Kernfusionsreaktor


Kernfusionsreaktor

Blick auf Wendelstein 7-AS, bis 2002 in Garching betriebenes Forschungsexperiment in Stellaratorbauweise
Modell eines Segmentes des ITER-Tokamaks (im Bau)
Datei:EAST比例模型.jpg
Modell des 2006 in China fertiggestellten EAST, eines Fusionsexperimentes in Tokamakbauweise mit supraleitenden Magnetspulen

Ein Kernfusionsreaktor oder Fusionsreaktor ist eine technische Einrichtung, in der eine kontrollierte Kernfusion abläuft. Fusionsreaktoren befinden sich zurzeit noch im Experimentalstadium.

Fusionskraftwerke hätten gegenüber den auf der Kernspaltung basierenden Kernkraftwerken die Vorteile eines fast unerschöpflichen Brennstoffvorrats,[1] höherer Anlagensicherheit[2] und der weitgehenden Vermeidung langlebiger radioaktiver Abfälle.[3] Das Ziel, die Kernfusion zur kommerziellen Stromerzeugung zu nutzen, wird bereits seit den 1960er Jahren verfolgt, rückt jedoch wegen enorm hoher technischer Hürden und auch aufgrund unerwarteter physikalischer Phänomene nur langsam näher.[4]

Während im Kern der Sonne Wasserstoff unter sehr hohem Druck seit Milliarden von Jahren zu Helium fusioniert, arbeiten Fusionsreaktoren mit den sehr viel reaktionsfreudigeren Wasserstoffisotopen Deuterium und Tritium. Dennoch bedarf es 150 Millionen Grad Celsius, einer zehnfach höheren Temperatur als im Kern der Sonne, um trotz niedrigen Drucks die Fusionsreaktion zu zünden.

Die fortschrittlichsten, zurzeit im Bau befindlichen Versuchsanlagen sind ITER und Wendelstein 7-X, die nach dem Prinzip des magnetischen Einschlusses als Tokamak beziehungsweise Stellarator arbeiten.

Chronologie

Grundlagenforschung

Erste theoretische Konzepte zur Energieerzeugung mittels Kernfusion wurden bereits während der Entwicklungsphase der Atombombe entwickelt, 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. George Paget Thomson und Moses Blackman verfolgten die Idee zum ringförmigen Einschluss eines Deuterium-Plasmas mittels Magnetfeld und dem Aufheizen mittels Hochfrequenzwellen.

Erste Stellaratoren und Tokamaks

Dieses Konzept wurde in den folgenden Jahren unabhängig voneinander in zwei Varianten in den USA und der Sowjetunion weiterentwickelt. In den USA entwickelte Lyman Spitzer den Stellarator, der ab 1951 im Rahmen von Projekt Matterhorn und Projekt Sherwood, u. a. an der Universität in Princeton erforscht wurde.[5] Der Stellarator erwies sich bald als zu kompliziert, da die komplexe Geometrie seiner Magnetfeldspulen für die Forscher ein damals unüberwindliches Hindernis darstellte. Erst gegen Ende des 20. Jahrhunderts konnten die nötigen Berechnungen dank leistungsfähiger Computer durchgeführt werden, wodurch der aktuelle Bau des Stellarators Wendelstein 7-X in Greifswald möglich wurde.

Im Jahre 1950-1951 wurde in der Sowjetunion durch Andrej Sacharow und Igor Tamm eine andere Variante des magnetischen Einschlusses vorgestellt, der Tokamak.[6] Mit diesem Konzept, in dem ein in dem Plasma erzeugtes Magnetfeld zu dessen Einschluss beiträgt, erzielte die Sowjetunion mit 100 Mio. °C über 10 Millisekunden einen überraschenden Temperaturrekord. Nachdem dies 1968 auch im Westen bekannt geworden war,[7] wurde das einfachere Tokamak-Design zur Grundlage fast aller nachfolgenden Fusionsexperimente.

Erfolge in der EU und den USA

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.[8]

Seit dem sowjetischen Temperaturrekord von 1968 bereits 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.[9] 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

Bis zu einem ersten praxistauglichen, im Dauerbetrieb arbeitenden und wirtschaftlich rentablen Fusionsreaktor sind auf den verschiedensten Gebieten noch viel Forschungsarbeit zu leisten und noch eine Vielzahl technischer Schwierigkeiten zu überwinden. Auch wegen der enormen Kosten wird die technologische Entwicklung zur zivilen Nutzung der Fusionsenergie inzwischen 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 DEMO, das erste Fusionskraftwerk, das, frühestens ab 2030, Strom erzeugen und damit die kommerzielle Nutzbarkeit der Kernfusion nachweisen soll.[10]

Kernfusion

Ein Deuterium- und ein Tritium-Atomkern verschmelzen zu einem Heliumkern unter Freisetzung eines schnellen Neutrons. Diese Reaktion könnte den Energiebedarf der Menschheit auf Jahrtausende hinaus decken.
Hauptartikel: Kernfusion

