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Institut für Energie- und Klimaforschung

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ITER

In internationaler Zusammenarbeit entsteht bis 2019 in Cadarache im Süden von Frankreich ein Fusionsexperiment, das – aufbauend auf vielen Jahrzehnten Kernfusionsforschung – erstmals einen Energieüberschuss von mindestens 500 Millionen Watt erzeugen wird: ITER soll vor allem die technologische Machbarkeit der Fusionsenergie im Kraftwerksmaßstab demonstrieren. Wir bringen unsere umfangreiche Erfahrung mit ein.

Das neue Fusionsexperiment ITER soll erstmalig eine Fusionsleistung von 500 Millionen Watt für eine Dauer etwa zehn Minuten erzeugen. ITER hat die Aufgabe, die physikalische und vor allem jedoch die technologische Machbarkeit der Fusionsenergie im Kraftwerksmaßstab zu demonstrieren. Beim Aufbau von ITER bringen wir unsere umfangreiche Erfahrung in Physik und Technologie zur Kernfusion ein und entwickeln Konzepte und Komponenten für die Messtechnik, für die Beherrschung des Plasmas, die Optimierung des Divertors sowie für die Plasma-Wand-Wechselwirkung.

Alle Komponenten im Inneren von ITER sind im Betrieb starken Belastungen ausgesetzt: Plasmastrahlung, Neutronenfluss, Materialabtragung und -ablagerung, Temperaturunterschiede und elektromagnetische Kräfte wirken auf die Komponenten ein. Deren Wartung und Reparatur sind an ITER wegen der ionisierenden Strahlung und der schwierigen Zugänglichkeit der Anlage stark erschwert: Diese Arbeiten können im wesentlichen nur über fernbedienbare Werkzeuge bzw. Roboter durchgeführt werden.

Bei der Entwicklung von Messtechnik und Diagnostiksystemen können daher nicht einfach vorhandene Konzepte in simpler Weise auf ITER übertragen werden. Es sind vielmehr spezielle und aufwendige Entwicklungen notwendig, damit die Systeme an ITER über einen langen Zeitraum möglichst wartungsfrei funktionieren. Aufgrund der Komplexität der genannten technischen Herausforderungen werden im Vorfeld des Baus dieser Systeme zunächst Konzepte entwickelt und im Detail ingenieurmäßig durchgerechnet, dann Prototypen entwickelt und schließlich getestet. Basierend auf den Testergebnissen sollen danach die endgültigen Komponenten für ITER entwickelt und gefertigt werden. Im Rahmen des schrittweisen Aufbaus von ITER werden sie teilweise vor dem ersten Plasma in 2019, teilweise auch in den Jahren danach bis etwa 2023 geliefert und eingebaut.

Für die Jülicher Projektbeiträge zum ITER-Aufbau haben wir Themen und Systeme ausgewählt, bei denen wir über besonders große Expertise in Physik und Technik verfügen und die eng mit unserem bisherigen und zukünftigen Forschungsprogramm verbunden sind. Unsere Arbeiten werden im Folgenden kurz dargestellt.

Ladungsaustausch-Spektroskopie

Die so genannte Ladungsaustausch-Spektroskopie – auch CXRS-Diagnostik genannt – soll im Zentralplasma von ITER zahlreiche wichtige Messgrößen aus der genauen Analyse derjenigen sichtbaren Lichtemission des Plasmas bestimmen, die durch Einschießen eines hochenergetischen Wasserstoff-Neutralteilchenstrahls in das Plasma erzeugt wird. Hieraus lassen sich essenzielle Zustandsgrößen der Fusionsmaterie bestimmen: zunächst die Dichte des Heliums, das im Plasma als Ergebnis des Fusionsvorgangs entsteht, und das ständig aus dem Brennraum abgeführt werden muss, damit das Fusionsfeuer nicht durch Verdünnung erlischt. Weiterhin sind mit dieser Methode Plasmatemperatur und -geschwindigkeit zugänglich, sowie die Magnetfeldverteilung, deren Kenntnis für die zuverlässige Kontrolle des Plasmas benötigt wird. Schließlich ist mit CXRS auch die Zusammensetzung des Plasmas bestimmbar: Deuterium- und Tritiumdichten, von deren Verhältnis zueinander die erzielte Fusionsleistung abhängt.

Die Entwicklung der CXRS-Diagnostik erfolgt im Rahmen eines Konsortiums mit Partnern aus den Niederlanden (ITER-NL), Großbritannien (CCFE) und Ungarn (HAS). Der Jülicher Beitrag zu CXRS umfasst zunächst die Entwicklung der mechanischen Komponenten eines Spiegel-Labyrinths innerhalb des als "Port-Plug" bezeichneten Einschubs an ITER, in den der vordere Teil des CXRS-Systems eingebaut werden muss. Dieses Spiegel-Labyrinth hat die Aufgabe, das zu messende Licht aus dem ITER-Plasma zu den Spektrometern und Detektoren zu leiten. Hierzu entwickeln wir Konzepte für eine möglichst optimale Spiegelanordnung im Hinblick auf eine gleichzeitige Optimierung der Spiegel-Lebensdauer und der optischen Performance.

