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Kernfusionsreaktor

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Modell eines der 18 Sektoren des im Bau befindlichen ITER-Tokamaks (rechts unten eine Person zum Größenvergleich)

Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Anlage, in der eine kontrollierte Kernfusion abläuft. Voll funktionsfähige Reaktoren, in denen Fusionsreaktionen im Dauerbetrieb stattfinden und die somit zur Stromerzeugung in einem Fusionskraftwerk geeignet wären, existieren noch nichtVorlage:Zukunft/In 5 Jahren. Obwohl dieses Ziel bereits seit den 1960er Jahren verfolgt und die Entwicklung der Technologie mit Milliardenaufwand vorangetrieben wird, rückt es wegen enorm hoher technischer Hürden und auch aufgrund unerwarteter physikalischer Phänomene nur langsam näher.[1]

Die zurzeit (2016) erfolgversprechendsten Reaktorkonzepte sind Tokamaks und Stellaratoren, die auf der Technik des magnetischen Einschlusses beruhen. Als Brennstoff kommt insbesondere ein Gemisch der beiden schweren Wasserstoffisotope Deuterium und Tritium im Verhältnis 1:1 in Frage. Eine kleine Menge dieses Gases wird auf Temperaturen von 100 bis 150 Millionen Grad Celsius erhitzt. Bei diesen Temperaturen sind Elektronen und Atomkerne voneinander getrennt und bilden ein elektrisch leitendes und von Magnetfeldern beeinflussbares Plasma. Das extrem heiße Plasma übt einen Druck von etwa 2 bar aus, obwohl seine Dichte nur einem Hochvakuum entspricht. Es wird mittels starker Magnetfelder in einem Torus von mehreren Metern Durchmesser so in einem umgebenden Vakuum eingeschlossen, dass es die Gefäßwände nicht berührt. Eine dauerhafte Fusionsreaktion läuft von selbst ab, wenn im Plasma das Produkt aus Teilchendichte, Energieeinschlusszeit und Temperatur ausreichend hoch ist; die genauen Bedingungen werden im Lawson-Kriterium zusammengefasst. Diesen Bedingungen ist man nahegekommen, sie sind bisher jedoch noch nicht erfüllt. Ein dauerhafter Netto-Energiegewinn ist auch ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums bei ständigem Heizen des Plasmas möglich (siehe wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums), aber auch dies wurde noch nicht erreicht.

Die Deuterium-Tritium-Fusion war bisher noch nicht der primäre Gegenstand der Versuche. Die seit ca. 40 Jahren laufenden Experimente[Anm. 1] 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 in Garching bei München und der Stellarator Wendelstein 7-X in Greifswald. Der erste für Fusionen bestimmte Reaktor soll ITER werden,Vorlage:Zukunft/In 5 Jahren dessen Bau 2007 im Forschungszentrum Cadarache in Südfrankreich begonnen wurde. Auch dieser Tokamak wird experimentellen Zwecken dienen und ist weder zum Dauerbetrieb geeignet noch zur Stromerzeugung bestimmt.

Modell des 2006 in China fertiggestellten Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) mit supraleitenden Magnetspulen (Personen zum Größenvergleich)
Wendelstein 7-AS, bis 2002 in Garching betriebener Stellarator
Noch unverkleidete Plasmakammer des Wendelstein 7-X in Greifswald (2011)

Potentielle Energiequelle der Zukunft[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Hauptartikel: Fusionsenergie

Mit der Entwicklung von Kernfusionsreaktoren erhofft man sich die Erschließung einer praktisch unerschöpflichen Energiequelle[2] ohne das Risiko katastrophaler Störfälle[3] und ohne die Notwendigkeit der Endlagerung langlebiger radioaktiver Abfälle.[4] Falls Kernfusionsreaktoren die technische Reife zur Stromerzeugung erreichen, ist ein erster kommerzieller Reaktor nach heutigem Erkenntnisstand nicht vor 2050 zu erwarten. Ein großtechnischer Einsatz ist, vorausgesetzt die Technologie trifft auf Akzeptanz und ist wirtschaftlich, erst im letzten Viertel des 21. Jahrhunderts absehbar.[5] Die dann örtlich geltenden Vor- und Nachteile gegenüber anderen Stromerzeugungsmethoden, die Reaktorbau- oder Importkosten, die Aufwendungen für Finanzierung, Betrieb, Rückbau und Entsorgung radioaktiver Abfälle sowie der dann gültige Strompreis sind derzeit nicht verlässlich vorhersagbar.

