Wie viel Tritium würde ein Fusionsreaktor über ein Jahr benötigen, um kontinuierlich 1 GW elektrische Leistung zu erzeugen?

Kritische Analysen zur „Tritium-Selbstversorgung“ sind eher selten zu finden. Aus diesem Grund wird in diesem Beitrag versucht, ausführlich alle Prozessschritte zu einer Abschätzung zusammenzuführen. Der Beitrag basiert auf einer Veröffentlichung von Dittmar aus dem Jahr 2008 (1).

Leistung und Energie

Die Leistung als physikalische Größe bezeichnet die in einer Zeitspanne umgesetzte Energie dividiert durch diese Zeitspanne. Ihre SI-Einheit ist das Watt (W). Beim Thema „Haushalt“ sagt man z. B. die LED hat eine Leistung von 1 W. Beim Thema „Kraftwerke“ ist als Einheit eher üblich 1 GW = 10⁹ W.

Die SI-Einheit der Energie ist das Joule (J) und charakterisiert die enthaltene Energiemenge eines physikalischen Systems oder einer geleisteten Arbeit. Beim Thema „Haushalt“ interessiert am Jahresende dann der Verbrauch in kWh. Beim Thema „Kraftwerke“ ist als Einheit der produzierten Energie eher TWh = 10¹² Wh üblich . Bei Kraftwerken ist noch zu unterscheiden, ob es sich um die erzeugte thermische (th) oder elektrische Energie (el) handelt.

Ausgangslage

Es gibt weltweit eine begrenzte Reserve von künstlich hergestelltem Tritium von weniger als 30 kg, das als Nebenprodukt hauptsächlich in kanadischen Atomreaktoren erzeugt wird (siehe Abbildung unten). Dabei wird in Schwerwasserreaktoren (➚CANDU-Reaktor) Deuterium durch Neutroneneinfang in Tritium umgewandelt. Es sollen in einem typischen CANDU-Reaktor etwa 130 g Tritium pro Jahr entstehen (2)(3), bei ➚Wikipedia wird 1 kg Tritium je 5 GW angegeben. Für etliche Reaktoren ist ein Betriebsende schon geplant ➚„Liste der CANDU-Reaktoren“. D. h. die verfügbare Tritiummenge wird in den nächsten Jahren rasant kleiner werden.

Da ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor vollständig von einer externen Tritiumversorgung abhängig ist, wird dieser Reaktor über die gesamte Betriebsdauer (2) etwa 18 kg Tritium verbrauchen. Damit wird es eng auf dem weltweiten Tritium-Markt. Abdou (3) schlussfolgert daraus:

„Die weltweiten Tritiumvorräte aus CANDU-Reaktoren werden durch ein erfolgreiches ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor praktisch erschöpft sein.“

Tritium Überschuss im Plasma

Im praktischen Betrieb rechnet man damit, dass nur ein kleiner Prozentsatz des injizierten Tritiums tatsächlich fusioniert. Für ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor wurde eine Abbrandrate (tritium burn fraction) von nur 0,36 % angegeben (3). D. h. man muss Tritium im Überschuss einsetzen.

Thermische Energie

Wir starten die Betrachtung mit der Abschätzung für die thermische Energie (1 GW_th). Die Frage ist, wie viele Fusionen mit je einer Energiefreisetzung von 17,6 MeV = 2,8195⋅10^-12 J pro Reaktion sind erforderlich, um zunächst 1 GW_th zu erzeugen. Daraus leitet sich der häufig genannte Tritiumbedarf von 55,6 kg für 1 GW_th über ein Jahr ab (5).

Schon diese Menge von 55,6 kg Tritium offenbart, dass der Tritiumbedarf nur für einen hypothetischen Fusionsreaktor von 1 GW_th über ein Jahr schon höher ist, als die Tritiumreserven der Welt!

Verfeinern wir die Abschätzung: Schaut man genauer hin, dann liefert die D+T → ⁴He + n-Reaktion zwar 17.6 MeV pro Reaktion, jedoch nur das Neutron mit seinen 14.1 MeV (~80 % der Energie) kann seine Energie nach außen tragen. Die restlichen 20 % verbleiben mit dem α-Teilchen im Plasma und sollen bei ➚ITER 66 % Plasmaheizung ausmachen.

