Kernfusionsreaktor

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Modell eines Sektors des ITER-Tokamaks (im Bau)

Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Einrichtung, in der eine kontrollierte Kernfusion im Dauerbetrieb ablaufen soll, die zur Stromerzeugung in einem Fusionskraftwerk geeignet sein könnte. Die Technologie ist in Entwicklung; voll funktionsfähige Fusionsreaktoren existieren noch nicht (Stand: 2014).

Dieser Artikel befasst sich mit den physikalischen Abläufen in Kernfusionsreaktoren, jedoch nicht mit Überlegungen, wo weltweit Fusionsenergie zur Stromerzeugung politisch gewollt oder aus Umweltschutzgründen erwünscht sein könnte und ob sie dort wirtschaftlich wäre. Falls Kernfusionsreaktoren überhaupt die technische Reife zur Stromerzeugung erreichen sollten, ist ihr kommerzieller Einsatz dafür nicht vor 2040 bis 2050 zu erwarten. Entscheidungen hierüber sind erst wenige Jahre zuvor möglich und werden auch von Land zu Land – wie schon der Bedarf an einer solchen Grundlastversorgung – sehr unterschiedlich sein: Die dann örtlich geltenden Vor- und Nachteile gegenüber anderen Stromerzeugungsmethoden, ihre Bau- oder Importkosten (je nach technologischem Entwicklungsstand), die Aufwendungen für Finanzierung, Betrieb und Rückbau sowie der erzielbare Strompreis sind langfristig nicht ausreichend verlässlich vorhersagbar. Diese Themen werden im Artikel Fusionsenergie behandelt.

Die Energie der Sonne stammt aus Fusionsreaktionen. Damit stammt letztendlich auch die Energie aus Kohle, Erdöl, Gas, Wind oder Wasserkraft aus der Kernfusion. In der Sonne verschmilzt seit etwa 4,6 Milliarden Jahren Wasserstoff im Plasmazustand unter sehr hohem Druck von 200 Milliarden bar und bei etwa 15 Millionen Grad Celsius in der Proton-Proton-Reaktion zu Helium. Aufgrund der hohen notwendigen Dichte ist diese Reaktion nicht für eine Energiegewinnung auf der Erde verwendbar. Stattdessen sind für Fusionsreaktoren die Wasserstoffisotope Deuterium und Tritium besser geeignet, weil ihre Fusion schon bei einem viel geringeren Druck (etwa 2  bar), allerdings bei einer Temperatur von 100 Millionen Grad Celsius, stattfindet. Eine dauerhafte Fusionsreaktion läuft in einem Plasma erst dann von selbst ab, wenn darin das Produkt aus Teilchendichte, Energieeinschlusszeit und Temperatur gemäß dem Lawson-Kriterium ausreichend hoch ist. Diesen Bedingungen ist man nahegekommen, sie sind bisher jedoch noch nicht erfüllt. Aber auch vor Erreichen der Lawson-Bedingungen wird durch Heizen des Plasmas ein dauerhafter Netto-Energiegewinn möglich und angestrebt (siehe Wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums). Auch dieses Stadium wird mit den bisher möglichen Temperaturen noch nicht erreicht: In den existierenden Versuchsanlagen kühlt das Plasma zu stark aus, da es zu klein ist.

Deuterium-Tritium-Fusionen sind zurzeit noch nicht der primäre Gegenstand der Versuche, ausgenommen einige zurückliegende, zeitlich begrenzte Betriebsphasen des TFTR (Princeton, USA) und des JET. Die seit 30 Jahren laufenden Experimente hatten und haben vor allem die Erzeugung und Aufrechterhaltung heißer Wasserstoff-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 soll der seit 2007 im Forschungszentrum Cadarache im Bau befindliche ITER werden. Auch dieser Tokamak wird experimentellen Zwecken und noch 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.[1]

Anmerkung zur Terminologie: Mit Reaktor wird zumeist die Gesamtanlage bezeichnet, die schon bei den heutigen Versuchseinrichtungen aus vielen Teilen besteht: zumindest aus dem Plasmagefäß, der Magnetspulenanordnung mit Stromversorgung und ggf. auch einer kryotechnischen Anlage, Plasma-Heizvorrichtungen sowie Messeinrichtungen. Bei einem zukünftigen Fusionskraftwerk kämen noch das Blanket (Reaktormantel) mit Kühlkreislauf, eine Anlage zur Tritiumaufarbeitung, die Dampferzeuger und Turbinen-Generator-Sätze dazu.

