Technologie-Entwicklung für ITER

Sieben große Technologie-Projekte zur Unterstützung der ITER-Planung

29. November 1999

Der nächste große Schritt in der Entwicklung der Fusion ist der Internationale Thermonukleare Experimentalreaktor ITER. Zur Unterstützung der ITER-Planung wurden 1995 sieben große Technologieprojekte begonnen: Um die industrielle Machbarkeit und Tauglichkeit der wesentlichen ITER-Bauteile zu zeigen, wurden zwei Magnetspulen-Modelle, ein Prototyp-Teil des Plasmagefäßes, Blanket-Bausteine, Divertor-Komponenten sowie Fernbedienungs-Apparaturen zum Auswechseln von Blanket- und Divertor-Teilen gefertigt.

Die Projektkosten - bis Juli 1998 rund 400 Millionen US-Dollar - wurden im wesentlichen von den weltweit laufenden Fusionstechnologie-Programmen getragen, die damit stark auf das gemeinsame Ziel ausgerichtet wurden.

ITER wird in internationaler Zusammenarbeit der weltweit führenden Fusionsprogramme Europas (einschließlich Kanada), Japans, der Russischen Föderation (einschließlich Kasachstan) und - bis 1998 - der USA vorbereitet. Ziel ist es, die wissenschaftliche und technische Machbarkeit der Fusion zu zeigen. Dazu soll ITER ein energielieferndes Deuterium-Tritium-Plasma erzeugen und die wesentlichen Technologien eines Fusionskraftwerks demonstrieren.
 

Prototyp der Hälfte eines Plasmagefäß-Sektors in Originalgröße – nach dem ITER-Entwurf von 1998 – hergestellt in Japan.

Plasmagefäß-Teilstück
Mit einer Höhe von 15 Metern im ITER-Entwurf von 1998 ist die Vakuumkammer - ein ringförmiges Stahlgefäß, das später das 1500 Megawatt Fusionsleistung erzeugende Plasma enthalten soll - etwa drei mal so hoch wie das größte existierende Plasmagefäß und wesentlich komplexer aufgebaut. Nur mit einem Modell in Originalgröße konnte man daher die mechanischen Eigenschaften des Bauteiles prüfen. Das Gefäß ist aus Stabilitätsgründen doppelwandig und mit 60 Öffnungen ausgestattet, an die später Plasmaheizung, Messgeräte, Vakuum-Pumpen und fernbediente Roboter angeschlossen werden sollen. Äußere und innere Gefäßwand sind durch Rippen verbunden; zur Abschirmung der Fusionsneutronen wird der Zwischenraum mit Wasser gefüllt und mit Stahlplatten ausgekleidet. Ein Prototyp für eines der insgesamt 20 Sektoren des Gefäßes in Originalgröße sollte kritische Fertigungsschritte untersuchen, zum Beispiel mögliche Verzerrungen beim automatischen Zusammenschweißen, erreichbare Genauigkeiten oder nicht-zerstörerische Prüfverfahren.

Gefertigt wurde das Modell von dem japanischen ITER-Home Team, wobei die Firmen Hitachi und Toshiba jeweils einen halben Sektor herstellten. So konnten verschiedene Schweißtechniken im Vergleich getestet werden. In Russland entstand zudem der Stutzen für eine der Gefäßöffnungen. Zusammenbau und Test des Gefäßteils sind inzwischen erfolgreich beendet: Die Umsetzbarkeit des Entwurfs und die Tauglichkeit der Herstellungstechniken hat sich bestätigt. Insbesondere erwies es sich als möglich, die beiden Sektor-Hälften - wie vorgesehen - durch ein in den USA entwickeltes, fernbedientes Schweiss- und Schneidesystem zu verbinden. Die erreichte Genauigkeit von rund fünf Millimetern liegen deutlich unter den verlangten Werten. Damit kann man für die Fertigung des ITER-Gefäßes unter verschiedenen Herstellern weltweit auswählen, was Kosten sparen sollte. Das Gefäß-Modell wird weiterhin für fernbediente Schneide- und Schweißtests genutzt, um den Zusammenbau oder das Auswechseln von Gefäßteilen zu trainieren.
 

