Inhalt. 1. Sinn und Zweck von ITER. 3. Kriterien aus denen die Größe der Anlage folgt. 4. Geplanter Aufbau von ITER. 5.

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1 International Thermonuclear Experimental Reactor Inhalt 1. Sinn und Zweck von ITER 2. Kurzer Überblick über Status und Planung der Entwicklung eines Fusionskraftwerkes 3. Kriterien aus denen die Größe der Anlage folgt 4. Geplanter Aufbau von ITER 5. Der ITER Divertor

2 Seminarvortrag Experimentalphysik V Ralph Wagner, Matrikel-Nr: Sinn und Zweck von ITER Programmatisches Ziel von ITER ist die wissenschaftliche und technologische Demonstration der (wirtschaftlichen) Nutzbarkeit von Fusionsenergie für friedliche Zwecke. ITER soll dies erreichen durch Vorführung von kontrolliertem Zünden und ausgedehntem Brennvorgang, mit dem langfristigen Ziel eines Dauerbetriebes. 2. Kurzer Überblick über Status und Planung der Entwicklung eines Fusionskraftwerkes Bislang wurde die Fusionsforschung mehr oder weniger in Einzelprojekten betrieben, deren Ergebnisse zwar ausgetauscht, aber nicht auf ein explizites Objekt hingerichtet waren. Die Erkenntnis, daß ein Demonstrationsreaktor die Forschungsleistung und den Finanzierungswillen eines einzelnen Landes übersteigen würde, führte zur Zusammenarbeit, der auf diesem Gebiet führenden Nationen. USA, EU, Rußland & Japan arbeiten nun gemeinsam an diesem Projekt, des ersten Fusionsreaktors, der die Nutzbarkeit der Fusionsenergie demonstrieren soll. Das ITER Projekt wird von einer zentralen Kommission organisiert. Die die weltweit verstreuten Einzelprojekte werden koordiniert, die Ergebnisse zusammengetragen und auf gelegentlichen Versammlungen in Statusberichten veröffentlicht, um aus den bisherigen Experimenten auf einen günstigen Entwurf für ITER zu schließen und weitere Pilotprojekte zu initiieren. Dabei wir auch ständig der Konstruktionsplan überarbeitet. Das Umrißdesign des ITER wurde 1995 vorgelegt. Geplant ist nun die Phase des Detaildesign bis Anfang 1997 abzuschließen, um dann mit dem endgültigen Design Mitte 1998 den Konstruktionsplan vorweisen zu können. Für die Bauphase kalkuliert man von 1999 bis 2007, also ca. 8 Jahre. Nach einer anschließenden Testphase plant man das erste Plasma für Ende 2008 zu starten. d.h. Betriebsbeginn frühestens in 12 bis 13 Jahren. Vorgesehen sind dann mehrere Jahre mit notwendigen Experimenten, um dann evt. genauere Spezifikationen für den ersten kommerziell genutzten Reaktor machen zu können. Wo der Reaktor gebaut wird ist noch unklar. Es gibt mehrere Kandidaten und auch Deutschland bemüht sich um den Zuschlag. Politisch ist hier der Weg jedenfalls weitgehend geebnet, denn die Akzeptanz dieser Zukunftstechnologie ist unter den Politikern im allgemeinen recht hoch. Dennoch wird entwicklungsbegleitend auch laufend die Umweltverträglichkeit eines solchen Reaktors überprüft. 2

3 Zeitplan: Abschluß des Umrißdesign 1995 Abschluß des Detaildesign 1997 Finaldesignabschluß & Standortwahl 1998 Standortspezifisches Design Bauzeit erstes Plasma 2008 Basic Performance Phase ?? Enhanced Performance Phase 20??-...? DEMO Demonstration Power Reactor 2025?? Erstes Kraftwerk 2045?????? DEMO soll der erste Reaktor sein, der alle Eigenschaften eines ökonomischen Stromerzeugers inne hat; mit P Fusion 3000MW. Ein Kraftwerk wird von der Leistung her vermutlich nicht größer als 2-3mal ITER Größe, da dies wohl die obere Grenze in der Dimenionierung ist. Ob ein Kraftwer wirtschaftlich betrieben werden kann, ist davon abhängig, wie sich die anderen Energiesysteme preislich entwickeln. So z.b. die Solartechnik. Parallel wird bisher auch weiterhin das Stelleratorkonzept verfolgt. So wird demnächst in Greifswald (auch ein möglicher Standort für ITER) WENDELSTEIN 7-X mit 11m Plasma-Durchmesser gebaut, der jedoch in der Güte der magnetischen Einschließung noch hinter JET zurückliegen wird. WENDELSTEIN 7-X soll die Reaktoreignung von Fusionsexperimenten des Typs "Stellarator" demonstrieren. 3. Kriterien aus denen die Größe der Anlage folgt Die Größe, Konfiguration & die Leistung des Plasmas im Umrißdesign ergeben sich aus den oben gesetzten Zielen einer erfolgreichen Demonstration. Insbesondere sollte die Dimensionierung angemessene Schlüsse auf einen späteren nach wirtschaftlichem Bedarf proportionierten Fusionsreaktor ermöglichen. Insgesamt ergibt sich ein Kompromiß aus physikalischen Notwendigkeiten, technologischen Möglichkeiten und Kosten. Beispielsweise ist bei einer bestimmten geforderten Mindestleistung des Plasmas die minimale Größe der Fläche vorgegeben, die diese Leistung aufzunehmen hat, da deren flächenspezifischer Aufnahmefähigkeit Grenzen gesetzt sind. Zudem rechnet man in solche Wert immer noch einen Sicherheitsspielraum mit ein. Wie im folgenden erleutert wird ist die Oberflächenvergrößerung, die man sich für ITER ausgedacht hat recht trickreich. Gleichzeitig erfordert eine bestimmte geforderte Plasmaleistung aber auch ein gewisses Volumen. Die Anzahl der 24 Spulen verwirklichen ein Optimum zwischen Größe, Zugangsmöglichkeiten und der Stärke der Feldkräuselung am Rand des Plasmas, welche unter 2% liegen sollte. Um ein nukleares Aufheizen und Verschlechterung der Isolation innerhalb der Spulen zu vermeiden ist eine Abschirmung von ca. 3

4 1,3m notwendig. Bei einem gegebenen Sicherheitsfaktor(q a ) am Rand des Plasmas, erhöht sich die Einschlußzeit mit dem Plasmastrom und verringert sich mit der Leistung. Um ein Gebiet von systematischen Störungen zu vermeiden, müßte dieser Faktor (q a ) größer als 2-3 sein. Bei diesem Wert ist ein Plasmastrom von mehr als 20MA notwendig, um den Brennvorgang aufrecht zu erhalten, wenn man Heliumasche und Verunreinigungen mitbeachtet. Mit der vorgesehenen zentralen Zylinderspule (placed outside a bucking(?) cylinder) für 13T am Leiter, reicht die Transformatorleistung aus, um über eine Brenndauer von 1000s einen Plasmastrom von 24MA aufrecht zu erhalten. 4. geplanter Aufbau von ITER geplante Dimensionierung: Fusionsleistung 1,5 GW externe Heizleistung / Stromtrieb MW Brenndauer >1000 s Plasmastrom 24 MA Toroidalfeld 6 T großer Plasmaradius R 7,7 m Plasmahöhe 9 m Plasmabreite 5,6 m elliptische Elongation des Plasmas 1,6 Plasmavolumen 2000 m 3 Sicherheitsfaktor q 3,05 DT Tripelprodukt <n DT > <T> τ E 3,3*10 21 m -3 s kev thermische Plasmaenergie W th. 1,2 GJ magnetische Plasmaenergie W mag. 1,1 GJ Ringspannung V loop 72mV Brennstoffverbrauch (DT-Gemisch) 10 mg/s Pumpgeschwindigkeit 200 m 3 /s Gesamthöhe der Anlage 30 m Zum Größenvergleich: JET : R=2,96m; h=4,2m; b=2,5m WENDELSTEIN 7-X : R=5,5m; r=0,53m 4

