Konzepte von Fusionsreaktortypen, technischer Stand, Entsorgung

Präsentation zum Thema: "Konzepte von Fusionsreaktortypen, technischer Stand, Entsorgung"—  Präsentation transkript:

1 Konzepte von Fusionsreaktortypen, technischer Stand, Entsorgung
Christoff Klinkicht | | HS Physik

2 Inhalt Tokamak (ITER) Zielsetzung Aufbau Fusionskraftwerk
Stellarator (Wendelstein 7-X) Ziele Charakteristika Verlauf der Fusionsexperimente Abfall / Entsorgung Quellen / Diskussion

3 Zielsetzung ITER = International thermonuclear experimental reactor (Apronym: lat. „Weg“) nach Tokamak - Prinzip (russ.: Toroidale Kammer im Magnetfeld) Technische Machbarkeit + Gebrauchstauglichkeit der Energiegewinnung aus Kernfusion demonstrieren. Zehnfache Energieausbeute Einsatz von supraleitenden Magnetspulen Eigenständige Tritiumerbrütung Komplette Fernsteuerung Zukunftsweisend für Demonstrationsreaktor DEMO Der Deuterium-Tritium-Fusionsreaktor wird im Forschungszentrum Cadarache im Süden Frankreichs zu wissenschaftlichen Zwecken erbaut. Der Reaktor soll die technische Machbarkeit sowie Gebrauchstauglichkeit der Energiegewinnung aus Kernfusion demonstrieren. Den Berechnungen zufolge soll etwa zehnmal so viel Energie aus dem Plasma freigesetzt werden, wie zu dessen Aufheizung und Stabilisierung notwendig ist. Wesentliche Beiträge zur positiven Energiebilanz im Vergleich zu den bisherigen Tokamak-Versuchsanlagen liefern dabei folgende Merkmale: Baugröße des Plasmagefäßes, mit der sich höhere Plasmatemperaturen im Inneren erreichen lassen, analog zur in der Zoologie bekannten Bergmannschen Regel. Einsatz von supraleitenden Magnetspulen, die nach dem Aufbau des Magnetfeldes nur mehr Energie für die Kühlung, nicht jedoch für das Magnetfeld selbst verbrauchen. Anwendung der Deuterium-Tritium-Reaktion unter Verwendung des radioaktiven Tritiums in einem geeigneten Mischungsverhältnis mit Deuterium. Die während der Betriebsphasen aus dem Plasma freigesetzte Leistung soll im Bereich mehrerer hundert Megawatt liegen, vergleichbar mit herkömmlichen Kraftwerken. Jedoch ist die Versuchsanlage ITER wegen der geplanten, relativ langen Abschaltungen, etwa wegen Umbaupausen, noch nicht zur Lieferung von Nutzenergie geeignet. Ein entsprechendes vollständiges Blanket mit Kühlkreislauf, Dampferzeuger usw. ist daher nicht vorgesehen. Mit dem Projekt sollen ferner die Hürden aufgezeigt und bewertet werden, die für eine großtechnische und wirtschaftliche Anwendung der Kernfusion noch überwunden werden müssen. In der Testphase soll vor allem die Praxistauglichkeit der Technologien erprobt werden, die dann in dem geplanten nachfolgenden, kommerziell tauglichen Demonstrationsreaktor DEMO (Demonstration Power Plant) zur Anwendung kommen sollen. Zwischen der internationalen Atomenergiebehörde (IAEA) und dem ITER-Projekt wurde 2008 eine Zusammenarbeit auf Expertenebene vereinbart.[1] Ex-Staatspräsident Jacques Chirac bezeichnete dieses Vorhaben als das größte Wissenschaftsprojekt seit der Internationalen Raumstation.

4 ITER Daten: Gesamtradius: 10,7 m Großer Plasmaradius: 6,2 m
Plasmavolumen: 837 m3 Masse des Plasmas: 0,5 g Magnetfeld: 5,3 T Maximaler Plasmastrom: 15 MA Heizleistung und Strombetrieb: 73 MW Fusionsleistung: ≈ 500 MW Mittlere Temp.: 100 Mil. °C Brenndauer jedes Pulses: > 400 s Kosten: ≈ 16 Mrd. €

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9 Vakuumbehälter

10 Vakuumbehälter „Doughnutförmiger“ doppelwandiger Behälter aus Edelstahl Luftdicht verschlossener Plasmabehälter, in dem Plasmastrom zirkuliert ohne Wände zu berühren Wasserkühlung notwendig 44 Anschlüsse zum Vakkumbehälter für Fernsteuerung, diagnostische Systeme und externe Heizung Erzeugung des Vakuums dauert 24-48h Der Vakuumbehälter ist ein doppelwandiger Behälter aus Edelstahl, der die Fusionsreaktion beheimatet. ITER‘s Vakuumbehälter wird doppelt so groß sein wie alle früher hergestellten Vakuumbehälter. Erbaut in neun Abschnitten und miteinander verschweißt, wird er zu einem luftdicht verschlossenen Plasmabehälter.

