Auf dem langen Marsch zum Kraftwerk 3.15
Auf dem langen Marsch zum Kraftwerk
3.15
Heating
Fuel Injection
Plasma
Divertor
Pump
Isotope Separation Plant
Blanket
Steam Generator
Turbine
Generator
Magnets Cryo-System
Ein schematischer Blick ins Fusionskraftwerk
ITER
12 m
Stand und Aussichten der Kernfusion: Zeitplan
JET ITER Advanced
ITER-Prototypen TOKAMAK ITER-FDR
Materialentwicklung IFMIF DEMO
Asdex-UpgradeWendelstein 7 AS Wendelstein 7 X ...
heute heute + 15 heute + 30
Sicherheitsforschung
Sozi-Ökonomiche Forschung
Einige technologische Brennpunkte
3.16
Stand der Technologie
* Magnete
* Divertor
* Blanket
* Materialien
* Pumpen, ...
Stand der Technologie.Magnete
Die „herkömmlichen“ NbTi-Supraleiter reichen nicht aus ein hinreichend starkes Magnetfeld zu erzeugen. Neue Ansätze mußten beschritten werden mit Nb3Zn.
Prototypen für die ITER Magneten wurden entwickelt, gebaut und erfolgreich in Japan und Deutschland getestet.
Stand der Technologie
* Magnete
* Divertor
* Blanket
* Materialien
* Pumpen, ...
Stand der Plasmaphysik
In einem Fusionskraftwerk werden etwa 3000 MW thermisch Leistung produziert,600 MW fallen als Heizleistungim Plasma an.
Diese Leistung muß kontrolliertabgeführt werden. Mit der Divertor Konfiguration ist dies möglich geworden.
Trotzdem müssen Wärme-flüsse bis 10 MW/m2 beherrschtwerden.
Stichworte: H-Mode, Detached-Plasma
Stand der Technologie: Divertor
0
5
10
15
20
25
Heat
Flu
x, M
W/m2
100 1000 10000Number of cycles
Monoblock - JASaddle - JA
Flat - EUMonoblock - EU
ITER DivertorTransient Goal ITER Divertor
Steady State Goal
F = Failed
F
F
Als Materialien kommen CFC,Wolfram und Beryllium in Frage.
Am erfolgreichsten sind zur Zeit CFC mit Kupfer und Wasser alsKühlmittel.
Ganz neue Verbindungstechniken mußten entwickelt werden, um Kohlenstoff und Kupfer zu verbinden.
Stand der Technologie
* Magnete
* Divertor
* Blanket
* Materialien
* Pumpen, ...
Stand der Technik: Das Blanket
Das Blanket erfüllt drei Aufgaben: * Wandlung der Neutronenenergie in wertvolle Wärme * Brüten von Tritium * Abschirmung
Von dem Temperaturniveau und dem Kühlmedium des Blanket hängt der Gesamtwirkungsgrad der zukünftigenKraftwerke ab.
Die Brutrate muß größer als eins sein.
Die Materialwahl ist kritisch.
Konzepte sind entwickelt. Prototypen werden in ITER getestet.
Stand der Technologie
* Magnete
* Divertor
* Blanket
* Materialien
* Pumpen, Remote Handling usw ...
Stand der Technologie: Materialien
10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 10610-7
10-6
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
101
102
103
104
105
Remote Recycling Level
Hands-on Level
Low Level Waste
Medium Level Waste
High Level Waste
MANET-II OPTIFER EUROFER-97 F82H-mod EUROFER ref. FE
Sur
face
Gam
ma
Dos
e R
ate
[Sv/
h]
Time after Irradiation [y]
Kandidaten für das Material sind schon identifiziert und werden laufend verbessert.
Insbesondere zwei Anforderungenmüssen erfüllt sein:
* mechanische Stabilitätbleibt auch nach langer Neutronen-bestrahlung erhalten* niedrige Aktivierung der Materialien zur Vermeidung großer und langlebiger Abfallmengen.
