Ein '''Kernfusionsreaktor''' oder '''Fusionsreaktor''' ist eine technische Anlage, in der die von als kontrolliert abläuft. Fusionsreaktoren, die zur Stromerzeugung in einem geeignet wären, existieren noch nicht.
Die Forschung konzentriert sich hauptsächlich auf s und en. Diese Reaktorkonzepte beruhen auf der Technik des . Wenige Gramm des Deuterium-Tritium-Gasgemisches werden in ein luftleeres, viele Kubikmeter großes, förmiges Behältnis eingebracht und auf 100 bis 150 Millionen Kelvin erhitzt. Bei diesen Temperaturen sind en und e voneinander getrennt und bilden ein elektrisch leitendes . Um die torusförmige Plasmakammer sind e angeordnet, die ein Magnetfeld von bis zu 12 Stärke erzeugen. Durch dieses Magnetfeld wird das Plasma in der Kammer so eingeschlossen, dass es die Wände nicht berührt. Bei einem Kontakt mit der Wand würde das Plasma sofort auskühlen und die Reaktion würde zusammenbrechen. Die entspricht dabei einem technischen . Die stark e Kernreaktion erfolgt durch den Zusammenstoß der schnellen Atomkerne. Dabei werden energiereiche en freigesetzt. Im (Außenmantel) wird die Bewegungsenergie der Neutronen in Wärme umgewandelt, die zur Stromerzeugung mittels einer Dampfturbine verwendet wird. Eine zweite Funktion des Blankets, welches deshalb hauptsächlich aus Lithium besteht, ist das Erbrüten von Tritium, das für die Fusion benötigt wird.
Die wichtigsten europäischen Forschungsreaktoren sind die Tokamaks in in und in sowie der Stellarator in . Das zurzeit größte Projekt ist der internationale Forschungsreaktor , ein Tokamak, der seit 2007 in in Südfrankreich im Bau ist.
Potentielle Energiequelle der Zukunft
Mit der Entwicklung von Kernfusionsreaktoren erhofft man sich die Erschließung einer praktisch unerschöpflichen Energiequelle
Experimente am und anderen Forschungsreaktoren deuten darauf hin, dass künftig Tokamak-Reaktoren im Dauerbetrieb arbeiten könnten.
Brennstoff
Vorkommen und Beschaffung
Während in geradezu unerschöpflichen Mengen (2,5 · 1013 t) vorhanden ist, kann in den für einen Fusionsreaktor nötigen Mengen praktisch nur durch ?Erbrüten? aus -6 in der Anlage selbst erzeugt werden:
- <math> ^6\mathrm{Li} + \mathrm{n} \ \rightarrow \ ^4 \mathrm{He} + {}^3\mathrm{H} + 4{,}8 \; \mathrm{MeV}</math>
Das wird auf mehr als 29 Mio t geschätzt. Zum Tritiumbrüten dient nur das mit einem natürlichen Anteil von 7,5 % vorkommende Isotop 6Li. Aus diesem anteiligen Vorrat von rund 2 Mio t an Lithium-6 sind nach der obigen Formel theoretisch rund 1 Mio t Tritium gewinnbar. In der Praxis soll angereichertes Lithium mit einem Gehalt an Lithium-6 von 30 ? 60 % verwendet werden. Das technisch nutzbare Lithiumvorkommen reicht also rechnerisch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für Tausende von Jahren zu decken.
Einer Verknappung durch den steht entgegen, dass bei diesen die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt und für sie somit über 90 % des Lithiums verfügbar bleiben. Selbst bei einem Szenario mit stark steigender Lithium-Nachfrage durch massiven Ausbau der Elektromobilität kommt es bis 2050 lediglich zur Erschöpfung derjenigen Lithium-Ressourcen, die zu heutigen Lithium-Preisen und Technologien abbaubar sind.
Tritium ist radioaktiv mit einer von 12,32 Jahren. Es emittiert allerdings nur mit geringer Maximalenergie und ohne begleitende . Im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors, der für einige Zeit in Betrieb gewesen ist, wird Tritium nur einen relativ kleinen Beitrag darstellen.
