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Institut für Energie- und Klimaforschung

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Tokamakphysik

Fusionsmaterie ist widerspenstig, vor allem, wenn sie in Magnetfeldern eingefangen werden soll: Instabilitäten und Disruptionen können nicht nur Schaden an den Materialien der Brennkammerwand anrichten, sie sind zudem hinderlich für eine kontinuierliche Energieerzeugung. Wir erforschen die physikalischen Mechanismen, die dahinter stecken, und wir entwickeln Gegenmaßnahmen.

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Montagearbeiten am Dynamischen Ergodischen Divertor (DED) in TEXTOR: ein Spulensystem zur Erzeugung chaotischer magnetischer Nahfelder.

In einem Tokamak wird das viele Millionen Grad heiße Fusionsplasma mit Hilfe von Magnetfeldern eingeschlossen. Die Magnetfelder werden sowohl durch externe Spulensysteme als durch den im Plasma fließenden Strom erzeugt. Dieser "magnetische Käfig" soll den unkontrollierten Kontakt des Plasmas mit der Wand verhindern und eine Beschädigung der Brennkammerwand durch thermische Überlastung vermeiden. Des weiteren sorgt das Magnetfeld für eine thermische Isolierung und ermöglicht dadurch das Erreichen und Aufrechterhalten der für den Fusionsprozess notwendigen Temperaturen und Dichten im Plasmazentrum.

Im magnetisch eingeschlossenen Plasmen können eine Vielzahl unterschiedlicher Instabilitäten auftreten. Diese Instabilitäten werden durch Gradienten in den Plasmastrom- und/oder Plasmadruck-Profilen angetrieben. Darüber hinaus können energiereiche Ionen zur Anregung von Wellen und Moden im Plasma beitragen. Der Einfluss auf das Plasma reicht dabei von einer geringen Einschluss-Verschlechterung bis hin zum plötzlichen Abriss des Plasmastroms mit vollständigem Verlust der im Plasma gespeicherten Energie. Durch Kontrolle der Plasmaentladung sollen diese Instabilitäten im Idealfall vermieden oder zumindest deren Folgen durch geeignete Maßnahmen minimiert werden.

Im Plasmazentrum wird die so genannte Sägezahn-Instabilität beobachtet. Hierbei handelt es sich um ein periodisches Aufsteilen der Temperatur- und Dichteprofile gefolgt von einem schnellen Zusammenbruch. Als Folge werden die Profile abgeflacht und der Prozess startet erneut. Da beim Sägezahnabbruch ein kurzzeitig erhöhter Teilchentransport auftritt, gibt es den positiven Nebeneffekt, dass Verunreinigungen und – in einem späteren Fusionskraftwerk – die Helium-Asche aus dem Plasmazentrum entfernt werden. Da Sägezähne großer Amplitude in der Lage sind, eine andere Instabilität, die so genannten Neoklassischen Tearing-Moden oder Abreißinstabilitäten anzuregen, konzentriert sich derzeit die internationale Forschung auf Methoden, die Periodendauer und damit die Stärke dieser Sägezähne mit Hilfe von Plasmaheizung durch elektromagnetische Wellen (Elektronen- und Ionen-Zyklotron-Resonanz) zu kontrollieren.

Tearing-Moden führen zu einer lokalen Verschlechterung des Plasmaeinschlusses, da die geordneten Magnetfeldlinien in einem bestimmten Bereich "kurzgeschlossen" werden und dadurch Energie und Teilchen in diesem Bereich schneller nach außen gelangen. Da diese Moden durch Asymmetrien der Plasmastromverteilung erzeugt werden, ist es möglich, durch lokalen Stromtrieb mit Hilfe von Elektronen-Zyklotron-Wellen diese Moden zu stabilisieren.

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3D-Sensor für Magnetfelder in der Randschicht eines Tokamakplasmas (ohne Grafit-Schutzschild). Jedes Spulensystem kann alle drei Raumachsen vermessen.

Im Randbereich von Tokamakentladungen werden die so genannten ELMs ("Edge Localised Modes", Randmoden) beobachtet. Ähnlich der Sägezahninstabilität gibt es hier eine langsame Aufsteilung der Profile gefolgt von einem plötzlichen Zusammenbruch. Als Folge entstehen extrem hohe kurzzeitige Belastungen der Brennkammerwand, welche in ITER die zulässigen Materialgrenzen übersteigen können. Derzeit wird weltweit an Methoden zur Kontrolle dieser Wandbelastungen geforscht. Als eine viel versprechende Methode hat sich die magnetische Verwirbelung der Plasmarandschicht herausgestellt. Hierbei werden die magnetischen Feldlinien am Plasmarand gezielt durch Anwendung resonanter magnetischer Felder gestört und der Transport soweit erhöht, dass die kritischen Druck- und Stromgradienten nicht erreicht werden. Am US-amerikanischen Tokamak-Experiment DIII-D in San Diego sowie am Garchinger Tokamak ASDEX Upgrade konnte mit dieser Methode eine vollständige Unterdrückung der ELMs erreicht werden. An JET konnte gezeigt werden, dass sich die Wiederholungsfrequenz steigern und sich damit die Verluste pro einzelnem ELM reduzieren lassen. Um dieses Verfahren für ITER zu entwickeln, ist allerdings eine genaue Kenntnis der zugrunde liegenden Mechanismen notwendig.

Der Tokamak TEXTOR in Jülich mit seinem Dynamischen Ergodischen Divertor (DED) und seiner guten Randschicht-Diagnostik erlaubt detaillierte Untersuchungen zur Physik resonanter magnetischer Störfelder, bei denen Fragen der Abschirmung durch das leitfähige Plasma, die Änderung der Struktur der Plasmarandschicht durch diese Felder und der Einfluss auf den Transport am Plasmarand im Vordergrund stehen.

Eine der größten Herausforderung für einen Fusionsreaktor stellen Disruptionen dar. In einer Disruption reißt der für den Einschluss des Plasmas notwendige Strom plötzlich ab, die gesamte im Plasma gespeicherte Energie wird innerhalb weniger Millisekunden freigesetzt und trifft auf die Wand der Brennkammer. Neben diesen extremen thermischen Belastungen treten durch die magnetische Wechselwirkung sehr hohe Kräfte auf Wand- und Strukturmaterialien auf. Während der Disruption können die Elektronen des Plasmas auf relativistische Energien beschleunigt werden und formen einen sogenannten "Runaway-Strahl". Trifft dieser Strahl auf die Wand, ist eine ernsthafte Beschädigung nicht auszuschließen. Von höchster Priorität sind daher Forschungsarbeiten, die sich mit der Kontrolle oder Abschwächung der Folgen einer Disruption beschäftigen. An TEXTOR wird dazu die schnelle Injektion großer Gasmengen mit Hilfe speziell dafür entwickelter und nahe am Plasma angebrachter Gasventile untersucht. Mit diesem Verfahren können Strahlungsbelastungen gleichmäßiger auf die erste Wand verteilt werden, die auf das Gefäß einwirkenden Kräfte werden verringert und Runaway-Elektronen vermieden. Bis zur endgültigen Qualifizierung dieses Verfahrens für ITER sind noch viele Experimente, für welche sich TEXTOR aufgrund der robusten Auslegung und guten Zugänglichkeit besonders gut eignet, notwendig.


Kontakt

Dr. Hans Rudolf Koslowski

Telefon 02461 61-5212
Telefax 02461 61-6664
h.r.koslowski@fz-juelich.de


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