Technisch-physikalische Grundlagen

Bei einer Kernfusion verschmelzen zwei Atomkerne zu einem neuen Kern. Kernreaktionen dieser Art können Energie freisetzen. So stammt auch die von der Sonne abgestrahlte Energie aus Kernfusionsprozessen. Seit Jahrmilliarden verschmilzt Wasserstoff im Kern der Sonne 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 sehr nahe kommen. Dem steht die elektrische Abstoßung entgegen, die mit großem Energieaufwand 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. Netto-Energiegewinnung, also der Betrieb eines Kraftwerks ist auf diese Weise nicht möglich. Ähnlich der chemischen Reaktion in einer Flamme müssen die Kernreaktionen dort vielmehr nach einem anfänglichen Aufheizen von selbst ablaufen, d. h. ohne ständige äußere Energiezufuhr. Nur bestimmte leichte Nuklide sind für eine solche wie eine Verbrennung ablaufende Fusionsreaktion geeignet. Um diese einzuleiten, wird zunächst ein Plasma erzeugt und durch Energiezufuhr von außen erhitzt. Bei ausreichend hoher Temperatur und Dichte kommt es zu Fusionen: Die Reaktion „zündet“ und „brennt“ dann von selbst. Ein Teil der bei der Verschmelzung gewonnenen Energie dient dabei zur Aufrechterhaltung der Temperatur.

Lawson-Kriterium

Für eine selbsterhaltende Fusionsreaktion, die mehr Energie liefert, als zu ihrer Einleitung aufgewendet wurde, muss bei gegebener Temperatur das Produkt aus Plasmadichte und Einschlussdauer gemäß dem Lawson-Kriterium einen bestimmten Mindestwert übersteigen, d. h. Dichte und Temperatur müssen für eine gewisse Zeitspanne aufrechterhalten werden.

Diese Bedingung kann auf zwei ganz verschiedene Arten erfüllt werden:

  • Mit extrem hoher Plasmadichte und sehr kurz dauerndem Einschluss (Nanosekunden), der durch die Massenträgheit des Plasmas selbst bewirkt wird;
  • mit mäßig hoher Plasmadichte und dauerhaftem – mindestens minutenlangem – Einschluss des Plasmas durch Magnetfelder.

Beide Prinzipien werden in Konzepten für Fusionsreaktoren verfolgt (siehe unten).

Brennstoff Deuterium-Tritium

Wasserstoff, Deuterium und Tritium

Energiebilanz

Am geringsten ist die elektromagnetische Abstoßung zwischen Atomkernen, die nur je eine einzige Elementarladung tragen, den Isotopen des Wasserstoffs. Die Fusionsreaktion zwischen Deuterium und Tritium

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

(siehe auch Kernfusion) zeichnet sich durch einen hohen Energiegewinn und einen ausreichenden Wirkungsquerschnitt (Reaktionswahrscheinlichkeit) bei vergleichsweise „niedrigen“, technisch realisierbaren Plasmatemperaturen aus. Aus diesem Grund ist ein Gemisch aus Deuterium und Tritium, im Folgenden kurz DT, der Fusionsbrennstoff, auf dem bis heute die gesamte Fusionstechnologie beruht – die zivile ebenso wie die militärische. Die Wasserstoffbombe beweist, dass die DT-Reaktion große Energiemengen freizusetzen vermag. Prinzipiell dieselbe Reaktion läuft in einem Fusionsreaktor kontrolliert ab.

Neutronenbilanz

Hauptartikel: Blanket

Bei der Reaktion eines Deuterium- und eines Tritium-Kerns zu einem 4He-Kern entsteht ein Neutron, das den überwiegenden Teil der Fusionsenergie aufnimmt und das dazu benötigt wird, ein Tritium-Atom aus einem 6Li-Atom nachzuproduzieren. Diese Erbrütung von Tritium vollzieht sich gemäß folgender Kernreaktion:

$ \mathrm{^6Li \ + \ n \longrightarrow \ ^4He\ +\ T\ + \ 4,78\ MeV} $

Allerdings gehen immer Neutronen verloren, zum Beispiel, weil ein Teil davon nicht im Blanket reagiert, sondern erst in dahinter befindlichen Anlagenteilen, wodurch diese radioaktiv werden. Zudem zerfällt ein Teil des Tritiums radioaktiv, bevor es zur Fusionsreaktion gelangt. Folglich stünde aus der Eigenproduktion nicht genügend Tritium zur Verfügung und ein ausschließlich mit 6Li betriebener Fusionsreaktor wäre somit auf einen dauerhaften Tritium-Nachschub von außen angewiesen, wozu nach dem derzeitigen Stand der Technik der Betrieb eines konventionellen Kernspaltungskraftwerks oder der energieaufwändige Betrieb einer intensiven Spallations-Neutronenquelle erforderlich wären.