Geschichte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Grundlagenforschung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Bereits während der Entwicklung der Atombombe legten Edward Teller, Enrico Fermi unter andere Wissenschaftler erste Entwürfe zur Stromerzeugung durch kontrollierte Kernfusion vor. Ein Konzept sah vor, das für die Fusion auf mehrere Millionen Grad zu erhitzende Deuterium-Tritium-Plasma mithilfe eines Magnetfelds einzuschließen. Nach dem Zweiten Weltkrieg wurde in England das erste zivile Forschungsprogramm zur Nutzung der Kernfusion gestartet. George Paget Thomson und Moses Blackman verfolgten die Idee des ringförmigen Einschlusses des Plasmas weiter, das Aufheizen erfolgte mittels hochfrequenter elektromagnetischer Wellen.

Erste Stellaratoren und Tokamaks[Bearbeiten | Quelltext 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.[6]

Zum Einschluss der Teilchen sollte ein Magnetfeld dienen, bei dem Feldlinien für den magnetischen Einschluss innerhalb ineinander geschachtelter Torusoberflächen verlaufen. Es zeigte sich bald, dass solche Flussflächen in der Magnetfeldgeometrie des Stellarators nicht leicht zu erreichen sind. Die theoretischen Grundlagen dafür wurden erst nach und nach entwickelt. Erst gegen Ende des 20. Jahrhunderts konnten die nötigen Berechnungen dank leistungsfähiger Computer durchgeführt werden; dadurch wurde der Bau des Stellarators Wendelstein 7-X möglich, der 2015 sein erstes Plasma erzeugt hat.

In den Jahren 1950 und 1951 wurde in der Sowjetunion durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses erprobt, der Tokamak.[7] Mit diesem Konzept, in dem ein in dem Plasma durch Stromfluss erzeugtes Magnetfeld dessen Einschluss bewirkt und darüber hinaus zu 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,[8] wurde das einfachere Tokamak-Design zur Grundlage fast aller nachfolgenden einschlägigen Experimente.

Erfolge in der EU und den USA[Bearbeiten | Quelltext 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 Genfer Atomkonferenz 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.[9]

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[10] Der wesentlich von Harold Furth konzipierte TFTR war von 1983 bis 1997 in Betrieb, lange auch unter dessen Leitung. Seit 1999 wird am Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) am Nachfolger National Spherical Torus Experiment (NSTX) geforscht.

Internationale Projekte und Planungen[Bearbeiten | Quelltext 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 hohen Kosten in internationalen Projekten vorangetrieben. Wie schon in den vergangenen Jahren wird weltweit fast ausschließlich die magnetische Einschlussmethode verfolgt.

Physikalische Grundlagen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

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

Deuterium-Tritium-Reaktion[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Hauptartikel: Kernfusion

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 Milliarden Jahren 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 Prozesse sind jedoch für eine technische Nutzung auf der Erde ungeeignet.

Damit es zwischen zwei Atomkernen zur Fusionsreaktion kommt, müssen sie einander sehr nahe kommen. Dem steht die elektrische Abstoßung entgegen, die mit großem Energieaufwand (hoher Temperatur) überwunden werden muss. Die zu einer technischen Energielieferung geeigneten Fusionsreaktionen sind aus Untersuchungen mittels Teilchenbeschleunigern gut bekannt. Bei solchen Experimenten wird jedoch für den Betrieb der Apparatur viel mehr Energie aufgewendet, als die Reaktion dann freisetzt; 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 weitgehend von selbst ablaufen.