11 Blanket

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13 Wendelstein 7-X Durchmesser der Anlage (über alles): 16 Meter
Höhe (über alles): 5 Meter Gewicht: 725 Tonnen Großer Plasmaradius: 5,5 Meter Mittlerer kleiner Plasmaradius: 0,53 Meter Plasmavolumen: 30 Kubikmeter Plasmagewicht: 0, ,03 Gramm Magnetfeld (Achse): 3 Tesla Heizleistung (erste Ausbaustufe): 15 Megawatt Pulsdauer: Dauerbetrieb für 30 Minuten mit Elektronenzyklotron-Heizung

14 Blanket 440 Blanket-Module an Innenwand des Vakuumgefäßes
1 x 1,5 Meter, 4,6 Tonnen Abschirmung gegen hochenergetische Neutronen, die bei Kernfusion entstehen Abbremsen der Neutronen für: Kühlmittelerwärmung Tritiumerbrütung Erste Wand: Beryllium zweite Wand: Kupfer + Edelstahl Sehr Anspruchsvolles Bauteil, besonders Tritiumerbrütung Die Innenfläche des ITER Vakuumgefäßes wird mit 440 Blanket-Modulen von je 1 x 1,5 Meter und einem Gewicht von bis zu 4 Tonnen abgedeckt werden. Die Blanket-Module schirmen den Vakuumbehälter vor hochenergetischen Neutronen ab, die während der Fusionsreaktion produziert werden.

15 Magnete

16 Magnete 10.000t von supraleitenden Magneten für Plasmaformung/-Eindämmung 18 toroidal, 6 poloidal, 1 zentral + Zusatzspulen Gekühlt bei 4K: starkes Magnetfeld (13T) zehntausend Tonnen von Magneten werden zusammenarbeiten, um die Form des Plasmas im Inneren des ITER Vakuumbehälters zu formen. Die 48 Elemente erzeugen ein Magnetfeld, ungefähr mal größer als das unserer Erde.

17 Toroidale Magnetspulen
Plasmaeinschluss 11,8 T

18 Poloidale Magnetspulen
Plasmaeinschluss + Plasmaformung + Plasmastabilität Feld induziert durch Magnete und Strom

19 Zentral-Magnet Großer Transformator, der Haupt-Plasma-Strom induziert Führt Feldlinien in Divertorregion Muss hohe Belastungsfähigkeit aufweisen

20 Stromheizung Die Stromheizung: Wird ein elektrischer Strom durch das elektrisch leitfähige Plasma geschickt, erzeugt er – wie in einer Kochplatte – über den Widerstand Wärme im Plasma. Da der Widerstand des Plasmas mit zunehmender Temperatur abnimmt, ist diese Methode nur zur Anfangsheizung geeignet.

21 Externe Heizung

22 Externe Heizung Um Kernfusion einzuleiten muss Wasserstoff-Plasma auf 150 Millionen °C erhitzt werden Ohmsche Heizung Neutralteilchen-Einschuss Hochfrequente elektromagnetische Wellen für Ionen und Elektronenheizung (40-55MHz bzw. 170 GHz).

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24 Divertor

25 Divertor Divertor ist Boden des Vakuumbehälters
Ist Hauptinterface zwischen Plasma und den Materialoberflächen Divertor kontrolliert Heliumabtransport und sonstiger Verunreinigungen

26 Kryostat

27 Kryostat Gesamter Vakuumbehälter in Kryostat (großer Kühlschrank)
Physische Hülle und Wärmedämmung Der gesamte Vakuumbehälter ist innerhalb eines Kryostaten oder kalten Box eingeschlossen, was wörtlich übersetzt ein übergroßer Kühlschrank ist. Der Kryostat bildet eine physische Hülle um den Vakuumbehälter und bietet Wärmedämmung für das supraleitende Magnet-System und andere Komponenten.

28 Überwachungstechnik

29 Überwachungstechnik Überwachung von Plasmaleistung durch 50 Diagnose-Systeme Manometer, Bolometer, Neutronen-Kameras, Verunreinigungsaufzeichner, Laser-Streuer Um die Plasmaleistung im ITER Vakuumbehälter zu beobachten, zu messen und zu steuern, werden etwa 50-Diagnose-Systeme verwendet werden, einschließlich Manometer, Bolometer, Neutronen-Kameras, Verunreinigungsaufzeichungen und Laser-Streuung, die eine Technik, um Elektronen Temperatur zu messen ist.

