Benutzer:Dr.cueppers/ASDEX upgrade

ASDEX Upgrade (AxialSymmetrisches Divertor-EXperiment) ist das größte deutsche in Betrieb befindliche Experiment zur Vorbereitung von in Fusionsreaktoren ablaufenden Kernfusionen. Es ist vom Tokamak-Typ und befindet sich im Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching bei München. Am 21. März 1991 wurde das erste Plasma erzeugt. Seither wurden über 30.000 Versuche durchgeführt^[1].

Mit ASDEX Upgrade sollen Fragen der Plasmaphysik geklärt werden, die für das in Bau befindliche Fusionsexperiment ITER und somit für die in der Zukunft angestrebte Stromerzeugung in Kernfusionskraftwerken von Bedeutung sind. Untersucht wird das Verhalten von Plasma aus Deuterium, aber noch nicht aus dem für Fusionen vorgesehenen beziehungsweise nötigen Deuterium und Tritium-Gemisch, was erst für ITER vorgesehen ist.

ASDEX Upgrade ist der Nachfolger von ASDEX und im Vergleich zu anderen Tokamaks von mittlerer Größe. Eine Besonderheit dieses Experiments ist die vollständige Wolframauskleidung der inneren Wand, die der Strahlung des Plasmas ausgesetzt ist. Wolfram hat einen sehr hohen Schmelzpunkt von über 3000 °C, so dass es hohe Temperaturen übersteht. Im Vergleich zu Kohlenstoff, einem anderen verbreiteten Wandmaterial, erwartet man von Wolfram, dass es in einem späteren Fusionsreaktor weniger radioaktives Tritium aufnimmt. Wolfram wurde als Wandmaterial bisher gemieden, da durch unvermeidliches Sputtern Wandmaterial in das Plasma gelangt, dessen Eigenschaften sich bei zu hoher Konzentration von Wolfram stark verschlechtert würden. In ASDEX Upgrade wurde gezeigt, dass die Wolframkonzentration im Plasma auch bei einer reinen Wolframwand bei gutem Rückhaltevermögen des Divertors niedrig genug gehalten werden kann.

Das Experiment hat einen Gesamtradius von 5 Metern und ein Gesamtgewicht von 800 Tonnen. Das Plasma kann mit bis zu 27 Megawatt geheizt werden. Verfügbare Heizquellen sind neben der Ohmschen Heizung durch den Plasmastrom (ca. 1 MW) eine Neutralteilchenheizung (bis zu 20 MW) sowie Wellenheizungen bei der Ionen- und bei der Elektronen-Zyklotronresonanz (je bis zu 6 MW).

Vorgeschichte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

ASDEX Upgrade wurde ab 1981 als Nachfolgeeexperiment von ASDEX konzipiert. Nachdem in ASDEX das Divertorkonzept erfolgreich erprobt worden war, sollte ASDEX Upgrade dieses Konzept für eine reaktorrelevante Geometrie untersuchen: In einem Reaktor muss der Raum innerhalb der Toroidalfeldspulen möglichst gut für die Erzeugung des heißen Plasmas genutzt werden, d. h. die Magnetspulen zur Erzeugung der Divertorkonfiguration müssen außerhalb der Magnetfelder der Toroidalfeldspulen liegen. Die Orientierung auf einen reaktortauglichen Divertor einschließlich der Untersuchungen zur Teilchen- und Leistungsabfuhr war 1980/81 nicht selbstverständlich, wenn man berücksichtigt, dass die anderen drei damals geplanten Tokamaks (JET, Torus-2, FTU) ohne Divertor betrieben werden sollten. Die Entscheidung für einen Divertor war wesentlich durch die Mitarbeit des IPP an den Konzeptstudien für NEXT (next european torus) und INTOR (international torus) beeinflusst. Im Nachhinein hat sich diese Entscheidung als richtig erwiesen, so wurde JET von einem Limitertokamak in einen Divertortokamak umgebaut. Im März 1982 wurde dann das Konzept für das ASDEX Nachfolgeexperiment ASDEX Upgrade bei der Europäischen Komission zur Begutachtung und Förderung eingereicht.^[2] In dieser ersten Phase wurden noch 3 unterschiedliche Varianten für ASDEX Upgrade untersucht, ein Umbau des ASDEX, ein Neubau mit teilweise supraleitenden Spulen und ein Neubau mit normalleitenden wassergekühlten Kupferspulen. Nachdem das letztgenannte Konzept positiv begutachtet wurde, folgte im Mai 1983 eine detaillierte Projektstudie, die bereits wesentliche technische Konzepte darstellt.^[3] Nach der Genehmigung des ASDEX Upgrade Projekts im Oktober 1983 in der vorgelegten Form konnte die technische Detailierung und Realisierung beginnen. 1990 war dann ASDEX Upgrade montiert und erste technische Systeme konnten in Betrieb genommen werden. Nach einer Reihe von technischen Entladungen wurde im März 1991 die erste Plasmaentladung gezündet.

Planung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Ziele[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Kosten und Finanzierung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Konstruktion Reaktor[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Technische Daten[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Technische Daten Reaktor^[4]
maximale Magnetfeldstärke:	3,9 Tesla
Plasmastrom:	0,4 bis 1,6 Megaampere
Großer Plasmaradius:	1.65 Meter
Kleiner Plasmaradius:	0.5 Meter
Elongation (Plasmahöhe/breite):	0.8/0.5 = 1.6
maximale Pulsdauer:	10 Sekunden
Plasmaheizung:	27 Megawatt
Plasmavolumen:	14 Kubikmeter
Plasmamenge:	3 Milligramm
Plasmatemperatur:	über 100 Millionen Kelvin