Modell des 2006 in China fertiggestellten EAST, eines Experimentes in Tokamakbauweise mit supraleitenden Magnetspulen
Blick auf Wendelstein 7-AS, bis 2002 in Garching betriebenes Experiment in Stellaratorbauweise

Chronologie[Bearbeiten]

Grundlagenforschung[Bearbeiten]

Erste theoretische Konzepte zur Stromerzeugung 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[Bearbeiten]

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.[2] 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; dadurch wurde der Bau des Stellarators Wendelstein 7-X in Greifswald möglich, der 2015 sein erstes Plasma erzeugen soll.

In den Jahren 1950–1951 wurde in der Sowjetunion durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses vorgestellt, der Tokamak.[3] Mit diesem Konzept, in dem ein in dem Plasma durch Stromfluss erzeugtes Magnetfeld zu dessen Einschluss und seiner Heizung beiträgt, erzielte die Sowjetunion im Jahre 1968 im T3-Tokamak mit 10 Mio. °C über 10 Millisekunden einen überraschenden Temperaturrekord. Nachdem dies auch im Westen bekannt geworden war,[4] wurde das einfachere Tokamak-Design zur Grundlage fast aller nachfolgenden einschlägigen Experimente.

Erfolge in der EU und den USA[Bearbeiten]

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.[5]

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.[6] 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.

Liste von Versuchsanlagen[Bearbeiten]

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[7]
JT-60 in Naka, Japan[8]
Tokamak à configuration variable (TCV) der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz
Tore Supra in Cadarache, Frankreich[9]
KSTAR in Daejeon, Südkorea[10]
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, Bau nicht fertiggestellt)
Columbia Non-Neutral Torus an der Columbia University in New York, USA
Large Helical Device (LHD) in Toki (Gifu), Japan
TJ-II am CIEMAT in Madrid, Spanien[11]
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

Internationale Projekte und Planungen[Bearbeiten]

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 das erste Fusionskraftwerk DEMO, welches ab 2050 Strom erzeugen und damit die kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion nachweisen soll.[12]

Energieerzeugung durch Kernfusion[Bearbeiten]

Reaktorkonzepte[Bearbeiten]

Ein Deuterium- und ein Tritium-Atomkern verschmelzen zu einem Heliumkern unter Freisetzung eines schnellen Neutrons.

Bei einer Kernfusion verschmelzen Atomkerne zu einem neuen Kern. Viele Kernreaktionen dieser Art setzen Energie frei. So stammt auch die von der Sonne abgestrahlte Energie aus Kernfusionsprozessen. In ihrem Zentrum verschmilzt seit Jahrmilliarden Wasserstoff 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 nur sehr nahe kommen. Dem steht die elektrische Abstoßung entgegen, die mit großem Energieaufwand (hoher Temperatur) 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. Ein Netto-Energiegewinn, also der Betrieb eines Kraftwerks, ist auf diese Weise nicht möglich. Ähnlich der chemischen Reaktion in einer Flamme müssen die Kernreaktionen in einem Fusionsreaktor vielmehr nach einem anfänglichen Aufheizen von selbst ablaufen. Nur bestimmte leichte Nuklide sind für eine solche wie eine Verbrennung ablaufende Fusionsreaktion geeignet.

Um diese einzuleiten, wird zunächst mit Erhitzen der Reaktionspartner durch Energiezufuhr von außen ein Plasma erzeugt und weiter 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 Teilchendichte, Temperatur und einer durch die unvermeidlichen Wärmeverluste bestimmten Zeitkonstanten, der Energieeinschlusszeit, gemäß dem Lawson-Kriterium einen bestimmten Mindestwert übersteigen. Für einen kontinuierlich Energie liefernden Reaktor muss aber dieses Kriterium nicht unbedingt erreicht werden. Auch bei etwas niedrigeren Temperaturen und ständiger Zusatzheizung laufen genügend Fusionen ab, um Nutzenergie zu erzeugen. Ein mehr oder weniger an Zusatzheizung bietet sogar eine weitere Möglichkeit (zusätzlich zur Brennstoffnachfüllung), die Fusionsrate der Reaktion zu steuern.[13] Aber auch dieser Plasmazustand muss dauerhaft aufrechterhalten werden, neuer Brennstoff muss laufend entsprechend dem Verbrauch nachgefüllt und die Produktteilchen der Fusion („Asche“) abgeführt werden.