Das zum ''Start'' von Fusionsreaktoren nötige Tritium könnte in konventionellen Kernspaltungsreaktoren problemlos gewonnen werden. Insbesondere fällt in en (beispielsweise ) Tritium in einer Menge von rund 1 kg pro 5 GWa erzeugter elektrischer Energie als Nebenprodukt an. Auch das während der vorgesehenen Laufzeit von ITER benötigte Tritium (einige Kilogramm) wird voraussichtlich daher stammen.
Für den Dauerbetrieb von Fusionskraftwerken würden diese bisher einzigen verfügbaren Quellen jedoch bei weitem nicht genügend Tritium liefern, woraus sich die Notwendigkeit ergibt Tritium im Reaktor zu erbrüten. Ein Fusionskraftwerk mit 1 GW elektrischer Leistung würde jährlich etwa 225 kg Tritium benötigen.
Tritiumbrüten und Neutronenvermehrung
Eine wirtschaftliche Gewinnung der nötigen Tritiummengen wäre durch die oben beschriebene Erzeugung aus Lithium-6 im Fusionsreaktor selbst mittels der ohnehin emittierten freien Neutronen möglich. Dafür wird das Plasma von einem Brutmantel, dem Blanket, umgeben.
Die Kernfusion liefert pro verbrauchtem Tritiumatom genau ein Neutron; daraus könnte im Prinzip je ein neues Tritiumatom erzeugt werden. Das ist aber nicht verlustfrei möglich, denn das Blanket kann rein geometrisch nicht 100 % der Neutronen erfassen,
Zudem werden in den Materialien radioaktive e durch gebildet. Um möglichst kleine Mengen davon zu erzeugen, die zudem möglichst geringe en aufweisen sollten, können nur Materialien aus bestimmten Elementen verwendet werden. In den heute gängigen Strukturmaterialien wie Chrom-Nickel- entstehen durch Neutronenaktivierung große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden 60Co. Das Strukturmaterial von ITER ist zwar noch ein solcher austenitischer Chrom-Nickel-Stahl; für zukünftige Kraftwerksreaktoren sind derartige Stähle jedoch nicht brauchbar.
Die Hauptvorgaben für die Werkstoffentwicklung sind niedrig aktivierbare Werkstoffe, die genügend Beständigkeit unter Neutronenbestrahlung aufweisen und alle Anforderungen an ihre jeweilige spezielle Aufgabe erfüllen müssen, wie Stabilität, oder Vakuumdichtigkeit. aber auch Legierungen auf basis und das keramische (SiC) werden untersucht. Mit wurde festgestellt, dass sich für die dem Plasma zugewandten Frontflächen der Blanketmodule und für platten auch eignet. Für Bestrahlungsversuche an diesen Materialien soll, etwa zeitgleich mit ITER, die hochintensive und hochenergetische Neutronenquelle betrieben werden.
Aktivierungsberechnungen
Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom vorgestellt. Für den Reaktor wurden 2200 MW Fusionsleistung angenommen. Sein Blanket besteht aus 77 Lithiumorthosilikat Li4SiO4 (auf 40 % Lithium-6 angereichert) 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. Bei allen Materialien wurde nicht nur die nominelle, ideale Zusammensetzung berücksichtigt, sondern auch die typischen natürlichen Verunreinigungen, darunter zum Beispiel ein Anteil von 0,01 % Uran im Beryllium. Berechnet wurde die Aktivität am Ende eines ununterbrochenen Volllastbetriebs von 20.000 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- an der Materialoberfläche eines massiven Bauteils betrachtet. Es wurde angenommen, dass eine Wiederverarbeitung zu neuen Reaktorteilen bei weniger als 10 m/h mit ferngesteuerter Technik und bei weniger als 10 <math>\mu</math>Sv/h mit direkter Handhabung 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 genauer Zusammensetzung, Zeiten bis zu 500 Jahren.