5 Nennbrennbedingungen: -Temperatur T= ½ (T e +T i ) 10,5keV -Plasmadichte n e 1,3*10 20 m -3 Neutroneneinstrahlung auf Wand 1MW/m 2 Leistungsdichte P α 0,1 MW/m 3 c He 14% c Be 2% Betriebsgrenzen: c He 20% c Be 4,5% c mittel&hoch Z < 0,2% mit c x n = n x e Bei aktuellen Experimenten bei 1MW/m 3 ; jedoch sind bei ITER Temperatur & Dichte höher Risikorelevante Größen: Gespeicherte Magnetfeldenergie Brennstoff in der Brennkammer Tritiumvorrat Neutroneninduzierte Radioaktivität (Stäube, Wände) Blanket-Lithium Runterfahren auf P fus. =0: 10-20s bei Abschalten der Brennstoffzufuhr einige ms durch Be-Pelletinjektion a) Supraleitende Spulen & mechanische Struktur Die gesetzten Ziele machen einer Verwendung von supraleitenden Spulen notwendig, die in die mechanische Struktur eingearbeitet werden, um die auftretenden Kräfte zu verarbeiten. Der Plan enthält 24 toroidale Feldspulen auf ein einer zentralen Zylinderspule. Das toroidale Feld in der Achse beträgt ca. 6T und 13T bei den Leitern, bei einem Strom von 46,6kA. Jede TF-Spule wird ca. 400 Tonnen wiegen und das gesamte TF-System eine Energie bis zu 99GJ speichern. Das Poloidalfeldsystem enthält die zentrale Zylinderspule und 6 unabhängige um die Maschine angebrachte Spulen. Diese Spulen ermöglichen durch Reaktion auf eine Lageänderung des Plasmas es wieder zu stabilisieren. Außerdem führt die Anordung dieser Spulen zur Erzeugung des X-Punktes. Die zentrale Zylinderspule wiegt 928 Tonnen, wird von 129MA(?) (operating current: 40kA) in 3212 Windungen durchflossen und speichert bis zu 12GJ, bei einer Betriebstemperatur von ca. 4,5K. Die Spulen müssen Erhaltung ihrer Betriebsfähigkeit gegen Neutronenbeschuß weitgehend abgeschirmt sein, um eine Erwärmung und atomare Strukurveränderung zu verhindern, die sonst die Funktion gefährden. 5

6 b) Vakuumkammer Doppelwandstruktur in 24 Segmenten gefüllt mit Metallkugeln und Kühlflüssigkeit. Die Toroidalen Schalen aus 3-4cm dicken Platten sind vollständig verschweißt und widerstehen Drücken bis 2MPa. Die Vakuumkammer dient als Einschlußbarriere und zur Begrenzung des Wärmeflußes zu den Spulen auf unter 10kW während des normalen Betriebs. Sie übernimmt auch eine Rolle im Konzept der Strahlungsabschirmung. Zugriffstore auf drei Ebenen: oben: Schild/Blanket Installation äquatorial: Heizung, Blanketmodultests, Stromtrieb(current drive), Diagnose unten: Divertor & Pumpen c) Erste Wand & Blanket/Schild innerhalb der Vakuumkammer <200 C, wassergekühlt 2-5m/s, konventionelle Materialien, wie rostfreier Stahl und Kupfer für hohen Wärmefluß. Für Neutronen Wandladung von 1MW/m 2 Dauerbetrieb ausgelegt. Die Aufgabe des Blanket-Schild ist es in erster Linie die Fusionsenergie abzuleiten und eine Hauptrolle im Abschirmungskonzept zu übernehmen. Im Blanket wird zudem aus Lithium durch den Neutronenbeschuß Tritium erbrütet, welches nach der kontinuierlichen Extraktion aus der Wand dem Fusionsvorgang zugeführt wird. Da Tritium in der Natur nicht in sehr großen Mengen vorkommt ist dies langfristig für einen wirtschaftlichen Betrieb eines Fusionsreaktors ein wichtiger Forschungspunkt. Eine der ablaufenden Reaktionen ist: n + 6 Li 3 T + 3 He Das Schildmaterial wird durch die absorbierten Neutronen aktiviert und muß am Ende der Basic Performance Phase entsorgt werden. Insgesamt ist die Radioaktivität und vor allem die Halbwertszeit der anfallenden Materialien im Vergleich zu den Abfallprodukten eines Kernspaltungsreaktors jedoch gering. In der Enhanced Performance Phase werden geometrisch identische, aber weiterentwickelte Schildelemente verwendet, die für größer Belastungen ausgelegt sein sollen. So soll der Temperaturbereich der Elemente bis 600 C gehen, flüssiges Lithium als Kühlmittel eingesetzt werden und die Abschirmung weiter verbessert werden. d) Divertor Das Umrißdesign enthält ein fortgeschrittenes Divertorkonzept in welchem die Leistung vom äußeren Rand des Plasmas zu den Wänden der Divertorkammer weitergeleitet wird, bevor sie auf die Divertorplatten trifft. Der Divertor umfaßt eine modulare Struktur, wobei jedes Modul ein gekühltes Gebiet von Schilden enthält, um die eintretende Leistung abzufangen. Die Kühlflüssigkeit ist kompatibel mit der des restlichen Schildes in der Vakuumkammer. Insgesammt sollen 120 Module eingebaut werden, wovon 8 Diagnoseeinheiten zur Überwachung des Plasmas enthalten sollen. Der Divertor benötigt einen großen Teil des Vakuumkammervolumens, um die α- Teilchenleistung aufzubrauchen, die Asche zu entfernen und den 6

