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Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen auf dem Weg zu einer neuen Energiequelle Forschungszentrum Jülich in der Helmholtz-Gemeinschaft Institut für.

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Präsentation zum Thema: "Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen auf dem Weg zu einer neuen Energiequelle Forschungszentrum Jülich in der Helmholtz-Gemeinschaft Institut für."—  Präsentation transkript:

1 Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen auf dem Weg zu einer neuen Energiequelle Forschungszentrum Jülich in der Helmholtz-Gemeinschaft Institut für Plasmaphysik EURATOM Assoziation – FZJ TEC Robert Wolf Institut für Plasmaphysik Forschungszentrum Jülich ITER

2 ITER – Erstmalige Demonstration eines kontrolliert brennenden Fusionsplasmas 500 MW Fusionsleistung Q = P f / P h = 10 8 Minuten Brenndauer Investitionen 5 Milliarden ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor oder lateinsich Der Weg Partner: EU, Japan, USA, Rußland, China, Südkorea, Indien Partner: EU, Japan, USA, Rußland, China, Südkorea, Indien

3 Warum Kernfusion ? Einzig neue Primärenergiequelle (Grundlastversorgung 1 GW) Brennstoff für mindestens 1 Millionen Jahre Rohstoffe weltweit gleichmäßig verteilt Keine CO 2 Erzeugung Keine Kettenreaktion Begrenzte Radioaktivität Final Report of the European Fusion Power Plant Conceptual Study EFDA(05)-27/4.10

4 Fusionsreaktion zwischen Deuterium und Tritium

5 17.5 MeV pro Fusionsreaktion Wasserdampf | Dampfturbine | Elektrogenerator …

6 Energiegewinn erfordert thermisches Plasma Gravitation (Sonne) Massenträgheit (Inertialfusion, Wasserstoffbombe) Magnetischer Einschluss

7 Auftreten von Fusionsreaktion bedeutet noch lange nicht positive Energiebilanz

8 Fusionsreaktion zwischen Deuterium und Tritium Optimaler Temperaturbereich bei 10 – 20 keV (115 – 230 MK)

9 Tritium muss erbrütet werden Blanket Die Rohstoffe der Fusion sind Deuterium und Lithium Reaktorgefäß Plasma Lithium 6 Helium Tritium

10 Bedingungen in der Sonne auf der Erde (stationär) nicht realisierbar 10 Mrd. bar 10 Mio K 0.1 bar 5000 K

11 Magnetischer Einschluss Geladene Teilchen bewegen sich frei nur entlang der Magnetfeldlinien Temperatur > 100 Mio. °C (> 10 keV) hohe Dichte ca. 1/ der Atmosphärendichte (10 20 m -3 ) Gute Wärmeisolierung Energieeinschluss E > 5 sec entspricht ~ 2 bar Heizung durch Fusionsreaktion muss Verluste (senkrecht zum Magnetfeld) kompensieren: Strahlungsverluste (Verunreinigungen, Bremsstrahlung) Wärmeleitung und Konvektion Heizung durch Fusionsreaktion muss Verluste (senkrecht zum Magnetfeld) kompensieren: Strahlungsverluste (Verunreinigungen, Bremsstrahlung) Wärmeleitung und Konvektion

12 Wegen Endverlusten toroidale Anordnung notwendig Nur Rotationstransformation gewährleistet Einschluss des Plasmas (erzeugt überhaupt ein Gleichgewicht)

13 Stellarator: Magnetfelder durch externe Spulen Vorteile: Keine stromgetrieben Instabilitäten Intrinsisch stationärer Betrieb Aber: Komplizierte Geometrie Hochleistungsrechner erforderlich zur Berechnung optimaler Spulenanordnung (historischer Rückstand)

14 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 MA IpIp ITER ist ein Tokamak Entladung ~ R 2

15 Der Weg zum Reaktor MeV-Neutronenquelle Plasmaphysik DEMO … ITER erster elektrischer Strom aus Fusion JET Große Anlagen Technologie

16 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 Prototypenentwicklung Heiz- und Diagnostiksystemen benötigen noch Entwicklungs- und Designarbeit

17 Das Fusionsprodukt hat sich alle 1,8 Jahre verdoppelt Temperatur > 100 Mio. °C (> 10 keV) hohe Dichte ca. 1/ der Atmosphärendichte (10 20 m -3 ) Gute Wärmeisolierung Energieeinschluss E > 5 sec Erreicht 40 keV m -3 E 1 s