Damit eine Kernfusion entsprechend der bekannten Einsteinschen Formel E = mc2 Materie in Energie umwandeln kann, muss die Masse der beiden fusionierenden Kerne zusammen größer sein als die Masse der entstehenden Kerne und Teilchen. Diese Massendifferenz wird in Energie umgewandelt. Besonders groß ist die Massendifferenz, wenn sich Helium-4 aus Isotopen des Wasserstoffs bildet. Bei diesen ist zudem die vor der Fusion zu überwindende elektrische Abstoßung am kleinsten, weil sie nur je eine einzige Elementarladung tragen. Als Fusionsbrennstoff ist deshalb ein Gemisch aus gleichen Anteilen Deuterium (D) und Tritium (T) vorgesehen:

Diese Reaktion zeichnet sich weiterhin durch einen – die Reaktionswahrscheinlichkeit charakterisierenden – Wirkungsquerschnitt aus, der schon bei technisch gerade noch erreichbaren Plasmatemperaturen ausreichend groß ist. Alle realistischen Konzepte für Fusionskraftwerke beruhen deshalb bis heute (2016) auf dieser Reaktion.

Fusion mit magnetischem Plasmaeinschluss[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die bisher aussichtsreichsten Konzepte für Fusionsreaktoren sehen vor, ein Deuterium-Tritium-Plasma in einem ringförmigen Magnetfeld einzuschließen und auf hinreichende Temperatur zu erhitzen. Um auf diese Weise einen Netto-Energiegewinn zu erreichen, müssen Plasmagefäß und Magnetfeld genügend groß sein, und das Magnetfeld muss energiesparend mit supraleitenden Magnetspulen erzeugt werden.

Um den Prozess in Gang zu bringen, werden in das viele Kubikmeter große, gut evakuierte Reaktionsgefäß einige Gramm eines Deuterium-Tritium-Gasgemischs (1:1) eingelassen, durch Aufheizen in den Plasmazustand gebracht und weiter erhitzt. Die Teilchendichte entspricht dabei noch immer einem Hochvakuum. Trotzdem übt das Plasma nach Erreichen der Zieltemperatur – im innersten Bereich des Plasmas rund 150 Millionen Grad[11] – einen Druck der Größenordnung 1 Bar aus. Gegen diesen Druck muss das Magnetfeld die Teilchen zusammenhalten, denn bei Berührung mit der Gefäßwand würde das Plasma sofort auskühlen.

Die Temperatur von 150×106 Grad entspricht einer mittleren Bewegungsenergie der Ionen von etwa 20 keV. Bei dieser Temperatur und Dichte erfolgen Fusionsreaktionen. Die dadurch frei werdende Energie verteilt sich als Bewegungsenergie im Verhältnis 1:5 auf die gebildeten Alphateilchen (He-4-Kerne) und freien Neutronen (siehe Kinematik (Teilchenprozesse)). Die Energie der Alphateilchen verteilt sich weiter durch Stöße im Plasma und trägt zu seiner weiteren Heizung bei. Bei genügender Reaktionsrate (Reaktionen pro Zeiteinheit) kann diese Energie ausreichen, um die Plasmatemperatur ohne weitere äußere Heizung aufrechtzuerhalten: Das Plasma hat dann „gezündet“ und „brennt“ von selbst. Dies tritt ein, wenn bei gegebener Temperatur das Tripelprodukt aus Teilchendichte, Temperatur und einer durch die unvermeidlichen Wärmeverluste bestimmten Zeitkonstanten, der Energieeinschlusszeit, gemäß dem Lawson-Kriterium einen bestimmten Mindestwert übersteigt.

Für einen Energie liefernden Reaktor muss dieser Punkt allerdings nicht erreicht werden. Auch bei etwas niedrigeren Temperaturen und ständiger Zusatzheizung laufen genügend Fusionsreaktionen ab, um Nutzenergie zu gewinnen (siehe Wirtschaftliche Fusion ohne Erreichen des Lawson-Kriteriums). Die Zusatzheizung bietet sogar eine willkommene Möglichkeit (zusätzlich zur Brennstoffnachfüllung), die Reaktionsrate, also die Reaktorleistung, zu steuern.[12] Der erreichte Plasmazustand muss dauerhaft aufrechterhalten werden, indem neuer Brennstoff entsprechend dem Verbrauch nachgefüllt und das entstandene Helium – das Resultat der Fusion, die „Asche“ – abgeführt wird. Die freigesetzten Neutronen verlassen das Plasma; ihre Bewegungsenergie, vier Fünftel der Fusionsenergie, steht für die Nutzung zur Verfügung.

