ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie
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- Benjamin Hauer
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1 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie ( Ultra Fast Track ) G. Janeschitz Head of the Fusion Program Forschungszentrum Karlsruhe ITER Design Review Coordinator Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 1
2 85% of the German Energy is produced by Fossile Fuels Gross Inland Consumption by Fuel Dez 2002 A large part of this energy must be replaced within the next 100 years A very large amount of Energy!! Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 2
3 Schematic View of a future Fusion Power Reactor Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 3
4 What is the Energy Source of our Sun? Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 4
5 Energy Gain from Nuclear Reactions Nuclear Energy Gain is based on differences in the binding energy of the different nuclei of our periodic system of Elements The so called mass defect!! Fusion of light elements has higher mass defect per nucleon than fission of heavy elements E = mc 2 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 5
6 The Quantum mechanic tunnel effect makes fusion possible Milliarden Grad Millionen Grad Quelle: Forschungszentrum Jülich Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 6
7 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 7
8 100 million degrees required for maximum cross section Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 8
9 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 9
10 Fusion ist eine sichere abfallarme nukleare Energiequelle Bei derzeitigem Weltenergieverbrauch hat die Fusion eine Reichweite von > 10 Millionen Jahren => praktisch unbegrenzte Energieversorgung Deuterium und Lithium (Brennstoff) sind aus den Weltmeeren zu gewinnen (Lithium auch aus Sanden) und daher für Jedermann zugänglich Fusionsreaktoren werden mit He Gas oder Flüssigmetall ( C) gekühlt und sind somit auch geeignet für die Herstellung von Wasserstoff Da das Fusionsprodukt He ist, fällt primär kein radioaktiver Abfall an Allerdings wird durch die bei der Fusion entstehenden Neutronen die Struktur des Reaktors radioaktiv Materialien mit kurzen Abklingzeiten < 200 Jahre vermeiden Endlager Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 10
11 Fusion ist eine sichere abfallarme nukleare Energiequelle Low Activation Structural Materials Behaviour of the γ-dosisrate over time after neutron irradiation of up to 12.5 MWa/m 2 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 11
12 Elektron Forschungszentrum Karlsruhe Ion Magnetic Confinement Magnetic field lines Lorenz force attaches charged particles to fieldlines -> magnetic Confinement Toroidal magnetic Confinement Configuration requires Helical Fieldlines Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 12
13 Magnetic Confinement, Das Tokamak Prinzip Separatrix Poloidal field coils Divertor Transformer Central Solenoid Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 13
14 FZK EURATOM ASSOCIATION W. Bahm Tag der offenen Tür, 21. September 2002 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 14
15 Plasma Operation in JET Remote Handling in JET Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 15
16 The ITER Machine Doughnut-Shaped Plasma PF 1 Blanket TF Coils PF 2 - V: 840m 3 R/a: 6.2m /2m PF3 Vertical elongation: 1.85 Triangularity: Density: m -3 - PeakTemperature:17keV PF 4 - Fusion Power: 500MW - Plasma Current : 15MA Vessel support - Toroidal field: 5.4T Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 16 PF 6 PF 5
17 Main Features of the ITER Design Central Solenoid Nb 3 Sn, 6 modules Outer Intercoil Structure Blanket Module 421 modules Vacuum Vessel 9 sectors Cryostat 24 m high x 28 m dia. Toroidal Field Coil Nb 3 Sn, 18, wedged Poloidal Field Coil Nb-Ti, 6 Machine Gravity Supports (recently remodelled) Port Plug (IC Heating) 6 heating 3 test blankets 2 limiters/rh rem. diagnostics Torus Cryopump 8, rearranged Divertor 54 cassettes Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 17
18 Direct Construction Cost ~ 5 billion Licensing/Construction 9 years Operation 20years ~ 250 million Euro/year International Organization 600 staff Visiting researchers Forschungszentrum Karlsruhe ITER Site Cadarache France ITER-Standortentscheidung 28. Juni 2005 in Moskau Staffing Cost ~ 1 billion for first 10 years Temporary ITER Offices Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 18