18 Robuste Extrapolation zu ITER ITER Gemessenes E in s E aus Skalierung in s E 4 s

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

20 Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr Divertor

21 Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr Divertor

22 Die H-Mode – das Betriebsszenario für ITER JET P fusion bis zu 16 MW Unterdrückung der Turbulenz am Plasmarand (H-Mode) Carlstrom et al Nucl. Fusion 30 (1999) 1941

23 Einschluss hochenergetischer Teilchen notwendig für die Selbstheizung des Plasmas 1 MeV T + hohe zentrale Stromdichte (poloidales Magnetfeld) niedrige zentrale Stromdichte (poloidales Magnetfeld) Tobita et al Nucl. Fusion 37 (1997) 1583

24 Einschluss hochenergetischer Teilchen nachgewiesen Nachweis eingeschlossener 4 He Ionen mit Energien oberhalb 2 MeV Mantsinen et al. Phys. Rev. Lett. 88 (2002 ) Be + 4 He 12 C + n + für 4 He Energien 2 MeV

25 Bis zu 16 MW Fusionsleistung in ersten D-T Experimenten Gibson et al. Phys. Plasmas 5 (1998 ) 1839 Q MW Fusionsleistung Q MW Fusionsleistung Q 0.2

26 Selbstheizung des Plasmas nachgewiesen allerdings bei Q ~ 1 nur 20% der Heizleistung aus Fusion Thomas et al. Phys. Rev. Lett. 80 (1998) 5548

27 Der Weg zum Reaktor MeV-Neutronenquelle Plasmaphysik ITER erster elektrischer Strom aus Fusion JET Große Anlagen Technologie DEMO …

28 Die Aufgaben von ITER Physik 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

29 Extrapolation zu ITER ITER P fusion = 500 MW JET P fusion bis zu 16 MW H-Mode Größe & Magnetfeld Magnetfeld begrenzt durch Supraleitung !

30 Neuartige Wandauskleidung für ITER Vorherrschende Auskleidung mit Kohlenstoff unvereinbar mit zulässigem Tritiuminventar ASDEX Upgrade (R = 1.65 m) Vollständige Wolframauskleidung bald erreicht JET (R = 3.1 m) Auskleidung mit Beryllium und Wolfram in Vorbereitung ITER (R = 6.2 m) Beryllium, Wolfram, Kohlenstoff nur noch für hochbelastete Bereiche 350 MJ 20 MJ ITER JET

31 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

32 Der Weg zum Reaktor MeV-Neutronenquelle Plasmaphysik ITER erster elektrischer Strom aus Fusion JET Große Anlagen Technologie DEMO …

33 Forschungsaufgaben parallel zu ITER, Vorbereitung auf DEMO Verfügbarkeit 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

34 Kontrolle von Transport und Stabilität der Randschicht durch Ergodisierung Jakubowski et al Phys. Rev. Lett. 96 (2006) kritische Gradienten Instabilitäten Zeit bis zu 20% Energieverlust pro Burst Kontrolle der Gradienten durch Ergodisierung

35 Verbesserung der Einschlusseigenschaften durch kleineres Aspektverhältnis stabil instabil

36 Bau des Stellartors Wendelstein 7-X in Greifswald Montage supraleitender Spulen Stationärer Betrieb mit reaktorrelevanten Plasmaparametern Stabiles Plasmagleichgewicht bis zu = 5% Kontrolle der Plasmadichte und Verunreinigungen mit einem Divertor Gewährleitung des Einschlusses hochenergetischer Ionen (minimale Abweichung der Orbits von Flussflächen)

37 Einschluss hochenergetischer Teilchen im Stellarator

38 Der Weg zum Reaktor ITER P fusion = 500 MW JET P fusion bis zu 16 MW H-Mode Größe & Magnetfeld Weiterer Fortschritt !? Magnetfeld begrenzt durch Supraleitung ! Konventionell

39 Weiterentwicklung der H-mode (hier ASDEX Upgrade) und Extrapolation zu ITER ITER: Q~10, I p =15MA 400s duration ITER: Q~10, I p =15MA 400s duration ITER: Q~30, I p =15MA up to 1000s. ITER: Q~30, I p =15MA up to 1000s. ITER: Q= 5-10, I p =10-11MA up to 3000s. ITER: Q= 5-10, I p =10-11MA up to 3000s. Anteil des im Plasma selbst erzeugten Stroms (Bootstrap Strom) ~ Einschlussgüte × Fusionsleistungsdichte Ip / B höhere Stabilität (höhere magnetische Verscherung)

40 Der Weg zum Reaktor MeV-Neutronenquelle Plasmaphysik ITER erster elektrischer Strom aus Fusion JET Große Anlagen Technologie DEMO …


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