Innenraum des mit Graphitplatten ausgekleideten Tokamak à configuration variable (TCV) in Lausanne, Schweiz

Ein Plasmastadium ohne Zündung, aber mit Netto-Energiegewinn, wurde bisher nur ganz kurzfristig bei Versuchen an JET und TFTR (Princeton, USA) erreicht, aber in den vielen sonstigen Experimenten noch nicht, denn die Plasmagefäße der existierenden Versuchsanlagen sind dafür zu klein, wodurch das Plasma zu stark auskühlt (siehe A/V-Verhältnis). In dem deshalb größeren Tokamak ITER soll mit ständiger Zusatzheizung eine dauerhaft „brennende“ Fusion realisiert werden. Auch spätere Anlagen wie DEMO wird man voraussichtlich eher so auslegen, dass eine schwache Zusatzheizung von beispielsweise wenigen Prozent der Fusionsleistung nötig bleibt, um eine zusätzliche Möglichkeit zur Steuerung zu behalten.

Durch Erhöhung von Temperatur oder Dichte oder beidem steigt die Leistung der Fusionsreaktion an. Ein Aufschaukeln auf zu hohe Temperaturen durch vermehrte Fusionen und dadurch weiteres Aufheizen ist jedoch 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 Reaktionsrate ist so mittels der jeweils vorgegebenen Magnetfeldstärke einstellbar und bleibt damit bei gleichbleibender Temperatur und gleichbleibender Brennstoffnachfüllung konstant.

Technik[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Plasmaaufheizung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Plasma der Versuchsanlage Mega-Ampere Spherical Tokamak (MAST) in Culham, Großbritannien

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. °C 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 Bremsstrahlung, die proportional der 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.

Magnetfeld[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Das Magnetfeld muss das Plasma gegen seinen Druck zusammenhalten, damit es nicht die Gefäßwand berührt. Beide Konzepte für den magnetischen Einschluss, Tokamak und Stellarator, nutzen dazu ein torusförmiges, verdrilltes Magnetfeld. Tokamaks erzeugen die Verdrillung des Feldes durch Induzieren eines elektrischen Stroms im Plasma, Stellaratoren bewerkstelligen dies durch eine besondere, komplizierte Formung ihrer Magnetspulen (genauere Erklärung des magnetischen Einschlusses und der Notwendigkeit der Verdrillung der Feldlinien in Fusion mittels magnetischen Einschlusses).

Außer zum Einschluss des Plasmas kann das Magnetfeld auch zum Aufheizen per Induktion dienen. Besondere, lokalisierte Verformungen des Feldes entfernen die unerwünschten Ionen, also das Fusionsprodukt Helium und etwaige Verunreinigungen, aus dem Plasma (siehe Divertor).

Das Magnetfeld wird mit großen, gegebenenfalls supraleitenden 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 somit auch den Druck.

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 erzeugten 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,[13]
  • andererseits auch weiterhin Stellaratoren als Alternative verfolgt.

Brennstoff[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Vorkommen und Beschaffung[Bearbeiten | Quelltext 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:

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 rund 2 Mio t an Lithium-6 sind nach der obigen Formel theoretisch rund 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.

Einer Verknappung durch den Lithiumbedarf anderer Industriezweige steht entgegen, dass bei diesen die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt und für sie somit über 90 % des Lithiums zur Verfügung stehen. 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 Halbwertszeit von 12,32 Jahren. Es emittiert allerdings nur Betastrahlung mit geringer Maximalenergie und ohne begleitende Gammastrahlung. Im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors, der für einige Zeit in Betrieb gewesen ist, 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 würden diese bisher einzigen verfügbaren Quellen jedoch bei weitem nicht genügend Tritium liefern. Ein Fusionskraftwerk mit 1 GW elektrischer Leistung würde jährlich etwa 150 kg Deuterium und 225 kg Tritium benötigen.