7 Verunreinigungszufluß zu kontrollieren. Jeweils 5 Divertorkassetten im Sektor einer der 24 Toroidalspulen sind geplant. Am Ende der Divertorkanäle sind Prallplatten aus Byrillium oder anderem Material niedrigen Z-Werts angebracht, um als Opferelemente für hohe vorübergehende Wärmeflüße während abnormalen Unterbrechungen zu dienen. Bei normalem Betrieb wird der Leistungsfluß deutlich unter 3MW/m 2 liegen. Die aktuelle Divertorkonfiguration mit dem X-Punkt in der Vakuumkammer kanalisiert Partikel- und Energieströme entlang den offenen magnetischen Feldlinien über eine Distanz von ca. 25m. Die strahlende Oberfläche könnte 200 bis 300 m² betragen. Die dem Plasma zugewandten Seiten sind für die Neutralteilchen semi-transparent. Die Einwirkung durch Verunreinigungen aus dem Plasma zugewandten Teilen läßt sich durch die Wahl von Beryllium verringern, welches sich hauptsächlich in der Divertorregion ablagert. Insgesamt verlangt die Aufgabenstellung des Divertors eine sehr strenge Auswahl der verwendeten Materialien. Edelstahl ist wegen des hohen auftretenden Wärmefluß im Vergleich zu Kupfer, Beryllium und Vanadium noch ein schlechter Kandidat. e) Pumpe und Tritiumgehalt Zusammen mit dem im Plasmakern produzierten Helium müssen während des Betriebs ungefähr 50 bis 100 Gramm Deuterium-Tritium-Gemisch je Stunde abgepumpt werden. Das DT-Gemisch kann vom Helium mittels Kryo- Kondensation oder durch Membrandiffusion getrennt werden. Zusätzlich zum im Plasma enthaltenen Tritium werden auch die Wände Tritium durch Diffusion und chemische Bindung aufnehmen. Innerhalb des Kryostatvolumens wird ein totaler Tritiumbestand von voraussichtlich mindestens ca. 1kg vorhanden sein. f) Heizung und Stromtrieb(current drive) Das ITER Plasma benötigt nach Simulationen nur eine bescheidene zusätzliche Heizung von ca. 10MW. Dennoch sind 50MW äußere Heizung mit ICRF (Ion Cyclotron Radio Frequency wave) ist im Umrißdesign vorgesehen und würde nur noch minimalen Entwicklungsaufwand erfordern. Die Konstruktion ist aber kompatibel mit andern Möglichkeiten der Heizung, z.b. Elektronen Cyclotron Wellen(ECRH) und Neutralstrahlinjektion. Die vorgesehenen Antennen für ICRF können ohne Änderung bis über 100MW betrieben werden. g) Cryostat Das Cryostat ist eine der Haupteindämmungsstrukturen und spielt eine wichtige Rolle im Sicherheitssystem, wie der Abschirmung. Es ist eine Vakuumkammer in Doppelwandstruktur und um die Maschine herum gebaut. Beide zusammen ruhen auf einer Antivibrationslagerung. Die 3cm dicken Stahlwände sind 1 bis 2 Meter voneinander entfernt und können als Strahlungsschild mit Wasser oder Sand gefüllt werden. Der erste Wärmetauscherkreis ist vollständig innerhalb des Cryostat, der einem inneren Druck bis ca. 600kPa widerstehen und so versehentlichen Gasausbruch stoppen kann. 7

8 h) Fernbedienung innerhalb des Cryostat Nach Möglichkeit sollen die meisten Arbeiten (auch Schweißen und Durchtrennen) ferngesteuert erledigt werden können, ohne daß das Cryostatvakuum abgebaut oder die Spulenkühlung abgeschaltet werden muß. Ziel ist, daß dies nur am Ende der Basic Performance Phase zum Austausch der Schildelemente notwendig wird. Sicherheitsüberlegungen: Insgesamt wird ITER weit mehr radioaktive Materialien enthalten als bisherige Fusionsexperimente. Zusätzlich soll die freiwerdende Energie über Kühlkreisläufe abgeführt werden, womit ITER als erste Fusionsanlage die Hauptelemente und Probleme eines späteren Reaktors mitbeinhaltet. Leider können einige Komponenten erst in der ITER Anlage angemessen getestet werden. Die Gesammtmaschinenparameter wurden auf ein notwendiges Minimum gesetzt, um einen vernünftigen Sicherheitsspielraum zu erhalten und einen Schaden durch Instabilitäten oder Disruptionen zu vermeiden. d.h. schneller Brennstoffdurchgang um Tritiuminhalt zu minimieren und mehrere Barrieren für radioaktives Material. Die Durchschnittliche Leistung kann nicht den Wert überschreiten, der durch die Menge des zugeführten Brennstoffs vorgegeben ist. Es werden ca. 10mg/s DT- Gemisch verbrannt. Zugeführt werden muß aber ca. 3-4 mal soviel, wegen unverbrannt abgesaugten Brennstoffs. Mögliche Methoden den Brennstoff zuzuführen sind: Pelletinjektion; SOL Gasinjektion(?) oder Divertor Gasinjektion(?). Pettetinjektion: 3mm Durchmesser DT-Pellets; 1km/s; <=10Hz Einschußfrequenz. Lichter Abstand des Plasmas zur ersten Wandoberfläche beträgt ca. 10cm. Der passive Stabilisierungeffekt durch die leitende erste Wand begrenzt die radiale Ausbreitung, ebenso wie das Poloidalfeld-System welches die radiale Position in ca. 2s wiederherstellen kann; was ausreichend ist, da die Energieeinschlußzeit bei ca. 4s liegt. (siehe auch unter Cryostat) Schwierigkeiten: Was die Zünd- und Brennumstände angeht, ergeben sich viele Unsicherheitsquellen aus einer Extrapolation von vorhandenen Maschinen. Um die Betriebsgrenzen über den angestrebten Zeitraum aufrecht zu erhalten wird ein effizientes Divertor und Pumpensystem benötigt, welches noch zu den großen Aufgaben der Entwicklung gehört. Unkontrollierbarer Einfluß von Verunreinigungen durch die Wände können bei einigen nicht normalen Ereignissen zu einem rapidem Abbruch des Plasmastroms führen, mit seinen enorm hohen elektromagnetischen und mechanischen Belastungen für die Strukturen in der Vakuumkammer und den Magneten. 8