Ergänzung vom 17.03.2026: In obiger Abschätzung wurde nicht berücksichtigt, dass das Erbrüten von Tritium mit der Reaktion 6Li + n → 4He + T + 4.8 MeV ebenfalls exotherm (unter Energiefreisetzung) ist.

Aber Kernfusionskraftwerke werden primär zur Stromerzeugung konzipiert, weshalb die Erzeugung der thermischen Energie nur der erste Schritt ist. Die folgenden Abschätzungen basieren auf Literaturangaben und Plausibilitätsrechnungen. Wer weitere passende Primärquellen kennt, möchte bitte diese unter dem Menüpunkt „Mitmachen“ an uns übergeben.

Neutronen

Man rechnet, dass in der first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket und im BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes 85 bis 95 % der Neutronen abgebremst werden und ihre Energie abgeben. Entsprechend einer Arbeit aus dem Jahr 2001 (6)

• werden davon wiederum ca. 10 % schon in der first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket abgebremst.
• Die restlichen Neutronen werden beim Eindringen in die Reaktorstruktur (BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes) abgebremst, sodass sich das Neutronenspektrum mit der Eindringtiefe verändert.

Nicht nutzbare Neutronen

Die 5 bis 15 % der Neutronen, die durch die first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket und durch das BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes fliegen und keinerlei Reaktion eingehen, landen dann ungenutzt in der Abschirmung.

Erbrüten von Tritium und die Abgabe der Energie

Die Neutronen, die im BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes mit den 14,1 MeV angekommen sind, müssen dort mit ihrer Energie zwei verschiedene und praktisch fast unmögliche Wunder vollbringen:

• Das Neutron sollte nur mit Lithium-6 reagieren, um ein Tritium Atom pro Neutron wieder zu erbrüten und
• mit den anderen Elementen nur elastische Stoße wie beim Billard machen und so Energie auf diese Materialien abgeben. Das ist physikalisch nicht vorstellbar, da die Neutronen mit den 14,1 MeV eher nukleare Reaktionen auslösen und das Material aktivieren.

Damit das Erbrüten überhaupt in nennenswerter Menge klappen kann, setzt man sogenannte ➚Neutronen-Multiplier im BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes ein. Die Funktion dieses Multiplier soll sein: Beim Einschlag eines schnellen Fusionsneutrons sollen zusätzliche Neutronen freigesetzt werden, z. B. über die Reaktion ⁹Be + n → 2n + ⁸Be.

Wärmeleitung

Die im BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes abgegebene thermische Energie muss nun über ein Kühlsystem nach außen gelangen. Und da gibt es sehr unterschiedliche Konzepte, da die Wärmeabfuhr nur ein Aspekt ist:

• Die Art und Weise der Kühlung beeinflusst letztlich den Wirkungsgrad:
  Niedrige-Ausströmtemperaturen senken den Wirkungsgrad.
  In einem DEMODer DEMO-Reaktor (DEMOnstration Power Plant) könnte das Nachfolgeprojekt zum im Bau befindlichen experimentellen Kernfusionsreaktor ITER werden Design mit Wasserkühlung plante man ein Einlass → Auslass Temperatur Verhältnis von 295 →330 °C (7). In einem anderen DEMODer DEMO-Reaktor (DEMOnstration Power Plant) könnte das Nachfolgeprojekt zum im Bau befindlichen experimentellen Kernfusionsreaktor ITER werden Design mit Heliumkühlung werden Einlass → Auslass mit 300→408 °C (8) bzw. 300→500 °C(9) angegeben. Tillack und andere schlugen mit mehreren Kühlkreisläufen auch noch höhere Auslasstemperaturen vor (10).
• Aber je höher die Temperaturen an der first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket bzw. im BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes sind, desto geringer ist die Lebensdauer des Materials.
• Weiterhin hat das Kühlmittel einen direkten Einfluss auf die Effektivität der Tritium-Erzeugung,

Wirkungsgrad bei der Umwandlung von thermischer in elektrische Energie

Die ➚Carnot-Grenze für die ideale Umwandlung von thermischer Energie in elektrische Energie hängt von der Wahl des Kühlmittels und damit von der möglichen Temperaturdifferenz zwischen Kühlmittel Ein- und Austritt an der Turbine ab.

