mini|Luftbild des ITER-Geländes zur Bauphase (2018) mini|Visualisierung des ITER-Gebäudes im Querschnitt mini|Plastisches Modell des Kernstücks der Anlage
ITER ( für ; lateinisch bedeutet das Wort ‚Weg‘, ‚Marsch‘ oder ‚Reise‘) ist ein Versuchs-Kernfusionsreaktor und internationales Forschungsprojekt mit dem Fernziel der Stromerzeugung aus Fusionsenergie. Der Reaktor beruht auf dem Tokamak-Prinzip und ist seit 2007 beim südfranzösischen Kernforschungszentrum Cadarache im Bau.Projektplan ITER, abgerufen am 25. Juni 2017.
Forschungsschwerpunkte sind verschiedene Methoden und Konstruktionen zur Plasmaheizung, -diagnostik und -kontrolle und die Erprobung verschiedener Blanket-Konstruktionen zum Erbrüten von Tritium. Es soll ein Brennen des Plasmas bis zu einer Stunde erreicht werden, und die freigesetzte Fusionsleistung soll dabei die eingebrachte Heizleistung um das Mehrfache übersteigen. ITER wird im Vergleich zu seinem Vorgänger JET wesentlich größer und mit supraleitenden Magnetspulen ausgestattet. Beim Bau von ITER kam es bereits mehrfach zu Verzögerungen und Kostensteigerungen. Die Inbetriebnahme ist nun im Zeitraum 2034 bis 2036 geplant, Experimente mit Tritium ab 2039.Michael Banks: ITER fusion reactor hit by massive decade-long delay and €5bn price hike. Physics World, 3. Juli 2024.
Falls sich mit ITER und der parallel durchzuführenden Werkstoffforschung an der International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) zeigt, dass das Tokamak-Bauprinzip in den Gigawatt-Bereich vergrößert werden kann, soll ein Nachfolgeprojekt namens DEMO Strom ins Netz einspeisen und einen geschlossenen Tritium-Kreislauf demonstrieren.iter.org: , 2013. Abgerufen am 2. Januar 2013.K. Sonnabend: Von der Vision zur Fusion. Physik Journal 15 (2016) Nr. 3 Seite 25–29 Selbst Befürworter der Technologie räumen aber ein, dass es auf dem Weg dorthin noch zahlreiche ungelöste Probleme gibt.
ITER wird als gemeinsames Forschungsprojekt der sieben gleichberechtigten Partner EU, welche die 27 EU-Staaten, das Vereinigte Königreich und die Schweiz vertritt, USA, China, Südkorea, Japan, Russland und Indien entwickelt, gebaut und betrieben.Schweizerische Eidgenossenschaft: ITER / Fusion for Energy, Cadarache (F) / Barcelona Staatssekretariat für Bildung, Forschung und Innovation SBFI (sbfi.admin.ch). Die USA waren von 1998 bis 2003 vorübergehend aus dem Projekt ausgestiegen, Kanada ist seit 2004 nicht mehr dabei. Zwischen der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) und dem ITER-Projekt wurde 2008 eine Zusammenarbeit auf Expertenebene vereinbart.ITER, IAEA sign deal to move nuclear fusion research forward. In: Energy Daily, 13. Oktober 2008. Abgerufen am 8. Mai 2011.
Funktion
ITER funktioniert nach dem Tokamak-Prinzip. Die Spulen, die das ringförmige Vakuumgefäß umschlingen, erzeugen darin ein starkes Magnetfeld in Umfangsrichtung (Toroidalfeld). In das Gefäß wird dann ca. 1 Gramm Deuterium-Tritium-Gas eingelassen, durch eine oder mehrere verschiedene Heiztechniken (siehe Kernfusionsreaktor#Plasmaaufheizung) erhitzt und so in den Plasma-Zustand gebracht. Ein elektrischer Ringstrom erzeugt zusammen mit den Spulen das schraubenförmig verdrillte Magnetfeld, das das Plasma zusammenhält. Die Elektronen und Ionen bewegen sich unter der Lorentzkraft auf engen Schraubenbahnen um die Feldlinien. Stöße untereinander erlauben allerdings eine Drift quer zum Feld. Teilchenbahnen an der Oberfläche des Plasmas enden jenseits einer Feldeinschnürung auf Divertorplatten in der Nähe von Pumpenöffnungen. Die Divertoroberflächen aus WolframC. Thomser et al.: Plasma Facing Materials for the JET ITER-like Wall. Fusion Science and Technology 62, 2012, S. 1–8 (PDF). sind die am stärksten wärmebelasteten Teile des Reaktors.
