Das Forschungszentrum Jülich - d-nb, Archivserver DEPOSIT.D-NB ...

sind die positive Beeinflussung der Plasmarotation durch ergodische Magnetfelder, die kontrollierte
Anregung von "Tearing-Moden" und die Abhängigkeit der dazu benötigten Störamplitude von der
Plasmarotation, sowie die Erhöhung bzw. Absenkung des Dichtelimits - je nachdem, ob der DED
dynamisch oder statisch betrieben wurde. In Zusammenarbeit mit dem niederländischen TEC-Partner
konnte außerdem gezeigt werden, dass sich die mit dem DED gezielt erzeugten "Tearing-Moden"
mittels lokaler Mikrowellenheizung wieder stabilisieren lassen. Dieses Verfahren soll an ITER zur
Stabilisierung "Neoklassicher Tearing-Moden" zum Einsatz kommen.
Schwerpunkte für das Jahr 2005 bilden die Charakterisierung des ergodischen Divertorkonzepts und
mögliche Konsequenzen für einen verbesserten Einschluss, der Vergleich des DED mit dem
Inseldivertor im Stellarator, die Physik der "Tearing-Moden" und Konsequenzen für ITER sowie die
Verbindung zwischen magnetischem Einschluss und Plasmarotation bzw. Impulstransport.
Auf dem Gebiet der Stabilitätstheorie hat das IPP unterstützende Untersuchungen zur nicht-linearen
Kopplung externer magnetischer Störfelder und Plasmainstabilitäten durchgeführt. Für die Kopplung
von Moden mit gleicher Helizität konnte Übereinstimmung mit den DED-Experimenten gefunden
werden. Zukünftige Berechnungen des Forschungszentrums Jülich sollen sich nun auf die
Abhängigkeit der Anregung der "Tearing-Moden" von Plasmaparametern wie z.B. Rotation oder
Dichte konzentrieren.
Plasmawandwechselwirkung
Für den Betrieb von ITER und insbesondere für die Entwicklung eines stationär brennenden
Fusionsplasmas ist dieser Bereich von elementarer Bedeutung. Geeignete Wandmaterialien müssen
niedrige Erosion mit geringem Wasserstoffeinschluss vereinen, um ein möglichst geringes
Brennstoffinventar zu erreichen. Derzeit ist in ITER eine Kombination aus Kohlenstoff, Beryllium und
Wolfram für die Auskleidung der dem Plasma zugewandten Komponenten vorgesehen.
Diesen Anforderungen entsprechend sind die Untersuchungen an TEXTOR ausgerichtet: Erosion und
das damit verbundene Zurückhalten des Brennstoffs (vor allem Tritium), Entwicklung der In-situ-
Kontroll- und Abbaumethoden zur Begrenzung des langfristigen Brennstoffinventars und Qualifikation
der Hoch-Z Materialien als alternatives Material. Diese Fragestellungen stehen in direkter Verbindung
zur Kontrolle transienter Wärmepulse, wie sie z.B. während ELMs oder Plasmaabbrüchen
(Disruptionen) auftreten, da diese Phänomene die auf die Wand treffenden Leistungsspitzen
bestimmen.
Die aktuelle Forschung konzentriert sich auf die chemische Erosion des Graphits, auf die
resultierende Migration des Kohlenstoffs entlang der vom Plasma benetzten Oberflächen und in
abgeschatteten Bereichen sowie auf die Qualifikation der In-situ-Abbaumethoden für redeponierten
Kohlenstoff. Experimente an JET haben gezeigt, dass langreichweitiger Kohlenstofftransport
schrittweise erfolgt, was eine Verschiebung der Kontaktflächen zwischen Plasma und Wand erfordert.
Die reaktive Sauerstoffbehandlung wird derzeit in TEXTOR erprobt. In Ergänzung zur Auskleidung
von ASDEX Upgrade mit Wolfram werden am FZJ offene Fragen bearbeitet, die mit dem Gebrauch
von Wolframbauteilen verbunden sind, wie z.B. die Erosion bei sehr hohen Oberflächentemperaturen
und die Stabilität von geschmolzenen Wolframschichten unter Plasmabelastung. Ein anderes
wichtiges Thema ist die Entwicklung von Techniken, die es erlauben, die Materialdeposition und die
Tritiumspeicherung in ITER mit Hilfe der Laserdesorption bzw. -ablation unter Einsatz einer
Quarzmikrowaage zeitaufgelöst zu messen.
Für die Extrapolation zu ITER werden diese Arbeiten durch die Entwicklung numerischer Codes
begleitet. Im FZJ wird dazu insbesondere der ERO-Code unter Einbeziehung einer verbesserten
Datenbasis genutzt, um Erosion, Redeposition und Tritiumrückhalt in ITER vorauszusagen.
Konsolidierung und Erweiterung der physikalischen Grundlagen für die Auslegung und den Betrieb
von ITER
Das Referenzbetriebsszenario von ITER, auf dem die Vorhersagen für die Fusionsleistung und die
Leistungsverstärkung beruhen, ist die H-Mode. Die H-Mode ist ein robuster Einschlussmodus, der in
allen Tokamaks mit poloidalen Divertor wie JET und ASDEX Upgrade reproduzierbar erreicht wird.
Zur Vorbereitung des ITER-Betriebs wird an einer weiteren Verbesserung der H-Mode-Eigenschaften
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