Kühlmittel Eintritt in °C am BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes	Kühlmittel Austritt in °C am BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes	➚Berechnete Carnot-Grenze
200	300	17,5 %
200	700	51,4 %

Realistischer elektrischer Wirkungsgrad

Für den thermodynamischen Wirkungsgrad sind jedoch nicht die Temperatur am Einlass → Auslass am BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes maßgeblich, sondern die Temperaturen am Einlass → Auslass an der Turbine. Da Fusionsreaktoren die thermische Energie über einen Primär- und Sekundär Kühlkreislauf an die Turbine übergeben, gibt es weitere Verluste. Diese bestimmen daher den realistisch erreichbaren Carnot-Wirkungsgrad.

Realistisch erreichbare Wirkungsgrade können bei der Umwandlung von thermischer in elektrischer Energie nur unterhalb der genannten Carnot-Grenzen liegen. Eine Faustformel lautet, dass man bei realen Wärmekraftwerken etwa nur 60–70 % der Carnot-Grenze erreicht.

Überschlag Tritiumbedarf für die elektrische Leistung

Will man also ein Fusionskraftwerk mit 1 GW_el Leistung haben, muss man alle Faktoren berücksichtigen

• Energieanteil der Neutronen 80 % (Restenergie in den α-Teilchen)
• Anteil absorbierter Neutronen 90 % (Rest in der Abschirmung)
• Unterer Carnot Wert 17,5 % bei 200 → 300 °C
  Maximaler Carnot Wert 51,4 % bei 200 → 700 °C
• Realistischer Anteil vom Carnot Wert 60-65 %

D. h. man hätte im Fall 200 → 300 °C einen Gesamtwirkungsgrad von nur 8 % zu erwarten bis ganze 23 % im Fall 200 → 700 °C.

Nehmen wir mal den für die Fusions-Community optimistischen Fall von 23 % Gesamtwirkungsgrad an, dann sind für eine elektrische Leistung von 1 GW_el eine thermische Leistung von 4,1 GW_th notwendig.

Damit würde man bei diesem Überschlag für 1 GW_el elektrischen Output im Jahr 55,6 kg * 4,1 = 228 kg Tritium einsetzen müssen.

Mit diesem Überschlag ist unsere Schätzung identisch der Angabe von ➚Wikipedia:

„Ein Fusionskraftwerk mit 1 GW_el elektrischer Leistung verbraucht jährlich etwa 225 kg Tritium.“

Überschlag zum Ausgleich der Tritiumverluste

Die Frage ist, wie viel eingesetztes Tritium für das Erbrüten verloren gehen. Folgende Verlustquellen für das Tritium werden gesehen:

Tritium-Verluste /-Reserven	Konservative Schätzung	Quellenangabe
Anteil absorbierter Neutronen in der Abschirmung	10 %	Bei einer ungünstigen Konfiguration eines Lithium-Blei BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes mit einer Schichtdicke wurden 17% der Neutronen in der Abschirmung aufgefangen. (11)
Unvollständige BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes-Auskleidung	< 20%	Bei Demo sind nur 80% des Reaktors mit BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes ausgekleidet (12). Achtung: Öffnungen in dem BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes machen sich überproplortional bemerkbar (13)
Anteil der „parasitär“ verbrauchten Neutronen durch Kernreaktionen mit dem Reaktormaterial (first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket und BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes)	5 %	3 % bis 10 % Bei DEMODer DEMO-Reaktor (DEMOnstration Power Plant) könnte das Nachfolgeprojekt zum im Bau befindlichen experimentellen Kernfusionsreaktor ITER werden nur in der first wall„first wall“ ist die erste Wand zwischen dem Plasma und dem Blanket 350 bis 650 g Tritium (14)
Nicht extrahierbarer Anteil in allen anderen Komponenten bis Austausch	~ 0 %	Bei DEMODer DEMO-Reaktor (DEMOnstration Power Plant) könnte das Nachfolgeprojekt zum im Bau befindlichen experimentellen Kernfusionsreaktor ITER werden bis 100 g Tritium (14)
Jährlicher Verlust über Vakuumpumpen / Undichtigkeiten / Penetration	~ 0 %	2 g Tritium je 1  GW(15), (16)
Freisetzung bei Wartung	~ 0 %	1,8 g Tritium / Jahr (16)
Reserve für Wartung / Reparatur / Fehlfunktionen / Start von weiteren Reaktoren	10 %	~0,5–1 % Zerfall für Pufferlagerung je Jahr. Bei einer Halbwertszeit von 12,3 Jahren sind es 5,5 % pro Jahr.
Summe	45 %

