Grundlagen zur Tritium-Selbstversorgung
Wir sollten am Anfang den Unterschied zwischen den zwei sehr ähnlich klingenden Abkürzungen TBRTritium-Brutrate und TPRTritium-Produktionsrate klären:
TBR (Tritium Breeding Ratio)
Die Tritium-Brutrate ist definiert als das Verhältnis von erzeugtem Tritium zu verbrauchtem Tritium im gesamten BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes. Sie ist damit ein globales Integralmaß über das gesamte Blanketvolumen
$TBR = \frac{\text{produziertes Tritium}}{\text{verbranntes Tritium}}$
TPR (Tritium Production Rate)
Die lokale Tritium-Produktionsrate
- normiert auf ein -Atom
- pro einfallendem Neutron.
Vereinfacht könnte man fragen: „Wie wahrscheinlich ist es, dass ein Neutron im betrachteten Volumenelement mit einem -Kern reagiert?“ Formal ist die Tritium-Produktionsrate eine mikroskopische Größe, während die Tritium-Brutrate eine makroskopische Systemgröße ist.
Das Problem
In der Reihe ➚ „Urknall, Weltall und das Leben“ erklärt Hartmut Zohm, warum Tritium der entscheidende Engpass für zukünftige Fusionskraftwerke ist und wie Brutblankets in Reaktoren neues Tritium erzeugen sollen. Das zentrale Problem der Tritium-Selbstversorgung: Alle Voraussagen basieren auf Simulationen. Und es entsteht genau ein Neutron bei der D-T Reaktion und dieses eine Neutron muss aber mehr als ein Tritium „erbrüten“.
Und wenn man sich anschaut, welche Prozessschritte notwendig sind, um
- das unverbrannte Tritium bzw.
- das erbrütete Tritium zu extrahieren
und wieder in den Kreislauf zurückzuführen, dann wird klar, dass hier etliche Verlustquellen existieren.
Einflussfaktoren auf die Tritium-Produktionsrate
- Neutronenfluss hängt vom Reaktordesign ab,
- parasitäre Neutronen-Absorption z. B. an Strukturmaterialien,
- unvollständige Nutzung des Lithiums,
- Alterung des Blankets,
Möglichkeiten für Tritiumverluste
- Natürlicher Zerfall des Isotops,
- unvollständige Extraktion (Absorption),
- Undichtigkeiten der Systeme (Leckage),
- chemische Reaktion mit Systemteilen.
Es wird allgemein angegeben, dass ein TBRTritium-Brutrate≥ 1,1 benötigt wird, um den Betrieb, Verluste und Reserve zu sichern
Differenzen zwischen Modellierung und Experiment
Murphy fasste 2025 zusammen
„Die Differenz der Tritium-Produktionsrate den zwischen Simulation und Experiment ist noch zu groß, als dass man eine Tritium-Selbstversorgung garantieren kann“.
Die Hoffnung der Fusions-Community
Optimierung der Lithium-Brutreaktionen
Vorbemerkung: Die Energiebilanz einer Kernreaktion hängt davon ab, ob bei der Reaktion ein Masseverlust eintritt und damit Energie freigesetzt wird (exotherm) oder Energie eingebracht werden muss (endotherm).
Die Reaktion mit $^6\mathrm{Li}$ ist exotherm mit +4.78 MeV:
$n + {}^6\mathrm{Li} → {}^{4}\mathrm{He} + \mathrm{T}$
Es gibt keinen Schwellenwert für die Energie der Neutronen, d.h. diese funktioniert auch mit langsamen Neutronen, idealisiert betrachtet auch mit 0 MeV. Doch die Schlussfolgerung, dass ${}^6\mathrm{Li}$ damit ein instabiles Isotop wäre, ist aber falsch. ${}^6\mathrm{Li}$ ist ein stabiler Kern, natürlich vorkommend mit rund ~7.5 % Lithium. Aber das einfallende Neutron regt das System energetisch an und eine neue, energetisch günstigere Konfiguration kann entstehen.
Demgegenüber benötigt die Reaktion mit $^7\mathrm{Li}$ 2,5 MeV Neutronenenergie:
$n + {}^7\mathrm{Li} → {n‘} + {}^{4}\mathrm{He} + \mathrm{T}$
Dabei verliert das auslösende Neutron einen Teil seiner kinetischen Energie, indem es den Li Kern anregt und dadurch den Aufbruch / Zerfall in ein α-Teilchen und Tritium provoziert. Das resultierende ${n‘}$ ist ein Neutron mit verminderter Energie.
