Wolfram als Wandmaterial im Tokamak ASDEX Upgrade

Forschungsbericht (importiert) 2003 - Max-Planck-Institut für Plasmaphysik

Autoren
Neu, Rudolf
Abteilungen
Tokamak: Rand- und Divertorphysik (Dr. Arne Kallenbach)
MPI für Plasmaphysik, Garching
Zusammenfassung
Im Fusionsexperiment ASDEX Upgrade wurde ein großer Teil der plasmabelasteten Wandkomponenten durch wolframbeschichtete Ziegel bedeckt. ASDEX Upgrade ist damit weltweit die einzige Anlage, die Wolfram (W) als Wandmaterial in größerem Umfang untersucht. Wie bereits im Wolfram-Divertor-Experiment (siehe MPG-Jahrbuch 1996) konnte gezeigt werden, dass in kraftwerksrelevanten Entladungen nur sehr geringe Mengen dieses Wandmaterials in das Plasmazentrum eindringen. Daneben wurden die Vorgänge aufgeklärt, die zur Anhäufung des Wolframs im Zentrum führen können, und Methoden entwickelt, dies aktiv zu verhindern. Diese Ergebnisse legen nahe, dass Wolfram als Prallplattenmaterial auch für das geplante internationale Fusionsexperiment ITER eine attraktive Lösung sein kann. Darüber hinaus wurden die Grundlagen für den großflächigen Einsatz von Wolfram in einem künftigen Kraftwerk geschaffen. Weitere Studien in ASDEX Upgrade sollen das Verhalten eines Fusionsexperiments ohne Wandkomponenten aus Kohlenstoff klären.

Bei den gegenwärtigen Fusionsanlagen steht die Optimierung des Plasmazustands im Mittelpunkt der Untersuchungen. Deswegen werden zurzeit in den meisten Tokamaks für Wand und Divertor Materialien mit niedriger Kernladungszahl Z wie Beryllium (Be) oder Kohlenstoff (C) - in Form von Graphit - eingesetzt. Der Vorteil: Gelangt erodiertes Be oder C in das Plasmazentrum, so ist der Einfluss auf das Plasma selbst bei Konzentrationen von einigen Prozent gering, da die Verunreinigungen bei den herrschenden Plasmatemperaturen vollständig ionisiert sind und nur durch erhöhte Bremsstrahlung der Plasmaelektronen zur abgestrahlten Leistung beitragen. Graphit verhält sich außerdem sehr günstig bei Wärme-Schockbelastungen, da es nicht wie Metall schmilzt sondern sublimiert.

Wandmaterial - leicht oder schwer?

Für ITER, die erste Anlage mit brennendem Fusionsplasma, müssen aber verstärkt auch andere Optimierungskriterien berücksichtigt werden: Der Verdünnung des Deuterium-Tritium-Gemischs durch Verunreinigungsionen im Plasmazentrum sind engere Grenzen gesetzt, d. h. die erlaubte Konzentration von niedrig-Z-Elementen liegt sehr niedrig. Auch bezüglich der Standzeit sind C und Be nicht in gleichem Maße wie in heutigen Experimenten als Wandmaterial einsetzbar, da sie bei Beschuss durch Wasserstoffionen wegen ihrer geringen Masse relativ hohe Zerstäubung zeigen. Dies kann bei den hohen Wasserstoff-Fluenzen in ITER zu inakzeptablem Materialabtrag führen. Darüber hinaus zeigt Kohlenstoff den unerwünschten Effekt der so genannten chemischen Erosion durch niederenergetische Ionen und Neutrale, während Beryllium eine sehr tiefe Schmelztemperatur besitzt. Als weitaus wichtigster Nachteil von Kohlenstoff hat sich jedoch in den letzten Jahren die Kodeponierung von Wasserstoff mit erodiertem Kohlenstoff erwiesen: In einer mit Tritium betriebenen Fusionsanlage würde so innerhalb kurzer Zeit ein großes Tritium-Inventar im Reaktorgefäß angesammelt - ein erhebliches Sicherheitsrisiko. Daher ist die Erforschung von Methoden zur Entfernung von kodeponierten Schichten einerseits und von alternativen Wandmaterialien andererseits eine der wichtigsten Aufgaben in der Fusionsforschung.

