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
2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050
14-MeV-Neutronenquelle
Plasmaphysik
ITER
erster elektrischer Strom aus Fusion
JETGroße Anlagen
Technologie
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