Möglich ist jedoch auch die Produktion von Tritium durch die Reaktion von Neutronen mit 7Li. Aufgrund des Energieverbrauchs von fast 2,5 MeV kann diese Reaktion jedoch nur stattfinden, wenn hochenergetische Neutronen aus der Fusionsreaktion direkt auf 7Li treffen. In früheren Reaktorkonzepten war zu diesem Zweck ein Blanket aus reinem, natürlichen Lithium vorgesehen, das zu über 90 % aus 7Li besteht:

$ \mathrm{^7Li \ + \ n \longrightarrow \ ^4He\ +\ T\ +\ n\ - \ 2,466\ MeV} $.

Diese Reaktion erzeugt einerseits ein Tritium-Atom und setzt zugleich wieder ein (weniger energetisches) Neutron frei, das mit 6Li ein weiteres Tritium-Atom erzeugen kann. So könnten mit einem Teil der Neutronen aus der Fusionsreaktion je zwei Tritium-Atome erbrütet und eine Eigenversorgung des Fusionsreaktors mit Tritium sichergestellt werden.

Alternativ zu 7Li können im Blanket (dem Reaktormantel) Beryllium oder Blei mittels ihrer (n,2n)-Kernreaktionen zur Neutronenvermehrung eingesetzt werden. Alle neueren Blanketkonzepte sehen zur Erzielung eines Tritium-Brutverhältnisses (Tritium Breeding Ratio, TBR) von mehr als 1,0 eine dieser beiden Möglichkeiten vor. Die (n,2n)-Kernreaktion an Beryllium ist

$ \mathrm{\,^9Be + n \rightarrow 2\, \,^4He + 2\,n - 1,57\,MeV} $.

Beide freigesetzten Neutronen können dann durch die Reaktion mit 6Li Tritium erzeugen.

Kommerzielle Fusionsreaktoren müssen so ausgelegt werden, dass trotz des genannten Neutronenverlusts eine leichte Tritium-Überproduktion möglich ist. Über den Anreicherungsgrad des Lithiums kann dann das Tritium-Brutverhältnis ein- und nachgeregelt werden.

Sonstige Brennstoffe

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

Reaktorkonzepte mit magnetischem Einschluss

Felder und Kräfte in einem Tokamak.

Funktionsprinzip

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 aufwändig berechnete, kompliziert geformte Magnetfeldspulen.

Damit Fusionsreaktionen stattfinden, ist eine Teilchendichte von 1020 m-3 und eine Plasmatemperatur von etwa 150 Millionen Grad Celsius nötig.[11]

Der Tokamak ist das am weitesten fortgeschrittene und international mit ITER verfolgte Konzept. Er hat jedoch, zumindest in seiner ursprünglichen Betriebsweise mit 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 entwickelt[12]
  • andererseits auch weiterhin die Stellarator-Entwicklungslinie als Alternative mit öffentlichen Forschungsmitteln unterstützt.

Ein Netto-Energiegewinn erfordert in jedem Fall vergleichsweise große Reaktorgefäße, um genügend hohe Plasmatemperaturen erreichen und halten zu können. Aus diesem Grund wurde ITER in Vergleich zum Vorgänger JET wesentlich vergrößert (vgl. ITER-Abbildung und Technische Daten). Der Einsatz supraleitender Magnetspulen ist für einen Langzeitbetrieb notwendig, da sich normalleitende Spulen durch ohmsche Verluste zu schnell aufheizen und dadurch beschädigt würden. Einige der existierenden Versuchsanlagen wie das LHD oder der Tore Supra sowie auch die im Bau befindlichen Wendelstein 7-X und ITER verwenden auch bereits supraleitende Spulen.

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

Plasmaerzeugung und -aufheizung

Um den Prozess in Gang zu bringen, müssen in das viele Kubikmeter große, fast völlig evakuierte Reaktionsgefäß einige Gramm eines Deuterium-Tritium-Gasgemischs eingelassen und anschließend von außerhalb zu einem Plasma von etwa 100 Millionen Grad aufgeheizt werden. Die Teilchendichte (Zahl der Teilchen pro Volumen) entspricht dann noch immer einem Hochvakuum, wegen der hohen Temperatur übt das Plasma jedoch einen Druck in der Größenordnung 1 Bar aus, der durch das Magnetfeld gehalten werden muss.

