ITER in Cadarache – Internationales Task sharing und Beiträge des Forschungszentrums Karlsruhe

1. ITER in Cadarache – Internationales Task sharing und Beiträge des Forschungszentrums Karlsruhe Werner Bahm Programm Kernfusion

3. ITER wird in Cadarache (Südfrankreich) gebaut werden Direkte Baukosten: ~ 4 Milliard. Euro Personal Kosten: ~ 1 Milliard. Euro Lizenz und Bau ~ 9 Jahre Experimentierbetrieb ~ 20 Jahre ~ 250 million Euro/Jahr Internationale Organisation mitetwa ~ 1000 Angestellten + Wissenschaftlern mit befristeten Stellen Baubeginn voraussichtlich 2006/2007 Projektpartner: Europäische Union China Rußland Japan USA Süd Korea (Indien, Brasilien)

5. Hauptkomponenten des ITER

6. ITER – Der Weg Blanket Module 421 Module Transformator Nb3Sn, 6Module Vakuum Gefäß 9 Sektoren Äußere Interspulen Stützstruktur Cryostat 24 m hoch, 28 m Durchmesser Toroidalfeld Spulen Nb3Sn, 18 Port Plug (IC Heizung) 6 für Heizung 3 für Test Blankets 2 für Limiter / RH Rest: für Diagnostik Poloidalfeld Spulen Nb-Ti, 6 Torus Kryopumpen 8 Stück Maschinen Stützstruktur Divertor J

7. Testanordnung für TFMC in TOSKA

9. Test der Modell der Transformator-Spule

11. 140 GHz Gyrotron für die Stellarator-Anlage Wendelstein 7 X

12. Blanket- und Kesselkühlung oberer Port • Der doppelwandige Vakuumkessel wird mit Wasser gekühlt. Die Blanketmodule und Divertorkassetten werden an Befestigungspunkten am Vakuumkessel angedockt Blanket äquatoriale Bauteile Kryopumpen Port Leitender Einschub für die vertikale Plasmastabilität Port für Fernhantierung Divertor Stützstruktur

13. Segment des ITER Vakuumkessels ITER Vakuum Kessel Maßstäbliches Sektor Modell (1/20 des Torus) Sektor-A (1/2 Sektor) Sektor-B (1/2 Sektor)

14. Modul des Abschirm-Blankets für ITER

16. Zwischenstück Vakuumbehälter Abschirmplatten Port Plug Flansch Abschirmblanket Port (leer) Kryostat Test Blanket Modul leere Position für weiteres Test Blanket Modul Befestigung des Testblanketmoduls Einbau eines Testblanket-Moduls in ITER Übergangsstück

17. Vertikales Target (W-Teil) Dom (W) Vertikales Target (C-Teil) Transparent liner for pumping Divertor - Design • Das Design sieht C an den vertikalen Targetplatten vor • W ist backup-Lösung • Die Targetplatten können in der heißen Zelle aus-getauscht werden

18. Materialtests für den ITER Divertor • 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

20. Die ITER Torus Kryo Pumpen (8 Stück)

21. ITER Torus Kryopumpe Prototyp im FZK getestet

22. Kostenstruktur für die ITER Errichtung

25. Internationales Task Sharing

26. Kosten und Manpower (1) A – ITER Errichtung • EU trägt 50 % der ITER Errichtungskosten und Kosten der Baustelle • (site praparation) • Die anderen Partner tragen jeweils 10 % der Baukosten • EU bestellt bei japanischer Industrie Komponenten im Wert von 10 % der • gesamten Baukosten aus eigenem 50 % Anteil, sodass Japan insgesamt • Aufträge über 20 % der Baukosten erhält • Derselbe Ansatz gilt für Personal: Japan stellt 20%, EU 40% • EU unterstützt Kandidatur eines qualifizierten Bewerbers aus Japan für das Amt • des ITER Generaldirektors • Funktionen der Zentrale erfolgen in EU und Japan, z.B. eine deutliche • Anzahl an Meetings des ITER Councils findet in Japan statt. • Ein gewichteter Abstimmungsmodus im ITER Council wird festgelegt, der eine • Vorherrschaft des Host vermeidet.

