Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen auf dem Weg zu einer neuen Energiequelle

Forschungszentrum Jülichin der Helmholtz-Gemeinschaft

Institut für PlasmaphysikEURATOM Assoziation – FZJ

TEC

Robert WolfInstitut für PlasmaphysikForschungszentrum Jülich www.fz-juelich.de/ipp/

ITER

ITER – Erstmalige Demonstration eines kontrolliert brennenden Fusionsplasmas

• 500 MW Fusionsleistung

• Q = Pf / Ph = 10

• 8 Minuten Brenndauer

• Investitionen 5 Milliarden €

ITER – International Thermonuclear Experimental Reactoroder lateinsich “Der Weg”

Partner:EU, Japan, USA, Rußland, China, Südkorea, Indien

Warum Kernfusion ?

• Einzig neue Primärenergiequelle (Grundlastversorgung 1 GW)

• Brennstoff für mindestens 1 Millionen Jahre

• Rohstoffe weltweit gleichmäßig verteilt

• Keine CO2 Erzeugung

• Keine Kettenreaktion

• Begrenzte Radioaktivität

Final Report of the European FusionPower Plant Conceptual Study

EFDA(05)-27/4.10

Fusionsreaktion zwischenDeuterium und Tritium

Fusionsreaktion zwischenDeuterium und Tritium

17.5 MeV pro Fusionsreaktion

Wasserdampf|

Dampfturbine|

Elektrogenerator…

Energiegewinn erfordert thermisches Plasma

Gravitation(Sonne)

Massenträgheit(Inertialfusion, Wasserstoffbombe)

Magnetischer Einschluss

Auftreten von Fusionsreaktion bedeutet noch lange nicht positive Energiebilanz

Fusionsreaktion zwischenDeuterium und Tritium

Optimaler Temperaturbereich bei 10 – 20 keV (115 – 230 MK)

Tritium muss erbrütet werden

Blanket

Die Rohstoffe der Fusion sindDeuterium und Lithium

ReaktorgefäßPlasma

Lithium 6

Helium

Tritium

Bedingungen in der Sonne auf der Erde (stationär) nicht realisierbar

10 Mrd. bar

10 Mio K

0.1 bar

5000 K

Magnetischer Einschluss

Geladene Teilchen bewegen sich frei nur entlang der Magnetfeldlinien

• Temperatur > 100 Mio. °C(> 10 keV)

• „hohe” Dichteca. 1/500.000 derAtmosphärendichte (1020 m-3)

• Gute WärmeisolierungEnergieeinschluss E > 5 sec

entspricht ~ 2 bar

Heizung durch Fusionsreaktion muss Verluste (senkrecht zum Magnetfeld) kompensieren:

• Strahlungsverluste (Verunreinigungen, Bremsstrahlung)

• Wärmeleitung und Konvektion

Wegen Endverlusten toroidale Anordnung notwendig

Nur Rotationstransformation gewährleistet Einschluss des Plasmas (erzeugt überhaupt ein Gleichgewicht)

Stellarator: Magnetfelder durch externe Spulen

Vorteile:

• Keine stromgetrieben Instabilitäten

• Intrinsisch stationärer Betrieb

Aber:

• Komplizierte Geometrie• Hochleistungsrechner erforderlich zur

Berechnung optimaler Spulenanordnung (historischer Rückstand)

Tokamak: Plasmastrom erzeugt Teil des Magnetfelds

Vorteile:

• Einfache Geometrie• Erreichte Parameter bereits nahe an

einem brennenden Fusionsplasma

Aber:

• Stromgetriebene Instabilitäten• Stationärer Betrieb nur durch

zusätzlichen Stromtrieb möglich

10 MAIp

ITER ist ein Tokamak

Entladung ~ R2

Der Weg zum Reaktor

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14-MeV-Neutronenquelle

Plasmaphysik

DEMO …ITER

erster elektrischer Strom aus Fusion

JETGroße Anlagen

Technologie

Wo stehen wir heute ?Die physikalischen Grundlagen für die Demonstration eines stationär brennenden Fusionsplasmas auf der Basis eines Tokamaks sind erreicht- Guter magnetischer Einschluss (thermische Isolierung); H-Mode, Turbulenz- Einschluss schneller Teilchen (-Teilchen) notwendig für Selbstheizung des