9 5. Der ITER Divertor (Energieauskopplung) Eine der Hauptherausforderungen ist es einen robusten Divertor zu entwickeln, der zuverlässig eine hohe Leistungsaufzehrung, geringe Erosion, Verunreinigungskontrolle und Heliumbeseitigung erreicht. Die wichtigsten Aufgaben des Divertors sind: 1. Die eintretende Energie abzuführen. 2. Heliumasche(α-Teilchen) und ebenso unverbranntes DT abpumpen, um letzteres wieder als Brennstoff zuzuführen. 3. Durch Plasma/Wand-Wechselwirkungen abgesputtertes Material, welches die Hauptverunreinigungsquelle ist, aus dem Plasma zu entfernen. Man nimmt an, daß von einem sauberen Plasma 80% der α-teilchenleistung vom Divertor aufgenommen werden. Für einen konventionelle Divertortechnik entspricht dies einer Leistungsdichte von ca. 140MW/m² auf den Divertorplatten ohne voraussichtlich auftretender Leistungsspitzen zu beachten. Ein Neigen der Divertorplatten kann diesen Wer um den Faktor 2-4 verringern. Aber selbst diese Leistungsdichte von über 35MW/m² kann man in der Tokamakumgebung nicht handhaben. Der ITER Divertor beruht auf einem andern Konzept, wobei die Leistung senkrecht zu den magnetischen Feldlinien durch atomare Wechselwirkungen mit hochdichten Neutralteilchen auf eine größere Fläche verteilt wird.. Die meiste Energie geht dem Plasmastrom in den Divertor so durch Strahlung (in den Linien von Wasserstoff und den Verunreinigungen) und Ladungsaustausch verloren. Die durchschnittliche Leistungsdichte hat so nur einen Wert von ca. 0,6 MW/m², da die Oberfläche so auf ca. 400m² vergrößert wird. So hat man ausreichend Reserven. Bei Abbrüchen kann die gesamte Plasma Energie vom Divertor aufgenommen werden. In diesem Fall kann nicht die gesamte Energie radial verteilt werden und das Plasma erreicht auch die Zielplatten. Dabei wird eine Energie von ca. 140MJ/m² innerhalb 0,1 bis 3ms abgegeben, die das Material der Zielplatten verdampfen läßt. Bei einem solchen Ereignis können schätzungsweise 40kg Beryllium erodiert werden. Dampfabschirmung vermag den Wert auf ein 10tel bis 100tel verringern, was dann einem Schichtverlußt von 200 bis 20µm entspricht. Daher ist die Austauschmöglichkeit der Zielplatten unabhängig vom Divertor geplant. Durch Verstrahlung und Ladungsaustausch über den ganzen Weg durch den Divertorhals können dem Ionenstrom ca. 90% der Energie genommen werden, was die Belastung der Zielplatten wie gefordert auf unter 5MW/m² senkt. Aus den obigen Beschreibungen wird klar, daß eine starke Zirkulation von wiederverwendeten Neutralteilchen von der Zielplatte zum oberen Bereich der Divertorkammer benötigt wird. Die Divertorkammer wird also nur einmal mit Neutralgas gefüllt und der eintretende Plasmastrom bewirkt automatisch eine Zirkulation des Gases in der Divertorkammer. Die günstigste Verteilung des Gasstrom wird nur noch durch Leitbleche gesteuert, welche zur Vergrößerung der effektiven Oberfläche für die Strahlungaufnahme schräg gestellt sind, was aber keinen weitern nenneswerten Einfluß auf ihren eigentlichen Zweck hat. 9

10 Um eine maximale Wechselwirkung zu erreichen, sollten die Neutralteilchen eine sehr geringe Energie und eine mittlere Geschwindigkeit nahe Null haben. Die kalten Neutralteilchen müssen fähig sein das Plasma zu durchdringen, Impuls und Energie durch Ion/Neutral-WW zu übernehmen und ohne weitere Stöße mit Ionen diese zur Divertorkammerwand zu transportieren. Damit mehrere solche Interaktionen stattfinden bevor das Teilchen ionisiert wird muß die mittlere freie Weglänge für ein Ion/Neutral Stoß λ Ion-Neutral viel kleiner sein, als die für Ionisation λ Ionisation ; daher sollte die Elektronentemperatur in dieser Region unter 5eV liegen. Um die geplante Energieabnahme für den eintretenden Ionenstrom zu erreichen, muß jedes Ion 10 oder mehr Stoße mit Neutralteilchen machen bevor es die Zielplatte erreicht. Die mittlere freie Weglänge für ein Ion in den Neutralteilchen von angemessener Dichte (10 19 m -3 ) ergibt sich zu ca. 0,2m. Daher muß für ausreichende Stoßanzahl der Prozeß ca. 2m entlang den Feldlinien vor der Zielplatte beginnen. (Die reale Totallänge im ITER-System ist ca. 20m, da sich die Teilchen gleichzeitig noch entlang des Torus bewegen.) Im Prinzip würde eine Neutralteilchendichte von m -3 die Stoßlänge von 20cm auf 2cm reduzieren. Darüberliegende Teilchendichten würde aber die Ionisationsfreiheit bis zur Kammerwand unwahrscheinlich machen. Nur Ion-Neutralteilchen-Stöße würden nicht ausreichen um den einfallenden Leistungsbetrag und die Elektronentemperatur auf ca. 5eV zu reduzieren. Daher muß der Hauptanteil des Energieverlußtes die Strahlung durch Wasserstoff und Verunreinigungen sein. Als Neutralteilchen bieten sich am ehesten Argon und Neon wegen ihrer hohen Ionisationsenergie und ihrer Recyclingfähigkeit an, da sie nicht kondensieren. Jedes dieser Elemente kann zu ausgewachsenem unkontrolliertem Sputtern führen, was man entsprechend unterbinden können muß. Experimente an vorhandenen Anlagen wie JET demonstrieren, daß bei korrekten Betriebsbedingungen ein kaltes, dichtes Plasma in die Divertorkammer angepaßt werden kann, ohne Leistungseinbußen akzeptieren zu müssen. Dieses kalte Plasma kann den Großteil der eintretenden Leistung durch Verstrahlung aufbrauchen und den auf die Divertorplatten treffenden Anteil stark verringern. In den meisten Fällen führt das Erreichen dieser Bedingungen auch zu einem Loslösen des Plasmas von den Divertorplatten. Der Divertor benötigt viel Platz in der Anlage, um die Strahlungsleistung effizient zerstreuen zu können und einen Leistungsfluß von unter 5MW/m 2 zu erreichen. Die Leistungsaufzehrung soll durch Wechselwirkung von Ionen mit Neutralteilchen, wie z.b. Ladungsaustausch, Rekombination und Strahlung erreicht werden. Wenn ein ausreichend großer Strom von Neutralteilchen senkrecht zum Plasmastrom in der Diverterregion injiziert wird, die Wechselwirkungen der ganzen Länge nach an der SOL(scrape-off layer)-schicht stattfinden und alle SOL Energie aufgebraucht ist, erlischt das Plasma bevor die Zielplatten erreicht sind. Das erfordert eine relativ hohe Neutralteilchendichte im Vergleich zu Standartdivertoroperationen. Wenn die kalten Neutralteilchen nicht am Grund des 10

11 Divertors gefangen sind, entsteht eine Ionisationsfront, wo die Plasmatemperatur unter 10eV fällt. (vgl. Kerzenflamme ode evt. mit Wasserhahnstrom auf Ebene Fläche=>Stroßfront). Der starke Strom ist auf die Zielplatten gerichtet und kann den Rückfluß von Verunreinigungen verhindern, da die Widerstandskräfte die thermische Energie aufbrauchen. Gleichzeitig erlaubt eine hohe Neutralteilchendichte ein vernünftiges Heliumpumpen. Beispielsweise fällt in den äußeren Divertorschenkel bei 2GW Fusionsleistung eine Leistung von ca. 220MW ein. An der sich ausbildenden Ionisationsfront fällt die Plasmatemperatur im Vergleich zum Mittelbereich von 250eV auf 1eV und die Dichte steigt von 1,6*10 20 m -3 auf 6*10 21 m -3. Bei diesen Bedingungen übersteigt die Wasserstoffrekombination die Ionisationsrate und das Plasma ist nur noch schwach ionisiert mit einer Neutralteilchendichte >=10 22 m -3. Fast die gesamte Leistung wird von der Region der Ionisationsfront als Wasserstofflinienspektrum zu den Divertorkammerwänden gestrahlt. Damit ein Fluß von Neutralteilchen und Verunreinigungen aus dem Divertor heraus in das Hauptplasma vermieden wird, schmiegen sich der Ausgangsbereich des Divertors und auch die Schilde im Hauptbereich den Magnetfeldlinien in der SOL -Schicht an. So können keine Neutralteilchen aus dem Divertor gelangen, ohne das sie überall auf einen Plasma- und α-teilchen-gegenstrom treffen. Es ist plausibel, daß die Positionierung dieser Schilde kritisch ist, da insbesondere eine Abweichung zum Plasma hin zu extremer Errosion führt. Weiter ist klar das diese Bereiche einer zusätzlichen Kühlung bedürfen Zum Abschluß noch die geschätzten Kosten des ITER Projekts (Stand Jan. 1989) im Millionen US$ Supraleitendes Magnetsystem 1733 Vakuumkammer & Divertor 495 Cryostat, Vakuum & Wärmetransport 580 Heizung, Betankung, Stromversorgung 799 Gebäude und Infrastrukturen 590 Montageausrüstung und Montage 470 Zwischensumme % Spielraum 933 Total 5600 Eine ordentliche Kostenabschätzung ist erst bei Abschluß des Detaildesign und der Bewertung der Industrie möglich. 11