Tritiumbrüten und Neutronenvermehrung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Hauptartikel: Blanket

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,[15] und von den das Blanket treffenden Neutronen wird ein Teil unvermeidlich in anderen Atomkernen als Lithium absorbiert oder entweicht aus der Anlage. Auch bei der Überführung des erbrüteten Tritiums in das Fusionsplasma sind Verluste unvermeidlich, ebenso durch seinen radioaktiven Zerfall. Um trotzdem ebenso viel neues Tritium ins Plasma bringen zu können, wie verbraucht wurde, 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 eingestellt 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 Deuterium-Tritium-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.[16] Während einige Wissenschaftler wie Michael Dittmar vom CERN die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse als unrealistisch kritisieren,[17] sehen die meisten Fusionsforscher in diesem Punkt jedoch keine prinzipiellen Probleme.[18]

Brennstoffnachfüllung[Bearbeiten | Quelltext 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.[19] 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 der Nachfüllung beendet die Fusionsreaktionen.

Entfernen von Helium und Verunreinigungen[Bearbeiten | Quelltext 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 | Quelltext bearbeiten]

Von der Energieausbeute der Kernreaktion, pro Einzelreaktion 17,6 MeV, treten vier Fünftel, also 14,1 MeV, als Bewegungsenergie des freigesetzten 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.

Reaktorwerkstoffe[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Anforderungen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die Nutzenergie des Deuterium-Tritium-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 zehnmal 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[20] 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).[21] Zusätzlich wird das Material durch Schwellung geschädigt, weil (n,p)- und (n,alpha)-Kernreaktionen im Metallgefüge Gase, Wasserstoff bzw. Helium, erzeugen. Helium im Metall ist auch der Schweißbarkeit abträglich. Damit Teile und Rohrverbindungen aus Stahl nach Auswechselungen wieder zusammengeschweißt werden können, ist eine Heliumkonzentration unterhalb 1 appm („atom parts per million“, also ein He-Atom pro 1 Million Metallatome) gefordert worden.[22]

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.[23] Bisher wird auch davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material den hohen Neutronenfluss eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushalten wird.[24] 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.[25] Die Entwicklungsarbeit konzentriert sich auf nickelfreie, ferritisch-martensitische Stähle,[26] aber auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) werden untersucht. Mit ASDEX Upgrade wurde festgestellt, dass sich für die dem Plasma zugewandten Frontflächen der Blanketmodule und für Divertorplatten auch Wolfram eignet. Für Bestrahlungsversuche an diesen Materialien soll, etwa zeitgleich mit ITER, die hochintensive und hochenergetische Neutronenquelle IFMIF betrieben werden.

Aktivierungsberechnungen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom Forschungszentrum Karlsruhe vorgestellt.[27] 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 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-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 Sv/h mit direkter Handhabung (hands-on handling) möglich ist. Es ergibt sich, dass alle Materialien – Lithiumsilikat, Beryllium und Stahl – nach 50 bis 100 Jahren Abklingzeit ferngesteuert wieder verarbeitet werden können. Bis zum Abklingen auf direkte Handhabbarkeit vergehen beim Stahl, abhängig von dessen 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 Masse wäre deren Aktivität in Becquerel mit den Rückbbauprodukten 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.[28]

Stand der Forschung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

In annähernd 50 Jahren FusionsforschungVorlage:Zukunft/In 2 Jahren seit den Ergebnissen mit dem ersten russischen Tokamak T3 von 1968 konnte man jede der drei entscheidenden Größen - Temperatur , Teilchendichte und Einschlusszeit - erheblich vergrößern und hat das Tripelprodukt 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. So wurden in kleineren Tokamak-Experimenten bereits 120 Minuten Einschlusszeit erreicht und es gelang die erreichten Temperaturen von 3 Mio. °C auf über 100 Mio. °C zu steigern.

Hauptziel der aktuellen Forschung an den beiden magnetischen Einschlussverfahren ist es, Plasmabedingungen zu finden, die die Energieeinschlusszeit wesentlich verlängern. In den meisten bisherigen Experimenten erwies sich die gemessene Energieeinschlusszeit als viel kürzer als theoretisch erwartet.[29]

Der 2015 fertiggestellte Stellarator Wendelstein 7-X wird noch nicht mit Deuterium-Tritium-Brennstoff arbeiten. Mit ihm soll der kontinuierliche dauerhafte Plasma-Einschluss ohne Stromfluss im Plasma – der Hauptvorteil gegenüber Tokamaks – demonstriert werden. Damit wäre gezeigt, dass sich auch das Stellaratorkonzept grundsätzlich als Fusionskraftwerk eignet.

