Kernfusionsreaktor

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.

Datei:Tokmak - ITER cut.jpg

Modellbild des im Bau befindlichen Versuchsreaktors ITER
(zum Größenvergleich links unten ein Mensch)

Als Kernfusionsreaktor werden nukleare Reaktoren bezeichnet, mit denen durch Fusion leichter Atomkerne in einer energetischen Kettenreaktion Wärmeenergie gewonnen werden soll, mit der beispielsweise elektrischer Strom erzeugt werden kann. In den größeren Industrieländern wird diese Technologie seit etwa 1960 entwickelt, ist aber vom kommerziellen Einsatz noch einige Jahrzehnte entfernt. Ein Kernfusionskraftwerk könnte mit vergleichsweise geringem Brennstoffverbrauch – und weniger langlebigem radioaktivem Abfall als Kernspaltungskraftwerke – große Mengen an elektrischer Energie liefern.

Auch die Sonne gewinnt die Energie, die sie dann abstrahlt, aus Kernfusionsprozessen. Allerdings sind die dort wirksamen Kernreaktionen für eine technische Nutzung auf der Erde ungeeignet.

Der erste Versuchsreaktor, dessen Fusionsplasma mehr Energie abgeben als aufnehmen soll, ist der Internationale Thermonukleare Experimentelle Reaktor (ITER). Er soll diese Energiegewinnung demonstrieren, wird jedoch noch keine Nutzenergie (Strom) liefern. ITER soll mit Kosten von insgesamt 9,6 Milliarden Euro gebaut und 20 Jahre lang betrieben werden.

Grundprinzip

Bei der Fusion (Verschmelzung) bestimmter leichter Atomkerne wird Energie freigesetzt. 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 aufgewandt als aus der Reaktion gewonnen. Eine Netto-Energieproduktion ist auf diese Weise nicht möglich.

Für einen Netto-Energiegewinn im technischen Maßstab muss die Reaktion in einer größeren Materialmenge als energetische Kettenreaktion ähnlich chemischen Kettenreaktionen, 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.

Brennstoff 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 {T+D\ \rightarrow \ \!^{4}He+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.

Bestimmte andere Fusionsreaktionen und damit -brennstoffe (siehe Abschnitt „Andere Brennstoffe als Deuterium-Tritium“) 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.

Allgemeine Probleme bei Deuterium-Tritium-Reaktoren

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. Der Artikel Blanket beschreibt dessen Aufbau und Funktion.

Die Nutzenergie des DT-Reaktors tritt in Form sehr schneller Neutronen auf. Die hohe Energie der Neutronen (14,1 MeV) und die hohe Neutronenflussdichte stellen eine technische Herausforderung dar, denn die Materialien des Reaktors altern dadurch verstärkt. Außerdem werden durch Kernreaktionen zwischen den Neutronen und 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. Übliche Chrom-Nickel-Edelstähle sind beispielsweise 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.

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“).

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 der 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

Siehe 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 Hochvakuuum, 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 erwärmt 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 gefrorenem 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) finden sich vier Fünftel, also 14,1 MeV, in der Bewegungsenergie des erzeugten Neutrons. 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.

Reaktoren mit inertiellem oder Trägheitseinschluss

Siehe 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 (2007) 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 umstrittene Konzepte zum Plasmaeinschluss oder zur Fusionsenergiegewinnung ohne Plasma sind unter Farnsworth-Hirsch-Fusor, Kalte Fusion und Bläschenfusion beschrieben. Keines dieser Verfahren hat bisher Fusionsreaktionen oder die Gewinnung von Fusionsenergie reproduzierbar demonstrieren können; bei den meisten ist sie auch theoretisch-physikalisch wenig glaubhaft.

Liste von Versuchsanlagen

Tokamaks

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
• JT-60, Naka, Japan

Geplante Tokamaks:

• ITER – Cadarache, im Süden Frankreichs

Stellaratoren

• Wendelstein 7-AS – Garching bei München
• Wendelstein 7-X – Greifswald
• Columbia Non-Neutral Torus – Columbia University/USA

Trägheitseinschluss (Laserfusion)

• NIF
• NLUF
• LMJ (Frankreich)

Andere

• Elektrostatischer Trägheitseinschluss
• Z-Maschine

Für und Wider

Machbarkeit und Kosten

Es ist noch 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 schon heute konkurrenzfähigen Preis erzeugen könnte.

Bei einer weiteren Verknappung der fossilen Energieträger wird deren Preis weiter steigen. Falls es nicht gelingt, mit regenerativen Methoden der Stromerzeugung wie beispielsweise Solar-, Wind- oder Wasserenergie alleine dauerhaft den gesamten Welt-Energiebedarf zu decken, wäre die Fusion – vorausgesetzt, sie ist dann operativ einsatzfähig – möglicherweise wesentlich kostengünstiger, als es herkömmliche Stromerzeugungsmethoden dann sein werden.

Zwischen den bisherigen Kenntnissen und einem funktionierenden Prototypkraftwerk stehen noch bedeutende technische Probleme. Es ist nicht endgültig 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 um das Jahr 2040 schließlich kommerziell nutzbare Energiegewinnung demonstrieren. Manche Kritiker halten deshalb das ganze Projekt für eine geldverschlingende Utopie. Obwohl es seit mehr als 30 Jahren viele Milliarden Euro verschlungen hat, werde man erst in ca. 30 Jahren wissen, ob es überhaupt realisierbar sei und bis dahin weiter riesige finanzielle Mittel verschlingen. Die Energieprobleme der nächsten Jahrzehnte werde Kernfusion deshalb sicher nicht beheben.