Plasmas nachgewiesen- Kontrolle von Instabilitäten (und Transport)- Konzepte zu Energie- und Teilchenabfuhr aus dem Plasma- Heizmechanismen zum Erreichen thermonuklearer Bedingungen verstanden,

erprobt und weit entwickelt- Diagnostikmethoden zur Erfassung der Plasmaparameter weitgehend entwickelt- Konzepte für längere Pulsdauer in Erprobung (30 Minuten in ITER)- Neue Wandmaterialen in Entwicklung (kompatibel mit Anforderungen hoher

Energieflüsse und längerer Entladungsdauer, und Rückwirkung auf das Plasma)

Das Design für den Bau eines solchen Experiments (ITER) ist fertig gestellt, inklusive Materialtests und PrototypenentwicklungHeiz- und Diagnostiksystemen benötigen noch Entwicklungs- und Designarbeit

Das Fusionsprodukt hat sich alle 1,8 Jahre verdoppelt

• Temperatur > 100 Mio. °C(> 10 keV)

• „hohe” Dichteca. 1/500.000 derAtmosphärendichte (1020 m-3)

• Gute WärmeisolierungEnergieeinschluss E > 5 sec

Erreicht

• 40 keV

• 2 - 3 1020 m-3

• E 1 s

Robuste Extrapolation zu ITER

ITER

Gem

esse

nes

Ei

n s

E aus Skalierung in s

E 4 s

Joint European Torus (JET) – „halb so groß“ wie ITER

Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr

Divertor

Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr

Divertor

Die H-Mode – das Betriebsszenario für ITER

JETPfusion bis zu 16 MW

Unterdrückung der Turbulenz am Plasmarand (H-Mode)

Carlstrom et alNucl. Fusion 30 (1999) 1941

Einschluss hochenergetischer Teilchen notwendig für die Selbstheizung des Plasmas

1 MeV T+

hohe zentrale Stromdichte(poloidales Magnetfeld)

niedrige zentrale Stromdichte(poloidales Magnetfeld)

Tobita et alNucl. Fusion 37 (1997) 1583

Einschluss hochenergetischer Teilchen nachgewiesen

Nachweis eingeschlossener 4He Ionen mit Energien oberhalb 2 MeV

Mantsinen et al.Phys. Rev. Lett. 88 (2002 ) 105002

9Be + 4He 12C + n +

für 4He Energien ≥ 2 MeV

Bis zu 16 MW Fusionsleistung in ersten D-T Experimenten

Gibson et al.Phys. Plasmas 5 (1998 ) 1839

Q 0.65

16 MW Fusionsleistung

Q 0.2

Selbstheizung des Plasmas nachgewiesen

allerdings bei Q ~ 1 nur 20% der Heizleistung aus Fusion

Thomas et al.Phys. Rev. Lett. 80 (1998) 5548

Der Weg zum Reaktor

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14-MeV-Neutronenquelle

Plasmaphysik

ITER

erster elektrischer Strom aus Fusion

JETGroße Anlagen

Technologie

DEMO …

Die Aufgaben von ITERPhysik des brennenden Fusionsplasmas

- groß genug um notwendiges E zu erreichen (Q >> 1)

- erstmalig dominiert Selbstheizung des Plasmas durch -Teilchen(nicht-lineares System)

- neue kollektive Effekte (Wechselwirkung der -Teilchen mit Instabilitäten)

- Wechselwirkung des Plasmas mit der Wand bei längerer Entladungsdauer und erhöhten Flüssen

Technologie des Fusionsreaktors

- Erbrüten des Brennstoffes (Tritium) in der ersten Wand (zum Erproben)

- Materialtechnologie: erste Wand, Strukturmaterialien

- komplexe technische System in nuklearer Umgebung(Plasmaheizung und Diagnostik)

Klärung der Physik und Entwicklung wichtiger Technologien eines Fusionsreaktors

Extrapolation zu ITER

ITERPfusion = 500 MW

JETPfusion bis zu 16 MW

H-Mode

Größe & Magnetfeld

Magnetfeld begrenzt durch Supraleitung !