Während das Konzept der magnetischen Fusion darauf beruht, bei geringer Dichte eine lange Einschlusszeit zu erreichen, beruht die Trägheitsfusion darauf, eine hohe Dichte bei kurzer Einschlusszeit zu erreichen. Dafür wird eine gegebene kleine Menge an Fusions-„Brennstoff“ sehr schnell und stark verdichtet, wodurch sich eine entsprechende Plasmatemperatur und die Zündung ergeben. Ein Nutzenergie liefernder Reaktor müsste in schneller Folge solche einzelnen Brennstoffladungen verarbeiten.

Physikalische Grundlagen[Bearbeiten]

Hauptartikel: Kernfusion

Bei Kernfusionen wird wie bei anderen Kernreaktionen Materie in Energie nach der Formel E = mc² (Äquivalenz von Masse und Energie) von Albert Einstein umgewandelt. Die Masse der beiden fusionierenden Kerne ist größer als die Masse des entstehenden Kerns. Diese fehlende Masse ist die in Energie umgewandelte Materie (siehe Massendifferenz). Der Energiegewinn ist besonders groß, wenn sich Helium-4 aus seinen in der Massenskala benachbarten Nukliden bildet, z. B. Isotopen des Wasserstoffs. Bei diesen ist auch die vor der Fusion zu überwindende elektromagnetische Abstoßung zwischen den Atomkernen am kleinsten, weil diese nur je eine einzige Elementarladung tragen. Als Fusionsbrennstoff ist deshalb ein Gemisch aus gleichen Anteilen Deuterium (D) und Tritium (T), im Folgenden kurz DT genannt, vorgesehen:

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

Diese Reaktion zeichnet sich zudem durch einen Wirkungsquerschnitt (Reaktionswahrscheinlichkeit) aus, der schon bei technisch (gerade noch) realisierbaren Plasmatemperaturen ausreichend groß ist. Auf ihr beruht bis heute die gesamte Fusionstechnologie – die zivile ebenso wie die militärische. Die Wasserstoffbombe hat bewiesen, dass die DT-Reaktion große Energiemengen freizusetzen vermag. Die gleiche physikalische Kernreaktion soll auch in Fusionsreaktoren ablaufen, jedoch kontrolliert. Die nutzbare Energieausbeute (die verschiedenen Reaktionen der Neutronen im Blanket eingerechnet) beträgt etwa 17 MeV pro DT-Paar, entsprechend 91 MWh (Megawattstunden) thermischer Energie je Gramm dieses Brennstoffgemischs. Bei einem Wirkungsgrad der Wandlung thermisch-zu-elektrisch von rd. 30 % werden daraus etwa 27 MWh elektrische Energie. Zum Vergleich: Das entspricht dem deutschen Strombedarf von 1,4 Sekunden, denn der jährliche Strombedarf betrug in Deutschland zwischen 2003 und 2012 rund 600 TWh. Für die mit Fusionsenergie dafür benötigten Brennstoffmengen und -Kosten siehe den Vergleich mit den bisher dafür genutzten Brennstoffen Kohle und Kernspaltung.

Ein Netto-Energiegewinn bei magnetischer Fusion erfordert aber in jedem Fall

  • vergleichsweise große Reaktorgefäße, um genügend hohe Plasmatemperaturen erreichen und halten zu können. Aus diesem Grund wurde ITER gegenüber allen anderen Vorgängern 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.