19 The ITER Design and Technology has been underpinned by R&D CENTRAL SOLENOID MODEL COIL Completed R&D Activities by July REMOTE MAINTENANCE OF DIVERTOR CASSETTE Attachment Tolerance ± 2 mm DIVERTOR CASSETTE Radius 3.5 m Height 2.8m B max =13 T W = 640 MJ 0.6 T/sec hbr eedi ng blan ket and Dive rtor on the road map to fusi on TOROIDAL FIELD MODEL COIL VACUUM VESSEL SECTOR Double-Wall, Tolerance ±5 mm BLANKET MODULE HIP Joining Tech Size : 1.6 m x 0.93 m x 0.35 m REMOTE MAINTENANCE OF BLANKET Height 4 m Width 3 m B max =7.8 T I max = 80kA 4 t Blanket Sector Wien 26. November Heat Flux 2007 >15 MW/m 2, CFC/W ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie Attachment Tolerance G. Janeschitz ± 0.25 et.al. mm slide # 19
20 The ITER Design Review A Design review took place during 2007 coordinated by G. Janeschitz where 150 leading scientists from all over the world participated ~ 80 design changes were proposed and will be implemented in order to include new physics results and to solve some design problems which were known but could not be acted on due to lack of manpower. A firm technical basis to start the construction of ITER exists now and the procurement of the long lead items has started with sending the Procurement Arrangement for the superconducting cables of the TF coils to the DAs of the parties. Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 20
21 ITER IO ESTABLISHED Forschungszentrum Karlsruhe LICENSE TO CONSTRUCT Summary Working Schedule bottom-up accel. START TOKAMAK ASSEMBLY FIRST PLASMA EARTHWORKS OTHER BUILDINGS Contract TOKAMAK BUILDING 1 st VV/TF Sector Last VV/TF Sector Close VV BLK/ DIV Port Plugs Construction License Process Start Cryostat 1 st PFC Install CS Last PFC MACHINE ASSEMBLY (51 months) COMMISSIONING MAGNETS Procurement & Fabrication 1 st PFC 1 st TFC CS Last TFC Last PFC VACUUM VESSEL Procurement & Fabrication 1st sector Last 3 sectors Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 21
22 Road Map to the Fusion Reactor (Fast Track) Electrical Power Production Comercial Fusion Power JET Plasmaphysics Tokamak, Stellarator ITER DEMO 14-MeV-Neutronsource IFMIF Fusion Technology Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 22
23 What is the Fast Track to Fusion Energy? In a Fast Track we should be able to start building a Fusion demonstration reactor (DEMO) around 2025 and a prototypical Fusion Reactor (PROTO) around 2040 In order to built DEMO in 17 years from now a material and technology development program in parallel to ITER is required => Broader Approach ITER must demonstrate an adequate Physics performance to warrant the construction of DEMO, i.e. it must exceed its performance goals Present physics results show that this is likely and that ITER will probably exceed its performance goals The development of reactor relevant operation scenarios is therefore one of the primary goals of ITER and JT60SA (ITER-Satellite Tokamak BA) Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 23
24 Broader Approach i.e. a World Fusion Programme, i.e. FAST TRACK Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 24
25 JT60SA is a superconducting Tokamak similar in size to JET Its first mission is to prepare ITER plasma scenarios and thus save time for the ITER program Its second mission is to investigate the possibility of creating high performance steady state operation in preparation for an advanced DEMO reactor Forschungszentrum Karlsruhe ITER Satellite Tokamak JT60SA in Japan Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 25
26 Main Technology Developments needed for DEMO; FZK contributes High Temperature Super Conducting Coils (40 to 77 K) He cooled Breeding Blanket and T-extraction Low Activation Structural Material for the In Vessel Components which can A withstand He cooled the Divertor large neutron fluence (150 dpa end of life) Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 26
27 Biggest Problem: How to achieve good ac-loss properties? Twisting concepts are difficult to implement with YBCO coated conductors but new concept of a Roebel type conductor has been tested by FZK: Roebel Assembled Coated Conductor (RACC) (Goldacker et al., EUCAS2005, 11th.-15th.Sept.2005, Vienna Austria, to be published in SUST, special issue) Critical K approx. 1 ka, Planned: Development of ac-loss optimized concepts Demonstration of a RACC Cable ( 1m) in the ka class Target: To construct an HTS Fusion Demo-Solenoid 2013! Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 27