Neuartige Wandauskleidung für ITER

Vorherrschende Auskleidung mit Kohlenstoff unvereinbar mit zulässigem Tritiuminventar

ASDEX Upgrade (R = 1.65 m)

Vollständige Wolframauskleidungbald erreicht

JET (R = 3.1 m)

Auskleidung mit Beryllium und Wolframin Vorbereitung

ITER (R = 6.2 m)

Beryllium, Wolfram, Kohlenstoff nurnoch für hochbelastete Bereiche

350 MJ

20 MJ

ITER

JET

Erprobung der Wandmaterialien bereits in JET

JET

erstmalige Verwendung von massivem Wolfram

Konstruktion und Umbau bis 2008 abgeschlossen

Erprobungsphase 2008 – 2010

Richtungweisend bereits für DEMO

Zerstörungstest im Tokamak TEXTOR in Jülich

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14-MeV-Neutronenquelle

Plasmaphysik

ITER

erster elektrischer Strom aus Fusion

JETGroße Anlagen

Technologie

DEMO …

Forschungsaufgaben parallel zu ITER, Vorbereitung auf DEMOVerfügbarkeit und Effizienz

• Verbesserung der Wärmeisolation, Erhöhung des Plasmadrucks, Weiterentwicklung der Stabilitätskontrolle- Einschlussregime mit verbessertem Einschluss, erhöhtem Plasmadruck (interne Transportbarrieren)- Aktive Stabilisierung druckbegrenzender Instabilitäten- Aktive Kontrolle transienter Phänomene, die zu übermäßiger Wandbelastung führen (bereits wichtig für ITER)- Magnetischer Einschluss mit höheren Stabilitätsgrenzen: Sphärischer

Tokamak

• Vermeidung des Pulsbetriebs- Nicht-induktiver Strom im Tokamak

(intrinsischer Bootstrapstrom, externer Stromtrieb)- Intrinsisch stationärer magnetischer Einschluss: Stellarator

(Magnetfeld wird größtenteils oder ganz von externen Spulen erzeugt)

• Verbesserte Wandmaterialien und ihre Wechselwirkung mit dem Plasma

Kontrolle von Transport und Stabilität der Randschicht durch Ergodisierung

Jakubowski et alPhys. Rev. Lett. 96 (2006) 035004

kritische GradientenInstabilitäten

Zeit

bis zu 20% Energieverlust proBurst

Kontrolle der Gradienten durch Ergodisierung

Verbesserung der Einschlusseigenschaften durch kleineres Aspektverhältnis

http://nstx.pppl.gov/nstx/Research_Program/Notice_of_Available_Research/

stabil

instabil

Bau des Stellartors Wendelstein 7-X in Greifswald

Montagesupraleitender Spulen

Stationärer Betrieb mit reaktorrelevanten PlasmaparameternStabiles Plasmagleichgewicht bis zu <p/B2/20> = 5%

Kontrolle der Plasmadichte und Verunreinigungen mit einem DivertorGewährleitung des Einschlusses hochenergetischer Ionen (minimale Abweichung der Orbits von Flussflächen)

Einschluss hochenergetischer Teilchen im Stellarator

Der Weg zum Reaktor

ITERPfusion = 500 MW

JETPfusion bis zu 16 MW

H-Mode

Größe & Magnetfeld

Weiterer Fortschritt !?

Magnetfeld begrenzt durch Supraleitung !

Konventionell

Weiterentwicklung der H-mode (hier ASDEX Upgrade) und Extrapolation zu ITER

0,0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 (a/R pol

2.5 - 3.5 3.5 - 4.5 4.5 - 5.5

q - range H 98 (y,2) N /q 95 2

ITER: Q~10,Ip=15MA

400s duration

ITER: Q~30,Ip=15MA

up to 1000s.

ITER: Q= 5-10,Ip=10-11MAup to 3000s.

Anteil des im Plasma selbst erzeugten Stroms (Bootstrap Strom)

~ Einschlussgüte × Fusionsleistungsdichte

Ip / B

höhere Stabilität (höhere magnetische Verscherung)

Der Weg zum Reaktor

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