Eine Alternative zu niedrig-Z-Divertormaterialien stellt Wolfram (W) dar. Die Zerstäubungsraten durch Wasserstoff sind wesentlich niedriger und die thermischen Eigenschaften sind ebenfalls sehr vorteilhaft. Als weiterer günstiger Effekt konnte bei Voruntersuchungen zum W-Divertor die so genannte prompte Redeponierung beobachtet werden: Bedingt durch das kleine Verhältnis der Ionisationslänge des neutralen W-Atoms zum Gyroradius der einfach geladenen W-Ionen wird ein großer Teil des zerstäubten Wolframs nach der Ionisation durch die Ablenkung im Magnetfeld in unmittelbarer Nähe (≈ mm) wieder abgelagert.

Bei der Zerstäubung von hoch-Z-Materialien spielen niedrig-Z-Verunreinigungen im Plasma eine große Rolle. Wegen ihres höheren Ladungszustands gewinnen diese Ionen im Schichtpotenzial vor der Prallplatte eine höhere Einfallsenergie; zudem führt die größere Masse beim Aufprall zu einem besseren Energieübertrag, sodass die Zerstäubung bei niedrigen Plasmatemperaturen im Vergleich zu reinem Wasserstoff stark erhöht ist. Kritisch ist auch, dass Wolfram selbst bei den hohen Temperaturen in einem Fusionsplasma noch nicht vollständig ionisiert ist. Ins Plasmazentrum vorgedrungenes Wolfram kann daher erhebliche Leistung abstrahlen und so die zentrale Leistungsbilanz verschlechtern. Zudem können sich bei stoßdominiertem - klassischem - Transport im Torus Verunreinigungen positiv abhängig von der Ladungszahl im Zentrum anhäufen. Negative Erfahrungen dieser Art in Experimenten der 80er- Jahre (PLT, USA; JT-60, Japan) führten letztlich zur Verwendung von niedrig-Z-Materialien in den meisten Fusionsexperimenten.

Kohlenstoff-Quellen

Im Unterschied zu diesen Experimenten, bei denen sehr heiße Plasmaionen auf Limiter-Prallplatten strömten, wird jedoch ITER im Standardbetrieb ein dichtes, relativ kaltes Divertorplasma besitzen. Das Wolfram-Divertor-Experiment an ASDEX Upgrade konnte 1996 erstmals die Anwendbarkeit von hoch-Z-Materialien bei Divertorkomponenten unter ITER-ähnlichen Bedingungen demonstrieren (siehe MPG-Jahrbuch 1996). Es zeigte sich allerdings auch, dass im Divertor relativ große Mengen von Kohlenstoff deponiert wurden, dessen Quellen nur im Hauptraum der Entladungskammer liegen konnten. Da Kohlenstoff einerseits die Verunreinigungspezies ist, die den Rand von Fusionsplasmen am effektivsten kühlt, andererseits den Hauptbeitrag zur Erosion von Wolfram liefert, blieb die Frage offen, wie sich Wolfram ohne die Gegenwart von Kohlenstoff verhält.

Dies gab Anlass zu den derzeitigen Wolfram-Experimenten, die bereits 1999 starteten. Dabei soll einerseits geklärt werden, was die Haupt-Nettoquellen für den in den Plasmaentladungen beobachteten Kohlenstoff sind und wie sich eine stufenweise Reduzierung dieser Quellen auf die Entladungen und die Wechselwirkung des Plasmas mit den Wolfram-Komponenten auswirkt. Anderseits ergeben sich für Wolfram-Komponenten im Hauptraum andere Erosionsmechanismen, zum Beispiel Zerstäubung durch heiße Ladungsaustausch-Neutrale aus dem Plasmazentrum. Die im Hauptraum erodierten Wolfram-Atome können - im Vergleich zu einer W-Quelle im Divertor - leichter in das Hauptplasma eindringen, da ihr Weg durch die Plasmarandschicht viel kürzer ist. Um das anderweitige Experimentierprogramm nicht zu gefährden, wurde daher die W-Oberfläche schrittweise vergrößert. Sollten sich neue W-Komponenten nachteilig auf den Plasmabetrieb auswirken, so wäre ein schneller Rückbau möglich gewesen. Daneben erlaubte diese Vorgehensweise auch eine einfachere Identifizierung der hauptsächlichen Kohlenstoff-Quellen. Obwohl diese Untersuchungen von elementarem Interesse für den Bau eines Fusionskraftwerks sind, ist ASDEX Upgrade weltweit die einzige Anlage die Wolfram in größerem Umfang als Wandmaterial einsetzt.