Es werden Modelle und Prototypen für die wichtigsten Komponenten innerhalb des CXRS-Port-Plugs entwickelt und getestet: ein mechanischer Verschluss (Shutter) zum Schutz desjenigen Spiegels, der dem Plasma direkt zugewandt ist ("erster Spiegel"), ein ionenstrahlgestütztes Reinigungssystem zur Entfernung abgelagerter Wandmaterialien von der Oberfläche des ersten Spiegels, ein Kalibriersystem zur Vermessung der Transmission des Spiegel-Labyrinths, technische Vorrichtungen zur Erleichterung von Wartung und Reparatur sowie mechanische Spiegelhalter, die den Kräften und thermischen Lasten standhalten und die mittels fernbedienbarer Werkzeuge montiert und justiert werden können. Weiterhin berechnen wir atomphysikalische Daten für die Auswertung der gemessenen Spektren und entwickeln und testen gemeinsam mit unseren Konsortialpartnern ein Prototyp-Spektrometer zur genauen Analyse des zu messenden Lichts. Schließlich sind wir weltweit federführend beteiligt an Untersuchungen zum Verständnis und der Optimierung der Lebensdauer der ersten Spiegel für die CXRS-Diagnostik sowie für weitere erste Spiegel an ITER.

Messverfahren für die Tritium-Speicherung im Wandmaterial

Beim Betrieb von ITER wird ein kleiner Teil des Fusionsbrennstoffs in der ersten Wand sowie in Ablagerungen von abgetragenem Wandmaterial eingelagert. Die Gesamtmenge des auf diese Weise gespeicherten Tritiums muss in ITER jedoch aus Sicherheitsgründen begrenzt bleiben. Wir entwickeln und testen verschiedene lasergestützte Messverfahren, um diese Tritium-Menge zu messen. Dazu werden Testaufbauten im Labor sowie am Jülicher Tokamak TEXTOR entwickelt und erprobt sowie deren Eignung für ITER-Bedingungen untersucht. In einem nächsten Schritt kann dann ein konkretes Design einer lasergestützten Tritium-Diagnostik für ITER erstellt werden. Neben diesem lasergestützten Messprinzip wird auch der Einbau von austauschbaren Proben bzw. Testoberflächen in die ITER-Wand untersucht. Ziel ist hier die Langzeitbeobachtung der Materialabtragung sowie der Wiederablagerung des Materials. Wir führen zu diesem Zweck eine Studie zur Bestimmung der optimalen Einbauorte an ITER im Hinblick auf Sensitivität und Machbarkeit des Verfahrens durch.

Vermeidung von Plasma-Abbrüchen

Instabilitäten können in einem Fusionsexperiment des Typs Tokamak zum Abbruch der Plasmaentladung führen; wir nennen einen solchen Vorgang Disruption. Hierbei würde die im Plasma gespeicherte Energie in kurzer Zeit vollständig an die Wände der Brennkammer abgegeben; dies könnte zu lokalen Beschädigungen der Materialien der Ersten Wand führen. Wir entwickeln und testen ein schnelles Ventil, mit dem eine beginnende Disruption abgemildert werden kann, indem innerhalb kurzer Zeit eine große Gasmenge von außen in das Plasma eingelassen wird. Das zusätzliche Gas bewirkt eine intensive Lichtemission des Plasmas, welche die Plasmaenergie in elektromagnetische Strahlung umwandelt und damit gleichmäßig auf die gesamte Ausdehnung der inneren Wand der Brennkammer abführt (Strahlungskühlung). Die technische Ventilentwicklung wird ergänzt durch Experimente im Labor sowie an TEXTOR. Ziel ist dabei die Optimierung der Funktion des Ventils sowie das Detailstudium der Abläufe von Gasausströmung und Disruption.

Modellierung des ITER-Divertors

Die Wärme- und Teilchenabfuhr in einem Tokamak-Fusionsplasma erfolgt zu einem großen Teil über den so genannten Divertor; das ist ein kleines Plasmavolumen unterhalb des Hauptplasmas mit entsprechend optimierten Targetplatten zur Aufnahme der Wärmelasten sowie mit Pumpöffnungen zur Teilchenabfuhr. Wir entwickeln und verwenden numerische Modelle zur Berechnung und Optimierung der Divertoreigenschaften, mit deren Hilfe die Geometrie der Targetplatten verbessert und die Abfuhr des im Fusionsplasma als "Asche" erzeugten Heliums durch die Pumpöffnungen des Divertors maximiert wird.


Kontakt

Dr. Wolfgang Biel

Telefon 02461 61-5151
Telefax 02461 61-5452
w.biel@fz-juelich.de


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