D. h., das Design des Reaktors müsste so sein, dass die eingesetzten 228 kg Tritium die benötigte Wärme und damit den Strom produzieren und gleichzeitig muss der Neutronen-Multiplier:

• die ca. 35 % Neutronen-Verluste ausgleichen sowie
• das Anlegen einer Tritium-Reserve von 10 % ermöglichen.

Mit obigem statischen Überschlag sollte das „technisch erforderliche TBRTritium-Brutrate“ bei einer Verlustrate von 25 % (fraction failing = 25% (3)) bei 1,33 und mehr liegen. Aber wir haben bei Adou (3) gelernt, dass diese Aufgabenstellung nur dynamisch zu verstehen ist. Hat ein Reaktorteam schlecht geplant und einen ungeplanten längeren Wartungsausfall, kann z. B. die angelegte Reserve zum Neustart unterschritten werden und der teure Reaktor kann nicht wieder gestartet werden …

Habt Ihr das schon einmal bei einer Photovoltaikanlage oder einem Windrad gesehen? Nein, denn ist die Sonne oder der Wind wieder da, kann produziert werden.

Weiterführende Beiträge

• Kann man die Auswirkungen der Neutronen auf die im Fusionsreaktor verwendeten Materialien schon genügend gut voraussagen?
• Wird man mit ITER eine Tritium-Selbstversorgung nachweisen können?
• Was versteht man unter dem Begriff „thermische Umweltverschmutzung“?
• Stehen Deuterium und Tritium tatsächlich unbegrenzt zur Verfügung?
• Warum ist das „Tritium-Breeding-Verhältnis“ nicht die entscheidende Größe für die Tritium-Selbstversorgung in einem Fusionskraftwerk?

Eigenbedarf an Strom für den Reaktor

Auch wenn man sich vielleicht das Ziel gesetzt hatte, einen Fusionsreaktor mit einer Leistung von 1 GW(el) zu kontruieren, dann ist das nicht die Energie, die man in das Netz einspeisen könnte. Viele nennen den Eigenbearf an Strom zum Betrieb eines Reaktors auch „parasitären“ Stromverbrauch.

Man weiß, dass dieser Stromverbrauch beim Anfahren eines Reaktors sehr viel höher ist, als im Zustand des erhofften Gleichgewichts.

Variante	Strombedarf	Quelle
HCPB-DEMO 2 GW th	150 MW	(17)
ITER 0,5 GW th	50 MW	(18)
STEP-Prototyp 2 GW th Diese Arbeit beleuchtet insbesondere die Phasen Anfahren und Herunterfahren	600–700 MW	(19)

Jetzt hätte man genügend Angaben, um ein Energiefluss Diagramm nach Sankey (➚Wikipedia) anzufertigen. Und warum findet man soetwas nicht in der Literatur?