Zunächst wurden nur Komponenten ohne direkten Plasma-Wand-Kontakt mit Wolfram beschichtet, weshalb ein einfacheres Verfahren als beim W-Divertor-Experiment (damals wurde eine 0,5 mm dicke W-Schicht durch Plasma-Spritzen aufgetragen) zur Beschichtung der Graphit-Substrate verwendet werden konnte: Die durch eine Bogenquelle aufgetragene W-Schicht ist je nach Komponente zwischen 1 und 4 µm dick. Dadurch ist gewährleistet, dass die Graphitoberflächen vollständig bedeckt sind. Gleichzeitig werden die mechanischen Spannungen in der Schicht gering gehalten, was die Schichthaftung begünstigt. Im Laufe der Untersuchungen zeigte sich, dass diese Schichten auch in höher belasteten Bereichen eingesetzt werden können, sodass im Jahr 2003 auch der obere Divertor damit ausgerüstet wurde. Abbildung 1 zeigt den poloidalen Querschnitt des Plasmagefäßes von ASDEX Upgrade vor Beginn der jetzigen Experimentierkampagne: Nahezu der komplette Hauptraum sowie der obere Divertor sind mit W-beschichteten Ziegeln ausgestattet, was 65 Prozent aller plasmanahen Wandkomponenten entspricht.

Blick in das Innere von ASDEX Upgrade. Die Wolfram-beschichteten Ziegel (englisch bezeichnet mit "tungsten") - an ihrer helleren Farbe erkennbar - bedecken ca. 65 Prozent der Gesamtfläche der plasmabelasteten Wandkomponenten.

Sowohl bei den Voruntersuchungen zu den Eigenschaften der W-Schichten als auch bei den eigentlichen Experimenten arbeiteten die an ASDEX Upgrade beschäftigten Bereiche des IPP eng zusammen. Der Bereich Experimentelle Plasmaphysik 4 hatte die Aufgabe, das Verhalten von Wolfram - und des verbliebenen Kohlenstoffs - in den Plasma-Entladungen zu diagnostizieren. Aufbauend auf den früheren W-Untersuchungen wurde mithilfe des temperaturabhängigen Verhältnisses aus Ionisations- zu Anregungsrate das Verhalten der W-Quelle im Hauptraum bestimmt. Es zeigte sich sehr schnell, dass erwartungsgemäß die W-Zuflüsse vom Hitzeschild der zentralen Säule im Divertorbetrieb sehr gering sind. Nur bei sehr geringem Abstand des Plasmas zur W-Oberfläche bzw. im Limiterbetrieb - d.h. während der Auf- und Abbauphasen der Plasmaentladung, bei denen ein direkter Plasma-Wand-Kontakt herrscht - konnte ein räumlich eng begrenzter Bereich mit signifikantem W-Zufluss beobachtetet werden. Im Gegensatz hierzu wurden schon kurz nach Aufnahme des Plasmabetriebs Kohlenstoff-Zuflüsse von den W-Oberflächen nachgewiesen.

Dieser zunächst überraschende Befund lässt sich dadurch erklären, dass Kohlenstoff, begünstigt durch sein rezyklierendes Verhalten, sehr schnell von den primären Quellen (in diesem Fall höchstwahrscheinlich die CFC-Schutzlimiter an der Außenwand) auf alle Oberflächen im Torus wandert. Beide spektroskopisch gewonnenen Ergebnisse konnten in unterschiedlichen post mortem-Untersuchungen der Bereiche Oberflächenphysik und Plasmadiagnostik untermauert werden. Die Bereiche starker W-Erosion waren eindeutig durch Ionenbeschuss zu erklären und wiesen nur eine sehr geringe C-Bedeckung auf. Daneben wurden Bereiche starker Deposition identifiziert, die nahezu keine W-Erosion zeigen und durch µm-dicke C-Schichten charakterisiert sind.