Die bisherigen Anlagen sind für eine Zündung des Plasmas noch zu klein, so dass das Plasma zu stark auskühlt. Es ist eine bestimmte Mindestgröße des Plasmas nötig, um im Zentrum 10 bis 15 keV (170 Mio. °C) zu erreichen, weil bei gegebener Größe das Plasma nur eine bestimmte maximale Gesamtenergie besitzen kann.[29] Eine positive Energiebilanz soll erstmals im zukünftigen internationalen Fusionsreaktor ITER verwirklicht werden, der seit 2007 im südfranzösischen Forschungszentrum Cadarache errichtet wird.Vorlage:Zukunft/In 5 Jahren Der Reaktor soll zehnmal mehr Energie liefern, als zur Heizung des Plasmas aufgebracht werden muss. Dafür sollen ab 2026Vorlage:Zukunft/In 5 Jahren mit Zuheizung die für solche Fusionsraten erforderlichen Temperaturen erzeugt werden. An ITER soll auch das Tritiumbrüten nebst Neutronenvermehrung erforscht und optimiert werden. Die Forschungsergebnisse aus ITER sollen den Weg ebnen für das erste „Demonstrationskraftwerk“ DEMO, welches ab 2050 Strom erzeugen und damit die kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion nachweisen soll.[30]

Alternative Konzepte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

National Ignition Facility (USA) zur Erforschung der Trägheitsfusion mittels Lasern

Kein anderes Fusionskonzept hat einen Entwicklungsstand erreicht, der aus heutiger Sicht (2016) für eine Stromerzeugung in Betracht kommt.

  • Andere Brennstoffe als Deuterium-Tritium würden noch weit größere technische Schwierigkeiten aufwerfen, wie in dem Artikel Kernfusion erläutert. Lediglich in Versuchsanlagen zur Plasmaphysik, ohne Energiegewinn, wird mit reinem Deuterium gearbeitet, um die praktische Erschwerung durch das radioaktive Tritium zu vermeiden.
  • Das Konzept des Trägheitseinschlusses befindet sich im Stadium der Grundlagenforschung, ist nicht primär auf die Entwicklung von Kraftwerken ausgerichtet und weit von einer kommerziellen Nutzung entfernt.
    Hauptartikel: Trägheitsfusion
  • Die kalte Fusion ist nach Ansicht der meisten Wissenschaftler ebenfalls keine mögliche Alternative. Technische Prozesse dieser Art mit der behaupteten Energiefreisetzung sind nach der bekannten Physik nicht möglich.
    Hauptartikel: Kalte Fusion

Liste der Versuchsanlagen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

In der folgenden Tabelle sind die wichtigsten Anlagen aufgeführt.

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 (1983–2013)
Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) in Hefei, China[31]
JT-60 in Naka, Japan[32]
Tokamak à configuration variable (TCV) der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz
Tore Supra in Cadarache, Frankreich[33]
KSTAR in Daejeon, Südkorea[34]
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
H-1NF in Canberra, Australien
TJ-II am CIEMAT in Madrid, Spanien[35]
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

Literatur[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  • Uwe Schumacher, Hans Herold, Institut für Plasmaforschung der Universität Stuttgart; in: Ullmanns Encyclopedia of Industrial Chemistry, Vol 24: Nuclear Technology, 4. Nuclear Fusion. S. 823–838.
  • Garry McCracken, Peter Stott: Fusion – the Energy of the Universe. 2. Auflage. Elsevier, München 2012, ISBN 978-0-12-384656-3 (Eine auch für Laien verständliche Übersicht).
  • Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. Wiley-VCH, 2010, ISBN 978-3-527-40967-9, eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche.
  • A. A. Harms, K. F. Schoepf, G. H. Miley, D. R. Kingdon: Principles of Fusion Energy. World Scientific, Singapur 2000, ISBN 981-02-4335-9.
  • Jeffrey P. Freidberg: Plasma physics and fusion energy. Cambridge University Press, 2007, ISBN 978-0-521-85107-7, eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche.
  • Einführung in die Kernfusion, IPP-Berichte (PDF, 9 MB).
  • A. Bradshaw, T. Hamacher: Kernfusion – Eine nachhaltige Energiequelle der Zukunft. In: Naturwissenschaftliche Rundschau 12/2005, S. 629.
  • H.-St. Bosch, A. Bradshaw: Kernfusion als Energiequelle der Zukunft. In: Physikalische Blätter 2001, 57(11), S. 55–60.