Die Heizleistung erhöht die Temperatur und kompensiert die Verluste durch thermische Röntgenstrahlung, die proportional zur vierten Potenz der Temperatur sind und durch Verunreinigungen mit hoher Ordnungszahl stark zunehmen. Für das Aufheizen werden verschiedene Methoden entwickelt. Mit manchen dieser Methoden kann auch die Temperatur- und somit auch die Stromverteilung im Plasma beeinflusst werden, was für dessen Formstabilität wichtig ist:

  • Elektrisches Aufheizen: Plasma ist ein elektrischer Leiter und kann mittels eines induzierten elektrischen Stroms aufgeheizt werden. Dabei wirkt das Plasma wie 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 erwärmen.
  • Neutralteilchen-Einschuss: Beim Einschießen schneller neutraler Atome in das Plasma (neutral beam injection, kurz NBI) bewirkt die kinetische Energie der Atome – die im Plasma sofort ionisiert werden – das Aufheizen des Plasmas.
  • Elektromagnetische Wellen: Mikrowellen können die Ionen und Elektronen im Plasma auf ihren Resonanzfrequenzen anregen und somit Energie in das Plasma übertragen. Diese Methoden des Aufheizens werden Ion Cyclotron 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 Magnetfeld ist geeignet, das Plasma zusammenzupressen. Ein zusätzlicher Vorteil dieser Methode ist, dass zugleich die Plasmadichte erhöht wird.

Mit Temperatur und Dichte steigt die Umsatzrate der Fusionsreaktion. Der in der Reaktion gebildete Heliumkern gibt seine Energie – ein Fünftel der gesamten Energieausbeute der Kernreaktion, also 3,5 MeV – durch Stöße an das Plasma ab. Sobald diese Eigenheizung durch die erzeugten Heliumkerne groß genug ist, dass die Fusionsreaktion sich selbst erhält (das Plasma also „gezündet“ hat), wird die äußere Zusatzheizung nicht mehr benötigt.

Brennstoffe und Reaktionsprodukte

Erbrüten von Tritium

Ein DT-Fusionsreaktor muss neben der Gewinnung und technischen Nutzbarmachung der Energie auch, ähnlich einem Brutreaktor, den Brennstoff Tritium aus Lithium erbrüten, da Tritium als natürliche Ressource nicht vorhanden ist. Dazu ist der Reaktor von einem Brutmantel, dem Blanket, umgeben. Tritium ist radioaktiv. Es emittiert allerdings nur eine Betastrahlung mit geringer Maximalenergie und ohne begleitende Gammastrahlung. Im Radioaktivitätsinventar eines Fusionsreaktors wird es nur einen relativ kleinen Beitrag darstellen (siehe auch Abschnitt Umweltaspekte und Sicherheit).

Brennstoffnachfüllung

Zum Nachfüllen von Brennstoff während der Brenndauer des Plasmas hat sich das Hineinschießen von Pellets aus einem gefrorenen Deuterium-Tritium-Gemisch in das Gefäß als geeignete Technik erwiesen.[13] 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, durch die Wahl der Einschussstelle und der Pelletgeschwindigkeit die räumliche Dichteverteilung des Plasmas gezielt zu beeinflussen.

Entfernen von Helium und Verunreinigungen

Das Reaktionsprodukt 4He sowie unvermeidlich aus dem Wandmaterial herausgeschlagene Kerne wirken als Verunreinigungen und müssen ständig aus dem Plasma entfernt werden. Alle haben höhere Ladungszahlen als die Wasserstoffisotope und werden infolgedessen magnetisch stärker abgelenkt. Zu ihrer Entfernung werden Divertoren entwickelt, die mit einem Hilfs-Magnetfeld die unerwünschten Ionen aus dem Plasma heraus auf spezielle, am Rande des Torus montierte Prallplatten lenken. Dort kühlen sie ab und fangen dadurch wieder Elektronen ein, d. h. sie werden zu neutralen Atomen. Diese werden von Magnetfeldern nicht beeinflusst und können von der das Hochvakuum aufrechterhaltenden Absauganlage ausgeschleust werden.

Reaktorwerkstoffe

Anforderungen

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 "erste Wand", also 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 s-1cm-2 etwa 2,2 MW/m2. Dies ist die in einem Entwurf für das Blanket des DEMO-Reaktors[14] 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).[15] 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.

Die Werkstoffentwicklung ist daher ein entscheidend wichtiger Teil der Forschung und Entwicklung. Das Strukturmaterial von ITER ist zwar noch ein üblicher austenitischer Chrom-Nickel-Edelstahl. Da aus dem Nickelanteil große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden Cobalt-60 entstehen würden, sind derartige Stähle für zukünftige Kraftwerksreaktoren jedoch nicht brauchbar. Die Entwicklungsarbeit konzentriert sich auf nickelfreie, ferritisch-martensitische Stähle,[16] aber auch Legierungen auf Vanadiumbasis und das keramische Siliziumcarbid (SiC) werden untersucht. Für Bestrahlungsversuche an diesen Materialien soll, etwa zeitgleich mit ITER, die hochintensive und hochenergetische Neutronenquelle IFMIF betrieben werden.

