ITER in Cadarache – Internationales Task sharing und Beiträge des Forschungszentrums Karlsruhe

Forschungszentrum Karlsruhein der Helmholtz-Gemeinschaft FZK − EURATOM ASSOCIATION

W. Bahm

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Kompetenzverbund Kerntechnik, VAK, 8. September 2005

ITER in Cadarache – Internationales Task sharing und Beiträge des Forschungszentrums Karlsruhe

Werner Bahm

Programm Kernfusion


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2Kompetenzverbund Kerntechnik, VAK, 8. September 2005


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Direkte Baukosten: ~ 4 Milliard. EuroPersonal Kosten: ~ 1 Milliard. Euro

Lizenz und Bau ~ 9 Jahre

Experimentierbetrieb ~ 20 Jahre ~ 250 million

Euro/Jahr

Internationale

Organisation mit etwa ~ 1000 Angestellten + Wissenschaftlern mit befristeten Stellen

ITER wird in Cadarache(Südfrankreich) gebaut werden

Baubeginn voraussichtlich 2006/2007

Projektpartner:Europäische UnionChinaRußlandJapanUSASüd Korea

(Indien, Brasilien)


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Hauptkomponenten des ITER


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Divertor

TransformatorNb3Sn, 6 Module

Äußere Interspulen Stützstruktur

Toroidalfeld SpulenNb3Sn, 18

PoloidalfeldSpulenNb-Ti, 6

MaschinenStützstruktur

Blanket Module421 Module

Vakuum Gefäß9 Sektoren

Cryostat24 m hoch, 28 m Durchmesser

Port Plug (IC Heizung)6 für Heizung3 für Test Blankets2 für Limiter / RHRest: für Diagnostik

Torus Kryopumpen8 Stück

ITER – Der Weg


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Testanordnung für TFMC in TOSKA


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Test der Modell der Transformator-Spule


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140 GHz Gyrotron für die Stellarator-Anlage Wendelstein 7 X


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• Der doppelwandige Vakuumkessel wird mit Wasser gekühlt. Die Blanketmodule und Divertorkassetten werden an Befestigungspunkten am Vakuumkessel angedockt

Blanket- und Kesselkühlung

Blanket

Divertor

obererPort

äquatorialeBauteile

Port für Fernhantierung

KryopumpenPort

Stützstruktur

Leitender Einschub für die vertikale Plasmastabilität


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Segment des ITER VakuumkesselsITER Vakuum Kessel

Sektor-B (1/2 Sektor) Sektor-A (1/2 Sektor)

Maßstäbliches Sektor Modell(1/20 des Torus)


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Modul des Abschirm-Blankets für ITER


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Einbau eines Testblanket-Moduls in ITER

Übergangsstück

Vakuumbehälter Abschirmplatten

Abschirmblanket

Port Plug

Port (leer)

Test Blanket Modul

leere Position für weiteres Test Blanket Modul

Flansch

Zwischenstück

Kryostat

Befestigung des Testblanketmoduls


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Das Design sieht C an den

vertikalen Targetplatten vor

W ist backup-Lösung

Die Targetplatten können in

der heißen Zelle aus-

getauscht werden

Vertikales Target (W-Teil)

Dom (W)

Vertikales Target (C-Teil) Transparent liner for pumping

Divertor - Design


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1000 cycles at 18 MW.m-2 on the W macro-brush armour 2000 cycles at 20 MW.m-2 on the CfC armour. Finally, the CfC armour was shown to survive > 30 MW.m-2

Materialtests für den ITER Divertor


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Die ITER Torus Kryo Pumpen (8 Stück)


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ITER Torus Kryopumpe Prototyp im FZK getestet


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Kostenstruktur für die ITER Errichtung


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Internationales Task Sharing


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Kosten und Manpower (1)

• EU trägt 50 % der ITER Errichtungskosten und Kosten der Baustelle (site praparation)

• Die anderen Partner tragen jeweils 10 % der Baukosten

• EU bestellt bei japanischer Industrie Komponenten im Wert von 10 % der gesamten Baukosten aus eigenem 50 % Anteil, sodass Japan insgesamt Aufträge über 20 % der Baukosten erhält

• Derselbe Ansatz gilt für Personal: Japan stellt 20%, EU 40%

• EU unterstützt Kandidatur eines qualifizierten Bewerbers aus Japan für das Amt des ITER Generaldirektors

• Funktionen der Zentrale erfolgen in EU und Japan, z.B. eine deutliche

Anzahl an Meetings des ITER Councils findet in Japan statt.

• Ein gewichteter Abstimmungsmodus im ITER Council wird festgelegt, der eine Vorherrschaft des Host vermeidet.

