Auflage. Elsevier, München 2012, ISBN 978-0-12-384656-3. Eine auch für Laien verständliche Übersicht
• Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. Wiley-VCH, 2010, ISBN 978-3-527-40967-9, eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche.
• A. A. Harms, K. F. Schoepf, G. H. Miley, D. R. Kingdon: Principles of Fusion Energy. World Scientific, Singapur 2000, ISBN 981-02-4335-9
• Jeffrey P. Freidberg: Plasma physics and fusion energy. Cambridge University Press, 2007, ISBN 978-0-521-85107-7, eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche.
• Einführung in die Kernfusion, IPP-Berichte (PDF, 9 MB)
• A. Bradshaw, T. Hamacher: Kernfusion – Eine nachhaltige Energiequelle der Zukunft. Naturwissenschaftliche Rundschau 12/2005, S. 629.

Weblinks

• Ulrich Samm: Fusion, eine Zukunftsperspektive? (PDF) Institut für Plasmaphysik, Forschungszentrum Jülich GmbH, 15. Juli 2003, abgerufen am 3. August 2008 (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