12 Literaturliste: Detail of the ITER outline design report Vol. 1 Presented by the ITER DIRECTOR Status of ITER Presented by G. Janeschitz, Garching, The ITER Divertor, For ITER TAC Meeting No. 4, Jan Presented by the ITER DIRECTOR Einführung in die Plasmaphysik und magnetische Einschließung, Sep. 87 von G. H. Wolf Bergmann-Schäfer Anhang: Einschluß Typen: L-mode : low confinement nur halbe Effizienz der H-mode I-mode : improved confinement bei TEXTOR ohne die Schwierigkeiten der H-mode H-mode : high confinement wünschenswerteste und für ITER vorgesehene Einschlußvariante führt jedoch zu periodischen starken Dichteschwankungen am Rand des Plasmas, die zu schweren Problemen führen H-mode ELMs (edge localiced modes) Das Pulsieren der Dichte am Rand des Plasmas types I-III 12

13 Seperatrix virtuelle Grenzschicht des Plasmas, zwischen Plasma & SOL D : Diffusion der α-teilchen D senkrecht ca. 1m 2 /s D parallel ca * D senkrecht d.h. die Geschwindigkeit ist ca bis mal größer. Die Teilchen werden bei übertritt über die Seperatrix regelrecht weggerissen und mit den Feldlinien in den Divertor geleitet. SOL (scrape-off layer) Grenzschicht zwischen Plasma und Wand (oder auch: genauer zwischen Seperatrix und Wand) Disruption: worst case des Tokamak kritischer Abbruch Verlußt der 24MA in Sekundenbruchteilen => extreme el.-magn. und mechanische Belastungen Dies darf nach Möglichkeit gar nicht auftreten, da die Maschine,wenn überhaupt nur wenige solcher Abbrüche überlebt. Das Plasma gelangt dann bis auf die Divertorzielplatten oder auch andere Wandsegmente, die dabei teilweise verdampfen. Plasmastoßfront im Divertor vergleichbar mit mit Kerzenflammen in in verschieden kalte Umgebungen brennt. Irgendwann reicht die Energie nicht mehr zur Anregung der Atome aus => keine Lichemission (entspr. Plasma) Luft kälter => Plasma schmaler Der Stellerator benötigt keinen Stromtrieb, da die Feldlinien schon durch die Magnete verdreht werden, außderdem hat das Plama daher auch keinen Ringstrom => keine Disruptionen möglich! From the JET-Web: Weiter Informationen unter The objectives of JET are briefly described as follows:- To study various methods of plasma heating, up to the thermonuclear regime. To study the scaling of plasma behaviour as parameters approach the reactor range. 13

14 To study the interaction of the plasma with the walls of the vessel, the control of impurities, plasma refuelling and exhaust ash from the plasma. To study alpha-particle production and subsequent heating of plasma. JET Achievements The first three of the original specific objectives of JET have been largely achieved. In particular:- JET was constructed on time and broadly within budget. JET is a good example of successful scientific collaboration. JET has achieved or exceeded all machine design parameters. JET has achieved a record plasma current of 7.1 million Amperes. JET is closer than any other fusion experiment to the plasmas required in a fusion reactor. JET has achieved individually in separate experiments the required plasma temperature, density and confinement for a reactor but not all at the same time (JET is too small to achieve all the necessary parameters simultaneously). JET is only about six times away from the necessary requirements for ignition. JET has achieved, in Deuterium plasmas, the equivalent conditions for breakeven (i.e. fusion power produced in same conditions with Deuterium- Tritium plasmas would be equal to the plasma losses). JET results have enabled the required parameters for a fusion reactor to be defined with confidence. Tritium Experiments On 9th November 1991 JET produced 1.7MW of fusion power for about 2 seconds, with 11% Tritium injected into the Deuterium plasma using two of the neutral beam injectors. This was the first time that a significant amount of fusion power had been generated in a magnetic confinement device. Parameters Plasma Current = 3.1MA Toroidal Magnetic Field = 2.8T Neutral Beam Heating Power = 14.3MW Ion Temperature(Ti) = 200M deg.c Plasma Density(ni) = 2-4x1019 m-3 Energy Confinement = 0.9s Fusion Product = 4x1021 m-3s.m deg.c Maximum Neutron Emission Rate = 6x1017 s-1 Total Neutron Yield = 7.2x1017 These experiments were the first stage of a stepwise approach to the final phase of operation with the optimum fuel mix at full power. Fusion experiments with a 14

15 50/50 mixture of deuterium and tritium fuel will be carried out in JET at full power in Numerical values for D-T Reaction Plasma temperature: (T) million deg. C Energy Confinement Time: (t) 1-2 seconds Central Density in Plasma: (n) 2-3 x particles m -3 (approx. 1/1000 gram m -3 ) with a Fusion Product (ntt) greater than: 6 x m -3 s M deg.c Neutral Beam Heating In which beams of deuterium or tritium ions, accelerated by a potential of 140,000 volts, are injected into the plasma. In order to penetrate the confining magnetic field, the accelerated beams are neutralised. In the plasma, the beams become ionised and the fast ions give up their energy to the plasma. The maximum power is 21MW. Radio-Frequency Heating The plasma's ions and electrons spiral around in the magnetic field lines of the tokamak. Energy can be given to the ions if radio waves with similar frequencies are beamed into the plasma. Eight antennae in the vacuum vessel propagate waves in the frequency range of MHz into the core of the plasma to increase the energy of the ions. This method can inject up to 20MW of heating. Self Heating of Plasma The helium nuclei (alpha-particles) produced when deuterium and tritium fuse remain within the plasma's magnetic trap. Their energy continues to heat new plasma to keep the fusion reaction going. When the power from the alphaparticles is sufficient to maintain the plasma temperature, the reaction becomes self-heating - a condition referred to as IGNITION. 15