Datei:Brennstoff Kernfusion.png

Vergleich der in einem Kraftwerk jährlich einzusetzenden Brennstoffmengen für die Erzeugung der gleichen Energiemenge: Kohle, Öl, Kernspaltung, Kernfusion

Um wirtschaftlich arbeiten zu können, müssen Fusionskraftwerke eine gewisse Mindestbaugröße aufweisen, welche etwa den heutigen Kernspaltungskraftwerken entspricht (im Bereich zwischen 1000 und 2000 MW pro Block). Eine Integration solcher Anlagen in das bestehende europäische Verbundstromnetz, z. B. anstelle abgeschalteter Kernkraftwerke, wäre ohne größere Probleme zu realisieren. Jedoch ist es wie bei der Kernspaltungsenergie als grundsätzlicher Nachteil zu sehen, dass wegen der Anlagengröße ein aufwendiges Netz zur Energieverteilung nötig ist und dass die komplexe Technologie sich nur für Industrieländer eignet.

Der Jahresverbrauch eines Fusionskraftwerks mit einer Leistung von 1000 MW beträgt 100 kg Deuterium und 150 kg Tritium (aus 300 kg Lithium erbrütet). Für die Brennstoffversorgung fallen also nur geringfügige Kosten und kaum Transporte an.

Verfügbarkeit des Brennstoffs

Deuterium ist zu etwa 0,015 % im natürlichen Wasser enthalten und somit fast unbegrenzt verfügbar. Tritium ist in der Natur fast nicht verfügbar, muss also erzeugt werden. Es wird im Blanket des Reaktors nach folgender Reaktionsgleichung aus Lithium erbrütet:

$\mathrm {^{6}Li+n\ \rightarrow \ \!^{4}He+T\;} \ \$

Da Lithium seltener vorkommt als Deuterium, stellt es den begrenzenden Faktor dar. Die technisch nutzbaren Lithiumvorkommen reichen jedoch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für einige tausend Jahre zu decken. Der Brennstoff ist

• langfristig vorhanden,
• leicht zu gewinnen,
• preiswert und
• weltweit verteilt (so dass keine politischen Abhängigkeiten auftreten).

Umweltaspekte und Sicherheit

Fusionskraftwerke haben

• keinen Ausstoß von Abgasen, insbesondere von Treibhausabgasen wie CO₂;
• keine Reaktion, die außer Kontrolle geraten (überkritisch werden) kann, da die Zündbedingungen mit großem Aufwand aufrechterhalten werden müssen und die Fusion bei der kleinsten Störung abbricht;
• ein sehr kleines Brennstoffinventar an radioaktivem Tritium im Plasmagefäß mit etwa 0,5 g (im gesamten Reaktor <500 g);
• im Gegensatz zur Kernspaltung keine Transporte radioaktiven Brennstoffs nötig, da die Ausgangsstoffe Lithium und Deuterium nicht radioaktiv sind (Tritium wird in der Anlage aus Lithium erbrütet);
• als radioaktives Inventar Tritium und aktivierte Reaktorbestandteile.

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 schnellen Neutronen (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 ganz 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 großenteils 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 Fusionsbrennstoffen möglich (siehe unten).

Risiken hinsichtlich Kernwaffenverbreitung

DT-Fusionskraftwerke können die Verbreitungsgefahr von Kernwaffen erhöhen. Jede solche Anlage würde so viele schnelle Neutronen produzieren, dass mit ihrer Hilfe im laufenden Betrieb relativ rasch isotopenreines spaltbares Material erzeugt (erbrütet) werden kann, das in Spaltungsbomben einsetzbar ist.

Weiterhin kann bereits eine geringe Menge Tritium oder ein Deuterium-Tritium-Gemisch 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 nur gering überkritischer 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.

Andere Brennstoffe als Deuterium-Tritium

Wie oben bemerkt, sind bei den folgend erwähnten Fusionsreaktionen die Energieausbeuten und/oder die Wirkungsquerschnitte bei realistischen Plasmatemperaturen zu klein, um eine wirtschaftliche technische Nutzung heute absehen zu können, oder die Stoffe sind auf der Erde nicht in genügender Menge verfügbar. Die Brennstoffe sind aber grundsätzlich interessant als Möglichkeiten in einer fernen Zukunft.

Deuterium-Deuterium

Reines Deuterium ist der fast ausschließlich verwendete Brennstoff der bisherigen Versuchsanlagen, denn die meisten technischen Probleme des Fusionsplasmas können auch damit statt mit DT-Brennstoff untersucht werden. Für die DD-Fusion ist kein Erbrüten des Brennstoffs nötig, der Brennstoff 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; Neutronen und Protonen sind nur miteinander vertauscht. Die D-³He-Reaktion (oben als Folgereaktion der Deuterium-Deuterium-Fusion erwähnt) liefert dementsprechend einen He-4-Kern und ein Proton von etwa 14 MeV Energie. Allerdings muss die höhere Abstoßung des doppelt geladenen He-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 He-3 betriebenen Fusionsreaktor gäbe es so gut wie keine Radioaktivität. Allerdings müssten für die Reaktion

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

noch größere Abstoßungskräfte überwunden werden.

Eine grundsätzliche Schwierigkeit liegt in der Verfügbarkeit von He-3, das auf der Erde nur in geringer Menge vorhanden ist.

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, ¹¹B + p --> 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.

Siehe auch

• Kernwaffentechnik

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

• ITER – verständlich erklärt
• ITER (englisch)
• TEXTOR
• FIRE
• FUSION FAQ
• European Fusion Development Agreement
• 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)
• Kernfusion – eine Energiequelle der Zukunft? (Marcus Haas)
• Deutsche Physikalische Gesellschaft e. V., Bundesministerium für Bildung und Forschung