Modelle der Magnetspulen
ITER ist als supraleitender Tokamak geplant. Der magnetische Käfig zum Einschluss des Plasmas wird von 29 Magnetspulen aufgebaut, die drei verschiedenen Typen angehören. Die gewünschte Magnetfeldstärke bis zu 13 Tesla (an der Spule) wird durch ein anspruchsvolles Supraleitermaterial - Niob-Zinn - erreicht. Supraleitung, d.h. extrem reduzierter Energieverbrauch, setzt ein, wenn die Spulen mit flüssigem Helium auf 4,5 Kelvin nahe dem absoluten Nullpunkt abgekühlt werden. Zwei verschiedene Modellspulen - etwas kleiner als die originalen ITER-Spulen - genügen, um das Verhalten des Supraleiters zu testen und die wesentlichen Herstellungschritte zu demonstrieren - von den einzelnen supraleitenden Fasern bis hin zur kompletten Spule. Hergestellt wurden je ein Model für die Transformatorspule, die in ITER den Plasmastrom erzeugt, und für eine der 20 Hauptfeldspulen.

Die Transformatorspule
Das Model für die Transformatorspule sollte ein Feld gleicher Stärke erzeugen wie das größere Original. Mit einem äußeren Durchmesser von 3,6 und einer Höhe von 2,8 Metern besteht sie aus zwei ineinander gesteckten Modulen. Der innere Teil, gefertigt in den USA, wurde in einen äußeren Teil eingebaut, der in Japan hergestellt wurde. Die benutzten Niob-Zinn-Supraleiter wurden von verschiedenen Firmen in Europa, Japan und den USA produziert. Drei zusätzliche kleine Spulen, die in eine Öffnung innerhalb der großen Spule hineinpassen, dienen speziell zum Test verschiedener Supraleiter. Sie wurden aus drei verschiedenen Supraleiter-Kabeln in Japan und Russland hergestellt.

Insgesamt waren an der Spulenentwicklung 10 Forschungsinstitute beteiligt, 11 Industrieunternehmen stellten Supraleiter und Kabel her, 3 weitere Firmen fertigten Umhüllungen und Leiter, 7 Firmen waren für das Biegen und Endfertigen der Spule zuständig. Die dabei zu erwartenden Probleme beim Transport über Kontinente hinweg, bei der Übergabe, bei der Qualitätskontrolle und beim Zoll ließen sich allesamt befriedigend lösen. Mit der komplex verwobenen internationalen Zusammenarbeit wurden so nicht nur technologische, sondern auch wertvolle administrative Erfahrungen gewonnen.

Der Bau der Modellspule stellte Anforderungen, die weit über die zu Projektbeginn verfügbare Supraleitungstechnologie herausgingen. Alle wesentlichen Herstellungsprobleme sind jedoch inzwischen gelöst, angefangen mit der Fertigung einer größeren Menge Niob-Zinn, über das Einziehen des Kabels in eine massive stützende Umhüllung bis hin zum sorgfältigen Biegen in die geforderte Windungsform. Da Niob-Zinn ein sprödes Material ist, werden in den ursprünglichen Fasern die beiden Komponenten zunächst getrennt in eine Kupfermatrix eingebettet. In diesem Zustand kann das Kabel problemlos bearbeitet und gebogen werden. Erst nach einer 200stündigen Wärmebehandlung bei 650 Grad Celsius bildet sich dann der supraleitende Verbund. Alle temperaturempfindlichen Arbeitsschritte - wie die elektrische Isolierung, die Imprägnierung mit Kunstharz und schließlich das Verbinden der verschiedenen Lagen - folgen dann nach der Wärrmebehandlung.

Mit dem Zusammenbau der zwei Teilspulen wurde die Spulenmontage kürzlich in einer Testanlage in Naka/Japan abgeschlossen. Hier müssen die Modellspule und ihre verschiedenen Einlegespulen zunächst ihre verlangten Eigenschaften zeigen. Belastungen über die späteren Betriebsbedingungen hinaus sollen dann der Verbesserung des Entwurfs dienen, insbesondere für Leiter und Isolation.

