Wendelstein 7-X

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Wendelstein 7-X ist eine Experimentieranlage zur Erforschung der Kernfusion in Greifswald. Die Hauptkomponente ist ein experimenteller Kernfusionsreaktor, der nach dem Stellarator-Prinzip arbeitet. Mit der Anlage sollen die physikalischen und technischen Grundlagen untersucht und die Kraftwerkstauglichkeit von Fusionsanlagen dieses Typs demonstriert werden.

Die Anlage wird vom Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) gebaut und ist neben dem Large Helical Device in Japan die weltweit größte Forschungsanlage vom Typ Stellarator. Das Konzept und die Grundlagen für das Experiment entstanden um 1990. Mit dem Bau wurde nach 2000 begonnen, die Montage erfolgte ab 2005.[1] Die Inbetriebnahme ist für 2014 vorgesehen, das erste heiße Wasserstoff-Plasma soll 2015 erzeugt werden. Um ein flexibles Experimentieren zu ermöglichen, verwendet Wendelstein 7-X im Gegensatz zu ITER und zu möglichen späteren Kernfusionsreaktoren noch kein Gemisch aus Deuterium (schwerer Wasserstoff) und radioaktivem Tritium (überschwerer Wasserstoff). Somit sind auch noch keine Deuterium-Tritium-Fusionsprozesse und demzufolge auch keine Energieerzeugung geplant. Seit Ende Mai 2014 arbeiten die Vakuumpumpen zur Vorbereitung der ersten Versuche.[2]

Den Namen Wendelstein wählte man für diese Projektlinie[3] bereits Ende der 1950er-Jahre in Anspielung auf die frühen Stellarator-Experimente am Princeton-Labor für Plasmaphysik, die unter dem Namen Matterhorn liefen. Da die ersten deutschen Stellaratoren im bayerischen Garching standen, wurde der Name des Berges Wendelstein in den Bayerischen Alpen gewählt. Auch die gewendelte, verdrillte Form der Magnetfeldlinien könnte bei der Benennung eine Rolle gespielt haben.

Wendelstein 7-X:
Montage des letzten der fünf Module (November 2011)

Grundlagen und Ziele des Projekts[Bearbeiten]

Schematische Darstellung der angestrebten Form des Plasmas (gelb) mit dem Verlauf einer (beispielhaften) magnetischen Feldlinie auf der Plasmaoberfläche (grün) und des dafür erforderlichen Magnetspulensystems (blau)
Hauptartikel: Kernfusion

Mit der Fusionsforschung soll die Möglichkeit der kommerziellen Erzeugung von elektrischer Energie aus der Verschmelzung von Atomkernen erforscht werden. Die im Fusionsreaktor erzeugte Wärmeenergie würde dazu über ein Kühlmittel in der ersten Wand und weiter über einen Wärmetauscher konventionell in einer Turbine mit Generator zur Stromerzeugung genutzt.

Stellaratoren erzeugen das zum Einschließen des Plasmas nötige, torusförmige Magnetfeld und seine notwendige Verdrillung ausschließlich über außerhalb des Plasmagefäßes angeordnete stromdurchflossene Spulen. Damit sind Stellaratoren intrinsisch für kontinuierlichen Betrieb geeignet. Bei Wendelstein 7-X sind diese Spulen supraleitend, d. h. ein einmal eingespeister Strom kann darin ohne elektrischen Widerstand beliebig lange fließen und das Magnetfeld somit dauerhaft aufrechterhalten. Dazu werden die Spulen mit flüssigem Helium gekühlt. Obwohl Wendelstein 7-X die Eigenschaften von Plasmen im Dauerbetrieb untersuchen soll, ist die jeweilige Plasmadauer aus praktischen Gründen (Größe der benötigten Kühlanlage, Betriebskosten) auf jeweils maximal 30 Minuten begrenzt. Dies ist ausreichend, da sich vor Ablauf dieser Zeitspanne alle relevanten Prozesse im Gleichgewicht befinden.

Das zum Stellarator alternative Tokamak-Prinzip erzeugt die verdrillende Komponente des Magnetfeldes durch einen im Plasma selbst fließenden Strom, der im Plasmaring wie in der Sekundärwicklung eines Trafos induziert werden muss. Dadurch können Tokamaks zunächst nicht kontinuierlich, sondern nur im Pulsbetrieb arbeiten – beim derzeit im Bau befindlichen Experiment ITER werden Pulsdauern von etwa 400 s angestrebt. Wie in Tokamaks ein Strom im Plasma dauerhaft aufrechterhalten werden kann, ist Gegenstand aktueller Forschung.