16 ITER-Zwischenbericht genehmigt > Halbzeit für die Planung des europäisch-amerikanisch-japanisch-russischen Testreaktors < Der ITER-Rat - das Aufsichtsgremium des ITER-Projektes, dem Regierungsvertreter aller vier ITER- Partner angehören - hat in seiner Sitzung am 12. und 13. Dezember in Garching den Mitte des Jahres vorgelegten Zwischenbericht über die bisherigen Planungsergebnisse gebilligt. Er ist damit von allen Beteiligten als Grundlage der weiteren Arbeiten bis 1998 anerkannt. Der Testreaktor ITER (Internationaler Thermonuklearer Experimentalreaktor) wird von den vier großen Fusionsprogrammen der Welt - Europas, Japans, der russischen Föderation und der Vereinigten Staaten von Amerika - gemeinsam vorbereitet. Aufgabe von ITER ist es, die Energieerzeugung der Sonne auf der Erde nachzuvollziehen und aus der Verschmelzung von Atomkernen Energie zu gewinnen. Brennstoff der Fusion ist ein dünnes ionisiertes Gas aus den beiden Wasserstoffsorten Deuterium und Tritium. Zum Zünden des Fusionsfeuers muß dieses sogenannte "Plasma" in Magnetfeldern eingeschlossen und auf Temperaturen über 100 Millionen Grad aufgeheizt werden. Aufgabe von ITER ist es, zum ersten Mal ein gezündetes und für längere Zeit energielieferndes Plasma zu erzeugen. Außerdem sollen wesentliche technische Funktionen eines Fusionskraftwerks getestet werden. Hierzu gehören supraleitende Magnetspulen, die Tritium-Technologie, das Abführen der erzeugten Wärmeenergie sowie die Entwicklung fernbedient auswechselbarer Komponenten. Hinzu kommt die Erforschung der Sicherheits- und Umweltfragen der Fusion. Der Zwischenbericht faßt den Entwurf aller Systeme des Testreaktors und ihren gegenwärtigen Planungsstatus zusammen: ITER ist als Divertor-Tokamak geplant, die weltweit am genauesten untersuchte Experimentieranordnung. In der etwa 30 Meter hohen Anlage sollen 20 supraleitende Hauptfeldspulen und 8 Zusatzspulen zusammen mit einem Plasmastrom von 21 Megaampere den Magnetfeldkäfig erzeugen. Er schließt einen Plasmaring von 8 Metern Radius und einem Volumen von 2000 Kubikmetern ein. Mit 100 Megawatt Startheizung zum Zünden der Fusionsreaktionen soll dieses Plasma eine Fusionsleistung von 1500 Megawatt über Pulsdauern von mindestens 1000 Sekunden erzeugen. Die Wandbelastung durch Neutronen wird dann ca. 1 Megawatt pro Quadratmeter Wandfläche betragen. Die Baukosten werden - größtenteils abgestützt durch Industrieangaben - vorläufig auf 5850 Millionen US-Dollar geschätzt (Preisstand 1989), verteilt auf 10 Jahre Bauzeit. Die gegenwärtige Unsicherheit der Abschätzung von plus/minus etwa einem Siebtel soll sich mit fortschreitender Planung verringern. Entsprechend dem Zeitplan soll ITER gegen Ende des Jahres 2008 das erste Plasma erzeugen, vorausgesetzt der Bau kann unmittelbar nach dem Ende der Planungsphase beginnen. Der Zwischenbericht wurde den ITER-Partnern Mitte des Jahres vorgelegt und anschließend in den nationalen Beratungsgremien der Partner diskutiert und kommentiert. Nach gründlicher Prüfung in den physikalisch-technischen Fachgremien hat der Ministerrat der Europäischen Union dem Zwischenbericht Ende Oktober zugestimmt. Mit der jetzt erfolgten Genehmigung des ITER-Rates, dem Regierungsvertreter aller vier ITER-Partner angehören, ist der Zwischenbericht nun von allen Beteiligten als Grundlage der weiteren Planungsarbeiten bis Ende 1998 anerkannt. Der ITER-Rat bestätigte ITER als notwendige Voraussetzung für den Fortschritt der weltweiten Fusionsforschung und empfahl, die Vorteile der weitgespannten internationalen Zusammenarbeit weiterhin zu nutzen. Bis 1998 will man die technischen Unterlagen vervollständigen und - gegen Ende der Planung - einen möglichen Standort festlegen. An dieser Gastgeberrolle für ITER zeigten auf der Sitzung des ITER- Rates Vertreter der Europäischen Union und Japans Interesse; ähnliche Überlegungen der kanadischen Regierung kamen zur Sprache. Nach Ende der Planungsarbeiten soll entschieden werden, ob die vier Partner den Experimentalreaktor auch gemeinsam bauen und betreiben wollen oder ob sie die Planungen in den jeweils eigenen Fusionsprogrammen nutzen werden. Das ITER-Projekt wurde 1985 in Gesprächen des sowjetischen Generalsekretärs Gorbatschow mit den Präsidenten Frankreichs und der USA, Mitterand und Reagan, eingeleitet. Im Frühjahr 1988 begannen am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) in Garching als Gastlabor die Planungsarbeiten. Im 16

17 Dezember 1990 legte die internationale ITER-Studiengruppe den Entwurf des Testreaktors vor. Mit der im Juli 1992 begonnenen, etwa sechs-jährigen detaillierten Planungs- und Konstruktionsphase arbeitet ein gemeinsames, international besetztes Team an drei Fusionszentren: in La Jolla bei San Diego/USA, im japanischen Naka und wiederum am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching. Jedes dieser Zentren ist für besondere Schwerpunkte verantwortlich: Garching für das Plasmagefäß und die darin befindlichen Komponenten (Abschirmung und Blanket, Erste Wand und Divertor), Naka für die Komponenten außerhalb des Plasmagefäßes (supraleitende Magnete, Stromversorgung, Tritiumanlage und Fernbedienungstechnik) sowie San Diego für Systemintegration, Sicherheitsuntersuchungen und Bauplanung. Hier befindet sich auch das Büro des Direktors, Dr. Robert Aymar. Unterstützt wird das zentrale ITER-Team durch Gruppen in den Heimatlaboratorien der vier Partner, die Entwurfsarbeiten sowie die nötige Forschung und Entwicklung für ITER übernehmen. In Garching sitzt zum Beispiel die Leitung des europäischen ITER-Home Teams, das die ITER-Zuarbeiten aller europäischen Fusionslaboratorien koordiniert. Abgesehen von seiner Gastgeberrolle liefert das IPP in dieser weltweiten Zusammenarbeit vor allem mit dem Experiment ASDEX Upgrade wesentliche Beiträge Isabella Milch Max-Planck-Institut fur Plasmaphysik Öffentlichkeitsarbeit Tel Fax ====================================================================== Rechenprogramm für die Plasmarandschicht Theorie und Experiment bei den Vorbereitungen für den Testreaktor ITER Gemeinsam mit Wissenschaftlern aus New York und Jülich wurde im Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) in Garching das weltweit leistungsfähigste Rechenprogramm entwickelt, um das Verhalten der Randschicht eines Fusionsplasmas zu berechnen. Das Programm wurde nun von dem ITER-Planungsteam für die Vorbereitung des internationalen Testreaktors ITER ausgewählt, der erstmals ein energielieferndes Plasma erzeugen soll. Die Randschicht eines Fusionsplasmas - die Übergangszone zwischen dem heißem Plasma und der kalten Wand des Plasmagefäßes - bestimmt das Verhalten des gesamten Plasmas. Auf die physikalischen Abläufe in dieser Zone konzentriert sich gegenwärtig die Aufmerksamkeit der Fusionsforschung. Ziel der Fusionsforschung ist die Entwicklung eines Fusionskraftwerks, das Energie aus der Verschmelzung von Atomkernen gewinnen soll. Brennstoff ist ein sehr dünnes Gas - ein "Plasma" - aus den beiden Wasserstoffsorten Deuterium und Tritium. Zum Zünden des Fusionsfeuers wird das Plasma in ringförmigen Magnetfeldern eingeschlossen und auf hohe Temperaturen aufgeheizt. Oberhalb von 100 Millionen Grad beginnt das Plasma zu brennen, d.h. die Wasserstoffkerne verschmelzen miteinander zu Helium, wobei nutzbare Energie freigesetzt wird. Nachdem es im Verlauf der Forschung gelungen ist, Plasmen stabil einzuschließen und auf die nötigen Zündtemperaturen aufzuheizen, hat sich die Wechselwirkung des heißen Plasmas mit den umgebenden Wänden zu einem zentralen Untersuchungsgebiet entwickelt: Obwohl der heiße Plasmaring im Inneren des Gefäßes von magnetischen Kräften in Schwebe gehalten wird, gerät das Plasma an seinem Außenrand dennoch in Kontakt mit den umgebenden Wänden. Dies kann zur Folge haben, daß Verunreinigungen von der Wand abgeschlagen werden, in das Plasma eindringen und es abkühlen, daß die Wand beschädigt und keine zur Zündung ausreichende Wärmeisolierung des Plasmas erreicht wird. Die Lösung dieser Probleme, die inzwischen von allen modernen Fusionsanlagen übernommen wurde, brachte 1982 das IPP-Experiment ASDEX (Axialsymmetrisches Divertor-Experiment). Hier wurde die 17