2006 wurde die Gesamtmenge des während einer 30-jährigen Lebenszeit einer Anlage anfallenden radioaktiven Materials je nach Bauart mit insgesamt zwischen 65.000 und 95.000 Tonnen abgeschätzt. Trotz dieser größeren wäre deren in mit den Rückbauprodukten eines entsprechenden Spaltreaktors vergleichbar; die Umwelteigenschaften wären aber deutlich günstiger. Anders als bei Kernspaltungskraftwerken blieben weder große Mengen Spaltprodukte während der Stromproduktion übrig noch Erzreste, die radioaktives Radon produzieren.
Stand der Forschung
In über 50 Jahren Fusionsforschung seit den Ergebnissen mit dem ersten russischen Tokamak T3 von 1968 konnte man jede der drei entscheidenden Größen ? Temperatur <math> T</math>, Teilchendichte <math>n_{\rm e}</math> und Energieeinschlusszeit <math>\tau_E</math> ? erheblich vergrößern und hat das <math>n_{\rm e} \cdot T \cdot \tau_E</math> bereits um den Faktor von etwa 10.000 verbessert; es ist noch etwa um den Faktor sieben von der Zündung entfernt, für die das Tripelprodukt ungefähr einen Wert von 1021 keV s/m³ haben muss. In kleineren Tokamak-Anlagen konnten die erreichten Temperaturen von 3 Mio. Kelvin bereits auf über 100 Mio. Kelvin gesteigert werden.
Hauptziel der aktuellen Forschung an den beiden magnetischen Einschlussverfahren ist es, Plasmabedingungen zu finden, die die Energieeinschlusszeit <math>\tau_E</math> wesentlich verlängern. In den vielen bisherigen Experimenten erwies sich die gemessene Energieeinschlusszeit als viel kürzer als theoretisch erwartet. Eine positive Energiebilanz wurde erstmals 2022 in der (USA) erzielt. Das LLNL verzeichnete die Erzeugung von ca. 3 MJ Fusionsenergie nach dem Einsatz von ca. 2 MJ Laserenergie. Der zukünftige internationale Fusionsreaktor , der seit 2007 im südfranzösischen Forschungszentrum errichtet wird, soll etwa zehnmal so viel Fusionsleistung liefern, wie zur Heizung des Plasmas aufgebracht werden muss. Forscher des ASDEX Upgrade veröffentlichten 2023 Testergebnisse zu einer kompakteren -Anordnung. Dieses neue Konzept bringt mehr Plasma bzw. Energie pro Volumeneinheit unter und hat weitere Vorteile, welche die Kosten einer Tokamak-Anlage verringern könnten.
Alternative Konzepte
Neben Fusion von Deuterium und Tritium in Tokamaks und Stelleratoren wurden weitere Konzepte vorgeschlagen, um mittels Kernfusion in großtechnischem Maßstab Energie zu gewinnen.- Andere Brennstoffkombinationen als Deuterium-Tritium sind im Prinzip physikalisch möglich (z. B. Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium3). Sie hätten den Vorteil leichterer Beschaffbarkeit oder geringerer Strahlenbelastung. Für einen erfolgreichen Betrieb sind mit ihnen allerdings eine erheblich höhere Temperatur und/oder höhere Dichte erforderlich.
- Das Konzept des befindet sich im Stadium der Grundlagenforschung. 2022 berichtet das über die Erzeugung von 3,15 MJ Fusionsenergie aus 2,05 MJ Laserenergie, die das Target erreichte. Zur Erzeugung der Laserenergie wurden 300 MJ an elektrischer Energie benötigt.
- Die ist nach Ansicht der meisten Wissenschaftler keine mögliche Alternative. Die in diesem Zusammenhang behaupteten physikalischen Prozesse der Energiefreisetzung widersprechen dem aktuellen Stand der Physik.
Stromgestehungskosten und Wirtschaftlichkeit
Eine Bewertung der Wirtschaftlichkeit von Fusionsreaktoren im Vergleich zu konkurrierenden Technologien ist, wie die Nennung von , höchst spekulativ:
Einige Studien gehen davon aus, dass ?die Stromgestehungskosten aus heutiger Sicht eher höher als bei konkurrierenden Technologien liegen werden?,. Als gesichert gilt, dass die Investitionen die Stromgestehungskosten dominieren werden. Die spielen eine untergeordnete Rolle. Bei Fusionskraftwerken wird es sich um sehr Großprojekte zur in der handeln.