Brennstoffe Deuterium und Tritium[Bearbeiten]

Während Deuterium im Wasser der Erde in geradezu unerschöpflichen Mengen (2,5 · 1013 t) vorhanden ist, kann Tritium in den für einen Fusionsreaktor nötigen Mengen wirtschaftlich nur durch „Erbrüten“ aus Lithium-6 in der Anlage selbst erzeugt werden:

 ^6\mathrm{Li} + \mathrm{n} \ \rightarrow \ ^4 \mathrm{He} + {}^3\mathrm{H}  +  4{,}8 \; \mathrm{MeV}

Das irdische Vorkommen von Lithium wird auf mehr als 29 Mio t geschätzt. Zum Tritiumbrüten dient nur das seltene, mit einem natürlichen Anteil von 7,5 % vorkommende Isotop 6Li. Aus diesem anteiligen Vorrat von rd. 2 Mio t an Lithium-6 sind nach der obigen Formel theoretisch rd. 1 Mio t Tritium gewinnbar. In der Praxis wird angereichertes Lithium mit einem Gehalt an Lithium-6 von bis zu 60 % verwendet werden. Das technisch nutzbare Lithiumvorkommen reicht also rechnerisch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für tausende von Jahren zu decken.

Eine Verknappung durch den Lithiumbedarf anderer Industriezweige ist kaum zu befürchten, weil bei diesen die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt und für sie somit über 90 % des Lithiums zur Verfügung stehen. Lithium ist demnach

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

Tritium ist radioaktiv mit einer Halbwertszeit von 12,32 Jahren. Es emittiert allerdings nur eine Betastrahlung mit geringer Maximalenergie und ohne begleitende Gammastrahlung. Im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors wird Tritium nur einen relativ kleinen Beitrag darstellen (siehe auch Umwelt- und Sicherheitsaspekte).

Das zum Start von Fusionsreaktoren nötige Tritium könnte 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. Auch das während der vorgesehenen Laufzeit von ITER benötigte Tritium (einige Kilogramm) könnte daher stammen.[14]

Für den Dauerbetrieb von Fusionskraftwerken könnten diese bisher einzigen verfügbaren Quellen jedoch bei weitem nicht genügend Tritium liefern. Der Jahresverbrauch eines Fusionskraftwerks mit 1000 MW elektrischer Leistung würde etwa 100 kg Deuterium und 150 kg Tritium betragen.

Tritiumbrüten und Neutronenvermehrung[Bearbeiten]

Hauptartikel: Blanket

Eine wirtschaftliche Gewinnung der nötigen Tritiummengen wäre nur 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 nur genau ein Neutron; daraus kann theoretisch je ein neues Tritiumatom erzeugt werden. Das kann aber in der Praxis nicht verlustfrei gelingen, weil ein Teil der Neutronen unvermeidlich in anderen Atomkernen als Lithium absorbiert wird. Auch bei der Überführung des erbrüteten Tritiums in das Fusionsplasma sind Verluste unvermeidlich, ebenso durch dessen radioaktiven Zerfall. Deshalb müssen die Neutronen im Blanket um rund 30 bis 50 % vermehrt werden. Dazu sehen die Blanketentwürfe die Nutzung der (n,2n)-Kernreaktion entweder an Beryllium oder an Blei vor. Kommerzielle Fusionsreaktoren müssen also so ausgelegt werden, dass eine leichte Tritium-Überproduktion möglich ist. Über den Anreicherungsgrad des Isotops 6Li im Blanket kann dann das Tritium-Brutverhältnis ein- und nachgeregelt werden.

Die technologische Entwicklung dieser Tritiumgewinnung ist eine entscheidende Aufgabe für die künftige Fusionsforschung, insbesondere am ITER. Ob das Erbrüten von Tritium in der Praxis mit ausreichender Effizienz möglich ist, wird sich erst zeigen, wenn ein erster DT-Fusionsreaktor im Dauerbetrieb damit 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 Stromversorgung mittels Fusionsreaktoren möglich. Diese Frage wird in wissenschaftlichen Veröffentlichungen diskutiert.[15] Während einige Wissenschaftler wie Michael Dittmar vom CERN die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse als unrealistisch kritisieren,[16] sehen die meisten Fusionsforscher in diesem Punkt jedoch keine prinzipiellen Probleme.[17]

Reaktorkonzepte mit magnetischem Einschluss[Bearbeiten]

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Funktionsprinzip[Bearbeiten]

Die aussichtsreichsten Konzepte sehen einen magnetischen Einschluss des Plasmas vor. Um den Prozess in Gang zu bringen, müssen in das viele Kubikmeter große, völlig evakuierte Reaktionsgefäß einige Gramm eines Deuterium-Tritium-Gasgemischs eingelassen und anschließend von außen aufgeheizt werden, bis ein Plasma entsteht.

