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Blanket/Divertor


Zukünftige Fusionskraftwerke werden in Konkurrenz zu anderen Energietechnologien stehen. Das Blanket wird in diesem Zusammenhang eine entscheidende Rolle spielen, da seine thermische Effizienz und Leistungsdichte die Gesamtleistung des Reaktors und somit seine Wirtschaftlichkeit direkt beeinflussen. Im europäischen Fusionsprogramm werden zwei verschiedene Ansätze verfolgt: das HCPB- (helium cooled pebble bed) und das HCLL- (helium cooled lithium lead) Konzept. Das KIT konzentriert sich seit Jahren auf das HCPB-Konzept, darüber hinaus werden in den Bereichen magneto-hydrodynamische Effekte und Beschichtung von Rohren zur Verringerung der Tritiumpermeation und Korrosionsschutz auch Beiträge zum HCLL-Konzept geleistet.

HCPB-Blanket

Isometrische Darstellung des HCPB-Blankets

 

Das Blanket muss drei Funktionen erfüllen: Umwandlung der Neutronenenergie aus der Fusionsreaktion in nutzbare Wärme, Erbrüten des Brennstoffs Tritium durch das Einfangen von Neutronen in Lithium sowie die Abschirmung der supraleitenden Magnete gegen Neutronen- und Gammastrahlung. Die Blanket Box besteht aus niedrigaktivierendem ferritisch-martensitischem Stahl.

HCPB-Blanket

Modul des HCPB-Blankets

 

Das Innere der Blanket Box ist durch eine Gitterstruktur in Fächer mit quadratischem Grundriss (205 mm x 205 mm) unterteilt. Jedes dieser Fächer enthält eine Bruteinheit, in der Brutkeramik- und Berylliumbetten durch waagerechte Kühlplatten voneinander getrennt sind. Das erbrütete Tritium wird durch einen Spülgasstrom aus dem Blanket ausgetrieben. Für die sequentielle Kühlung von Box, Gitterstruktur und Bruteinheiten spielt die Rückwand eine zentrale Rolle, in der die Vernetzung aller Systeme erfolgt. Die Austrittstemperatur des Kühlmittels Helium beträgt rund 500° C, was einer thermischen Effizienz von rund 40% entspricht.

Blanket-Entwicklung für DEMO

Langfristige Ziele sind die konzeptionelle Entwicklung und die konstruktive Auslegung eines Blankets für den Demonstrationsleistungsreaktor DEMO. In Zusammenarbeit mit europäischen Forschungseinrichtungen wird eine Design-Datenbank erstellt. Neben konstruktiven Aufgaben konzentrieren sich die FuE-Aktivitäten auf experimentelle und theoretische Untersuchungen, um so die Eigenschaften der Brutmaterialien und von Beryllium zu bestimmen, das Verhalten der Schüttbetten unter thermischer Belastung und Strahlungsbelastung zu untersuchen sowie Technologien zur Herstellung der Blanket-Module zu entwickeln und zu erproben.

Test-Blanket-Modul

TBM TBM

Einbindung des Test Blanket Moduls (TBM) in ITER

 

Erste Funktionstests werden im Versuchsreaktor ITER durchgeführt, um die Reaktion des Blanketkonzepts auf magnetische und thermomechanische Transienten, Neutronen- und Gammastrahlung sowie sein integrales Verhalten unter ITER-relevanten Bedingungen zu untersuchen. Mehrere Test Blanket Module (TBM) sind der Reihe nach zu testen, wobei jedes für bestimmte Untersuchungen ausgelegt wird. Dazu wurden im Rahmen des Europäischen Breeding Blanket Programms vom KIT konzeptionelle Entwürfe des Test-Blanket-Moduls entwickelt. Dem schließt sich die ingenieurtechnische Auslegung des TBM-Systems einschließlich Port Plug und externer Kühl- und Tritiumkreisläufe sowie der out-of-pile Test der Systembauteile in Zusammenarbeit mit europäischen Partnern an.

Divertor-Entwicklung für DEMO

Divertorkassette

Schematische Darstellung der Plasmakammer mit der Divertorkassette

 

Der Divertor zählt zu den thermisch am höchsten belasteten Bauteilen im Fusionsreaktor. Rund 15% der bei einer Fusionsreaktion freigesetzten Energie müssen über ihn abgeführt werden, was zu einer thermischen Spitzenbelastung von bis zu 15 MW/m2 führt. Deshalb stellt der Divertor eine große technische Herausforderung dar. Helium ist das vorgesehene Kühlmittel, auch wegen seiner guten Verträglichkeit mit den Blanketmaterialien. Die Entwicklungsarbeiten konzentrieren sich auf die Auswahl und Kombination geeigneter Divertormaterialien, den belastungs- und fertigungsgerechten Entwurf des Divertors einschließlich der Auslegung von Hochleistungs-Wärmeübertragungsmodulen sowie Analysen und Experimente zur Überprüfung der Auslegungsrechungen. Die derzeit untersuchten Varianten der Prallplatte des Divertors sind in der Abbildung dargestellt. Es ist vorgesehen, ein Divertor-Testmodul in der zweiten Betriebsphase des ITER einzusetzen.