Wolfram-Konzentration im Plasma

Ein weiterer wichtiger Parameter ist die zentrale Konzentration des Wolframs, wie sie sich in verschiedenen Entladungsszenarien einstellt. Neuere Abschätzungen für ITER ergeben eine maximal erlaubte W-Konzentration von einigen 10-5. Zu ihrer Bestimmung in ASDEX Upgrade wurde zunächst auf das während des W-Divertor-Experiments entwickelte Verfahren zurückgegriffen: In Wolfram-Injektions-Experimenten wurde die Konzentration im Plasma aus der gesamten abgestrahlten Leistung unter Zuhilfenahme des Parameters für die Strahlungsleistung bestimmt. Er gibt an, wie viel Leistung von einem W-Ion bei gegebener Plasmatemperatur und -dichte abgestrahlt wird. Daneben wurde die Emissivität seiner Linienstruktur im Vakuum-UV (bei 5 nm) - das so genannte W-Quasikontinuum - beobachtet, das von Ladungszuständen um W30+ emittiert wird. Diese Ionen besitzen eine nicht abgeschlossene 4f- oder 4d-Unterschale. Wegen der großen Anzahl von Kopplungsmöglichkeiten dieser Elektronen ergeben sich viele benachbarte Energieniveaus, deren Übergänge so dicht beieinander liegen, dass sie experimentell nur als "Kontinuum" nachweisbar sind.

Durch Vergleich der spektroskopischen Messungen mit den aus der Strahlung berechneten W-Konzentrationen für viele unterschiedliche Entladungstypen gelang eine Quer-Kalibrierung. Diese erlaubt es, in Entladungen, in denen die Herkunft der Gesamtstrahlung nicht vollständig einer Verunreinigung zuzuordnen ist, den Wolframgehalt anzugeben. Die Ladungszustände um W30+ liegen aufgrund ihrer Ionisationsenergie nur in einem Temperaturbereich um ca. 1 keV ( ≈ 11,6 x 106 K) im Plasma vor. Die Mehrzahl der gegenwärtigen Plasmaentladungen in ASDEX Upgrade besitzt jedoch zentrale Temperaturen über 2 keV, sodass andere spektroskopische Signaturen notwendig sind, um das W-Verhalten im Zentrum zu charakterisieren. Hier konnten Einzelspektrallinien von Br- bis Cu- ähnlichen (W39+ -W45+)-Ionen benutzt werden, die bereits 1996 im gleichen Spektralbereich identifiziert wurden. Da es sich hierbei um Übergänge in der 4s- bzw. 4p-Schale handelt, ist die Anzahl der Kopplungsmöglichkeiten geringer und die Einzellinien sind dadurch ausgeprägter.

In letzter Zeit wurden die spektroskopischen Beobachtungen auch auf das Gebiet der weichen Röntgenstrahlen ausgedehnt. Hier sind es ∆n = 1-Übergange der oben genannten Ionisationsstufen, die im Bereich von 0,4 bis 0,8 nm zu einem an Linien reichen Spektrum führen. Abbildung 2 zeigt ein solches Spektrum für eine Plasmaentladung mit einer Zentraltemperatur von nahezu 4 keV. Es dominieren die Übergänge der Ionisationsstufen W45+ bis W47+ (Cu-, Ni- und Co- ähnliches Wolfram). Gemessen wurde mit einem rotierenden Kristallspektrometer, das während einer Entladung einen großen Spektralbereich aufzeichnen kann. In Zusammenarbeit mit dem Lawrence Livermore National Laboratory konnte eine Vielzahl von Spektrallinien identifiziert werden.

Linienspektrum von hochgeladenen Wolframionen (W39+ - W47+) im weichen Röntgenbereich. Bei der vorherrschenden zentralen Plasmatemperatur von rund 4 keV dominieren die Übergange im Cu- bis Co-ähnlichen Wolfram (W45+ - W47+).

Diese Ab-initio-Rechnungen lassen in Verbindung mit einem Stoß-Strahlungs-Modell auch die Vorhersage von absoluten Intensitäten zu. Dadurch eröffnet sich eine weitere unabhängige Möglichkeit, die Dichten der einzelnen Ionisationsstufen und damit der lokalen Wolframkonzentration zu bestimmen. So konnte das raum-zeitliche Verhalten der W-Konzentration in Plasmaentladungen erstmals untersucht werden. Es zeigte sich, dass in Entladungen, die als Referenzsezenario für ITER geplant sind, sehr niedrige W-Konzentrationen (-5) ohne zentrale Anhäufung erzielt werden. In Entladungen mit sehr gutem zentralen Einschluss - wie die so genannte ,Improved H-Mode' - können sich allerdings sehr zugespitzte W-Konzentrationsprofile einstellen: Die Konzentration im Zentrum kann dabei zehnmal höher sein als am Plasmarand. Aufbauend auf neueren Erkenntnissen über den Teilchen- und Wärmetransport im Hintergrundplasma ließ sich diese Akkumulation jedoch durch zentrale Wellenheizung vollständig unterdrücken: Der zusätzliche zentrale Wärmefluss vergrößert den Wärmetransport und damit offenbar auch den turbulenten Teilchentransport, der wiederum die großen W-Dichtegradienten abbaut. Die zusätzlich notwendige Heizleistung - ca. 10 bis 20 Prozent der ursprünglichen Heizleistung - und die resultierende Einschlussverschlechterung (ca. 5 Prozent) sind äußerst moderat.