Bei einer Plasmatemperatur von etwa 150 Millionen Grad Celsius und einer Teilchendichte von 1020 m−3 können Fusionsreaktionen stattfinden. Der bei der DT-Reaktion gebildete Heliumkern gibt seine Energie – ein Fünftel der gesamten Energieausbeute der Kernreaktion, also 3,5 MeV – durch Stöße an das Plasma ab und heizt es auf. Mit zunehmender Temperatur und Dichte steigt die Umsatzrate der Fusionsreaktion.

Plasmaaufheizung[Bearbeiten]

Für das Aufheizen des Plasmas auf über 100 Millionen Grad wurden verschiedene Methoden entwickelt. Alle Teilchen im Plasma bewegen sich der jeweiligen Temperatur entsprechend mit sehr hoher Geschwindigkeit (Deuteriumkerne bei 100 Mio K im Mittel etwa mit 600 km/s).

Mit manchen der nachstehenden Aufheizmethoden kann auch die Temperatur- und somit auch die Stromverteilung im Plasma beeinflusst werden, was für dessen Formstabilität wichtig ist:

  • Elektrisches Aufheizen: Das Plasma ist ein elektrischer Leiter und kann mittels eines induzierten elektrischen Stroms aufgeheizt werden. Dabei ist das Plasma 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 erhitzen.
  • Neutralteilchen-Einschuss: Beim Einschießen schneller neutraler Atome in das Plasma (neutral beam injection, kurz NBI) wird die kinetische Energie dieser Atome – die im Plasma sofort ionisiert werden – durch Stöße auf das Plasma übertragen, wodurch sich dieses aufheizt.
  • Elektromagnetische Wellen: Mikrowellen können die Ionen und Elektronen im Plasma auf ihren Resonanzfrequenzen (Umlauffrequenz in der Schraubenlinie, die das Teilchen im Magnetfeld beschreibt) 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 zusätzlicher Vorteil dieser Methode ist, dass zugleich die Plasmadichte erhöht wird. Nur von Magnetspulen mit veränderbarer Stromstärke erzeugte Magnetfelder sind geeignet, das Plasma zusammen zu pressen; von supraleitenden Magnetspulen erzeugte Magnetfelder sind dafür nicht geeignet, weil ihre Stärke unveränderlich ist.

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. Mit den oben beschriebenen Heizmethoden sollen im vergrößerten Plasmagefäß von ITER auch noch höhere Temperaturen als bisher erzielt werden, um eine genügende Fusions-Reaktionsrate zu erreichen.

Wirkungen des Magnetfeldes[Bearbeiten]

Das Magnetfeld kommt erst mit dem Zustandekommen des Plasmas zur Wirkung, weil es nur elektrisch geladene Teilchen, also die ionisierten Atome und die von ihnen losgelösten Elektronen, in gewünschte Bahnen lenken kann. Die Teilchendichte (Zahl der Teilchen pro Volumen) entspricht einem Hochvakuum: Das Plasma übt jedoch wegen seiner hohen Temperatur einen Druck der Größenordnung 1 Bar aus und muss durch das Magnetfeld gegen diesen Druck zusammen gehalten werden, um nicht mit der Gefäßwand in Berührung zu kommen.

Die Magnetfelder werden mit großen stromdurchflossenen Magnetspulen erzeugt. Deren Form und Anordnung bestimmen die Form des Plasmas; die Stromstärke in den Spulen bestimmt die Stärke des Magnetfeldes und damit sowohl die Größe des Plasmas als auch die Teilchendichte und dadurch auch den Druck darin.

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 kompliziert geformte Magnetfeldspulen, die aufwändig berechnet werden müssen und teuer herzustellen sind.

Der Tokamak ist das am weitesten fortgeschrittene und international mit ITER verfolgte Konzept. Er hat jedoch, zumindest in seiner ursprünglichen Betriebsweise mit einem 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 in Tokamaks entwickelt,[18]
  • andererseits auch weiterhin Stellarator-Entwicklungen als Alternative verfolgt.