Aktivierungsberechnungen

Eine räumlich detaillierte Berechnung der Aktivierung in einem DEMO-Reaktor wurde 2002 vom Forschungszentrum Karlsruhe vorgestellt.[17]. Der angenommene Reaktor hat 2200 MW Fusionsleistung. Sein Blanket besteht aus 77 t (Tonnen) Lithiumorthosilikat Li4SiO4 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. Das Lithium ist auf 40 % 6Li angereichert. Bei allen Materialien wurde nicht nur die nominelle, ideale Zusammensetzung berücksichtigt, sondern auch die typischen natürlichen Verunreinigungen, z. B. 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 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 $ \mu $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 Zusammensetzung, Zeiten bis zu 500 Jahren.

Abfuhr und Nutzung der freigesetzten Energie

Von der Energieausbeute der Kernreaktion, pro Einzelreaktion 17,6 MeV, treten vier Fünftel, entsprechend 14,1 MeV, als Bewegungsenergie des erzeugten Neutrons auf. Die Neutronen werden vom Magnetfeld nicht beeinflusst, durchdringen leicht die Wand des Plasmagefäßes und gelangen damit in das Blanket, wo sie zunächst durch Stöße ihre Energie als nutzbare Wärme abgeben und danach zum Erbrüten je eines Tritiumatoms dienen sollen. Die thermische Energie kann dann wie in jedem konventionellen Kraftwerk über Wärmetauscher Wasserdampf erzeugen, der wiederum Dampfturbinen mit angekoppelten Stromgeneratoren antreibt.

Alternative Konzepte

Reaktoren mit Trägheitseinschluss

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.

Der Versuchsreaktor der National Ignition Facility in den USA arbeitet nach dem Prinzip des Trägheitseinschlusses, der Bau des europäischen Laser Mégajoule in Frankreich soll 2012 abgeschlossen werden.[18][19] Erklärter Zweck der Versuche ist die Ersetzung der inzwischen eingestellten Kernwaffentests, die zu erwartenden, grundlegenden 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. Zur Erzielung eines Netto-Energiegewinns in Kraftwerken sind jedoch gerade Laser aufgrund des geringen Wirkungsgrades kaum geeignet.

Kalte Fusion

Andrei Sacharow, einer der Urheber des Tokamak-Konzepts und auch der lasergetriebenen Trägheitsfusion, hat darüber hinaus eine Art katalytischer Beschleunigung der Fusionsreaktion mittels Myonen vorgeschlagen, wofür er 1948 den Begriff Kalte Fusion verwendete.[20] Das Verfahren ist physikalisch plausibel, ein Netto-Energiegewinn würde voraussichtlich jedoch am hohen Energieaufwand für die Erzeugung der Myonen infolge des zu geringen Wirkungsgrades von Teilchenbeschleunigern scheitern.

Eine Energiegewinnung nach den verschiedenen, später als Kalte Fusion bekannt gewordenen Verfahren ist über Grundlagenversuche, deren Ergebnisse nicht überprüfbar und reproduzierbar sind, nicht hinausgekommen.[21] Eine auf diese Weise herbeiführbare Kernreaktion mit Energiefreisetzung wird daher von der Mehrheit der Wissenschaftler heute ausgeschlossen.[22]

Liste von Versuchsanlagen

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[23]
JT-60 in Naka, Japan[24]
Tokamak à configuration variable der Eidgenössischen Technischen Hochschule Lausanne, Schweiz
Tore Supra in Cadarache, Frankreich[25]
KSTAR in Daejeon, Südkorea[26]
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)
Columbia Non-Neutral Torus an der Columbia University in New York, USA
Large Helical Device in Toki (Gifu), Japan
TJ-II – CIEMAT in Madrid, Spanien[27]
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

Pro und Contra

Verfügbarkeit der Brennstoffe

Deuterium ist zu etwa 0,015 % im natürlichen Wasserstoff enthalten und kann daher etwa aus Meerwasser in praktisch unbegrenzter Menge gewonnen werden.

Tritium hingegen ist auf der Erde nur in äußerst geringen Mengen vorhanden und muss daher aus Lithium erzeugt werden (siehe nächster Abschnitt). Lithium stellt somit die begrenzende Ressource dar. Die technisch nutzbaren Lithiumvorkommen reichen jedoch rechnerisch aus, um den Energiebedarf der Menschheit für tausende Jahre zu decken. Zum Tritiumbrüten wird nur das seltene, mit einem natürlicher Anteil von 7,5 % vorkommende Isotop 6Li benötigt. Eine Verknappung durch den Lithiumbedarf anderer Industriezweige, wo die Isotopenzusammensetzung keine Rolle spielt, ist daher kaum zu befürchten. Lithium ist demnach

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

Zum Start eines ersten Fusionsreaktors könnte das nötige Tritium 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.

Tritiumgewinnung

Das für den Versuchsbetrieb von ITER benötigte Tritium in einer Menge von einigen Kilogramm über die vorgesehene Laufzeit könnte entweder aus Schwerwasserreaktoren stammen, in denen es als Abfallprodukt anfällt[28] oder aber in Kernspaltungsreaktoren aus 6Li erbrütet werden.