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31 Fusionskraftwerk Tritiumherstellung im Blanket Aufnahme der Neutronen
Schnelle Heliumkerne geben Energie an Plasma ab Selbstheizung Entfernen der „Heliumasche“ in Divertor Tritiumherstellung im Blanket Aufnahme der Neutronen Erwärmung des Blanket Kühlmittel Wärmetauscher Turbine + Generator Elektrische Energie In einer ringförmigen Brennkammer wird das heiße Deuterium-Tritium-Plasma durch Magnetfelder von der "ersten Wand" ferngehalten. Bis zur Zündung führt eine Startheizung dem Plasma für einige Sekunden eine Leistung von 50 bis 100 Megawatt zu. Die schnellen Heliumkerne, die bei den nun einsetzenden Fusionsreaktionen entstehen, sind als geladene Teilchen im Magnetfeld gefangen und geben ihre Energie über Teilchenstöße an das Plasma ab. Schließlich kann die äußere Heizung nahezu abgeschaltet werden; das Plasma hält die Fusionstemperaturen per Selbstheizung aufrecht. Der Divertor entfernt die Helium-"Asche" laufend aus dem Plasma, um ein Erlöschen des Fusionsfeuers zu verhindern. Die elektrisch neutralen Neutronen dagegen können den Magnetfeldkäfig ungehindert verlassen. Sie prallen auf das "Blanket", einen das Plasmagefäß umgebenden Mantel, und erzeugen hier aus Lithium den Fusionsbrennstoff Tritium. Er wird aufgesammelt und über Zwischenspeicher dem Plasma zusammen mit Deuterium wieder zugeführt. Etwa 20 Gramm Tritium und 13 Gramm Deuterium pro Stunde wird ein 1000 Megawatt-Kraftwerk verbrauchen. Im Blanket wird außerdem die Energie der Neutronen aufgenommen: Die schnellen Teilchen werden im Blanketmaterial abgebremst, das sich so erwärmt. Diese Wärmeenergie wird dann durch ein Kühlmittel über einen Wärmetauscher zu Turbine und Generator transportiert, wo die Wärmeenergie in elektrische Energie umgewandelt wird. Das Blanket ist von einer Hülle umgeben, die Magnete, Heizapparaturen und die übrige Umgebung vor Strahlung und Neutronen abschirmt. Den gesamten Kraftwerkskern umgibt schließlich eine äußere Sicherheitshülle.

32 Stellarator: Wendelstein Plasma + Spulen

33 Ziele Kraftwerkstauglichkeit von Fusionsanlagen des Typs "Stellarator"
Guter Teilcheneinschluss und Untersuchung des Plasmatransports unter kraftwerks-ähnlichen Bedingungen Anwendung effektiver nicht-ohmscher Heizmethoden zur Erzeugung und Aufheizung des Plasmas Untersuchung des Verunreinigungstransports und Entwicklung von Methoden zur Verunreinigungskontrolle Beta-Werte (*) von 4 bis 5 Prozent sowie Analysen zum Beta-Limit Langzeit- bzw. quasi-stationärer Betrieb Untersuchung von Plasmanachfüllung, Teilchenkontrolle und Plasma-Wand Wechselwirkung unter Dauerbetriebsbedingungen Entwicklung von Methoden zur Kontrolle der Bedingungen am Plasmarand (Divertor) (*) Der Beta-Wert eines Fusionsplasmas ist definiert als das Verhältnis zwischen dem thermischem Plasmadruck p und dem Magnetfelddruck B2 / 2 µ0, (wobei µ0 für die Vakuum-Permeabilität steht), der von außen aufgebracht werden muss. Man gelangt somit zu beta = 2 µ0 p / B2. Da man für die Fusion einen möglichst hohen Druck aufrechterhalten will und das extern erzeugte Magnetfeld B aus Kostengründen möglichst klein bleiben soll, ist man insgesamt an einem hohem beta-Wert interessiert. Demonstration von gutem Teilcheneinschluss und Untersuchung des Plasmatransports unter kraftwerks -ähnlichen Bedingungen Anwendung effektiver nicht- ohmscher Heizmethoden zur Erzeugung und Aufheizung des Plasmas Untersuchung des Verunreinigungstransports und Entwicklung von Methoden zur Verunreinigungskontrolle Beta-Werte von 4 bis 5 Prozent sowie Analysen zum Beta-Limit Langzeit- bzw. quasi-stationärer Betrieb Untersuchung von Plasmanachfüllung, Teilchenkontrolle und Plasma-Wand Wechselwirkung unter Dauerbetriebsbedingungen Entwicklung von Methoden zur Kontrolle der Bedingungen am Plasmarand (Divertor)

34 Wendelstein 7-AS

35 Wendelstein 7-X Die 50 nichtebenen Magnetspulen (blau)
20 ebenen Magnetspulen (grau) werden auf Supraleitungstemperatur abgekühlt. Für ihre Wärmeisolation sorgt ein Kryostat (grau). Dessen innere Wand ist das Plasmagefäß (grün). Stutzen (grün) zum Anschluss von Messgeräten, Heizung und Pumpen führen durch den kalten Spulenbereich.