Fusionsreaktion[Bearbeiten]

Damit die Fusionsreaktion selbsterhaltend „brennt“, ist eine Teilchendichte von 1020 m−3 und eine Plasmatemperatur von etwa 150 Millionen Grad Celsius nötig.[19] Dieser das Lawson-Kriterium erfüllende Zustand ist noch nicht erreicht, aber für einen technisch brauchbaren Kernfusionsreaktor auch nicht unbedingt erforderlich: Auch wenn noch Heizen des Plasmas nötig ist, erfolgen bereits ausreichend viele Fusionen (siehe Wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums). In einem Fusionskraftwerk hätte diese Methode zur Folge, dass dafür einige Prozent des erzeugten Stroms verbraucht würden. Auch dieses Plasmastadium wird in den existierenden Versuchsanlagen nicht erreicht, weil deren Plasmagefäße dafür zu klein sind, wodurch das Plasma zu stark auskühlt (siehe A/V-Verhältnis); in dem deshalb vergrößerten Tokamak ITER soll es realisiert werden.

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; das Plasma würde dann sofort auskühlen, insbesondere bei Kontakt mit der Gefäßwand. Die erwünschte Fusionsrate ist so mittels der jeweils vorgegebenen Magnetfeldstärke einstellbar und bleibt damit bei gleichbleibender Temperatur und gleichbleibender Brennstoffnachfüllung konstant.

Brennstoff[Bearbeiten]

Brennstoffnachfüllung[Bearbeiten]

Während der Brenndauer des Plasmas ist ein Nachfüllen von Brennstoff entsprechend dem jeweiligen Verbrauch nötig. Dafür hat sich das Hineinschießen von Pellets aus einem gefrorenen Deuterium-Tritium-Gemisch in das Gefäß als geeignete Technik erwiesen.[20] 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 auch, durch die Wahl der Einschussstelle und der Pelletgeschwindigkeit die räumliche Dichteverteilung des Plasmas gezielt zu beeinflussen. Mit mehr oder weniger Nachfüllung kann auch die Fusionsrate gesteuert werden; ein Stopp beendet die Fusionen.

Entfernen von Helium und Verunreinigungen[Bearbeiten]

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; sie bestehen aus am Rande des Torus montierten Prallplatten, 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 vom Magnetfeld nicht beeinflusst und können von der das Hochvakuum aufrechterhaltenden Absauganlage ausgeschleust werden.

Nutzung der freigesetzten Energie[Bearbeiten]

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 und gelangen 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.

Stand der Forschung[Bearbeiten]

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.[21]

In 40 Jahren Fusionsforschung seit den Ergebnissen mit dem ersten russischen Tokamak T3 von 1968 konnte man jede der drei entscheidenden Größen Temperatur  T, Dichte n_{\rm e} und Einschlusszeit erheblich vergrößern und hat sie um einen Faktor von etwa 10.000 verbessert, ist noch etwa einen Faktor 7 von Zündung entfernt.[21] 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 liegt das Tripelprodukt oder Fusionsprodukt n_{\rm e} T \tau_E noch um den genannten 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 dafür noch zu klein, so dass das Plasma zu stark auskühlt: Es muss eine bestimmte Mindestgröße haben, um im Zentrum 10 bis 15 keV (170 Mio K) zu erreichen, weil bei gegebener Größe nur eine bestimmte maximale Gesamtenergie gespeichert werden kann.[21]

In der Zukunft soll mit dem Tokamak ITER gezeigt werden, dass durch die Vergrößerung des Reaktors eine so hohe Fusionsrate ermöglicht wird, dass das erhoffte Verhältnis (Größenordnung 1:10) von aufgewendeter Zuheizungsenergie zu gewonnener Fusionsenergie erreicht wird. Dafür sollen ab 2026 mit Zuheizung die für solche Fusionsraten erforderlichen Temperaturen erzeugt werden. An ITER soll auch das Tritiumbrüten nebst Neutronenvermehrung erforscht und optimiert werden. Mit dem Nachfolgeprojekt, dem „Demonstrationskraftwerk“ DEMO, soll untersucht werden, inwieweit in der Praxis eine wirtschaftliche Stromerzeugung möglich ist.