Diese bisher einzigen verfügbaren Quellen könnten jedoch bei weitem nicht genügend Tritium für Fusionskraftwerke liefern. Der Jahresverbrauch eines Fusionskraftwerks mit 1000 MW elektrischer Leistung wird etwa 100 kg Deuterium und 150 kg Tritium betragen. Die wirtschaftliche Gewinnung solcher Tritiummengen wäre nur durch die Erzeugung aus Lithium gemäß den im Abschnitt Neutronenbilanz beschriebenen Reaktionen im Fusionsreaktor selbst (siehe auch Blanket) mittels der ohnehin emittierten freien Neutronen möglich.

Die technologische Entwicklung dieser Tritiumgewinnung ist eine entscheidende Aufgabe in den Fusionsprogrammen. Ob dieses Erbrüten von Tritium in der Praxis mit ausreichender Effizienz möglich ist, wird sich erst zeigen, wenn ein erster DT-Fusionsreaktor im Dauerbetrieb 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 Energieversorgung mittels Fusionsreaktoren möglich. Diese Frage wird in wissenschaftlichen Veröffentlichungen diskutiert.[29] Während einige Wissenschaftler wie Michael Dittmar vom CERN die Selbstversorgung von Fusionsreaktoren mit Tritium angesichts bisheriger experimenteller und rechnerischer Ergebnisse als unrealistisch kritisieren,[30] sehen viele Fusionsforscher in diesem Punkt jedoch keine prinzipiellen Probleme.[31]

Machbarkeit und Kosten

Auf dem Weg zu einem funktionierenden Prototypkraftwerk sind noch enorme technische Probleme zu überwinden. Noch ist nicht erwiesen, dass ein Fusionsreaktor überhaupt zur kommerziellen Energieerzeugung taugt. Die technischen Schwierigkeiten wurden in der Vergangenheit regelmäßig unterschätzt und seit Jahrzehnten bereits wird von einem Zeithorizont von 30 bis 40 Jahren ausgegangen, weshalb in Anspielung auf die Erdölkonstante ironisch von der „Fusionskonstante“ gesprochen wird.[32] Um wirtschaftlich zu sein, müssten Fusionskraftwerke nach dem aktuellen Stand der Forschung eine Mindestgröße zwischen 1000 und 2000 MW pro Block aufweisen, vergleichbar der neuerer Kernspaltungskraftwerke bzw. geringfügig größer. Eine Integration solcher Anlagen in die bestehenden Stromnetze wäre problemlos möglich. Wie auch die Kernspaltung würde sich die Kernfusion wegen der komplexen Technologie nur für hoch entwickelte Länder eignen.

Mit ITER soll gezeigt werden, dass eine Vergrößerung des Reaktors das erhoffte bessere Verhältnis von aufgewendeter zu gewonnener Energie liefert. Die Kosten des Fusionsexperimentes ITER wurden bei Projektbeginn mit fünf Milliarden Euro angegeben. Seitdem mehren sich die Anzeichen, dass weder der Zeit- noch der Kostenplan zu halten sind. ITER soll nach offiziellen Angaben nun frühestens im Jahr 2026 voll einsatzfähig sein, zudem werden die Kosten des Projektes auf mindestens 15 Milliarden ansteigen.[33] Mit dem Nachfolgeprojekt DEMO soll schließlich die wirtschaftliche Energieerzeugung demonstriert werden, womit frühestens um das Jahr 2030 zu rechnen ist.

Das Energy research Centre of the Netherlands erforscht und bewertet die verschiedenen Arten der Energieerzeugung. Bereits 1999 wurde detailliert untersucht, welche Rolle die Fusionsenergie im Energiemarkt Europas spielen könnte unter der Annahme, dass die Technik bis 2050 ausgereift ist. Wird die Kernspaltung nicht weiter ausgebaut und sollen die CO2-Emissionen weiter verringert werden, so könnten Fusionskraftwerke zukünftig die Grundlastversorgung übernehmen. Betrachtet wurden Tokamak-Kraftwerke mit je 1 Gigawatt elektrischer Leistung.[34] Unter Berücksichtigung für technische Projekte typischer „Erfahrungslernkurven“ würden die Stromkosten der zehnten Anlage dieser Art zwischen 0,06 und 0,10 Euro pro Kilowattstunde liegen. Der Berechnung wurden folgende Annahmen zugrunde gelegt:

  • 75 % jährliche Auslastung,
  • 30 Jahre Lebensdauer,
  • 5 % jährlicher Kapitalzins.

Die Kosten teilen sich auf wie folgt:

  • 62 % aus Investition für die Anlage,
  • 30 % Austausch von Verschleißteilen (Blanketteile, Divertorplatten) während der Betriebsdauer,
  • 8 % laufender Betrieb, Wartung, Brennstoff und Entsorgung.