27. Kosten und Manpower (2) • B – Broader Approach • EU und Japan stellen jeweils 339 M€ für Aktivitätenin Japan zur • Verfügung • Die Beiträgeder EU erfolgen in cash und kind, im einzelnen noch zu • vereinbaren • mögliche Projekte sind: • IFMIF (EVEDA und/oder Anlage) • ITER FuE Zentrum: Simulation, remote participation • Fusions-Technologiezentrum, DEMO design • Satellite Tokamak • C – DEMO Reaktor • wenn DEMO in einem internationalen Projekt realisiert wird, • unterstützt die EU ein japanisches Standortangebot

28. Arbeitspakete • Toroidalspulen: EU 8 Stck, Ja 8 Stck, 3 Stck FLEX • Poloidalspulen: P2 bis P6 Host, P1 RF • Transformatorspule: Großteil an US, Konsortialführer • Vakuumkessel und Ports: Großteil an Host und KO mit Zuarbeit RF • Blanketsystem: Großteil bleibt in FLUX als Verhandlungsmasse; • toroidale Unterteilung sollte vermieden werden • Divertor aufgeteilt in: EU Integration der Kassetten und äußeres Target; • JA inneres Target; RF Dom. • Diagnostik: Aufteilung durch Diagnostics Working Group • thermisches Schild: KO • Fernbedienungstechnik: JA/EU/CN/FLEX • Tritiumanlage: EU/US/KO/CA/FLEX

29. Beiträge zu ITER, die das Forschungszentrum Karlsruhe liefern kann • Supraleitungstechnologie und supraleitende Magnete • Qualitätskontrolle der Toroidalfeldspulen • Test von Kabelsträngen (Dipol) • Beteiligung an der Projektierung der Spulentestanlage vor Ort • HTSL-Stromzuführungen in Zusammenarbeit mit China • Brennstoffkreislauf • Wasser-Detritiierung • Isotopentrennung • Integration des Gesamtsystems • Mikrowellenheizung (ECRH) • Beschaffung von 2 MW Gyrotrons und Einspeisesysteme • Entwicklung und Beschaffung des TBM Systems • Sicherheitsstudien: Magnetsicherheit, Wasserstoff- und Staubexplosionen

30. Nächste Schritte zum Joint Implementation Agreement on ITER Construction • Negotiators Standing Sub Group meeting vom 7-12 September 2005: • Personalfragen, Zuordnung der Beschaffungen, Risiko- und Finanz- • management und Fragen des geistigen Eigentums • Meeting der Leiter der International Teams (Garching und Naka) und • des Participant Teams (ein Vertreter pro Land)am 10. September 2005: • Planung weiterer technischer Entwicklungen • Meeting des Preparators Committee (ITER Transitional Agreements) am • 13. September 2005: Reaktion auf Indiens Interessenbekundung • Meeting der Negotiators (durch Regierungen benannt) am 13.-14. Sept. • 2005: Fortschritt des Agreements, setzen neuer Ziele.

31. Wesentliche ITER Parameter Fusionsleistung 500 MW Q – Fusionsleistung / externer Heizleistung 10 Mittlere Wandbelastung durch Neutronen 0,57 MW/m2 Äußerer Plasmaradius 6,2 m Innerer Plasmaradius 2,0 m Plasmastrom 15 Mill. Ampere Toroidalfeld am äußeren Plasmarand 5.3 Tesla Plasmavolumen 837 m3 Externe Heizleistung / Leistung für Stromtrieb 73 MW

32. Die Roadmap zur kommerziellen Nutzung der Fusions Energie Plasma physics Tokamak Physik (ASDEX-UP, JET) kommerzielle Nutzung der Fusionsenergie Fast Track Konzept Verbesserungen, Stellarator DEMO und PROTO kombiniert Facilities ITER DEMO 14 MeV Neutronenquelle Technology Entscheidungspunkt PROTO ITER-relevante Technologie experimentelle Stromerzeugung Kommerzielle Nutzung der Fusionsenergie Fusions-Kraftwerkstechnologie – DEMO-relevant 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

33. Brutblanket und Divertor Entwicklung für DEMO IFMIF Divertor Brutblanket Materialien EU DEMO 2035 Technologie TBM, TDM jetzt Physik ITER 2015

34. Modulares HCPB Blanket

35. Aufbau der Targetplatte Poloidal orientierte Einheit Unter-Einheit Modul He-durchströmte Stützrohre

36. Targetplatte Kappe Hülse Übergangsstück Stahlstruktur DEMO Divertor Entwicklung Konzept des He-gekühlten Divertors mit Jet-Kühlung

37. Zeitlicher Verlauf der γ-Dosisrate im Anschluss an eine Bestrahlung bis 12.5 MWa/m2

38. Brennstoffkreislauf eines Fusionskraft-werkes Gelb: innerer Kreislauf Blau: äußerer Kreislauf

40. Verfahren zum Aufheizen eines Plasmas Quelle: Forschungszentrum Jülich

41. Quelle: Forschungszentrum Jülich