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

Reaktorwerkstoffe[Bearbeiten]

Anforderungen[Bearbeiten]

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 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 Neutronen s−1cm−2 etwa 2,2 MW/m2. Dies ist die in einem Entwurf für das Blanket des DEMO-Reaktors[22] 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).[23] 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. In den heute gängigen Strukturmaterialien wie austenitischen Chrom-Nickel-Edelstählen 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, Amagnetismus oder Vakuumdichtigkeit.[24] Bisher wird auch davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material die hohen Neutronenflüsse eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushält.[25] Wegen der Strahlung der aktivierten Teile müssten Reparaturen und Wartungsarbeiten nach Inbetriebnahme ferngesteuert ausgeführt werden. Es 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.[26] Die Entwicklungsarbeit konzentriert sich auf nickelfreie, ferritisch-martensitische Stähle,[27] aber auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) werden untersucht. Mit ASDEX Upgrade wurde festgestellt, dass sich für bestimmte Bauteile (Divertorplatten) auch Wolfram eignet. Für Bestrahlungsversuche an diesen Materialien soll, etwa zeitgleich mit ITER, die hochintensive und hochenergetische Neutronenquelle IFMIF betrieben werden.

Aktivierungsberechnungen[Bearbeiten]

Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom Forschungszentrum Karlsruhe vorgestellt.[28] Für den Reaktor wurden 2200 MW Fusionsleistung angenommen. Sein Blanket besteht aus 77 t (Tonnen) 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 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 eines massiven Bauteils 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 \muSv/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 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. Während die erzeugten Volumen an radioaktivem Abfall etwa mit dem der Spaltreaktoren vergleichbar wären, wären die Umwelteigenschaften deutlich günstiger. Anders als bei Kernspaltungskraftwerken blieben auch keine Erzreste, die radioaktives Radon produzieren.[29]

Alternative Konzepte[Bearbeiten]

Reaktoren mit Trägheitseinschluss[Bearbeiten]

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.

Die Versuchsanlage National Ignition Facility in den USA arbeitet nach dem Prinzip des Trägheitseinschlusses. Der Bau des Laser Mégajoule in Frankreich sollte 2012 abgeschlossen werden,[30][31] ist aber noch nicht fertiggestellt (Stand: Juni 2013). Erklärter Zweck dieser Versuche ist die Ersetzung der inzwischen eingestellten Kernwaffentests; die zu erwartenden 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.

In Europa wurde 2007 das Projekt HiPER gegründet, das von europäischen Organisationen finanziert wird.[32] Etwa ab 2028[33] ist der Bau eines Trägheitseinschluss-Kraftwerks geplant.[34]

Kalte Fusion[Bearbeiten]

Andrei Sacharow, einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion, hat auch eine Art katalytischer Beschleunigung der Fusionsreaktion mittels Myonen vorgeschlagen, wofür er 1948 den Begriff Kalte Fusion verwendete.[35] Das Verfahren ist physikalisch plausibel, ein Netto-Energiegewinn würde voraussichtlich jedoch am hohen Energieaufwand für die Erzeugung der Myonen scheitern, da der Wirkungsgrad von Teilchenbeschleunigern nicht sehr hoch ist.

Eine Energiegewinnung nach den verschiedenen später als Kalte Fusion bekannt gewordenen Verfahren ist über Grundlagenversuche, deren Ergebnisse nicht überprüfbar und reproduzierbar sind, nicht hinausgekommen.[36] Eine auf diese Weise herbeiführbare Kernreaktion mit Energiefreisetzung wird daher von der Mehrheit der Wissenschaftler heute ausgeschlossen.[37]

Andere Brennstoffe[Bearbeiten]

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 Plasmatemperatur oder mangelnder Verfügbarkeit der Einsatzstoffe bis auf Weiteres nur theoretisch-utopische Möglichkeiten der Energiegewinnung dar (siehe Kernfusion).