Literatur

1. Dittmar M.: "Fusion Illusions: Fundamental questions on the viability of commercial energy production from deuterium-tritium fusion" Kapitel 18 in Newman S., McKillop A. "The Final Energy Crisis" (2. Auflage 20.07.2008) Pluto Press ISBN: 9780745327174
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 26.11.2025
2. Pearson R.J., Antoniazzi A.B., Nuttall W.J.: Tritium supply and use: a key issue for the development of nuclear fusion energy; Fusion Engineering and Design Volume 136, Part B (November 2018) 1140-1148
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 6.11.2024
3. 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
4. Coleman, M. u. Kovari M.: "Global Supply of Tritium for Fusion R&D from Heavy Water Reactors." 2018 IAEA-CN-258/FIP/P3-25
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 23.11.2025
5. 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
6. Max V., Baluc N., Spätig P.: "Structural materials for fusion reactors" Nuclear Fusion. 41(8) (2001) DOI:10.1088/0029-5515/41/8/308
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 21.11.2025
7. Arena P. u.a. : “The DEMO Water-Cooled Lead–Lithium Breeding Blanket: Design Status at the End of the Pre-Conceptual Design Phase” Appl. Sci. 2021, 11(24), 11592; https://doi.org/10.3390/app112411592
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.11.2025
8. Boullon R. u.a.: "The DEMO Helium Cooled Lithium Lead 'advanced-plus' Breeding Blanket: Design improvement and FEM studies" Fusion Engineering and Design, Volume 146, Part B, 2019, Pages 2026-2030, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2019.03.092
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.11.2025
9. Cismondi F. u.a.: “Progress in EU Breeding Blanket design and integration”, Fusion Engineering and Design, Volume 136, Part A, 2018, Pages 782-792,
   ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.11.2025
10. Tillack M.S. u.a.: "GAMBL – A dual-cooled fusion blanket using SiC-based structures" Fusion Engineering and Design, Volume 180, 2022, 113155, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2022.113155
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.11.2025
11. Argonne National Lab. : "Blanket comparison and selection study. Final report. Volume 3." , Sep. 1984. https://doi.org/10.2172/6040520
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 17.03.2026
12. Chiletti M., Rebiai N., Mazed D., Gérardin F., "Predictive modelling of tritium breeding ratio (TBR) in EU DEMO WCLL blankets: OpenMC simulations and analytical insights" Fusion Engineering and Design, Volume 222, 2026, 115516, ISSN 0920-3796
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.02.2026
13. Wayne R. Meier W.R.: "Neutron Leakage Through Fusion Chamber Ports: A Comparison of Lithium and Lead-Lithium Blankets" Fusion Science and Technology | Volume 3 | Number 3 | (05/1983) Pages 385-391 doi.org/10.13182/FST83-A20862
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 17.03.2026
14. Caruso G. u.a.: "DEMO – The main achievements of the Pre – Concept phase of the safety and environmental work package and the development of the GSSR" Fusion Engineering and Design, Volume 176, 2022, 113025, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2022.113025
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 22.11.2025
15. Fradera J. , Velarde M. , Perlado J. M. u.a.: Multiscale integral analysis of tritium leakages in fusion nuclear power plants; MPT/P5-33 (03.10.2016)
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 03.11.2024
16. Larsen G., Babineau D.: An Evaluation of the Global Effects of Tritium Emissions from Nuclear Fusion Power; Fusion Engineering and Design Volume 158, September 2020, 111690 (2020)
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 03.11.2024
17. Hernandez F.A. u.a.: "Overview of the HCPB Research Activities in EUROfusion" EUROfusion WPBB-CPR(17) 17877 (2019)
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 25.11.2025
18. ITER EDA DOCUMENTATION SERIES NO. 22, International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) Engineering Design Activities (EDA) SUMMARY of the ITER FINAL DESIGN REPORT July 2001
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 25.11.2025
19. Blackburn D., Acres J., Antoniou I. : "Investigating dynamic scenarios of a spherical tokamak fusion power plant" Fusion Engineering and Design, Volume 216, 2025, 115062, ISSN 0920-3796, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2025.115062.
    ➚ Quelle im Internet zuletzt abgerufen am 25.11.2025

War dieser Beitrag hilfreich?

4.5 von 5 Sterne

2 ratings

5 Sterne		0%
4 Sterne		100%
3 Sterne		0%
2 Sterne		0%
1 Sterne		0%

5 Absenden

Bitte teilen Sie Ihr Feedback

Wie können wir diesen Artikel verbessern?

Absenden

Schlagwörter

Betriebsphase (7)

Blanket (13)

CANDU-Reaktor (4)

Carnot-Wirkungsgrad (2)

DEMO (12)

Deuterium (13)

Freisetzung (7)

Fusionsenergie (10)

Fusionskraftwerk (43)

ITER (24)

Kreislauf (15)

Kühlung (7)

Lithium (6)

Plasma (20)

Temperatur (18)

Tritium (37)

Tritium-Selbstversorgung (11)

Tritiumreserve (2)

Wand (erste) (6)

Wirkungsgrad (6)