18 gesamte äußere Randschicht des Plasmas in einem sog. Divertor auf magnetische Weise auf Prallplatten abgelenkt, die an Boden und Decke des Plasmagefäßes angebracht waren. Die Plasmateilchen treffen dort abgekühlt und vom heißen Zentrum entfernt auf und werden abgepumpt. Ebenso können die störenden Verunreinigungen - in einem brennenden Plasma auch die "Fusionsasche" Helium - aus dem Plasma entfernt werden. Zugleich wird die Gefäßwand geschont und eine gute Wärmeisolation des Brennstoffes erreicht. Ein Divertor für ITER Für zukünftige Anlagen mit gezündetem Plasma ist die Planung eines Divertors jedoch - wegen der hohen Fusionsleistungen - nicht ohne Probleme. In dem geplanten Testreaktor ITER (Internationaler Thermonuklearer Experimentalreaktor), der erstmals ein energielieferndes Plasma erzeugen soll, ist von der insgesamt erzeugten Fusionsleistung von ca Megawatt auf den Divertorplatten ein Anteil von 300 Megawatt zu erwarten. Dies ist wesentlich mehr, als die gegenwärtig arbeitenden Divertoren zu verkraften haben: Das weltweit größte Fusionsexperiment, das europäische Gemeinschaftsexperiment JET (Joint European Torus) im englischen Culham, ist mit 45 Megawatt Heizleistung ausgerüstet; der kleinere ASDEX Upgrade in Garching soll in der Ausbaustufe 27 Megawatt besitzen. Während die Heizleistung bei ASDEX Upgrade problemlos auf den Divertorplatten abgeladen werden kann, gilt dies für ITER nicht ohne weiteres. Würde hier die gesamte Leistung vollständig über die nur einige Millimeter breite Randschicht auf die Divertorplatten gelenkt, hätte dies auf der begrenzten Fläche untragbare Wärmebelastungen zur Folge: Zu viele Teilchen des Plattenmaterials würden abgeschlagen und als Verunreinigung in das Plasma eindringen - das Fusionsfeuer würde erlöschen. Mögliche Lösungen: Damit nicht die gesamte Energie in Form schneller Plasmateilchen auf die Divertorplatten einprasselt, sollte stattdessen ein größerer Energieanteil das Plasma auf sanftere Weise als Röntgen- oder Ultraviolettlicht verlassen, das von Verunreinigungsatomen ausgesandt wird. Anders als im heißen Plasmazentrum, wo die abkühlende Wirkung von Verunreinigungen vermieden werden muß, sind damit am Plasmarand strahlende,energieabführende Verunreinigungen von großem Vorteil. Sie könnten - etwa in Form von Edelgasen - gezielt in die Randschicht eingeblasen werden. Eine andere Möglichkeit, die Divertorplatten zu schützen, wäre der Aufbau eines dichten Polsters von kaltem Neutralgas vor den Platten. Ziel muß es in jedem Fall sein, ein "sauberes" heißes Plasmazentrum und eine "schmutzige" kalte Randschicht einzustellen. Den Plasmarand berechnen Für dieses "Maßschneidern" des Plasmarandes ist es nötig, die Vorgänge in der Randschicht genau zu kennen und bei geplanten Anlagen wie ITER zuverlässig voraussagen zu können. Laufende Fusionsanlagen, die ähnliche Struktur wie ITER besitzen - der europäische JET sowie ASDEX Upgrade in Garching - können hier wertvolle Hinweise geben. Es ist jedoch nicht möglich, in diesen kleineren Experimenten das Verhalten der Plasmarandschicht des wesentlich größeren ITER vollständig zu simulieren. Prof. Lackner, Leiter des IPP-Bereichs "Tokamakphysik": "Deshalb brauchen wir zur Ergänzung der experimentellen Aussagen die Theorie. Wir müssen die komplexen Vorgänge in der Randschicht numerisch beschreiben und den Computer daraus die zu erwartende Belastung der Divertorplatten bei ITER berechnen lassen". Das rechnerische Nachvollziehen der Vorgänge in der Randschicht verlangt ein anspruchsvolles Rechenprogramm. Weltweit am weitesten fortgeschritten ist das Randschichtprogramm B2-EIRENE, das im IPP in Zusammenarbeit mit Wissenschaftlern aus New York und Jülich entwickelt wurde. Für eine vorgegebene Heizleistung und Geometrie des Experimentes gibt es Antwort auf folgende Fragen: Wie groß sind die Leistungsflüsse auf die Divertorplatten? Welche Dichte und Temperatur hat das Randplasma, das auf die Divertorplatten gelenkt wird? Gelingt es, die Verunreinigungen aus dem Divertorraum vom Eindringen in das Hauptplasma abzuhalten? Ist die Energieabfuhr durch Verunreinigungsstrahlung hoch genug? Kann das bei der Fusion entstehende Helium genügend gut abgepumpt werden? Um diese Fragen zu beantworten, muß B2-EIRENE sowohl das Verhalten der geladenen Plasmateilchen und Verunreinigungen im Magnetfeld beschreiben als auch die Wege der neutralen Teilchen nachzeichen, die aus den Plasmaionen beim Kontakt mit den Divertorplatten 18

