Wird man mit ITER eine Tritium-Selbstversorgung nachweisen können?

Erst 6, dann nur noch 4 Test-Module

Bereits lange vor ITER war klar: Ein Deuterium-Tritium-Fusionsreaktor benötigt eine eigene Tritiumproduktion, da natürliche Vorräte extrem gering sind. Im Oktober 2003 wurde die ➚ ITER Test Blanket Working Group (TBWG) gegründet.

Für ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor hat man das sogenannte “Test Blanket Module (TBM) Program“ konzipiert. Ab dem Jahr 2012 war die Rede vom Test von 6 unterschiedlichen Modulen (1). Selbst 2016 sprach man bei ➚ ITER noch von den 6 Modulen. Und ab der Reduktion der ursprünglichen Größe von ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor erwähnt man nur noch 4 Module (2).

Dabei sind folgende vier unterschiedliche Varianten im ➚“Test BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes Module (TBM) Program“ geblieben: [lid id=0266]:

• Wasser gekühlter Lithium-Blei Brüter (Europa);
• Wasser gekühlter Keramik Brüter (Japan);
• Helium gekühlter Keramik Brüter (China);
• Helium gekühlter Feststoff Brüter (Europa/Korea)

Test-Blanket-Module in Bezug auf ITER

Dazu fassen wir Angaben aus der ITER-Seite (3) zusammen:

• Die Blanket-Oberfläche ist insgesamt 600 m² groß und wurde in
• 440 einzelne Blanket-Module mit 180 unterschiedlichen Bauformen je nach Position aufgeteilt.

In der Anfangsphase dient ITER ausschließlich Plasma-Experimenten.

Erst in einer späteren Phase werden EINZELNE Module mit den oben beschriebenen Test-Modulen ausgetauscht, um die Tritium-Selbstversorgung zu untersuchen.

Jede dieser Varianten ist unabhängig, allerdings teilen sie sich das Fusions-Plasma. Man hofft, so die beste BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes Module Variante herauszufinden.

Am Beispiel des Wasser gekühlter Lithium-Blei Brüters wurden Details für dieses Konzept veröffentlicht (4). So erwartet man z.B. für dieses Modul nur eine Kapazität der Tritium-Produktion von 16,9 mg/d erreicht wird.

Doch ob die Ergebnisse bezüglich der Tritium-Selbstversorgung (BreedingDieser Begriff bezieht sich im Zusammenhang mit der D-T Kernfusion auf das „Erbrüten“ von Tritium im Blanket) bei ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor wirklich klar interpretierbar sind, bleibt eigentlich offen. Und wie komplex eigentlich der Test-Port (#16) ist, der den Wasser gekühlten Lithium-Blei Brüter und den Helium gekühlter Feststoff Brüter aufnimmt, lässt sich an folgendem Schema nur erahnen!

Der Aussagewert?

Um aussagekräftige Ergebnisse zu bekommen, müsste man die Fusion dann auch tatsächlich so lange laufen lassen, bis sich ein Verteilungsgleichgewicht in allen Komponenten eines jeden Test-Moduls eingestellt hat – eine Gleichung mit vielen Unbekannten. Und welchen Einfluss hat der Dauerbetrieb bis zur nächsten Wartungsperiode auf die Eigenschaften der BlanketAm Plasma angrenzendes Bauteil im Fusionsreaktor innerhalb des Vakuumgefäßes-Module? Unter Umständen sinkt das realisierbare TBRTritium-Brutrate mit der Laufzeit!

Da das aktuell vorgesehene Testprogramm aus Sicht des Büros für Technikfolgen-Abschätzung beim Deutschen Bundestag nicht ausreicht, um die Tritium-Selbstversorgung von DEMODer DEMO-Reaktor (DEMOnstration Power Plant) könnte das Nachfolgeprojekt zum im Bau befindlichen experimentellen Kernfusionsreaktor ITER werden zu erproben wurde die Forderung aufgestellt: „Die Frage, ob eine Selbstversorgung von Kraftwerken mit Tritium technisch überhaupt möglich ist, sollte prioritär beantwortet werden.“(5).

Weiterführende Beiträge

• Wie viel Tritium würde ein Fusionsreaktor über ein Jahr benötigen, um kontinuierlich 1 GW elektrische Leistung zu erzeugen?
• Kann man annehmen, dass die Tritium-Brutrate im Dauerbetrieb eines Fusionsreaktors konstant bleibt?