Die bei der Fusionsreaktion freigesetzten schnellen Neutronen tragen etwa 80 % der Fusionsleistung aus dem Plasma fort. Die restlichen 20 % der Fusionsleistung treten als Rückstoßenergie der in der Reaktion entstandenen Helium-4-Atomkerne auf; sie wird an das Plasma abgegeben und trägt erheblich zu dessen Heizung bei. Mit einer zur Steuerung nötigen äußeren Zusatz-Heizleistung von etwa 50 Megawatt (MW) „brennt“ das Plasma weiter.
Details der Konstruktion mini|Schnitt durch ITER. Rechts unten eine Person zum Größenvergleich.
Plasmavolumen In nominaler Geometrie hat das Plasma einen großen Torusradius von 6,2 m, einen kleinen Radius von 2 m (das heißt, es erstreckt sich von 4,2 bis 8,2 m von der vertikalen Symmetrieachse), ist 6,7 m hoch und hat ein Volumen von 837 m³. Diese Angaben beziehen sich auf die Separatrix genannte Fläche des Magnetfeldes, außerhalb derer die Feldlinien geladene Teilchen nicht einschließen, sondern zum Divertor lenken.
Divertor
Der Divertor befindet sich unten im Vakuumgefäß. Er ist in 54 schmale 10-Tonnen-Segmente unterteilt, die einzeln robotisch montiert und auch ausgetauscht werden. Sie bestehen aus einem Stahlkörper als Teil des Neutronenschirms und tragen je drei Oberflächenelemente aus wassergekühltem Wolfram, insgesamt 210 m2.
Magnetfeldlinien aus dem Außenbereich des Torus treffen die fast vertikal orientierten Bereiche der Divertor-Oberfläche in flachem Winkel. Dort beträgt die Wärmestromdichte aus rekombinierenden Plasmateilchen kontinuierlich etwa 1 kW/cm2, kurzfristig 2 kW/cm2. Der flache Einfallswinkel verteilt nicht nur den Wärmestrom auf eine größere Oberfläche, sondern treibt entstehendes Neutralgas nach unten, zu den Cryopumpen.Iter.Org: Divertor. 25. Nov 2017
Die Stahlkörper des Divertors müssen großen Lorentzkräften standhalten, die auf elektrische Haloströme wirken, die aus dem Plasma über den Divertor zur Wand des Vakuumgefäßes fließen, wenn das Plasma ungeregelt zusammenbricht.Raphael Rosen (PPPL): How would "halos" affect iter? ITER Newsline 26. März 2018.Nina Schwarz et al.: Vertical Forces during VDEs in an ITER plasma and the Role of Halo Currents. Nucl. Fusion 63, 2023, doi:10.1088/1741-4326/acf50a (freier Volltext).
Erste Wand Anders als der Divertor soll der überwiegende Teil der „Erste Wand“ genannten Oberfläche nur während des Anfahrens Kontakt zum Plasma haben, wird aber danach vor allem durch Strahlung sehr heiß. Teilchenbeschuss bei Plasmainstabilitäten bringt durch Sputtern Wandmaterial als Verunreinigung ins Plasma.
Lange war Beryllium als Beschichtung vorgesehen. Vorteile gegenüber Wolfram sind die höhere Wärmeleitfähigkeit und die geringere Ordnungszahl von Z = 4, sodass Beryllium als Verunreinigung geringere Energieverluste durch Bremsstrahlung verursachen würde.Eugenio Schuster: Nuclear Fusion and Radiation. Vorlesungsskript. Wolfram (W) vom Divertor würde allerdings das Beryllium (Be) verunreinigen. Die intermetallische Phase Be22W würde abplatzen.Rodrigo Mateus et al.: Stability of beryllium-tungsten coatings under annealing up to 1273 K. Nuclear Materials and Energy, 2023, doi:10.1016/j.nme.2023.101571 (freier Volltext). Nun ist Wolfram auch für diese Oberfläche vorgesehen.Nuclear Engineering International: ITER reviews plans. 6. Oktober 2023.
Eine Kupferlegierung stellt den Wärmekontakt zu Kühlwasserkanälen her. Das Strukturmaterial der Paneele ist Stahl. Sie sitzen austauschbar auf den Blanket-Modulen.iter.org: What will the blanket teach us? ITER Newsline, 9. September 2019.
Blanket
Das Blanket (engl. für Decke) bedeckt in Form von 440 austauschbaren Blöcken die Innenseite des Vakuumgefäßes und schützt es mit seinen 1530 t (überwiegend Stahl) vor den schnellen Neutronen aus der Fusionsreaktion. Der damit verbundene Wärmestrom ist weit größer als der von der Oberfläche und wird mit 1 t/sT Hirai (ITER Organization): Engineering of In-vessel Components for ITER. PFMC-13, Rosenheim, Mai 2011. Kühlwasser bei Temperaturen zwischen 70 und 240 °C abgeführt.