Abbildung 3 zeigt den zeitlichen Verlauf einiger Parameter in einer Plasmaentladung mit sehr gutem Einschluss und zugleich effizienter Reduktion der zentralen W-Konzentration durch Elektron-Zyklotron-Resonanz-Heizung (ECRH), was durch den zeitlichen Verlauf der zentralen und peripheren W-Konzentration veranschaulicht wird. Sollte sich der Transport im Hintergrundplasma auch am Arbeitspunkt eines Kraftwerks ähnlich verhalten (was Gegenstand aktueller Forschung ist) würde hier die zentrale Heizung durch die Fusionsreaktionen die Wolfram-Akkumulation auf natürliche Weise verhindern. Zentrale Wellenheizung könnte diesen Prozess unterstützen.

Zeitlicher Verlauf der zentralen (r = 0,1) und peripheren (r = 0,75) Wolframkonzentration (cW) in einer Plasmaentladung mit verbessertem Einschluss. Durch zentrale Wellenheizung (ECRH) kann die Wolfram-Anhäufung vollständig unterdrückt werden (grau eingefärbter Bereich). Der Einfluss auf Plasma-Dichte (ne) und Temperatur (Te) ist jeweils auf der Plasma-Achse (r = 0) und bei ungefähr halben Plasma-Radius (r = 0,5) gezeigt. Das Verhalten der Randschichtinstabilitäten (ELMs) ist durch D_ gekennzeichnet, der normierte Energieeinschluss durch den Parameter H96p. Der Zeitverlauf der Zusatzheizleistung durch Neutralteilcheninjektion (PNBI) und ECRH (PECRH) ist im oberen Teil wiedergegeben.

Ein anderes Plasmaszenario, die so genannte "ELM-freie H-Mode", ist ebenfalls für guten Teilchen- und Energieeinschluss bekannt. Durch das Fehlen periodischer Randinstabilitäten (so genannte "edge localized modes", ELMs) nimmt jedoch der Verunreinigungsgehalt während dieser Phasen kontinuierlich zu. Wenn die abgestrahlte Leistung in den Bereich der Heizleistung kommt, kann dies zu einem Rückübergang in ein Regime mit schlechterem Einschluss bzw. zu einem Stromabbruch führen. Hier konnte durch den kontinuierlichen Einschuss kleiner Pellets - Würfel bestehend aus weniger als 100 µg kryogenem Deuterium - die ELM-Aktivität induziert und so der (W-)Verunreinigungsgehalt entscheidend gesenkt werden. Durch Kombination beider Verfahren - zentrale Heizung und Pelleteinschuss - gelang unter Zugabe von Argon auch die Kühlung des Plasmarandes, ohne dass sich der Wolframgehalt des Plasmas nennenswert erhöhte.

Insgesamt ergibt sich das recht ermutigende Ergebnis, dass trotz mehr als 65 Prozent W-Oberfläche der Plasmabetrieb in ASDEX Upgrade nur gering beeinflusst wurde. In einem großen Teil der Entladungen, die als Standardszenario für ITER angestrebt werden, liegt die zentrale W-Konzentration unter der Grenze von einigen 10-5. Die erarbeiteten Techniken zur Kontrolle des W-Transport scheinen auch für ein Kraftwerk geeignet zu sein.

Künftige Untersuchungen sollen dem Verhalten einer gänzlich kohlenstofffreien Fusionsanlage gelten. Vorexperimente hierzu sollen die Grundlagen für eine Beschichtung der letzten verbliebenen Graphit-Teile legen, insbesondere der äußeren Hilfslimiter. Daneben werden die spektroskopischen Untersuchungen weitergeführt, deren Ergebnisse in die in internationaler Kollaboration entstandene Atomdatenstruktur (ADAS) einfließen sollen. Da in ASDEX Upgrade die Verwendung von Wolfram weit über das bisher für ITER angestrebte Maß hinausgeht, sind die erlangten Erkenntnisse bereits für ein Demonstrationskraftwerk relevant, das ohne niedrig-Z-Wandmaterialien auskommen muss.

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