28 DEMO Fusion Core Ceramic Breeder Blanket Shield Manifolds DEMO = Demonstration Fusion Reactor Plant Divertor Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 28
29 Multiple Jet Cooled Divertor: Modular Concept Armor (W) 9-finger-module target FZK FZK He 600 C He 700 C Cap (W Alloy) He He cassette Cartridge (Steel) Cooling finger 13 MWm -2 have been achieved in HHF Tests Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 29
30 Structural Materials development for DEMO (FZK World Leader ) EUROFER Steel for the blanket and divertor W- alloys for the divertor EUROFER-ODS Materials ITER 3 dpa/lifetime DEMO 30 dpa/year High neutron energy not available in fission reactors FZK develops and qualifies European reference materials Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 30
31 International Fusion Materials Irradiation Facility PIE Facilities IFMIF Access cell He gas m Test Cell Irradiation of DEMO-relevant structural materials by 14 MeV neutrons neutron flux twice of DEMO FZK design Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 31
32 Road Map to the Fusion Reactor (can we accelerate this?) JET Ultra Fast Track Plasmaphysics Tokamak, Stellarator Electrical Power Production Comercial Fusion Power Ultra Fast Track ITER DEMO 14-MeV-Neutronsource IFMIF Fusion Technology Ultra Fast Track Start of DEMO / PROTO Construction Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 32
33 Can we accelerate fusion development further? The answer is yes by approximately 20 years => Ultra Fast Track if the construction of a combined DEMO PROTO starts in 2015 and the built-up of a team, the design and the R&D in 2010!! Development and construction cost ~ 15 billion spread over 15 years A moderate increased economical risk (availability, cost of electricity) versus the Fast Track has to be accepted Even in this Ultra Fast Track scenario ITER and the Broader Approach are essential elements which also would have to be accelerated Increase of ITER costs ~ 20%, i.e. ~ 1 billion spread over 10 years IFMIF needs to be constructed earlier (start 2011), cost ~ 1 billion Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 33
34 How would an Ultra Fast Track reactor look like? The starting point would be the design of the large ITER machine from the 90 th It will be modified to allow stronger plasma shaping and to incorporate a He cooled solid breeder blanket (R ~ 8.5 m) and a He cooled divertor => (~ 1.5 GW electric net output) The in vessel components and their material (EUROFER) would be the only new development beyond the existing ITER technology!! What is the contribution of ITER, IFMIF and JT60SA? ITER and JT60SA need to develop the operation scenario for PROTO IFMIF needs to qualify the structural material (EUROFER) for the in vessel components staged operation license may be also required All of the above can be performed in parallel to the construction of PROTO Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 34
35 What is the Operation Plan for DEMO - PROTO Start of operation in 2025 with plasma commissioning in H for ~ 1 year Start of DD operation in 2026 for ~ 1 year - try to develop target for DT operation Start of DT operation in 2027 Try to mimic the 2 or 3 most successful operation scenarios in ITER during 2027 and optimize scenarios, select reference scenario Improve availability and fusion power during 2028, produce electricity Start producing electricity with reasonable availability (> 50%) and improve availability further during 2029 Start standard power production in 2030 with > 70% availability Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 35
36 Energy Conversion Technology H 2 Production? IFMIF now Materials Technology Physics & Technology TBM, TDM EU DEMO > 2025 ITER 2019 Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 36
37 Thermal Shield Cryostat thermal shield close to the magnet structures and supported in the central region by the TF coils Most labyrinths eliminated Reduced thermal radiation to 4K structures Separation of cold volume from the part crossed by water pipes Reduced total surface (and cost) of the TS. Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 37
38 Cable (38 mmφ) 3x3x4x5x6 =1080 Forschungszentrum Karlsruhe ITER Toroidal Field Magnets Central Tube Insulation Tape Jacket (Incoloy 908) Cable Lapping Initial Triplex Sub-Cable Lapping Nb3Sn Strand Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 38