Technik und Daten[Bearbeiten]

Hauptartikel: Stellarator

Wendelstein 7-X ist der größte einer neuen Generation sogenannter optimierter Stellaratoren. Diese nutzen die Gestaltungsmöglichkeiten eines Systems von modularen nicht-ebenen Magnetfeldspulen, um das Magnetfeld, welches das heiße Plasma einschließen soll, hinsichtlich der für einen Reaktorbetrieb notwendigen Kriterien zu optimieren. Das für Wendelstein 7-X entwickelte System aus 50 nicht-planaren Spulen, das in nebenstehender Abbildung gezeigt ist, nutzt fünf unterschiedliche Spulentypen, die jeweils zehnmal verwendet werden.

  • Insbesondere schnelle heiße Plasmateilchen tendieren dazu, aus dem dreidimensional geformten Stellarator-Magnetfeld herauszudriften. Damit würde dem Plasma Energie verlorengehen und es würde auskühlen. In einem optimierten Stellarator kann dieser Effekt minimiert werden. In einem streng ringförmigen, d. h. kontinuierlich rotationssymmetrischen Magnetfeld wie im Tokamak sind diese Driften der Teilchen bereits aus grundsätzlichen Gründen wesentlich weniger ausgeprägt.
  • Diese optimierten Eigenschaften müssen auch dann erhalten bleiben, wenn mit steigender Temperatur und damit steigendem Druck das Plasma beginnt, das Magnetfeld zu beeinflussen, d. h. zu „verbeulen“. Insbesondere muss die durch den Druck bedingte Verschiebung des Plasmarings nach außen minimiert werden, vergleichbar einem Fahrradschlauch, der beim Aufpumpen ohne Mantel größer wird. Minimiert werden müssen auch Instabilitäten des Plasmas, die durch die hohen Druckunterschiede zwischen innerem und äußerem Plasma angetrieben werden.

Wendelstein 7-X basiert dabei auf einem integrierten Optimierungs-Konzept, dem sogenannten HELIAS (HELIcally Advanced Stellarator), das auf früheren Wendelstein-Experimenten aufbaut und am IPP Garching Ende der 1980er-Jahre entwickelt wurde. Das gewählte sogenannte quasi-isodynamische Magnetfeld erreicht die beiden oben genannten Kriterien gleichzeitig und erlaubt sogar noch darüber hinausgehende Freiheitsgrade. Diese werden genutzt, um auch noch elektrische Ströme im Plasma zu minimieren, die von diesem selbst erzeugt werden, was zu einer weiteren Stabilisierung führt.

Das in Garching bis 2002 betriebene Vorläufer-Experiment Wendelstein 7-AS hatte trotz einer noch unvollständigen Optimierung bereits gezeigt, dass die Eigenschaften des Plasmas in der gewünschten Weise beeinflusst werden. Im Rahmen des Projekts Wendelstein 7-X sollen die Richtigkeit dieses Optimierungskonzepts überprüft und darüber hinaus technische Vorbedingungen für den Dauerbetrieb eines heißen Fusionsplamas untersucht werden:

  • Es muss gezeigt werden, dass das dreidimensionale Magnetfeld trotz der Größe der Komponenten und der hohen Komplexität der Anlage mit ausreichender Genauigkeit und Symmetrie erzeugt werden kann. Zu große Abweichungen könnten einerseits zu Inseln im Plasma oder zu unsymmetrischer Belastung des Divertors und damit Überhitzung von Wandkomponenten führen. Davon durch sogenanntes Sputtern aus der Wand herausgeschlagene Atome würden das Plasma verunreinigen und auskühlen lassen.
  • Alle dem Plasma zugewandten Komponenten – an hochbelasteten Stellen Graphitkacheln, ansonsten Edelstahlstrukturen – müssen wie später in einem kommerziellen Reaktor gekühlt werden. Gleichzeitig ist wenige Zentimeter dahinter der Betrieb der supraleitenden Magnetfeldspulen bei etwa −270 °C sicherzustellen.
  • Heizung, Diagnostik und deren Überwachung müssen für den Dauerbetrieb in einem Reaktor entwickelt werden.
Technische Daten Wendelstein 7-X
mittlerer großer Radius des Plasmas 5,5 m
mittlerer kleiner Radius des Plasmas 0,53 m
Volumen des Plasmas ≈ 30 m3
Masse des Plasmas 5–30 mg, bis 3 · 1020 Teilchen / m3
erwartete Plasmatemperatur 60–130 Millionen K
angestrebte Einschlussdauer (Langpuls-Betrieb) 30 min
Volumen des Plasmagefäßes ≈ 50 m3
Vakuumgefäß Durchmesser: 16 m; Höhe: 5 m
Magnetfeldstärke auf der Achse 3 Tesla
Plasmaheizung (erste Betriebsphase) 8 MW Mikrowellenheizung + max. 10 MW Neutralteilcheninjektion
Plasmaheizung (Langpuls-Betrieb) 10 MW Mikrowellenheizung + max. 10 MW Neutralteilcheninjektion (10-s-Pulse)