Sicherheit der Fusion
* Tritium
* Unfälle
* Radiotoxische Abfälle
3.17
TRITIUM
Halbwertszeit: 1/2 = 12,3 JAHRE ß-STRAHLER (18,6 KV) H3 () He3
BIOLOGISCHE HALBWERTSZEIT IM MENSCHLICHEN KÖRPER FÜR:
KÖRPERWASSER (CA. 92 %) 10 TAGE
IMMOBILES KÖRPERWASSER (CA. 4 %) 1 MONATE
FESTE ORGANISCHE BINDUNG (CA. 4 %) 1 JAHR
INTERNER DOSIS-KONVERSIONSFAKTOR: 65 REM / Curie
( zum Vergleich: PLUTONIUM 50 M REM / Curie )
Radioaktivität: 1 g Tritium ~ 104 Cl
EIN VERLETZLICHES INVENTAR VON WENIGEN HUNDERT GRAMM TRITIUM WIRD ANGESTREBT .
/Pinkau,K.:“Stand und Perspektiven der Fusionsforschung“, DPG-AKE-1996, p.183-227 ; Fig.27 +p.196 /
Zwei Worte zur Sicherheit
Selbst schwere Unfälle führen nicht zu einem Bruch des Confinements: keine Reaktivitätsexkursion, kein Schmelzen des Kerns bei Kühlmittelverlust, alle anderen Energieinventare sind hinreichend klein.
Aber selbst, wenn alles Tritium das Kraftwerk verläßt, wäre eine Evakuierung nur in einem Bereich von 2-3 km2 notwendig.
Zwei Worte zur Sicherheit
0
5
10
15
20
25
30
35
40
45
PDW CRM (RHR) SRM (RHR) SRM (HOR) NAW
Pro
tio
n o
f W
as
te in
pe
rce
nt Plant Model 1
Plant Model 2
Plant Model 3
Die Radiotoxizitätdes Abfalles fällt nach hundert Jahren um etwa 3-4 Größen-ordnungen ab.
Im Prinzip läßt sich fast der gesamte Abfall wiederverwerten.
Der Zwischenspurt zum ITER
3.18
Wie muß der nächste Schritt aussehen?
BB
B
B BBB BBBB
B
BBB
BB
BB
BB
BB
BB
B B
B
B BB
BBB
BB
B BB
B
B
BB
B BB
B
B
B
BBB
BB
BB
B
B
B B
B
B
BB
BB B
B
BB
B
B
B
B
B
BB
BBB
BB
B
BBB BBBBB
B
BBBB
BBB
BB
B
BBB
BBB BBBBB
BBBBB
BB
B
B B
BBB
BBBB
B
BBBB
B
B
B
B
B
BBBB
BB
BB
B
BB
BBB
BBB
BB
BB
BB BBB B
B
BBBBBBBBBBBB
BBBBB
BBB
BBB
BBBB
BBBB
BBB
BBB
BB
BB
BB
BB
BBBBBBBBBBBBBBB
BB
BBBBBBB B
B
B
B
B
BBB
BBB
BBBB
B
BBB
BB
B
BB
BB
BB
BB
B
BBB
BB
B
B
B
BB
BB
BBB
B BBB
BBBBBB
BBB
BB
JJ
J
J
J
J
JJ
JJJ
J
J
JJ
J
JJ
J JJJJJJJJ
J
JJ
J
JJJJ
JJJ
JJ
JJ J
JJJJ
JJ
J
J
J
J
J
JJ
JJJ
JJ
J
JJ
J
J
JJJJ
JJ
J
JJ
J
JJ
JJJJJJ
JJJ
JJJJ JJ J
J JJJ
J
JJJJ JJ
JJJJ
JJJ J
J
JJJ
JJJ
J
JJ
JJJ
JJ
J
JJJJJ
J
JJJ
JJJ
JJ
JJ
JJJ
J
JJ
JJJJ
J
JJ
J
J
JJ
JJ
JJ
JJ
HHHH
HHH
HHH
HHHHHH
HHHHHH
HH
HHH
HHHHHH
H
HH
HHHHHHH
HHH
HH
HHH
HH
H
HH
H
HHH
H
HH
HHH
HHHHHH
HHH
HH
A
A
AA
AA
A
AA
AA
AA
AAAAAAAAAAAAAA
AAAAA
AA
AAAAAAAAAAAA
AAAAAAAAAAAAA
Ñ
ÑÑ
ÑÑ
ÑÑ
ÑÑÑÑÑ
ÑÑÑ
ÑÑÑÑ ÑÑ
ÑÑÑÑÑÑÑÑ
ÑÑÑ
ÑÑÑÑÑ
Ñ
Ñ
ÑÑ
ÑÑÑÑ Ñ
ÑÑÑÑ
ÑÑÑÑÑÑÑ
ÑÑ
ÉÉ
ÉÉÉ
ÉÉ
ÉÉÉ
É
É
ÉÉÉ
ÉÉÉÉ
ÉÉÉÉ
ÉÉÉ
ÉÉÉÉ
ÉÉÉÉÉÉÉÉÉÉÉ
ÉÉÉ
É
ÉÉÉ
É
ÉÉ
ÉÉÉÉ
ÉÉ
ÉÉ
ÉÉÉ
É
É
ÉÉÉ
É
ÉÉ
É
ÉÉÉÉ
ÉÉ
ÉÉÉÉ
É
ÉÉ
ÉÉÉ
ÉÉ
É
ÉÉÉÉ
ÉÉÉ
P
P
PPP
SSSSS
B ASDEX
J DIII-D
H JET
A JFT2M
Ñ PBXM
É PDX
P DIII-D rho* andkappa studies
S JET rho* study