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37 Wendelstein 7-X Durchmesser der Anlage (über alles): 16 Meter
Höhe (über alles): 5 Meter Gewicht: 725 Tonnen Großer Plasmaradius: 5,5 Meter Mittlerer kleiner Plasmaradius: 0,53 Meter Plasmavolumen: 30 Kubikmeter Plasmagewicht: 0, ,03 Gramm Magnetfeld (Achse): 3 Tesla Heizleistung (erste Ausbaustufe): 15 Megawatt Pulsdauer: Dauerbetrieb für 30 Minuten mit Elektronenzyklotron-Heizung

38 Plasmagefäß Ultrahochvakuum: 10-8 Millibar
Hohe Beanspruchung durch Druck magnetischer Kräfte, die durch lokal induzierte Ströme hervorgerufen werden Edelstahlgefäß Zahlreiche Öffnungen und Stutzen (>250) Obwohl das Plasma durch ein Magnetfeld eingeschlossen wird, muss es in einem Gefäß erzeugt werden, das sowohl das Eindringen von Luft als auch das Austreten des Brennstoffs verhindert. Schon geringe Mengen eindringender Luft würden ein brennendes Plasma sofort zum Erlöschen bringen. Das Gefäß muss vakuumdicht sein und auf einen Druck unter 10-8 Millibar – Ultrahochvakuum – ausgepumpt werden können. Wegen der hohen Beanspruchung durch Druck und magnetische Kräfte, die durch lokal induzierte Ströme hervorgerufen werden können, kommt als Gefäßmaterial vor allem Edelstahl in Frage. Für Messgeräte, Heizungen und Steuerungen benötigt das Gefäß zahlreiche Öffnungen und Stutzen. Im Fall von Wendelstein 7-X sind mehr als 250 Öffnungen vorgesehen, die vakuumdicht angeschweißt oder über Metalldichtungen mit dem Gefäß verbunden werden.

39 Divertor Begrenzung des Plasmaschlauchs auf magnetische Weise
Kein zusätzliches Magnetfeld nötig Energie + Teilchen laufen auf Ausläuferzonen zu Schutz durch Prallplatten Verunreinigungs- und Dichtekontrolle Das IPP-Experiment Wendelstein 7-AS war der erste mit Divertor ausgerüstete Stellarator. Während frühere Anlagen den Plasmaschlauch durch materielle Blenden in seiner Ausdehnung nach außen begrenzten, geschah dies bei Wendelstein 7-AS seit 1999 mit Hilfe eines Divertors berührungsfrei auf magnetische Weise. Anders als beim Tokamak ist hierzu kein zusätzliches Magnetsystem nötig, das die Plasmarandschicht in der gewünschten Weise ablenkt. Der Plasmarand eines Stellarators spaltet sich nämlich ohnehin – der Symmetrie des Magnetfeldes folgend – in einzelne Ausläufer auf. In ihnen laufen Energie und Teilchen auf begrenzte Raumbereiche auf der Gefäßwand, ganz ähnlich dem Divertorplasma in einem Tokamak. Werden diese Wandbereiche durch spezielle Prallplatten geschützt, dann können die auftreffenden Teilchen hier – zusammen mit den unerwünschten Verunreinigungen aus dem Plasma – neutralisiert und abgepumpt werden. Verunreinigungs- und Dichtekontrolle werden so wesentlich erleichtert.

40 Brennstoffnachfüllung
Durch Divertor: Verlust von Brennstoff 3 Methoden zur Nachfüllung: Gaseinblasen Neutralteilcheninjektion Pelletinjektion Veränderung des Dichteprofils des Plasmas Ein mit Divertor begrenztes Plasma verliert ständig Plasmateilchen, die – zusammen mit den Verunreinigungen – von den Divertorpumpen entfernt werden. Bei einem späteren Fusionskraftwerk wird auf diese Weise auch die "Asche" des Fusionsprozesses, das Helium, entfernt. Zum Nachfüllen gibt es verschiedene Methoden: Gaseinblasen vom Gefäßrand, Neutralteilcheninjektion oder Pelletinjektion. Dabei wird das Wasserstoffgas so stark abgekühlt, bis es gefriert und Kügelchen (Pellets) von wenigen Millimetern Durchmesser geformt werden können. In Gaskanonen oder Zentrifugen beschleunigt, werden sie in das heiße Plasma hineingeschossen, wo sie wieder verdampfen und die einzelnen Atome ionisiert werden. Da die Pellets den Brennstoff gezielt an beliebiger Stelle im Plasma abladen, kann man so auch das Dichteprofil des Plasmas verändern. Am Stellarator Wendelstein 7-X wird eine Pellet-Beschleunigungsanlage installiert, welche die Pellets mit Hilfe von Heliumgas beschleunigt, ähnlich wie in einem Luftgewehr. Das Eis für die Pellets wird in einem Kälte-Aggregat erzeugt, wo durch eine Schraubenspirale ständig neues Eis durch eine kleine Öffnung gepresst wird. Bis zu 20 Pellets pro Sekunde können so erzeugt und "verschossen" werden.