A – ITER Errichtung


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Kosten und Manpower (2)

B – Broader Approach• EU und Japan stellen jeweils 339 M€ für Aktivitäten in Japan zur Verfügung• Die Beiträge der EU erfolgen in cash und kind, im einzelnen noch zu vereinbaren

• mögliche Projekte sind:• IFMIF (EVEDA und/oder Anlage)• ITER FuE Zentrum: Simulation, remote participation• Fusions-Technologiezentrum, DEMO design• Satellite Tokamak

C – DEMO Reaktor• wenn DEMO in einem internationalen Projekt realisiert wird, unterstützt die EU ein japanisches Standortangebot


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Arbeitspakete

• Toroidalspulen: EU 8 Stck, Ja 8 Stck, 3 Stck FLEX

• Poloidalspulen: P2 bis P6 Host, P1 RF

• Transformatorspule: Großteil an US, Konsortialführer

• Vakuumkessel und Ports: Großteil an Host und KO mit Zuarbeit RF

• Blanketsystem: Großteil bleibt in FLUX als Verhandlungsmasse; toroidale Unterteilung sollte vermieden werden

• Divertor aufgeteilt in: EU Integration der Kassetten und äußeres Target; JA inneres Target; RF Dom.

• Diagnostik: Aufteilung durch Diagnostics Working Group

• thermisches Schild: KO

• Fernbedienungstechnik: JA/EU/CN/FLEX

• Tritiumanlage: EU/US/KO/CA/FLEX


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Beiträge zu ITER, die das Forschungszentrum Karlsruhe liefern kann

• Supraleitungstechnologie und supraleitende Magnete• Qualitätskontrolle der Toroidalfeldspulen• Test von Kabelsträngen (Dipol)• Beteiligung an der Projektierung der Spulentestanlage vor Ort• HTSL-Stromzuführungen in Zusammenarbeit mit China

• Brennstoffkreislauf• Wasser-Detritiierung• Isotopentrennung• Integration des Gesamtsystems

• Mikrowellenheizung (ECRH)• Beschaffung von 2 MW Gyrotrons und Einspeisesysteme

• Entwicklung und Beschaffung des TBM Systems

• Sicherheitsstudien: Magnetsicherheit, Wasserstoff- und Staubexplosionen


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Nächste Schritte zum Joint Implementation Agreement on ITER Construction

• Negotiators Standing Sub Group meeting vom 7-12 September 2005: Personalfragen, Zuordnung der Beschaffungen, Risiko- und Finanz- management und Fragen des geistigen Eigentums

• Meeting der Leiter der International Teams (Garching und Naka) und

des Participant Teams (ein Vertreter pro Land) am 10. September 2005: Planung weiterer technischer Entwicklungen

• Meeting des Preparators Committee (ITER Transitional Agreements) am 13. September 2005: Reaktion auf Indiens Interessenbekundung

• Meeting der Negotiators (durch Regierungen benannt) am 13.-14. Sept. 2005: Fortschritt des Agreements, setzen neuer Ziele.


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Wesentliche ITER Parameter

Fusionsleistung 500 MW

Q – Fusionsleistung / externer Heizleistung 10

Mittlere Wandbelastung durch Neutronen 0,57 MW/m2

Äußerer Plasmaradius 6,2 m

Innerer Plasmaradius 2,0 m

Plasmastrom 15 Mill. Ampere

Toroidalfeld am äußeren Plasmarand 5.3 Tesla

Plasmavolumen 837 m3

Externe Heizleistung / Leistung für Stromtrieb 73 MW


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Die Roadmap zur kommerziellen Nutzung der Fusions Energie

2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

Fusions-Kraftwerkstechnologie – DEMO-relevant

Pla

sma

ph

ysic

sF

acil

itie

sT

ech

no

log

y Entscheidungspunkt

kommerzielle Nutzung der Fusionsenergie

Fast Track

ITER-relevante TechnologieexperimentelleStromerzeugung

Tokamak Physik (ASDEX-UP, JET)

Konzept Verbesserungen, Stellarator

DEMO

PROTO

Kommerzielle Nutzung derFusionsenergie

DEMO und PROTO kombiniert

ITER

14 MeV Neutronenquelle


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Brutblanket und Divertor Entwicklung für DEMO

jetzt

ITER 2015

EU DEMO 2035

Physik

Technologie TBM, TDM

IFMIF

Materialien

BrutblanketDivertor


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Modulares HCPB Blanket


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Aufbau der Targetplatte

He-durchströmte Stützrohre

Modul Unter-Einheit Poloidal orientierteEinheit


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DEMO Divertor Entwicklung

Targetplatte

Kappe

Hülse

Übergangsstück

Stahlstruktur

Konzept des He-gekühlten Divertors mit Jet-Kühlung


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Zeitlicher Verlauf der γ-Dosisrate im Anschluss an eine Bestrahlung

bis 12.5 MWa/m2


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Brennstoff-einlass

Be

Plasma

Brutblanket

LiLi

He-Spülgas+Tritiumaus dem Blanket

Deuterium-zufuhr

Heliumabfuhr

Abgas

Tritiumabtrennung

Vakuum-system

Tritiumreinigungund -Abtrennung

Brennstoffkreislauf eines Fusionskraft-werkes

Gelb: innerer KreislaufBlau: äußerer Kreislauf


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Verfahren zum Aufheizen eines Plasmas

Quelle: Forschungszentrum Jülich


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Quelle: Forschungszentrum Jülich

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