Umweltaspekte und Sicherheit

Fusionskraftwerke hätten

  • im Gegensatz zu herkömmlichen Kraftwerken auf Basis von Kohle, Öl oder Gas
  • im Gegensatz zu Kernspaltungsreaktoren
    • keine Reaktion, die überkritisch werden, also außer Kontrolle geraten kann. Die Zündbedingungen müssen im Gegenteil mit großem Aufwand aufrechterhalten werden, die Energiefreisetzung bricht schon bei kleinen Störungen ab.[35]
    • außer der Versorgung mit dem initialen Tritium-Vorrat keine Transporte radioaktiven Brennstoffs nötig. Die Einsatzstoffe Lithium und Deuterium sind nicht radioaktiv.[36]
    • kein langlebiges radioaktives Material aus dem Brennstoff zur Folge: Das im Blanket erbrütete Tritium wird schnell extrahiert und wieder verbraucht. Ein Vorrat für einen einwöchigen Betrieb läge bei einer 1-GW-Anlage in der Größenordnung von wenigen Kilogramm. Bei Unfällen freigesetztes Tritium (zum Vergleich: über 600 kg Tritium gerieten durch Kernwaffentests in die Atmosphäre) zerfällt mit einer Halbwertszeit von 12,3 Jahren zu stabilem 3He.
  • ähnlich wie bei Kernspaltungsreaktoren
    • Neutronenaktivierung von Anlagenteilen, Kühlmitteln und Strukturmaterial zur Folge. Die Menge des aktivierten Materials wäre vergleichbar mit der eines Spaltreaktors und würde den größten Teil des radioaktiven Inventars der Anlage ausmachen;
    • Anlagenteile, die so starker Neutronenstrahlung ausgesetzt sind, dass sie regelmäßig getauscht und zwischengelagert werden müssen. Bei herkömmlichen Kernreaktoren werden insbesondere die Brennelementhüllen, in denen sich der Uran-Brennstoff befindet, zusammen mit dem Brennstoff getauscht, bei Fusionsreaktoren wären dies insbesondere Teile des Divertors und des Blankets.

Mit den derzeit gängigen Strukturmaterialien wie austenitischen Chrom-Nickel-Edelstählen entstehen durch Neutronenaktivierung große Mengen des relativ langlebigen und stark gammastrahlenden 60Co.

Durch zurzeit laufende Werkstoffentwicklungen 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. [37] Dies ist die Hauptvorgabe für die Entwicklung solcher neuen (niedrig aktivierbaren) Werkstoffe, die auch Beständigkeit unter Neutronenbestrahlung aufweisen und alle Anforderungen an ihre jeweilige spezielle Aufgabe erfüllen müssen, wie Stabilität, Amagnetismus oder Vakuumdichtigkeit.[35]

Bisher wird davon ausgegangen, dass die innerste Hülle periodisch ausgewechselt werden muss, da kein Material die hohen Neutronenflüsse eines kommerziellen Reaktors über Jahre aushält.[38] Wegen der Strahlung der aktivierten Teile müssten Reparaturen und Wartungsarbeiten nach Inbetriebnahme ferngesteuert ausgeführt werden.

DT-Fusionsreaktoren wären demnach keineswegs frei von Radioaktivitätsproblemen. Sie wären jedoch bezüglich Sicherheit und Umweltverträglichkeit ein Fortschritt gegenüber herkömmlichen Kernreaktoren. Wahrscheinlich ist eine Prozessführung möglich, bei dem das mobile radioaktive Inventar, das als Gas, Flüssigkeit oder niedrig siedender Feststoff vorliegt, weit geringer ist als etwa das bei der Katastrophe von Tschernobyl freigesetzte. Kritiker geben zu bedenken, dass manche dieser Fragen erst in ferner Zukunft zu beantworten sind, wenn ein vollständig entwickeltes Konzept vorliegt.

Risiken hinsichtlich Kernwaffenverbreitung

Bereits ein paar Gramm eines Deuterium-Tritium-Gemischs können die Energiefreisetzung einer Atombombe und damit die Zerstörungskraft deutlich steigern. Die bei der Fusion zahlreich erzeugten Neutronen intensivieren die Kettenreaktion im Uran- oder Plutonium-Kernsprengstoff. Die Methode ist unter dem Begriff Fusions-Booster bekannt. Tritium entsteht zwar auch als radioaktives Abfallprodukt in herkömmlichen Kernreaktoren, insbesondere in Schwerwasserreaktoren, wird üblicherweise jedoch weder abgetrennt noch als Reinstoff aufkonzentiert. Die Gefahr zur Proliferation geht dabei sowohl von dem Tritium selbst aus als auch von dem Wissen um die Details seiner Herstellung.[39]

Soweit im Blanket angereichertes 6Li verwendet wird, müssen entsprechende großtechnische Anlagen zur Lithium-Anreichung errichtet werden. Schließlich ist mit angereichertem 6Li auch direkte Proliferation denkbar. Wasserstoffbomben erreichen mit angereichertem 6Li eine höhere Sprengkraft als mit natürlichem Lithium.