Modell der Hauptfeldspule
Diente die erste Modellspule vor allem dem Test des Supraleiters, so sollte das verkleinerte Modell einer der 20 Hauptfeldspulen vor allem die komplexere Windungstechnik dieses Spulentyps entwickeln: Kritische Herstellungsschritte sollten identifiziert und das Verhalten aller Komponenten im Verbund untersucht werden. Hauptverantwortlich war das Europäische Home Team in Garching in Zusammenarbeit mit dem japanischen Teil des ITER-Teams in Naka. Zur Herstellung der vier Meter hohen und drei Meter breiten Modellspule wurde ein anderes Stabilisierungs-Konzept genutzt als bei der Transformatorspule. Das Niob-Zinn-Kabel wurde nun in ein dünnes Hüllrohr eingezogen, in die gewünschte Form gebogen, dann erhitzt und isoliert. Zur mechanischen Unterstützung wurden die Windungen dann in die spiralförmigen Rillen einer massiven Stahlplatte eingelegt. Fünf dieser beidseitig belegten Platten wurden sodann in einem stützenden Stahlgehäuse zusammengefasst. Die fertige Spule soll nun in der Testanlage TOSKA im Forschungszentrum Karlsruhe in einem realistischen magnetischen Umgebungsfeld getestet werden.
 

Das Blanket
Das Blanket bedeckt die innere Wand des Plasmagefäßes. Es nimmt die Fusionsenergie der hochenergetischen Neutronen auf, die im Fusionsprozess erzeugt werden, und schirmt Plasmagefäß, Magnetspulen und äußerere Teile der Anlage ab. (In einer späteren ITER-Betriebsphase soll dieses Abschirmblanket durch ein Brutblanket ersetzt werden, das dann den größten Teil des benötigten Fusionsbrennstoffs Tritiums herstellt.) Um die fernbediente Wartung des Blankets zu erleichtern, ist es aus 720 einzelnen Teilen aufgebaut. Zum Einbau des Blankets werden die vier Tonnen schweren Module mit einem fernbedienten Transporter im Plasmagefäß durch eine der Öffnungen in das Gefäß hineingehoben, dort an der Wand befestigt und mit der Wasserkühlung verbunden. Stahl und Druckwasser sorgen für die Absorption und Abschirmung der Neutronen.

Um die Herstellbarkeit zu überprüfen und Schraub-, Schweiß- und Trenntechniken für den fernbedienten Ausbau des Blanket zu entwickeln, wurden neben verschiedenen verkleinerten Bauteilen zwei Blanket-Module in Originalgröße samt ihrem Verbindungssystem gefertigt. Die Leistungsfähigkeit beispielhafter Teile soll unter Originalbedingungen getestet werden. Unterstützt wird der Entwurf durch begleitende Materialforschung, die Untersuchung der Verbindungstechniken und der Neutronik. Alle vier ITER-Partner sind beteiligt: Hauptverantwortlich ist das Europäische Home-Team, das mit den japanischen und russischen Home-Team und dem ITER-Team in Garching zusammenarbeitet.

Die bisherigen Ergebnisse bestätigen, dass die Blanket-Module für ITER herstellbar sind: Zahlreiche Materialien und Verbindungstechniken wurden getestet und die für den ITER-Betrieb tauglichen ausgewählt. Die zwei Module in Originalgröße - massive mehrschichtige Bauteile - wurden jeweils in Japan und Europa hergestellt. Das Strukturmaterial - Stahl - ist von einer "ersten Wand" bedeckt, die aus einer von Kühlkanälen durchzogenen Kupferlegierung besteht. Hier wird die aus dem Plasma kommende elektromagnetische Strahlung - bis zu 5 Megawatt pro Quadratmeter - im Kühlmittel verteilt. Darüber und dem Plasma direkt zugewandt liegt ein Schutzschild aus Beryllium, Kohlenstoff oder Wolfram. Um die komplex geformten Prototypen herzustellen, wurden zwei verschiedene Techniken erprobt - konventionelles Schmieden und Bohren sowie "Powder Hot Isostatic Pressing". Mit dieser anspruchsvollen Fertigungsmethode wird Stahlpuder bei hoher Hitze und hohem Druck in die gewünschte Form zusammengebacken und zugleich mit den Kupfer- oder Beryllium-Schichten verbunden. Mit beiden Methoden konnte die verlangte Fertigungsgenauigkeit von weniger als zwei Millimetern erreicht werden. Die Fertigstellung eines der Module und der Test beider Prototypen steht noch aus. Parallel dazu wird der Zusammenbau des Blankets erprobt - Einbringen der Module in das Plasmagefäß, Schließen und Lösen von Schraubverbindungen, Schneiden und Verbinden.
 

