Blanket

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Der Titel dieses Artikels ist mehrdeutig. Weitere Bedeutungen sind unter Blanket (Begriffsklärung) aufgeführt.

Das Blanket (englisch für Decke, Hülle) eines Kernfusionsreaktors liegt innerhalb des Vakuumgefäßes um das Plasma. Es schützt die Gefäßwand und die außerhalb liegenden supraleitenden Spulen vor Hitze und Strahlung, ist Teil des ersten Kühlkreislaufs und soll in zukünftigen Fusionskraftwerken dem Erbrüten des Brennstoffs Tritium dienen.[1]

Das Blanket muss aus vielen Einzelteilen (Modulen) bestehen, die für ihren Austausch durch Öffnungen des Vakuumgefäßes passen. Bei einem torusförmigen Reaktor (Tokamak) sind die Module auf der Außenseite des Ringes dicker als oben, wo die Belastung geringer ist, bzw. innen, wo die hohe magnetische Feldstärke für das Plasma genutzt werden soll. Die Blanketmodule für den Versuchsreaktor ITER bestehen strukturell bzw. zur besseren Wärmeleitung aus Stahl und Kupfer. Tiefe Schlitze in poloidaler Richtung vermindern Wirbelströme und die damit einhergehenden mechanischen Lasten.[2] Plasmaseitig sind die Blankets mit dem widerstandfähigeren Wolfram oder Beryllium beschichtet. Bei manchen Konstruktionen ist eine so beschichtete erste Wand separat tauschbar.

Blankets für Leistungsreaktoren müssten weitere Komponenten zum Erbrüten von Tritium und einen Spülkreislauf zur Extraktion des Tritiums enthalten und insgesamt aus niedrigaktivierbaren Werkstoffen bestehen (siehe Kernfusionsreaktor#Anforderungen).

Energieumwandlung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Im Blanket geben die bei der Kernfusionsreaktion von Tritium und Deuterium freigesetzten schnellen Neutronen ihre Bewegungsenergie durch elastische und unelastische Stöße an Atomkerne ab. Diese Nutzenergie erhöht sich noch um rund 20 % durch den Energiegewinn der Brutreaktion (siehe unten). Die Wärme wird durch ein Kühlmittel abgeführt und z. B. in einem konventionellen Dampfkreislauf mit Turbine und Generator genutzt, um elektrische Energie zu gewinnen.

Neutronenbilanz, Tritiumbrüten[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die zweite Aufgabe des Blankets ist das Erbrüten von Tritium aus Lithium. Das Brutreaktorkonzept bietet sich für Fusionsreaktoren an, denn der Fusionsbrennstoff Tritium (3H) ist als natürliche Ressource nur in kleinster Menge vorhanden. Er lässt sich jedoch aus dem häufigen Element Lithium mittels Neutronen gewinnen, und Neutronen stehen im Fusionsreaktor nach Abgabe ihrer Energie ohnehin als „Abfall“ zur Verfügung. Für eine Fusionsenergiegewinnung im Großen ist dieser Brutprozess sogar zwingend notwendig, denn es gibt kaum andere Methoden, die nötigen Tritiummengen wirtschaftlich zu erzeugen.

Brutreaktionen treten an beiden Lithium-Isotopen, dem selteneren 6Li (7,5 %) und dem häufigeren 7Li (92,5 %) auf:

Die endotherme (siehe Kernreaktionen) Reaktion am 7Li hat zwar den Vorteil, dass das Neutron nicht verbraucht, sondern mit verringerter Energie wieder freigesetzt wird (wegen seiner verringerten Energie ist es in der Formel mit n' bezeichnet, zum Unterschied vom ursprünglichen Neutron n). Es steht daher grundsätzlich noch für eine zweite Reaktion am 6Li zur Verfügung. Der Nachteil der 7Li-Reaktion ist jedoch ihre hohe Energieschwelle. Diese hat zur Folge, dass in den moderneren Entwürfen wegen des Energiespektrums der Neutronen im Blanket die 7Li-Brutreaktion nur eine geringe Rolle spielen kann. Daher wird die Verwendung von Lithium vorgesehen, das auf bis zu 90 % 6Li angereichert ist.[3] Die exotherme und daher mit langsamen Neutronen mögliche Brutreaktion am 6Li hat den Nebeneffekt eines beachtlichen Energiegewinns von 4,8 MeV, der zur Energieausbeute der Fusionsreaktion hinzukommt. Über den Anreicherungsgrad des Lithiums kann dann das Tritium-Brutverhältnis ein- und nachgeregelt werden.

Neutronenvermehrung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Mit den Fusionsneutronen allein ist ein Tritiumbrüten mit Überschuss nicht möglich, denn die Fusionsreaktion liefert pro verbrauchtem Fusionspaar (ein Tritium- und ein Deuteriumatom) nur genau ein Neutron. Ein Teil der Neutronen geht durch Absorption im Strukturmaterial und durch Leckage nach außen verloren. Auch kann das erzeugte Tritium nicht ganz vollständig extrahiert werden, und ein kleiner Anteil zerfällt radioaktiv.

Kommerzielle Fusionsreaktoren müssen so ausgelegt werden, dass trotz der genannten Verluste eine leichte Tritium-Überproduktion erfolgt. Deshalb müssen die Neutronen im Blanket um etwa 30 % bis 50 % vermehrt werden. Hierzu eignet sich die (n,2n)-Kernreaktion an Beryllium oder Blei, da sie an diesen Materialien relativ niedrige Energieschwellen hat. Beispielsweise ist die (n,2n)-Kernreaktion am Beryllium

.