41 Plasmaentladungen Zunächst modulares Magnetfeld aufgebaut (Einschlusseigenschaft) Unterschied zu Tokamak: Plasma nicht durch Induktion erzeugt Unterschied zu Tokamak: Kein langsamer/kontrollierter Stromaufbau Anfangsphase der Entladung nur durch Dichteaufbau bestimmt Dauer der Heizung bestimmt Ende der Entladung Dauerbetrieb In einer Stellaratorentladung wird zunächst das modulare Magnetfeld aufgebaut, das seine Einschlusseigenschaften bereits ohne Plasma besitzt. Wie beim Tokamak wird kurz vor der Entladung Wasserstoffgas in das leere Gefäß eingelassen. Das Plasma wird jedoch nicht durch Induktion einer Umfangsspannung und daraus folgenden Plasmastrom erzeugt, sondern durch Einstrahlung elektromagnetischer Wellen oder durch Neutralteilcheninjektion. Die Hochfrequenzwellen beschleunigen und heizen die Elektronen im Wasserstoffgas bzw. im entstehenden Plasma, die dann durch Stöße das Gas vollständig ionisieren. Da im Unterschied zum Tokamak ein langsamer und kontrollierter Stromaufbau entfällt, ist die Anfangsphase der Entladung nur durch den Dichteaufbau bestimmt. So wird schnell die für die Plasmaexperimente entscheidende Plateauphase erreicht. Allein die Dauer der Heizung bestimmt das Ende der Entladung, was im Prinzip den Dauerbetrieb möglich macht. Der Film zeigt eine Plasmazündung in Wendelstein 7-AS

42 Verlauf der Fusionsexperimente

43 Abfall/ Entsorgung Ann.: 30 jähriger Betrieb
Abfall: Divertor, erste Wand , Blanket Je nach Bauart: – t Abfall Entspricht bis zum doppelten eines Spaltreaktors (endgelagert, aufgearbeitet) Halbwertszeiten: Fusionsreaktor: 1-5a Spaltreaktor: a Biologische Gefährdungspotential (radiotoxische Inhalt) der Fusionsabfälle klingt rasch ab (tausendfach geringer) Von Gesamtmasse des Fusionsabfalls 30-40% freigebbar Abfall Während der etwa 30jährigen Lebenszeit der Anlage werden der Divertor, die erste Wand und das Blanket aufgrund der hohen Belastung und des Abbrandes mehrfach ausgetauscht werden. Zusammen mit den aktivierten Bauteilen, die nach Betriebsende zurückbleiben, erzeugt ein Fusionskraftwerk je nach Bauart insgesamt zwischen und Tonnen radioaktiven Materials. Ein Fusionskraftwerk würde damit etwa das gleiche bis doppelte Volumen an radioaktivem Abfall erzeugen wie Spaltreaktoren vergleichbarer Energieerzeugung - je nachdem, ob der Spaltabfall endgelagert oder wieder aufgearbeitet wird. (Keine Entsprechung bei der Fusion gibt es für die pro Spaltkraftwerk anfallenden 1,5 Millionen Kubikmeter Erzreste aus dem Uranabbau. Sie müssen sorgfältig abgedeckt werden, weil sie sonst längerfristig größere Mengen des radioaktiven Gases Radon und radioaktive Stäube freisetzen.) Die Umwelteigenschaften von Fusions und Spaltabfall sind jedoch sehr verschieden: So sind die Halbwertszeiten der wesentlichen Fusionsrückstände bedeutend kleiner - ein bis fünf Jahre gegenüber 100 bis Jahren im Falle der Kernspaltung. Das biologische Gefährdungspotential oder der radiotoxische Inhalt der Fusionsabfälle klingt rasch ab und ist im Vergleich zu Spaltabfall nach hundert Jahren bereits mehr als tausendfach geringer. Nach hundert bis fünfhundert Jahren ist es vergleichbar mit dem Gefährdungspotential der gesamten Kohleasche aus einem Kohlekraftwerk gleicher Energieerzeugung. (Kohleasche enthält stets natürliche radioaktive Stoffe wie Uran, Thorium und ihre Tochterelemente, allerdings in wesentlich verdünnterer Form.) Von der Gesamtmasse des Fusionsabfalls können 30 bis 40 Prozent sofort und unbeschränkt freigegeben werden. Weitere 60 Prozent können nach fünfzig bis hundert Jahren fernbedient recycelt und in neuen Kraftwerken wiederverwendet werden (siehe Abbildung oben). Längerfristig gelagert werden müssten nach heutigem Wissen lediglich wenige - ein bis einige - Prozent des Materials. Gemäß derzeitiger EU-Regelung müsste das Endlager wegen der vergleichsweise geringen Radiotoxizität wohl nicht tiefer als etwa 50 Meter sein. Da die Recyclingtechnik für Fusionsabfall noch nicht entwickelt und ihre Wirtschaftlichkeit daher gegenwärtig nicht prüfbar ist, wurden trotz der Möglichkeit, die Materialien wiederzuverwenden, auch ihre Eigenschaften in einem Endlager untersucht. Hier wäre die geringe Nachwärme von Vorteil, da sie eine größere Packungsdichte ermöglicht. Die maximale Nachwärme pro Kilogramm Fusionsabfall ist hundert mal niedriger als bei Spaltabfall. Der Platzbedarf ist also wesentlich geringer. Es ist noch unbekannt, ob es langfristig gelingen kann, anstelle der Deuterium-Tritium-Fusion andere Fusionsreaktionen wie Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium-3 oder Proton-Bor (siehe Seite 9) technisch nutzbar zu machen. Hier würde die Tritiumherstellung im Kraftwerk und die Neutronenaktivierung noch einmal vermindert werden oder nahezu ganz verschwinden.