In den Blankets zukünftiger Fusionsreaktoren soll zudem Tritium erbrütet werden, indem die Neutronen in Beryllium oder Blei vermehrt werden und mit Lithium-6 zu Helium-4 und Tritium reagieren. Verschiedene Konstruktionen dafür sollen in einer späten Phase von ITER getestet werden. Diese Test-Blanket-Module werden gesonderte Kühlkreisläufe haben, mit Helium oder Wasser unter hohem Druck, um die Funktion auf einem hohen Temperaturniveau zu demonstrieren, wie es für eine Stromproduktion nötig wäre.
Vakuumgefäß Das Vakuumgefäß umgibt als Torus das Plasma mit D-förmigem Querschnitt von 6 m innerer Breite. Es schützt das Plasma gegen Verunreinigung von außen und stabilisiert es passiv durch seine elektrische Leitfähigkeit. Diese ist in Richtung des Plasmastroms geringer, um diesen von außen steuern zu können. Das Vakuumgefäß schützt auch die Umgebung vor Kontamination mit radioaktiven Nukliden (nicht nur Tritium) und verringert die Neutronenbelastung der supraleitenden Spulen (Erwärmung) und der Strukturmaterialien (Aktivierung). Dazu befinden sich im Kühlwasser zwischen seinen doppelten Stahlwänden etwa 50.000 Stahlteile von insgesamt fast 1700 Tonnen. Diese sind zudem teilweise ferromagnetisch, um die Welligkeit des Toroidalfeldes zu verringern. Schließlich hat das Vakuumgefäß noch die Aufgabe, Zerfallswärme aus den Blankets aufzunehmen, wenn deren Wasserkühlung ausfällt.
Zahlreiche rechteckige Öffnungen () erlauben den Zugang zum Inneren für die verschiedenen Heiz- und diagnostischen Einrichtungen, für Pumpen und Wartungsarbeiten. Sie sind in drei Reihen angeordnet, 18 oben, 17 in der Mitte, 9 unten. Drei Ports sind für die Montage von Brutblanket-Testmodulen vorgesehen. Die Ports sind mit Stutzen versehen, die von sogenannten (Stöpseln) möglichst neutronendicht verschlossen sind.U. Fischer et al.: Neutronic Analysis of ITER Diagnostic Components In: Ingrid Pleli (Hgb): Nuclear Fusion Programme: Annual Report of the Association KIT/EURATOM 2012. KIT-SR 7647, 2013, , . Diagnostische Instrumente z. B. sitzen teils vor, teils eingebettet in wassergekühlte Stahlteile, die das Volumen der Plugs ausmachen. Auf der rückwärtigen Seite sind die Plugs mit Flanschen vakuumdicht auf den Stutzen befestigt. Nach außen schließen sich Verlängerungen an, , die zur Kompensation von thermischer Ausdehnung mit elastischen Faltenbälgen vakuumdicht an Öffnungen in der umgebenden Wand, dem Kryostaten, angeschlossen sind. In ihnen herrscht Atmosphärendruck.
Das Vakuumgefäß hat einen Außendurchmesser (ohne Anbauten) von gut 19 m und eine Höhe von 11 m. Ohne Einbauten (Blankets, Divertoren), Anbauten (Plugs, Port Extensions) und Füllung (Abschirmteile, Wasser) hat es eine Masse von rund 4000 t. Insgesamt lastet es mit fast 9000 t auf einem ringförmigen Podest am Boden des Kryostaten. Die neben dem Gewicht größten mechanischen Belastungen entstehen durch Gasdruck im Kryostaten im Fall eines großen Helium-Lecks bzw. elektromagnetisch bei schneller Abnahme des Toroidalfeldes (der reguläre Aufbau des Feldes dauert dagegen zwei Stunden).J.-M. Martinez (ITER Organization): ITER Vacuum Vessel Load Specification. Ver. 3.3, Doc. ID 2F52JY, 3. Dezember 2013; zusammengefasst in: M. Cambazar et al.: Structural analysis of the ITER Vacuum Vessel regarding 2012 ITER Project-Level Loads. In: Fusion Engineering and Design. Band 89, Nr. 7–8, 2014, S. 1872–1876, doi:10.1016/j.fusengdes.2014.02.042.
Spulen mini|Spulenanordnung von ITER Toroidalfeld-Spulen