Beide freigesetzten Neutronen haben viel geringere Energien als die Fusionsneutronen (insbesondere, weil das leichte Nuklid Beryllium auch als Moderator wirkt), können aber durch Reaktion mit 6Li Tritium erzeugen.

Energiebilanz[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Der genaue Nutzenergiegewinn pro Fusionsreaktion hängt etwas von der Blanketkonstruktion ab. Die anfängliche Energie des Fusionsneutrons beträgt im Mittel 14,1 MeV. Hinzu kommen 4,8 MeV aus der 6Li-Brutreaktion. Abzuziehen ist für einen Großteil der Fusionsneutronen der Energieverlust der Neutronenvermehrungs-Reaktion (rund 2 MeV) sowie Energiebeträge, die in sonstigen, unvermeidlichen Neutronenabsorptionen verloren gehen, soweit sie sich technisch nicht als Wärme nutzen lassen.

Die detaillierte Analyse[3] eines DEMO-Entwurfs mit heliumgekühltem Lithium-Blei-Blanket (siehe unten) ergab eine Energiemultiplikation von 1,17, also pro einzelner DT-Reaktion im Mittel eine nutzbare Energie von etwa 16,5 MeV.

Abschirmung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die zum Tritiumbrüten dienenden Blanketteile, die direkt hinter der dem Plasma zugekehrten „ersten Wand“ liegen, schwächen den totalen Neutronenfluss nur um rund einen Faktor 10 ab; allerdings ist das Energiespektrum der Neutronen dahinter „weicher“ als in der ersten Wand, da der größte Teil der Neutronenenergie in diesem Teil abgegeben wird. Die ausreichende Abschirmung der dahinter gelegenen Teile ist die dritte Aufgabe des Blankets, denn verbleibende schnelle Neutronen erzeugen durch elastische Streuung Versetzungsschaden und durch Kernreaktionen radioaktive Nuklide infolge Neutronenaktivierung, die ebenfalls möglichst gering gehalten werden muss. Am wichtigsten ist die Minimierung von Strahlenschäden in den Magnetspulen, sowohl in den Supraleiter-Fasern als auch in dem sie zur Stabilisierung umgebenden Kupfer.

Technische Blanketkonzepte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Bis etwa 1980 wurden Konzepte betrachtet, in denen das Blanket ein mit reinem Lithium gefüllter Tank war. Die Kühlung (Energieabfuhr) konnte durch ein getrenntes, in Rohren geführtes Kühlmittel erfolgen, oder das Lithium konnte als Flüssigmetall selbst zugleich Kühlmittel sein, indem es mittels Pumpen durch Wärmetauscher umgewälzt wurde.

Metallisches Lithium wirkt jedoch, insbesondere als heiße Schmelze, korrosiv auf andere Metalle und stellt ein Sicherheitsrisiko dar, denn es reagiert chemisch heftig mit Luft oder Wasser, ähnlich dem Kühlmittel Natrium in Spaltungs-Brutreaktoren. Die Lithiummenge im Fusionsreaktor wäre viel größer als die Natriummenge eines Spaltungsbrutreaktors gleicher Leistung. In den realistischeren Blanketkonzepten wird deshalb

  • entweder eine keramische Lithiumverbindung (Oxid, Carbonat oder Silikat) als Brutmaterial vorgesehen, zusammen mit Berylliumteilen zur Neutronenvermehrung und Heliumgas als Kühlmittel,
  • oder eine flüssige Blei-Lithium-Legierung, die als Neutronenvermehrer und Brutmaterial zugleich wirkt und chemisch viel weniger aggressiv als reines Lithium ist. Dieses Flüssigmetall könnte auch die Rolle des Kühlmittels übernehmen; allerdings führt dies im Magnetfeld des Fusionsreaktors zu Schwierigkeiten wegen der magnetohydrodynamischen Bremsung. Einfacher realisierbar erscheinen daher Konzepte mit unbewegtem Blei-Lithium und getrenntem Kühlkreislauf mit z. B. Wasser oder Helium.

Literatur[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  • 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
  • W. M. Stacey: Fusion. 2. Auflage. Wiley, Weinheim 2010, ISBN 978-3-527-40967-9. (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche)
  • 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)

Entwurf für ein Blanket mit keramischem Brutmaterial:

  • M. Dalle Donne (Hrsg.): European DEMO BOT solid breeder blanket. Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1994, DNB 944269257. (Report KfK-5429)
  • U. Fischer, H. Tsige-Tamirat: Activation characteristics of a solid breeder blanket for a fusion power demonstration reactor. Journal of Nuclear Materials, Bd. 307-311 (2002), S. 798–802.

Entwürfe für Blankets mit Blei-Lithium als Brutmaterial:

  • P. Norajitra, L. Bühler, U. Fischer u. a.: The EU advanced dual coolant blanket concept. Fusion Engineering and Design, Bd. 61-62 (2002), S. 449–453.
  • A. Li Puma u. a.: Breeding blanket design and systems integration for a helium-cooled lithium-lead fusion power plant. Fusion Engineering and Design Bd. 81 (2006), S.469-476.

Einzelnachweise[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. Die drei Aufgaben des Blankets
  2. Raffaele Albanese et al.: Electromagnetic Disruption Loads on ITER Blanket Modules. IEEE Trans. Magn. 46, 2010, S. 2935–38, doi:10.1109/TMAG.2010.2048560 (online).
  3. a b U. Fischer, P. Pereslavtsev, D. Grosse u. A.: Nuclear design analyses of the helium cooled lithium lead blanket for a fusion power demonstration reactor. Fusion Engineering and Design Bd. 85 (2010) S. 1133–1138