ITER
In internationaler Zusammenarbeit entsteht in Cadarache im Süden von Frankreich das große Fusionsexperiment ITER (lat.: Der Weg). ITER verfolgt das Ziel, die physikalische und technologische Machbarkeit der Fusionsenergie im Kraftwerksmaßstab nachzuweisen und damit den Weg für eine kommerzielle Nutzung der Fusion zu ebnen. An ITER soll durch die Fusion von schwerem Wasserstoff (Deuterium) und überschwerem Wasserstoff (Tritium) zum ersten Mal eine Fusionsleistung von bis zu 500 Millionen Watt erzeugt werden. Um dies zu erreichen, muss das Gemisch aus Deuterium und Tritium auf mehr als 100 Millionen Grad aufgeheizt werden. Dies geschieht an ITER durch Neutralteilchenstrahlen, Radiowellen und Mikrowellen, die insgesamt eine Heizleistung von typisch 500 Millionen Watt in das Plasma einbringen werden.
Die wesentlichen Betriebsdaten von ITER sind hier zusammengefasst:
Plasmavolumen | 840 m3 |
Magnetfeldstärke | 5.3 Tesla |
Plasmastrom | 15 Mega-Ampere |
Fusionsleistung | 500 MW |
Externe Heizleistung | 50 MW |
Leistungsverstärkung | Q = 10 |
Betriebsbeginn | ca. 2025 |
Bei Design und Aufbau von ITER fließt das gesamte weltweit vorhandene Wissen in der Fusionsforschung ein. Mit Europa, den USA, Japan, Russland, China, Indien und Süd-Korea sind nahezu alle großen Industrieregionen der Welt am Aufbau beteiligt. Auch Jülich trägt mit vielfältigen Forschungsarbeiten und Projektbeiträgen zur Entwicklung von ITER bei. Wesentliche Vorarbeiten für ITER wurden zum Beispiel durch die Jülicher Studien zur Plasma-Wand-Wechselwirkung geleistet.
Entwicklung eines Tritium-Monitor für ITER
Eine der größten Herausforderungen für den Betrieb von ITER ist die Kontrolle des in den Plasma umgebenden Gefäßwänden gespeicherten Inventars an Tritium (Abk: T). Für den ITER Betrieb und den eines nuklearen Reaktors im Allgemeinen ist die Bestimmung des Tritiuminventars wie auch dessen Kontrolle unerlässlich. Das in Forschungszentrum Jülich zu entwickelnde T-Monitor Diagnostiksystem soll Informationen über den Tritiumgehalt in der abgeschiedenen Schicht auf der inneren Divertorwand liefern.
Im Rahmen dieses Projekts wird eine laser-basierte T-Monitor Diagnostik entwickelt, um den Tritium-Gehalt in der ersten Wand von ITER zu messen, welcher sich durch das Zusammenwirken von Wand-Erosion und Kodeposition von Wasserstoffisotopen mit dem wieder deponierten Wandmaterial auf der Wand von ITER aufbaut. Die Begrenzung des Tritiumbestands im Reaktor ist eine wesentliche Sicherheitsauflage für den Betrieb von ITER. Das Messkonzept beruht auf der laserinduzierten Desorption (LID) in Verbindung mit einem Massenspektrometer. Der vom Laser erzeugte Wärmefluss induziert einen Desorptionseffekt so, dass das freigesetzte Tritium durch Restgasanalyse mit einem Massenspektrometer vermessen werden kann.
Um den Tritiumgehalt im ITER-Tokamak durch laserinduzierte Desorption zu überwachen, wird daher das innere Divertorbaffle mit einem Hochleistungslaser bestrahlt. Der 60 kW Laser mit Serien von 3-ms-Pulsen befindet sich weit entfernt vom ITER-Torus. Eine optische Faser bringt den Laserstrahl vor den sog. Bioshield, wo die Faser endet. Der Laserstrahl wird danach von einer Reihe von Spiegeln durch das Bioshield und Vakuumfenster in das Gefäß geleitet (s. Abb.), wo er auf den Divertor fokussiert wird. Dadurch entsteht ein intensiver Laserfleck mit scharfen Kanten und einem begrenzten Durchmesser von 5 mm. Von der Wärme wird Tritium freigesetzt (desorbiert). Der vorgesehene Scanbereich beträgt 100×500 mm2. Eine Übersicht des Diagnostiksystems ist unten abgebildet.