ELMy data(withTAUC93)
ITER
10
1.0
0.1
0.010.01 0.1 1.0 10.0
(Skalierung,85 * ITERH93P) [sec]
E [
sec]
ITER
12 m
Geschichte von ITER
1985 Erster Vorschlag der UDSSR zum Bau eines neuen großen TOKAMAKS
1986 Erste Vorschläge der USA zur Implementierung eines „globalen“ Forschungsprozesses
1988-1990 ITER Conceptual Design Activity (CDA) 1992 ITER Engineering Design Activity wird gestartet 1994 ein outline design report liegt vor 1998 der Final Design Report (FDR) wird akzeptiert
eine Kostenreduktion um 50 % wird gefordert, die USA verlassen den ITER Prozeß vorläufig
2000 erweiterte EDA legt outline design für kleinere Maschine vor
2001 Abschluß der erweiterten EDA 2001- Beginn der Verhandlungen zur Schaffung einer ITER
Legal Entity und zur Festsetzung eines Standortes Coordinated Technical Activity (CTA)
ITER: Standorte
* Kanada hat einen offiziellen ITER-Standort angeboten
* Frankreich führt umfangreiche Untersuchungen über den Standort Cadarache in der Provence durch
* Spanien mach Untersuchungen für einen Standort in Tarragona
* Japan hat zwei Standorte identifiziert
ITER: Politik
* im 6. EU Forschungsrahmenprogramm sind schon 200 Mio. Euro für den Bau von ITER vorgesehen
* die USA denkt laut darüber nach, wieder an ITER teilzunehmen
Europäische Forschungspolitik
Zusammenfassung
* erhebliche Fortschritte wurde gemacht mit den JET D-T Experimenten als Höhepunkten
* die notwendigen Schritte auf dem Weg zu einem Fusionskraftwerk sind identifiziert
* die physikalische Datenbasis ist ausreichend, um den nächsten Schritt zu planen und mit Zuversicht umzusetzen
* viele Schlüsseltechnologien sind bereits entwickelt, ein Test im Verbund steht aus
Literatur
Hamacher, Thomas: Vortrag AKE_2002F (von ihm stammen die meisten Original Folien)
Hamacher,T. und Bradshaw.A.M.:“ Fusion as a future power source: recent achievements and prospects“, proceedings of the 18th World Energy Congress, 2001
Pinkau, K.: “Stand und Perspektiven der Fusionsforschung“, DPG-AKE-1996, p.183-227
Sehr gute Einführung:IPP 1995 : Kernfusion- Berichte aus der Forschung ; (IPP= MPI für Plasmaphysik, Garching) IPP : http://www.ipp.mpg.de/Milch,I.: “Die Sonne auf die Erde holen“, PhiuZ 26 (1995),Heft 2;,p.69-74;
Thomas Hamacher
Stand und Aussichten der Kernfusion
Magnetische Fusion
Sicherheit
Physik Forschungs-politik
Entwicklung derTechnologie
Einbindung in dieEnergiewirtschaft (Kosten)
Umwelt-eigenschaften
ITER, der nächste Schritt
Ressourcen
Stand der Plasmaphysik
(60 %)
(50 %) (75 %)
(92 %)
(0 %)
13
12
11
10
0 1 2P (MW)
Te(
0) (
keV
)