Weblinks[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

 Wiktionary: Kernfusionsreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

Anmerkungen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. Die existierenden Versuchsanlagen wie etwa JET werden von Fachleuten häufig als Experiment bezeichnet, manchmal aber auch schon als Reaktor (siehe etwa Günther Hasinger: Ein GAU ist unmöglich. In: Focus Magazin 44, 2009). Auch für die im Bau befindliche Versuchsanlage ITER findet man manchmal in ein und demselben Text abwechselnd beide Bezeichnungen, etwa in dem Artikel ITER, DEMO und das erste Kraftwerk (pdf, 932 kB) vom Max-Planck-Institut für Plasmaphysik oder in dem Artikel Stand der Fusionstechnik (pdf, 464 kB) von Günther Hasinger.

Einzelnachweise[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. Pressearchiv des Max-Planck-Institutes für Plasmaphysik, 29. März 2001: Anhörung zur Fusionsforschung, 28. März 2001, abgerufen am 8. Mai 2013
  2. Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007, S. 16f.
  3. Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007, S. 17.
  4. Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. 2010, S. 151ff
  5. A roadmap to the realisation of fusion energy. EFDA Roadmap
  6. 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)
  7. Eckhard Rebhan: Energiehandbuch. Springer, 2002, ISBN 3-540-41259-X, S. 524ff.
  8. Robert Arnoux: Off to Russia with a thermometer. iter newsline, 2009.
  9. History & Anniversaries. In: efda.org. EFDA, archiviert vom Original am 4. Oktober 2014, abgerufen am 9. Juni 2016.
  10. Achievements of the Tokamak Fusion Test Reactor. In: pppl.gov. PPPL, 18. April 1999, archiviert vom Original am 5. August 2012, abgerufen am 9. Juni 2016.
  11. 150 million °C. auf: iter.org, Facts & Figures
  12. Stacey: Fusion (siehe Literaturliste) Seite 9
  13. Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. 2010, S. 77–78.
  14. A. Fiege (Hrsg.): Tritium. Bericht KfK-5055, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1992. ISSN 0303-4003
  15. U. Fischer et al.(KIT): Nuclear design analyses of the helium cooled lithium lead blanket for a fusion power demonstration reactor. Fusion Engineering and Design, Bd. 85 (2010), S. 5
  16. 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.
  17. Michael Dittmer: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion? (online)
  18. S. Hermsmeyer: Improved Helium cooled pebble bed blanket. (PDF; 2,0 MB) Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA6399
  19. S. K. Combs u. a., High-Field-Side Pellet Injection Technology. Konferenzbeitrag von 1998 (PDF; 555 kB)
  20. M. Dalle Donne (Hrsg.): European DEMO BOT solid breeder blanket. Kernforschungszentrum Karlsruhe, Report KfK-5429 (1994)
  21. W. M. Stacey: Fusion. 2nd edition, Wiley, Weinheim 2010, Tab. 9.4 auf S. 145.
  22. 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
  23. ITER & Safety, ITER Organization (englisch)
  24. The Oil Drum: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion?
  25. SEIF Report (PDF; 420 kB) auf: www.efda.org
  26. siehe z. B.: A.A.F. Tavassoli, E. Diegele, R. Lindau, N. Luzginova, H. Tanigawa: Current status and recent reasearch achievements in ferritic/martensitic steels. Journal of Nuclear Materials Band 455 (2014), S. 269–276
  27. 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
  28. IPP 2006: Kernfusion, 4. Sicherheits- und Umwelteigenschaften der Fusion PDF, aufgerufen 4. Juli 2013
  29. a b Deutsche Phys. Gesellschaft, Webseite Stand 31. Oktober 2011: Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen.
  30. EFDA Roadmap
  31. Xinhua: Nuke fusion reactor completes test, 24. März 2006
  32. Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program
  33. Tore Supra. auf: www-fusion-magnetique.cea.fr
  34. KSTAR Project
  35. The TJII project: Flexible Heliac. auf: www-fusion.ciemat.es
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