19 entstehen. Hinzu kommen atomphysikalische Vorgänge wie das Ablösen von Teilchen aus den Divertorplatten, das je nach Material, Plasmatemperatur und -dichte verschieden ausfällt und die Aussendung von Lichtstrahlung durch die verschiedenen Verunreinigungen. Alle Prozesse muß das Programm gleichzeitig und in ihrer gegenseitigen Rückkopplung erfassen. Genutzt wurde das Programm zunächst, um vorgeschlagene Umbauten in bestehenden Experimenten zu prüfen. Seine Leistungsfähigkeit wurde zuvor durch die Berechnung existierender Anlagen wie JET oder ASDEX Upgrade getestet. Im Vergleich mit den experimentellen Ergebnissen hat B2-EIRENE sich bisher gut bewährt, wobei jede entdeckte Abweichung die Weiterentwicklung stimuliert. Es wurde nun von dem ITER-Planungsteam zur Vorbereitung von ITER ausgewählt. Im Wechselspiel von Experiment und Theorie sollte es so gelingen, den passenden Plasmarand für ITER zu finden ======================================================================= ITER - ein europäisch-amerikanisch-japanisch-russisches Fusionsprojekt Mit dem Projekt ITER arbeiten die vier großen Fusionsprogramme der Welt - Europas, Japans, der russischen Föderation und der Vereinigten Staaten von Amerika - gemeinsam daran, einen Internationalen Thermonuklearen Experimentalreaktor (ITER) zu planen. ITER soll zeigen, daß es physikalisch und technisch möglich ist, die Energieerzeugung der Sonne auf der Erde nachzuvollziehen und durch Kernverschmelzung Energie zu gewinnen. Aufgabe von ITER ist es, zum ersten Mal ein gezündetes und für längere Zeit energielieferndes Plasma zu erzeugen. Außerdem sollen wesentliche technische Funktionen eines Fusionsreaktors entwickelt und getestet werden. Hierzu gehören supraleitende Magnetspulen, die Tritium-Technologie, das Abführen der erzeugten Wärme-Energie sowie die Entwicklung fernbedient auswechselbarer Komponenten. Ebenso wichtig ist die Erforschung der Sicherheits- und Umweltfragen der Fusion. Eingeleitet wurde diese bisher einzigartige Wissenschaftskooperation 1985 in Gesprächen des sowjetischen Generalsekretärs Gorbatschow mit dem französischen Ministerpräsidenten Mitterand und dem amerikanischen Präsidenten Reagan. Im Frühjahr 1988 begannen am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik als Gastlabor die Planungsarbeiten. Bis Winter 1990 arbeiteten in Garching rund 50 Physiker und Ingenieure aus Europa, Japan, der ehemaligen Sowjetunion und den USA unter der Schirmherrschaft der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) jeweils für mehrere Monate im Jahr an dem ITER-Konzept. Die ITER-Gruppe beendete im Dezember 1990 ihre Arbeiten termingerecht mit der Vorlage eines Entwurfes für den Testreaktor. Mit der im Juli 1992 begonnenen Detailplanung (Engineering Design Activities) werden rund 240 ITER-Mitarbeiter aus aller Welt beschäftigt sein. Während der etwa sechsjährigen detaillierten Planungsphase arbeitet ein gemeinsames, international besetztes Team an drei Fusionszentren: in San Diego/USA, an dem japanischen Fusionslabor in Naka und wiederum am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching. Dabei ist jedes dieser Zentren für besondere Planungsarbeiten verantwortlich: Garching für die Komponenten im Plasmagefäß (Abschirmung und Blanket, Erste Wand und Divertor), Naka für die Komponenten außerhalb des Plasmagefäßes (supraleitende Magnete und Abstützung) sowie San Diego für Sicherheitsuntersuchungen und Koordination. Sitz des Aufsichtsgremiums - des ITER-Councils - ist Moskau. Unterstützt wird das zentrale ITER-Team durch Gruppen in den jeweiligen Heimatlaboratorien der vier Partner, die auch die nötigen Forschungs- und Entwicklungsarbeiten für ITER übernehmen. Das europäische ITER-Home Team arbeitet wie das zentrale ITER-Team in Garching. Am Ende der Planungsphase soll entschieden werden, ob die vier Partner den Experimentalreaktor auch gemeinsam bauen und betreiben wollen oder ob sie die Planungen in den jeweils eigenen Fusionsprogrammen nutzen werden. Abgesehen von seiner Rolle als Gastgeber trägt das IPP mit dem Forschungsprogramm seines Fusionsexperimentes ASDEX Upgrade mit einem Großteil seiner Aktivitäten zu der Vorbereitung des Testreaktors bei. Außerdem stehen die IPP-Wissenschaftler in allen physikorientierten Fragen in 19

20 engem Kontakt mit der ITER-Gruppe und haben darüberhinaus in zahlreichen Vertragsstudien spezielle Probleme für ITER bearbeitet. Daten des ITER-Experimentes (nach dem Stand der Planungen im Oktober 1993) ITER wird als Fusionsanlage vom Typ Tokamak geplant: Gesamtradius: Höhe (über alles): Plasmaradius: Plasmahöhe: Plasmabreite: Magnetfeld: Maximaler Plasmastrom: Heizleistung: Stromtrieb: Fusionsleistung: Brenndauer: 15 Meter 30 Meter 7,75 Meter 9 Meter 5,6 Meter 6 Tesla 25 Megaampere 50 Megawatt 100 Megawatt Megawatt > 1000 Sekunden JET JET Joint Undertaking JET On-line Tour There is currently a limited tour of the JET project consisting of the following views of the JET Site and the Torus In the early 1970's, following a series of successful small-scale experiments, discussions within the European fusion research programme were taking place on a proposal to build a much larger experiment of the so-called tokamak (Russian for "toroidal magnetic chamber") system. In 1973, agreement was reached to set up an international design team which started work in the UK later that year. By the latter half of 1975, the design had been completed and accepted by the partners. Following lengthy discussions on the site of the project, the Council of Ministers agreed in October 1977 that JET should be built at Culham, near Oxford in the UK. The JET Joint Undertaking was established in June 1978 to construct and operate the Joint European Torus. The JET project is a large tokamak device of approximately 15 metres in diameter and 12 metres high. At the heart of the machine there is a toroidal (ring-shaped) vacuum vessel of major radius 2.96 metres with a D-shaped crosssection 2.5 metres by 4.2 metres. The linear dimensions of the plasma confined in this vacuum vessel are within a factor of two or three of those expected in a commercial reactor. A complex system of magnetic fields prevents the plasma from touching the walls of the vacuum vessel as such contact would quench the plasma and stop the reactions. The main component of the magnetic field, the so-called toroidal field, is provided by 32 D-shaped coils surrounding the vacuum vessel. This field coupled with that produced by the current flowing the plasma, the poloidal field, form the basic magnetic fields for the tokamak magnetic confinement system. The massive forces created when the toroidal coils are energised are resisted by a tightly-fitted mechanical shell. Additional coils positioned around the outside of the mechanical shell are used to shape and position the plasma. During operation of the machine a small quantity of hydrogen or deuterium gas is introduced into the vacuum chamber and it is heated by passing a very large current (up to seven million amperes for a pulse time of up to 30 seconds) through the gas creating a high temperature plasma. The current is produced using a massive eightlimbed transformer. A set of coils around the centre limb of the transformer core forms the primary winding and the ring of plasma is the secondary. Plasma temperatures of million degrees Celsius were routinely achieved by this heating method during the first phase of operation. Progressive amounts of additional heating have been provided in subsequent phases of JET operation by injecting beams of energetic hydrogen or deuterium atoms into the plasma (24MW) and by the use of high power radio frequency waves(24mw). To date plasma temperatures in excess of 300 million degrees Celsius have been achieved. The problem of impurities must be solved for a fusion reactor, and in particular for the International 20