Fernbedientes Blanket-Auswechseln
Um beschädigte Module austauschen und - in einer späteren ITER-Experimentierphase - das Tritium-Brutblanket in die ITER-Anlage einbauen zu können, müssen die einzelnen Module auswechselbar sein. Wegen der hohen Strahlung wurde dazu ein fernbedient arbeitendes System entwickelt - vier auf einer Schiene im Plasmagefäß laufende Roboterfahrzeuge. Vollständig fernbedient werden die Schienenteile zunächst durch vier Öffnungen in das Plasmagefäß eingeführt, dort zusammengebaut und verankert. Die Fahrzeuge, die jeweils mit einem sechs Meter langen Greifarm ausgerüstet sind, handhaben die schweren Blanket-Module mit hoher Genauigkeit. Der Greifer kann die Module an der Stützwand befestigen und wieder lösen, Kühlwasserleitungen zusammenschweißen und trennen sowie mit einer Videokamera das Gefäß inspizieren.

Dieses System, in das auch Europäische Beiträge eingeflossen sind, wurde in einer Testanlage in Naka/Japan mit Erfolg getestet. Hier wird in Originalgröße die komplette Innenregion des halben Plasmagefäßes simuliert. Dazu gehören auch die fernbedienbaren Werkzeuge zum Handhaben der Module und Gefäßöffnungen sowie ein Dummy-Blanketmodul. Nachdem die schweren Module auf einen halben Millimeter genau positioniert werden können, wird nun in ausgefeiltes Testprogramm folgen, in dem zum Beispiel auch die Behebung eingebauter Fehler trainiert werden soll.
 

Der Divertor
Der Divertor ist ein wichtiger Bestandteil einer Fusionsanlage. Er führt die äußere und innere Heizleistung, Verunreinigungen sowie das Helium - die Asche des Fusionsprozesses - aus dem Plasma ab. Dazu lenkt ein spezielles Magnetfeld die äußere Randschicht des Plasmas auf hitzebeständige und wassergekühlte Prallplatten am Boden des Vakuumgefäßes. Das ITER-Divertor-Projekt hatte die Aufgabe, die Machbarkeit dieser hochbelasteten Divertorteile zu zeigen und ihre Beständigkeit gegen Hitzeflüsse nachzuweisen. Dazu gehört auch die Entwicklung spezieller Materialien und Verbindungstechniken, ihr Test unter hoher Wärmebelastung sowie die Untersuchung ihrer Erosionseigenschaften.

Um das fernbediente Auswechseln zu ermöglichen, wird der ITER-Divertor aus 60 einzelnen, jeweils 25 Tonnen schweren "Kassetten" aufgebaut, deren Gesamtverband einer Dauerbelastung bis zu 300 Megawatt standhalten soll. Abgesehen von einer Reihe kleinerer Modelle wurde ein Kassettenkörper-Teil in Originalgröße zusammen mit den zugehörigen Divertorplatten hergestellt. Alle vier ITER-Partner - Europa, Japan, Russland und die USA - trugen zu dieser Entwicklung bei.

War zu Projektbeginn die Technologie für die hochbelasteten ITER-Divertorkomponenten noch keineswegs verfügbar, so ist diese Lücke inzwischen geschlossen: Die zur industriellen Herstellung der Divertor-Teile nötigen Technologien sind entwickelt. In einem breit angelegten Testprogramm wurden zahlreiche Ideen und Konzepte für Materialien, Geometrie, Strahlungsbeständigkeit und Herstellungstechniken geprüft und gesichtet. Inzwischen sind die geeigneten Materialien ausgewählt und der Entwurf bestätigt: Vakuumtaugliche Gussteile in Originalgröße für den Kassettenkörper mit den verlangten mechanischen Eigenschaften wurden demonstriert. Die Verbindung zwischen den Hitzeschilden aus Kohlenstoff oder Wolfram und der Wärmesenke Kupfer erwiesen sich als möglich. Mit maximaler Kosteneffektivität und Zuverlässigkeit hergestellt, zeigten die Bauteile die nötige thermo-hydraulische und elektromagnetische Belastbarkeit. In Wärmehochbelastungstests konnte die Zuverlässigkeit der dem Plasma zugewandten Divertortteile gezeigt werden. Mehrere der getesteten Formen und Materialien erfüllten die ITER-Anforderungen und konnten - entsprechend den später vorgesehenen Betriebsbedingungen - ohne Schaden auch außergewöhnliche Wärmebelastung von 20 Megawatt pro Quadratmeter in 1000 Testzyklen bewältigen. Auch Erosion und Materialermüdung lagen innerhalb der vorgegebenen Grenzen.
 