39 ITER-FEAT coil assembly Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 39
40 ITER Model Coil, High Temperatur SC Current Leads Toska Facility ITER Model Coil HTS Current Lead Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 40
41 Structure of the CS Model Coil CS Insert Coil (JA) Inner Module (US) Outer Module (JA) Winding Structure Conductor Structure Cable (38 mmφ) 3x3x4x5x6 =1080 Central Tube Insulation Tape Jacket (Incoloy 908) Cable Lapping 2m Initial Triplex Sub-Cable Lapping Nb3Sn Strand Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 41
42 CS Model Coil R&D CS Model Coil Max. field 13.5T, max. current 46kA, stored energy 640MJ (max. in Nb 3 Sn) Ramp-up 1.2T/s (goal 0.4) and rampdown rates of -1.5T/s (goal -1.2) in insert coils, and 10,000 cycle test. CS Insert Coil (JA) Inner Module (US) Outer Module (JA) Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 42
43 CS Model Coil R&D Closing of the Test Cryostat (JA) Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 43
44 Dimensional accuracy after welding sector halves ± 3 mm Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 44
45 Blanket Module R&D Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 45
46 Divertor Prototypical Vertical Target and cassette Mock-ups Under high heat flux testing in the Le Creusot e-beam facility, it sustained: 1000 cycles at 18 MW.m -2 on the W macro-brush armour 2000 cycles at 20 MW.m -2 on the CfC armour. Finally, the CfC armour was shown to survive > 30 MW.m -2 in a CHF test. Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 46
47 ITER Components - FZK Contributions Central Solenoid Nb 3 Sn Outer Intercoil Support Structure Cryostat Vacuum Vessel Toroidal Field Coils Nb 3 Sn, 18 Coils QA and Testing Current Leads Poloidal Field Coils Nb-Ti Machine Support Structure Materials Qualification Upper Port Plugs ECRH Equatorial Port Plugs: Test Blanket Modules, Diagnostics Torus Cryopumps Tritium-Plant Divertor Test module Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 47
48 ECRH: 170 GHz 2 MW Gyrotron Development Gyrotron with superconducting magnet Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 48
49 ECRH Launcher Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 49
50 FZK proposes to design and procure the inner Fuel Cycle for ITER (with exception of the fuelling system) Fuelling Systems Storage and Delivery System Tritium / Deuterium from External Sources Neutral Beam Injector Cryo Pumps Isotope Separation System Water Detritiation Torus Tokamak Exhaust Processing Protium Release Tritiated Water He Glow Discharge Cleaning Analytical System Protium (< 1% Deuterium) Release Torus Cryo Pumps Roughing Pumps On-line Sampling from T-Plant Systems Release of detritiated gas via Vent Detritiation System Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 50
51 ITER Torus Cryopumps Valve 80 K Shield 4.5 K Panels Torus Cryopump Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 51
52 ITER Torus Cryopump Prototype tested in FZK 4.5 K Panels Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 52
53 Tritium Labor im FZK Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 53
54 Demo Blanket Test Modules in ITER Abschirmplatten Vakuumbehälter Zwischenstück Port Plug Flansch Abschirmblanket Übergangsstück Port (leer) Test Blanket Modul Kryostat leere Position für weiteres Test Blanket Modul Befestigung des Test Blanket Moduls Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 54
55 TBM system integrated inside port cell 16 of ITER (systems for both TBMs are shown) He-pipes (both TBMs) (to / from HCS) Port Cell Tritium-pipes (to / from TES) Bioshield Port Stub Cryostat PC- Door PIC (Port Cell Integration Cask) instrumentation (to / from DAS) TBM Port Plug Equatorial floor only port 16 shown Vacuum Vessel Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 55
56 Remote Maintenance of the Divertor - cassette toroidal and radial mover Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 56
57 Divertor Remote Handling Test Platform Forschungszentrum Karlsruhe Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 57
58 In Vessel Transporter for Blanket Maintenance R&D Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 58
59 Positioning 0.5 mm and 0.1, rail deployed 90 around torus in ~ 30 min.. Wien 26. November 2007 ITER und der Fast Track zur kommerziellen Nutzung der Fusionsenergie G. Janeschitz et.al. slide # 59
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