Neutronenvervielfachung (Multiplier)
Eine Neutronenvervielfachung geht allgemein davon aus, dass ein Neutron auf ein Atom X trifft und durch eine (n,2n)-Reaktionen die verfügbare Neutronenzahl erhöht wird:
$n + {}^A\mathrm{X} → 2 n + {}^{A-1}\mathrm{X}$
Beryllium und Blei sind die zentralen Kandidaten für diese Reaktion:
$n + {}^9\mathrm{Be} → 2 n + {}^{8}\mathrm{Be}$
- niedrige Schwelle
- guter Multiplier
- aber Materialprobleme (Toxizität, Struktur)
$n + {}^{208}\mathrm{Pb} → 2 n + {}^{207}\mathrm{Pb}$
- höhere Schwelle
- mechanisch robuster
Fazit
Die Tritium-Selbstversorgung ist kein Detailproblem, sondern ein zentrales physikalisches Nadelöhr
- Ohne Neutronenvervielfachung → zu wenige Neutronen
- Ohne schnelle Neutronen → viele Reaktionen nicht möglich
Weiterführende Beiträge
- Kann man annehmen, dass die Tritium-Brutrate im Dauerbetrieb eines Fusionsreaktors konstant bleibt?
- Wie viel Tritium würde ein Fusionsreaktor über ein Jahr benötigen, um kontinuierlich 1 GW elektrische Leistung zu erzeugen?
- Wird man mit ITER eine Tritium-Selbstversorgung nachweisen können?
- Warum ist das „Tritium-Breeding-Verhältnis“ nicht die entscheidende Größe für die Tritium-Selbstversorgung in einem Fusionskraftwerk?
Literatur
- Sawan M.E., Abdou M.A. “Physics and Technology Conditions for Attaining Tritium Self-Sufficiency for the D-T Fuel Cycle” MADISON WISCONSIN July 2005; resented at the Seventh International Symposium on Fusion Nuclear Technology, May 22-27, 2005, Tokyo, Japan; to be published in Fusion Engineering and Design
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 18.11.2025 - Youssef M.Z, Kumar A, Abdou M.A: "Quantification of design margins and safety factors based on the prediction uncertainty in tritium production rate from fusion integral experiments of the USDOE/JAERI collaborative program on fusion blanket neutronics," Fusion Engineering and Design, Volume 28, 1995, Pages 457-478,
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 13.04.2026- - Delaporte-Mathurin R., MacDonald R., Dark J u.a.: "Physics-informed tritium fuel cycle modelling workflow for fusion reactors" preprint Plasma Physics (20.03.2026)
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 12.04.2026 - Abdou M.: Physics and technology considerations for the D-T fuel cycle and conditions for tritium fuel self-sufficiency; Virtual Seminar at MIT (28.04.2021) 33
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 29.10.2024 - Abdou M. u.a.: "Physics and technology considerations for the deuterium–tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiency" Nucl. Fusion 61(2021) 013001 (Seiten 51)
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 19.12.2025 - Murphy S.T. : "Breeding Blanket Design" Fusion Industry School – 30th September 2025
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.02.2026 - Dittmar M.: Status and Prospects of the ITER Plasma Physics Experiment. Is it time to terminate the project? Part I (10.7.2019) 21
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 31.08.2024 - Dittmar M.: Go-No-Go Problems for controlled Nuclear Fusion on Planet Earth; do we already know enough to terminate public research funding for nuclear fusion? Part II (18.11.2019) 18
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 31.08.2024 - Wurbs S., Dehlwes S., Lübke A. u.a.: Impulsbeitrag: Kernfusion als Baustein einer klimaneutralen Energieversorgung? Chancen, Herausforderungen, Zeithorizonte; Publikation der ESYS https://doi.org/10.48669/esys_2024-8 (August 2024) 56
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 29.10.2024 - TAB (Büro für Technikfolgen-Abschätzung beim Deutschen Bundestag) Grünwald R.: Auf dem Weg zu einem möglichen Kernfusionskraftwerk – Wissenslücken und Forschungsbedarfe aus Sicht der Technikfolgenabschätzung; TA-Kompakt Nr. 1 ISSN: 2944-8077 (01.12.2024)
➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 09.01.2025