Fernbediente Divertorhandhabung
Für den ITER-Betrieb ist von großer Bedeutung, dass beschädigte Divertorteile schnell und zuverlässig ausgewechselbar sind. Aufgabe des Projektes "Divertorhandhabung" war es daher, das schnelle fernbediente Auswechseln und Reparieren der Divertor-Kassetten vorzuführen. Zu diesem Zweck simuliert eine Testanlage den unteren Teil des Plasmagefäß mit seinen Öffnungen. Auch die Vorrichtungen, mit denen die Kassetten im Gefäß bewegt werden, sowie mehrere Kassetten-Dummies wurden angefertigt. Eine zweite Plattform dient der fernbedienten Reparatur der Divertor-Kassetten in einer Heißen Zelle, wo beschädigte Divertorplatten auf der Kassette ausgewechselt werden. Beide Testanlagen wurden in Brasimone (Italien, Europa) aufgebaut, Beiträge kamen auch aus Kanada und Japan.

Mit der Divertor-Testplattform können in Originalgröße alle Handhabungsschritte innerhalb des Gefäßes simuliert werden - wie das Entfernen und Wiedereinführen der Kassetten durch die Gefäßöffnungen und ihre Verbindung mit Stützstruktur, Kühlwasserleitungen und elektrischen Kontakten. Die Tests haben das Wartungskonzept inzwischen bestätigt. Weitere Untersuchungen sollen nun Möglichkeiten der Kostensenkung aufzeigen und die Schnittstelle zwischen Mensch und Maschine vervollkommnen.

Die Reparatur-Plattform ist inzwischen vollständig betriebsbereit. Hier werden die kritischen Arbeitsschritte in der Heißen Zelle simuliert: Mit Prototyp-Werkzeugen wird das Auswechseln der hoch-hitzebelasteten Bauteile getestet. Die Montage der Divertorplatten auf der Kassette konnte inzwischen bereits mit der nötigen Genauigkeit vorgeführt werden. Weitere Untersuchungen sollen insbesondere dazu dienen, die Reparaturzeiten zu verringern.
 

Die ITER-Planungen
Im Juni 1998 lagen mit dem Abschlussbericht der ITER-Planungsarbeiten erstmals detaillierte Baupläne für einen experimentellen Fusionsreaktor vor - beruhend auf dem physikalischen und technologischen Wissen der weltweiten Fusionsforschung. Obwohl die Kosten von 13 Milliarden Mark im zuvor genehmigten Finanzrahmen blieben, konnte man jedoch - angesichts der Finanzschwierigkeiten in den Partnerländern - nicht zu einer Bauentscheidung kommen. 1998 zogen sich die USA aus dem Projekt zurück, beteiligten sich aber noch bis Mitte 1999 an den ITER-Technologieprojekten. Die verbleibenden Partner beschlossen, den ITER-Entwurf kostensparend zu modifizieren. Dazu sind die technischen Ziele der Anlage so abzuschwächen, dass die wesentlichen programmatischen Ziele nicht verletzt werden.

Eine Verkleinerung des Plasmavolumens von ursprünglich 2000 auf rund 1200 Kubikmeter - und damit eine Reduktion des Energiegewinnungsfaktors auf etwa 10 - sollte die Baukosten ungefähr halbieren. Eine solche Anlage würde die bisherigen Entwürfe kostensparend nutzen können. Die Planungsarbeiten wurden also um drei Jahre verlängert und zugleich mit Vertragsverhandlungen für den gemeinsamen Bau von ITER begonnen. Der Prozess des Abwägens zwischen angestrebter Kostensenkung einerseits und erreichbaren Betriebsbedingungen und technischen Zielen andererseits ist inzwischen nahezu abgeschlossen. Die Planungsarbeiten werden Mitte 2001 beendet sein. Ungefähr zehn Jahre nach der Baugenehmigung könnte ITER das erste Plasma erzeugen.

Isabella Milch

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