Erst nach der Demonstration der technischen Machbarkeit (), beispielsweise mit dem Versuchsreaktor ITER, kann mit Nachfolgereaktoren (im Beispiel mit DEMO) eine Abschätzung der Kosten kommerzieller Kernfusionskraftwerke erfolgen. Für jede Ausführungsform eines Fusionsreaktors ist der Nachweis der Wirtschaftlichkeit der entscheidende Erfolgsfaktor, da dies die Grundvoraussetzung für eine breite Anwendung ist. Die Wirtschaftlichkeit wird dabei im Wesentlichen von den Stromgestehungskosten bestimmt. Kritiker der Kernfusion merken hierbei an, ?dass selbst technisch ausgereifte konventionelle Atomkraftwerke heute kaum noch mit der immer billiger werdenden Stromerzeugung aus Wind und Sonne konkurrieren können?. Auch die Speicherung von Strom werde zunehmend billiger. Es stelle sich daher die Frage, ?wie Strom aus Großkraftwerken mit Kosten im zweistelligen Milliardenbereich in fünfzig Jahren günstiger sein soll als solcher aus erneuerbaren Quellen?.
Liste der Versuchsanlagen
In der folgenden Tabelle sind die wichtigsten Anlagen aufgeführt. Siehe auch:
{| class="wikitable"|-
!! beendete Experimente
! Anlagen in Betrieb
! Anlagen im Bau
|-
! rowspan="12"| Tokamaks
| Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR)
, USA (1983?97)
| (JET)
,
|
,
|-
|| National Spherical Torus Experiment (NSTX-U)
(PPPL),
| SPARC
Commonwealth Fusion Systems (CFS), Cambridge, Massachusetts, USA
|-
||
,
||-
|
Institut für Plasmaphysik des (1983?2013)
| DIII-D
||-
|| (EAST)
Hefei, China<ref name="MM">Xinhua: </ref>
||-
||
Naka, Japan<ref name="JT60"></ref>
||-
|| (TCV)
, Schweiz
||-
|| Tore Supra/WEST
Cadarache, Frankreich
||-
||
Daejeon, Südkorea
||-
|| HL-2M
Sichuan, China<ref name="HL-2M"></ref>
||-
|| Pegasus III
, Madison, WI, USA
||-
|| ADITYA
Institute for Plasma Research, , India
||-
! rowspan="6"| Stella-
ratoren
|
(1988?2002)
|
| Chinese First Quasi-Axisymmetric Stellarator (CFQS)
Chengdu, China
|-
| (NCSX)
Princeton University, USA (2003?08, Bau nicht fertiggestellt)
|
, , USA
||-
|| (LHD)
Toki (Gifu), Japan
||-
|| Helically Symmetric eXperiment (HSX)
, Madison, WI, USA
||-
|| H-1NF
Canberra, Australien
||-
|| TJ-II
CIEMAT, Madrid, Spanien
||-
! rowspan="4"| Trägheits-
einschluss
(Laserfusion)
|| (NIF)
in , USA
||-
|| OMEGA-Laser, Rochester, USA
||-
|| GEKKO-Laser, Osaka, Japan
||-
||
Le Barp, Südwestfrankreich
||-
! rowspan="3"| ''sonstige''
||
||-
||
||-
|| Dichter Plasma-Fokus ()
|
|}
Forschung und Institute
Deutschland
- (IPP)
- : Institut für Energie- und Klimaforschung (IEK):
Europa
- (EFDA) (1999?2013)
Großbritannien
- (CCFE) (siehe auch )
USA
- (LLNL)
- (LANL)
Literatur
Berichte
Fachartikel
Fachbücher
Ältere Dokumente und Beiträge
Dokumentationen
- TV-Dokumentation in , Deutschland 2023 für und .
Weblinks
Einzelnachweise
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