Literatur[Bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten]

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. Pressearchiv des Max-Planck-Institutes für Plasmaphysik, 29. März 2001: Anhörung zur Fusionsforschung, 28. März 2001, abgerufen am 8. Mai 2013
  2. Joan Lisa Bromberg: Fusion-science, politics, and the invention of a new energy source. MIT Press, Cambridge 1982, ISBN 0-262-02180-3, S. 36ff (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche)
  3. Eckhard Rebhan: Energiehandhuch. Springer, 2002, ISBN 3-540-41259-X, S. 524ff.
  4. Robert Arnoux: Off to Russia with a thermometer. iter newsline, 2009.
  5. History & Anniversaries. auf: efda.org
  6. PPPL: Achievements of the Tokamak Fusion Test Reactor.
  7. Xinhua: Nuke fusion reactor completes test, 24. März 2006
  8. Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program
  9. Tore Supra. auf: www-fusion-magnetique.cea.fr
  10. KSTAR Project
  11. The TJII project: Flexible Heliac. auf: www-fusion.ciemat.es
  12. EFDA Roadmap
  13. Stacey: Fusion (siehe Literaturliste) Seite 9
  14. A. Fiege (Hrsg.): Tritium. Bericht KfK-5055, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1992. ISSN 0303-4003
  15. M. E. Sawan, M. Abdou: Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle. (PDF; 464 kB) In: Fusion Engineering and Design. 81 (2006), S. 1131–1144.
  16. Michael Dittmer: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion? (online)
  17. S. Hermsmeyer: Improved Helium cooled pebble Bed Blanket. (PDF; 2,0 MB) Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA6399
  18. Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. 2010, S. 77–78.
  19. 150 million °C. auf: iter.org, Facts & Figures
  20. S. K. Combs u. a., High-Field-Side Pellet Injection Technology. Konferenzbeitrag von 1998 (PDF; 555 kB)
  21. a b c Deutsche Phys. Gesellschaft, Webseite Stand 31. Oktober 2011: Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen.
  22. M. Dalle Donne (Hrsg.): European DEMO BOT solid breeder blanket. Kernforschungszentrum Karlsruhe, Report KfK-5429 (1994)
  23. W. M. Stacey: Fusion. 2nd edition, Wiley, Weinheim 2010, Tab. 9.4 auf S. 145.
  24. ITER & Safety, ITER Organization (englisch)
  25. The Oil Drum: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion?
  26. SEIF Report (PDF; 420 kB) auf: www.efda.org
  27. siehe z. B.: R. Lindau, M. Rieth, M. Klimiankou u. a.: Present development status of EUROFER and ODS-EUROFER for application in blanket concepts, Fusion Engineering and Design Bd. 75–79, S. 989–996 (2005)
  28. U. Fischer und H. Tsige-Tamirat: Activation characteristics of a solid breeder blanket for a fusion power demonstration reactor, Journal of Nuclear Materials Bd. 307–311, S. 798–802 (2002). Anmerkung: Das Blanket umfasst hier auch die „erste Wand“ und damit praktisch alles hoch mit Neutronen belastete Material der Anlage
  29. IPP 2006: Kernfusion, 4. Sicherheits- und Umwelteigenschaften der FusionPDF, aufgerufen 4. Juli 2013
  30. CEA: Le Laser Mégajoule, eingefügt 2. April 2012.
  31. Facts&Arts: France banking on laser research, eingefügt 2. April 2012.
  32. hiperlaser.org: Partners and Collaborators. Abgerufen am 22. Dezember 2013.
  33. hiperlaser.org: Project Phases. Abgerufen am 22. Dezember 2013.
  34. hiperlaser.org: The HiPER Facility. Abgerufen am 22. Dezember 2013.
  35. Karl Strauß: Kraftwerkstechnik: Zur Nutzung fossiler, nuklearer und regenerativer Energiequellen. 5. Auflage. Springer, Berlin u. a. 2006, ISBN 3-540-29666-2, S. 432.
  36. Frankfurter Allgemeine – Wissen, 23. Juli 2008: Labortricksereien – Bis die Blase platzt., aufgerufen 8. Mai 2013
  37. Bart Simon, 30. September 2002: Undead Science. Science Studies and the After Life of Cold Fusion. Ein soziologisches Fachbuch über das Phänomen der kalten Fusion, die von der Mehrheit der Forscher verworfen, von einer Minderheit aber weiter verfolgt wird. 2002, aufgerufen 8. Mai 2013