44 Abfall/ Entsorgung Weitere 60% recyclebar -> weitere Kraftwerksnutzung Etwa 1% längerfristig lagern, bei etwa 50m Tiefe Theoretische Recyclingtechnik noch nicht verifiziert Geringe Nachwärme größere Packungsdichte He3/Bor würden Neutronenaktivierung und Tritiumeinsatz zusätzlich vermindern Abfall Während der etwa 30jährigen Lebenszeit der Anlage werden der Divertor, die erste Wand und das Blanket aufgrund der hohen Belastung und des Abbrandes mehrfach ausgetauscht werden. Zusammen mit den aktivierten Bauteilen, die nach Betriebsende zurückbleiben, erzeugt ein Fusionskraftwerk je nach Bauart insgesamt zwischen und Tonnen radioaktiven Materials. Ein Fusionskraftwerk würde damit etwa das gleiche bis doppelte Volumen an radioaktivem Abfall erzeugen wie Spaltreaktoren vergleichbarer Energieerzeugung - je nachdem, ob der Spaltabfall endgelagert oder wieder aufgearbeitet wird. (Keine Entsprechung bei der Fusion gibt es für die pro Spaltkraftwerk anfallenden 1,5 Millionen Kubikmeter Erzreste aus dem Uranabbau. Sie müssen sorgfältig abgedeckt werden, weil sie sonst längerfristig größere Mengen des radioaktiven Gases Radon und radioaktive Stäube freisetzen.) Die Umwelteigenschaften von Fusions und Spaltabfall sind jedoch sehr verschieden: So sind die Halbwertszeiten der wesentlichen Fusionsrückstände bedeutend kleiner - ein bis fünf Jahre gegenüber 100 bis Jahren im Falle der Kernspaltung. Das biologische Gefährdungspotential oder der radiotoxische Inhalt der Fusionsabfälle klingt rasch ab und ist im Vergleich zu Spaltabfall nach hundert Jahren bereits mehr als tausendfach geringer. Nach hundert bis fünfhundert Jahren ist es vergleichbar mit dem Gefährdungspotential der gesamten Kohleasche aus einem Kohlekraftwerk gleicher Energieerzeugung. (Kohleasche enthält stets natürliche radioaktive Stoffe wie Uran, Thorium und ihre Tochterelemente, allerdings in wesentlich verdünnterer Form.) Von der Gesamtmasse des Fusionsabfalls können 30 bis 40 Prozent sofort und unbeschränkt freigegeben werden. Weitere 60 Prozent können nach fünfzig bis hundert Jahren fernbedient recykliert und in neuen Kraftwerken wiederverwendet werden (siehe Abbildung oben). Längerfristig gelagert werden müssten nach heutigem Wissen lediglich wenige - ein bis einige - Prozent des Materials. Gemäß derzeitiger EU-Regelung müsste das Endlager wegen der vergleichsweise geringen Radiotoxizität wohl nicht tiefer als etwa 50 Meter sein. Da die Recyclingtechnik für Fusionsabfall noch nicht entwickelt und ihre Wirtschaftlichkeit daher gegenwärtig nicht prüfbar ist, wurden trotz der Möglichkeit, die Materialien wiederzuverwenden, auch ihre Eigenschaften in einem Endlager untersucht. Hier wäre die geringe Nachwärme von Vorteil, da sie eine größere Packungsdichte ermöglicht. Die maximale Nachwärme pro Kilogramm Fusionsabfall ist hundert mal niedriger als bei Spaltabfall. Der Platzbedarf ist also wesentlich geringer. Es ist noch unbekannt, ob es langfristig gelingen kann, anstelle der Deuterium-Tritium- Fusion andere Fusionsreaktionen wie Deuterium-Deuterium, Deuterium-Helium-3 oder Proton-Bor (siehe Seite 9) technisch nutzbar zu machen. Hier würde die Tritiumherstellung im Kraftwerk und die Neutronenaktivierung noch einmal vermindert werden oder nahezu ganz verschwinden.

45 Quellen http://www.iter.org/mach

46 Vielen Dank für die Aufmerksamkeit!

47 Der Aufbau von Wendelstein 7-X
Die 50 nichtebenen Magnetspulen (blau) 20 ebenen Magnetspulen (grau) werden auf Supraleitungstemperatur abgekühlt. Für ihre Wärmeisolation sorgt ein Kryostat (grau). Dessen innere Wand ist das Plasmagefäß (grün). Stutzen (grün) zum Anschluss von Messgeräten, Heizung und Pumpen führen durch den kalten Spulenbereich.

48 Plasmaaufheizung Die Aufheizung des Plasmas geschieht im Dauerbetrieb über Mikrowellenstrahlen mit einer Frequenz von 140 Gigahertz und einer Leistung von zehn Megawatt. Die Mikrowellen werden in speziellen Senderöhren, sogenannten Gyrotrons, erzeugt, über Metallspiegel umgelenkt und in das Plasma fokussiert. Dort heizen sie bevorzugt jene Elektronen, welche im Magnetfeld gerade in Resonanz zur eingestrahlten Frequenz rotieren.