Allgemein ist die Gefahr einer Proliferation durch Fusionsanlagen als gering einzuschätzen, da es deutlich billiger und einfacher wäre entsprechendes Material auf anderem Wege herzustellen (z. B. in einem Kernspaltungsreaktor).

Literatur

Weblinks

Einzelnachweise

  1. "deuterium can be easily extracted at a very low cost", "enough [...] for 2 billion years" (S. 16), "20.000 years of inexpensive Li6 available" (S. 17) In: Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007.
  2. Jeffrey P. Freidberg: Plasma Physics And Fusion Energy. 2007, S. 17.
  3. Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. 2010, S. 151–154; radioactive structural material [...] storage time required [...] 100 years.
  4. Anhörung zur Fusionsforschung … 28. März 2001.
  5. 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)
  6. Eckhard Rebhan: Energiehandhuch. Springer, 2002, ISBN 3-540-41259-X, S. 524ff.
  7. Robert Arnoux: Off to Russia with a thermometer. iter newsline, 2009.
  8. History & Anniversaries. auf: efda.org
  9. PPPL: Achievements of the Tokamak Fusion Test Reactor.
  10. On to DEMO. ITER, Webseite (engl.)
  11. 150 million °C. auf: iter.org, Facts & Figures
  12. Weston M. Stacey: Fusion. An Introduction to the Physics and Technology of Magnetic Confinement Fusion. 2010, S. 77–78.
  13. S. K. Combs u. a., High-Field-Side Pellet Injection Technology. Konferenzbeitrag von 1998
  14. M. Dalle Donne (ed.): European DEMO BOT solid breeder blanket. Kernforschungszentrum Karlsruhe, Report KfK-5429 (1994)
  15. W. M. Stacey: Fusion. 2nd edition, Wiley, Weinheim 2010, Tab. 9.4 auf S. 145
  16. siehe z. B.: R. Lindau, M. Rieth, M. Klimiankou et al.: Present development status of EUROFER and ODS-EUROFER for application in blanket concepts. In: Fusion Engineering and Design Bd. 75 - 79, S. 989 - 996 (2005)
  17. 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
  18. CEA: Le Laser Mégajoule, eingefügt 2. April 2012
  19. Facts&Arts: France banking on laser research, eingefügt 2. April 2012
  20. Karl Strauß: Kraftwerkstechnik: Zur Nutzung fossiler, nuklearer und regenerativer Energiequellen. 5. Auflage. Springer, Berlin u. a. 2006, ISBN 3-540-29666-2, S. 432.
  21. Labortricksereien – Bis die Blase platzt. In: Frankfurter Allgemeine – Wissen. 23. Juli 2008.
  22. Bart Simon: 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 eine Minderheit aber weiter verfolgt wird. 2002.
  23. Xinhua: Nuke fusion reactor completes test, 24. März 2006
  24. Japan Atomic Energy Agency, Naka Fusion Institute, JT-60 Research Program
  25. Tore Supra. auf: www-fusion-magnetique.cea.fr
  26. KSTAR Project
  27. The TJII project: Flexible Heliac. auf: www-fusion.ciemat.es
  28. A. Fiege: Tritium. Bericht KfK-5055, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1992. ISSN 0303-4003
  29. M. E. Sawan, M. Abdou: Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle. In: Fusion Engineering and Design. 81 (2006), S. 1131–1144.
  30. Michael Dittmer: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion? (online)
  31. S. Hermsmeyer: Improved Helium cooled pebble Bed Blanket. Forschungszentrum Karlsruhe, Wissenschaftliche Berichte, FZKA6399
  32. Sonnenfeuer am Boden Nach zehnjähriger Planung bleibt vom internationalen Kernfusionsreaktor Iter nur die Sparversion von Ulf von Rauchhaupt DIE ZEIT 1999
  33. Kostenexplosion bei Iter. auf: Deutschlandfunk. 28. Mai 2010. (Abgerufen am 7. März 2011.)
  34. P. Lako u. a.: Long Term Scenarios and the Role of Fusion Power. Bericht ECN-C-98-095, 1999; zitiert nach: H. S. Bosch, A. Bradshaw: Physikalische Blätter. 57 (2001) Nr. 11, S. 55–60.
  35. 35,0 35,1 ITER & Safety, ITER Organization (englisch)
  36. ITER Fusion Fuels, ITER Organization (englisch)
  37. SEIF Report auf: www.efda.org
  38. The Oil Drum: The Future of Nuclear Energy: Facts and Fiction – Part IV: Energy from Breeder Reactors and from Fusion?
  39.  Martin Kalinowski: International control of tritium for nuclear nonproliferation and disarmament. CRC Press, 2004, ISBN 0-415-31615-4, S. 34.