Magnetisch eingeschlossene Fusionsplasmen auf dem Weg zu einer neuen Energiequelle Robert Wolf Institut für Plasmaphysik Forschungszentrum Jülich www.fz-juelich.de/ipp/ ITER T E C Institut für Plasmaphysik EURATOM Assoziation – FZJ Forschungszentrum Jülich in der Helmholtz-Gemeinschaft

ITER – Erstmalige Demonstration eines kontrolliert brennenden Fusionsplasmas 500 MW Fusionsleistung Q = Pf / Ph = 10 8 Minuten Brenndauer Investitionen  5 Milliarden € Partner: EU, Japan, USA, Rußland, China, Südkorea, Indien ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor oder lateinsich “Der Weg”

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 Fusion Power Plant Conceptual Study EFDA(05)-27/4.10

Fusionsreaktion zwischen Deuterium und Tritium

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

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

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

Magnetischer Einschluss Heizung durch Fusionsreaktion muss Verluste (senkrecht zum Magnetfeld) kompensieren: Strahlungsverluste (Verunreinigungen, Bremsstrahlung) Wärmeleitung und Konvektion Temperatur > 100 Mio. °C (> 10 keV) „hohe” Dichte ca. 1/500.000 der Atmosphärendichte (1020 m-3) Gute Wärmeisolierung Energieeinschluss tE > 5 sec entspricht ~ 2 bar Geladene Teilchen bewegen sich frei nur entlang der Magnetfeldlinien

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 tEntladung ~ s R2 ITER ist ein Tokamak Ip  10 MA Vorteile: Einfache Geometrie Erreichte Parameter bereits nahe an einem brennenden Fusionsplasma Aber: Stromgetriebene Instabilitäten Stationärer Betrieb nur durch zusätzlichen Stromtrieb möglich

14-MeV-Neutronenquelle erster elektrischer Strom aus Fusion Der Weg zum Reaktor Plasmaphysik Große Anlagen JET DEMO … ITER 14-MeV-Neutronenquelle Technologie 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

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 (a-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

Das Fusionsprodukt hat sich alle 1,8 Jahre verdoppelt Temperatur > 100 Mio. °C (> 10 keV) „hohe” Dichte ca. 1/500.000 der Atmosphärendichte (1020 m-3) Gute Wärmeisolierung Energieeinschluss tE > 5 sec Erreicht 40 keV 2 - 3  1020 m-3 tE  1 s

Robuste Extrapolation zu ITER tE  4 s ITER Gemessenes tE in s tE aus Skalierung in s

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

Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr

Der Divertor – ein Konzept zur Energie- und Teilchenabfuhr

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

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

Einschluss hochenergetischer Teilchen nachgewiesen 9Be + 4He  12C + n + g für 4He Energien ≥ 2 MeV Mantsinen et al. Phys. Rev. Lett. 88 (2002 ) 105002 Nachweis eingeschlossener 4He Ionen mit Energien oberhalb 2 MeV

Bis zu 16 MW Fusionsleistung in ersten D-T Experimenten Q  0.65 16 MW Fusionsleistung Q  0.2 Gibson et al. Phys. Plasmas 5 (1998 ) 1839

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

14-MeV-Neutronenquelle erster elektrischer Strom aus Fusion Der Weg zum Reaktor Plasmaphysik Große Anlagen JET DEMO … ITER 14-MeV-Neutronenquelle Technologie 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

Die Aufgaben von ITER Physik des brennenden Fusionsplasmas - groß genug um notwendiges tE zu erreichen (Q >> 1) - erstmalig dominiert Selbstheizung des Plasmas durch a-Teilchen (nicht-lineares System) - neue kollektive Effekte (Wechselwirkung der a-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

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

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 20 MJ 350 MJ JET ITER

Erprobung der Wandmaterialien bereits in JET erstmalige Verwendung von massivem Wolfram Zerstörungstest im Tokamak TEXTOR in Jülich Konstruktion und Umbau bis 2008 abgeschlossen Erprobungsphase 2008 – 2010 Richtungweisend bereits für DEMO JET

14-MeV-Neutronenquelle erster elektrischer Strom aus Fusion Der Weg zum Reaktor Plasmaphysik Große Anlagen JET DEMO … ITER 14-MeV-Neutronenquelle Technologie 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

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

Kontrolle von Transport und Stabilität der Randschicht durch Ergodisierung Jakubowski et al Phys. Rev. Lett. 96 (2006) 035004 Kontrolle der Gradienten durch Ergodisierung Zeit bis zu 20% Energieverlust pro Burst kritische Gradienten Instabilitäten

Verbesserung der Einschlusseigenschaften durch kleineres Aspektverhältnis instabil stabil http://nstx.pppl.gov/nstx/Research_Program/Notice_of_Available_Research/

Bau des Stellartors Wendelstein 7-X in Greifswald Stationärer Betrieb mit reaktorrelevanten Plasmaparametern Stabiles Plasmagleichgewicht bis zu <p/B2/2m0> = 5% Kontrolle der Plasmadichte und Verunreinigungen mit einem Divertor Gewährleitung des Einschlusses hochenergetischer Ionen (minimale Abweichung der Orbits von Flussflächen) Montage supraleitender Spulen

Einschluss hochenergetischer Teilchen im Stellarator

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

Weiterentwicklung der H-mode (hier ASDEX Upgrade) und Extrapolation zu ITER ITER: Q~30, Ip=15MA up to 1000s. ITER: Q= 5-10, Ip=10-11MA up to 3000s. Ip / B 0,0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 Ö (a/R b pol 2.5 - 3.5 4.5 5.5 q range H 98 (y,2) N /q 95 2 ~ Einschlussgüte × Fusionsleistungsdichte ITER: Q~10, Ip=15MA 400s duration höhere Stabilität (höhere magnetische Verscherung) Anteil des im Plasma selbst erzeugten Stroms (Bootstrap Strom)

14-MeV-Neutronenquelle erster elektrischer Strom aus Fusion Der Weg zum Reaktor Plasmaphysik Große Anlagen JET DEMO … ITER 14-MeV-Neutronenquelle Technologie 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050