49 Plasmaaufheizung Die Ionen des Plasmas können zusätzlich mit Radiowellen einer Leistung von vier Megawatt aufgeheizt werden. Durch die Neutralteilchenheizung, die energiereiche Wasserstoffatome einer Leistung bis zu 20 Megawatt in das Plasma hineinschießt, können die Temperatur und die Dichte des Plasmas weiter erhöht werden.

50 Fusionskraftwerk

51 Review

52 Review Fusion: 2 Atomkerne -> 1 Atomkern Wirkungsweise der Sonne
Reaktion: exotherm oder endotherm „Kettenreaktion“ -> Stromgewinnung Coulombbarriere zwischen 2 pos. gel. Kernen überwinden Tunneleffekt: mehr wahrscheinlich Abstand: 10^-15: starke Wechselwirkung Deuterium Tritium Schnelle Neutronen, Wasserstoffbomben, Kernfusionsreaktoren Massendefekt: E=mc^2 Energie: kinetische Energie der Reaktionsprodukte und Strahlungsenergie Exotherm: Verschmelzung leichter Kerne (58Fe) He4 erzeugende Reaktionen besonders groß -> geeignet D+T -> He + n besonders leicht einzuleiten 1kg D-T- Gemisch = 100 Mil. Kwh oder 12,3 Mio kg SKE Bei Wg von 35% (KKW) = 35 GWh D: 45kg D-T / Tag

53 Review Stellar: natürlich ablaufende Kernfusion Wasserstofffusion
Wirkt Gravitation entgegen -> Stabilisierung Sonne: 10. Mil. Grad Erde: 100 Mil. Grad (Gravitationsdruck) Wasserstoffisotope auf lange Sicht fast unerschöpflich Neutronenaktivierung: radioaktiver Abfall Materialien, die andere stabile Nuklide, oder mit kuren HWZ

54 Kernfusionsrekator Bisher: Forschung, keine Stromerzeugung
Vorteile: größerer Brennstoffvorrat, höherer Anlagensicherheit, weniger langlebiger radioaktiver Abfälle Neutronenstrahlung, Bewegungsenergie des entstandenen Produktterms Fusion: el. Abstoßung überwinden Ohne äußere En., ohne äußere Energiezufuhr Energiezufuhr für anfängliches Aufheizen notwendig Plasmaherstellung: Durch Energiezufuhr erhitzt Bei ausreichend hoher Temp.: Zündung von selbst Gew. En.: Aufrechterhaltung der T Rest: Aufheizung Kühlmittel (H2O,He)

55 Brennstoffe Geringste Abstoßung: nur eine Elementarladung -> Isotope H2 Hoher Energiegewinn, ausreichender Wirkungsquerschnitt Fusionsbrennstoff für zivil und militär Andere Brennstoffe: Vorteile gegnüber DT, hinsichtlich Radioaktivität und leichter Nutzbarmachung der gew. Reaktionsen. Aber: kleiner Energiegewinn, höhere Plasmatemp., mangelnde Verfügbarkeit Bisherige Versuchsanlagen reines D, da ähnliche Untersuchung D: keine Erbrüten, nicht radioaktiv, Abstoßung zw. Reaktionspartner nicht größer als bei DT. Nachteil: Energie, Wirkungsquerschnitt -> Einschlusszeit erhöht Folge DD:

56 Technische Hürden der D-T - Fusionsreaktoren
Tritium erbrüten aus Lithium. Reaktor dabei von Brutmantel (Branket) umgeben Tritium radioaktiv: Allerdings nur Betastrahlung mit geringer Maximalenergie ohne Gammastr. Nutzenergie: sehr schnelle Neutronen. Neutronenflussdichte und hohe En. Der Neutronen stellen ganz spezielle Anforderungen an Materialien der Anlage. Metallische Werkstoffe nicht nur wie bei KKW durch Versprödung, sondern durch Schwellung geschädigt ((n,p) und (n, alpha) – Kernreaktionen, die im Metallgefüge Gas, Wasserstoff bzw. Helium erzeugen). Mantel: austenitischer Chrom-Nickel-Edelstahl Zukunft unbrauchbar: Nickel -> Cobalt 60 Zukunft: nickelfrei, ferritisch-martensitisch Stähle, Vanadiumbasis, keramische Siliziumcarbid

57 Tokamak Plasma in Torus von Magnetfeldspulen eingeschlossen
Andrei Sacharow und Igor Jewgenjewitsch Tamm/Kurtschatow- Institut Moskau Tokamak= Toroidiale Kammer in Magnetspulen Stromfluss in Torus wesentliche Eigenschaft KONZEPT: Ring von Magnetfeldspulen umgeben, deren „toroidales“ Magnetfeld das im Torus rotierende Plasma eingeschlossen hält Problem: Magnetohydrodynamik: rotierende Teilchen im inneren Bereich des Torus mit äußeren Teilchen Verwirbelungen bilden. -> Teilchen zusätzlich Drehung innerhalb des Torus-Querschnitts durchführen, die magnetischen Feldlinien also spiralförmig verlaufen. Verdrillung der B-Feldlinien erreicht, indem Plasma selbst ein elektrischen Strom induziert Plasma leitfähig-> Sekundärwicklung eines Trafo Primärspule: zentrale „Poloidal“-Feldspule im Torus Zentrum + koaxial mit Torus gelegene Ringspule Induzierte Strom erzeugt im Plasma poloidales Feld, so dass sicher der gewünschte spiralförmige Feldverlauf ergibt.

58 Tokamak Da Primärstrom des Trafo nicht ständig steigerbar (Trafohub begrenzt), muss dieser von Zeit zu Zeit abgeschaltet werden. ->Plasmaeinschlussverlust-> Fusion setzt aus-> neue Zündung->Puls Für wirtschaftliche Nutzung müssen Magnetfeldspulen aus Supraleitern bestehen, damit Energieverbrauch gering.

59 Aufheizen des Plasmas Teil für Aufrechterhaltung (Kettenreaktion)
Für jeden neuen Puls muss jedoch das Plasma zunächst auf andere Weise über 10keV aufgeheizt werden. Ohmsche Heizung: Glühbirne Mil. °C Neutralteilcheninjektion: Ionisierung, D + T = Brennstoffnachfüllung Magnetische Kompression: Magnetfelderhöhung, Plasma in Zone höherer mag. Feldstärke, zusätzlicher Vorteil: Erzeilung Dichte Mikrowellenheizung: Hochfrequente el.mag. Wellen (f, P) durch Oszillatoren außerhalb des Torus.

60 Stellarator Ebenfalls torusförmig Name: Stella=Stern
Einschließende Magnetfeld ausschließlich durch Spulen 2 Vorteile gegenüber Tokamak: kein toroidaler Strom-> Dauerstrich-betrieb. Kein Gesamtstrom-> bestimmte Klasse von Instabilitäten (Disruptionen) vermieden Einschluss allein durch Spulen, Trafo nicht nötig Stellarator nicht kontinuierlich axialsymmetrisch, sondern Gebilde ohne kontinuierliche Symmetrie Stellarator besteht aus mehreren identischen Abschnitten, den Feldperioden, 5 Wendelstein 7-X, 10 bei LHD, und besitzt eine diskrete Symmetrie: nur bei Rotation um den Winkel 2Pi/P in toroidaler Richtung, wobei P = Anzahl der Feldperioden, geht Konfiguration in sich selbst über. Als zweite Symm. Kann sogenannte Stellaratorsymmetrie vorliegen: Geht in sich selbst über, wenn spezielle Achse um Pi gedreht wird. Diskrete Symmetrie führt zu spezifischen Effekten, die bei kontinuierlichen axialsymmetrischen Konfiguration nicht auftreten. So: Anders als Tokamak: magnetische Feldlinien nicht mehr überall auf ineinader verschachtelten Flächen verlaufen, sondern sich stellenweise chaotisch verhalten. -> möglichst kleine Gebiete

61 Klassifizierung KLASSISCH: Spulensystem aus 2l l e N geschlossenen helixförmigen Leitern, in denen der Strom in jeweils benachbarten Leitern in entgegengesetzte Richtung fließt. Umgeben von weiteren Spulen, die toroidales Magnetfeld erzeugen. -> zwei ineinander verschränkte Spulensysteme HELIOTRON, TORSATRON: Strom in l geschlossenen helixförmigen Leitern immer in gleiche Richtung. -> kein toroidales Sys., aber Vertikalspulen zur Kompensation des durch die helikalen Spulen erzeugten vertikalen Feldes. Im Gegensatz zu klassisch: beide Spulensys. Nicht ineinader verschränkt. HELIAC: Diese Konfiguration besteht aus einem System toroidaler Feldspulen, deren Mittelpunkt einer helikalen Linie folgt, entlang der ein weiterer Leiter liegt. Vertikalfeldspulen werden zum Kompensieren des vertikalen Feldes benötigt OPTIMAL: Besonders komplizierte Geometrie, num. Computerberechnung. -> Stab. Des Plasmas gegenüber Störungen, guter Einschluss von Teilchen Zuerst Plasmaform berechnet, dann modulare Spulensys., das B-Feld erzeugt.

62 Modulares Spulensystem
Ein großes Maß an Gestaltungsfreiheit für das Spulensystem, und damit für das Magnetfeld, gewinnt man durch die Verwendung von modularen Spulen, d. h. Spulen, die poloidal geschlossen, aber nicht eben sind. Mittels dieses Konzeptes können nahezu beliebige Stromverteilungen auf einer vorgegebenen Fläche erzeugt werden. Modulare Spulensysteme sind besonders wichtig für optimierte Stellaratoren. Auch im Hinblick auf Wirtschaftlichkeit und Konstruierbarkeit sind modulare Spulensysteme häufig einem nichtmodularen Spulensystem überlegen.