Komponenten des Stellarators[Bearbeiten]

Eine der 50 supraleitenden nichtplanaren Magnetspulen vor der Montage (Durchmesser ≈ 3,5 m, Gewicht ≈ 6 t)
Vorbereitung und Vermessung einer der 20 supraleitenden planaren Spulen

Magnetsystem[Bearbeiten]

Das Stellarator-Magnetfeld hat bei W7-X eine fünfzählige Symmetrie; von oben betrachtet ist das Plasma daher nicht exakt kreisförmig, sondern tendiert zu einem Fünfeck. Das beruht auf den fünf gleichen Modulen, aus denen W7-X aufgebaut ist. Jedes Modul enthält zehn nicht-planare supraleitende Spulen und ist in sich nochmals klappsymmetrisch, so dass jeder Spulentyp im Modul doppelt vorkommt. Die insgesamt 50 nicht-planaren Spulen setzen sich daher aus nur fünf verschiedenen Typen zusammen, was Fertigung und Montage erleichtert. Obwohl dieses Magnetfeld zum Plasma-Einschluss ausreicht, ist W7-X mit weiteren Spulensystemen ausgerüstet, um das Magnetfeld variieren und ggf. für Experimente optimieren zu können:

  • In jeder Modulhälfte erlauben zwei planare supraleitende Spulen, die gegensätzlich schräg stehen, je nach ihrer Verschaltung sowohl die toroidale Komponente und damit die Rotationstransformation zu variieren, als auch ein zusätzliches Vertikalfeld zu erzeugen, mit dem das Plasma radial etwas verschoben werden kann.
  • Ein Fusionsreaktor benötigt einen Divertor, um Teilchen, die den inneren Einschlussbereich des Magnetfeldes verlassen, mittels einer Magnetfeldstruktur gezielt auf dafür vorgesehene Prallplatten zu lenken. Bei der für W7-X gewählten Konfiguration entstehen solche Strukturen als magnetische Inseln von selbst, ohne dass dafür wie in Tokamaks noch separate Divertorspulen benötigt werden. Um die Größe dieser magnetischen Inseln und damit die Verteilung der Belastung auf den Prallplatten variieren zu können, sind im Plasmagefäß dicht hinter jedem der zehn Divertoren normalleitende Zusatzspulen angebracht.
  • Außerhalb des Vakuumgefäßes wurden fünf normalleitende Trimmspulen installiert, die erlauben würden, eine eventuelle baubedingte Asymmetrie des Magnetfeldes auszugleichen und so eine ungleichmäßige Belastung der Divertoren zu verhindern.

In den supraleitenden nichtplanaren Spulen (Masse je etwa 6 t, Durchmesser jeweils etwa 3,5 m) fließt der Strom mit typischen Stromstärken um 20 kA in Fasern aus einer Niob-Titan-Legierung, die bei Temperaturen unterhalb 10 Kelvin supraleitend ist; erst oberhalb dieser Sprungtemperatur weist sie einen elektrischen Widerstand auf. Die NbTi-Fasern sind in Kupferdrähte eingebettet und zu einem etwa 1 cm dicken Kabel verdrillt, von dem sich je Spule 120 Windungen in einer Aluminiumhülle befinden. Dieses Kabel wird durch flüssiges Helium auf 4 K gekühlt, das bei Normaldruck in den feinen Kapillaren zwischen den Kupferdrähten fließt (Siedekühlung).

Alle supraleitenden Spulen wurden vor dem Zusammenbau unter Betriebsbedingungen hinsichtlich Temperatur, Supraleitung und Magnetfeld qualifiziert. Dabei wurden auch Quench-Tests durchgeführt. Bei einem Quench geht infolge einer lokalen Erwärmung die Supraleitung verloren: der Strom fließt dann in den normalleitenden Kupferadern der Spule, die vorsorglich für solche Fälle dimensioniert sein müssen. Dort fallen dann wegen der großen Stromstärken und des jetzt vorhandenen Widerstands hohe Spannungen an, die zusammen mit Restgas im Vakuum zu Spannungsüberschlägen führen und die Isolation beschädigen könnten. Um dies und eine Überhitzung der Spule bei einer solchen Störung zu vermeiden, wird laufend die Spannung an den Spulen gemessen und bei Auftreten eines kritischen Wertes der Strom außerhalb des Experiments in Widerstände gelenkt, um dort die Energie als Wärme abzugeben.

Plasmagefäß, Divertor und erste Wand[Bearbeiten]

Inneres des Plasmagefäßes von Wendelstein7-X während der Einbauphase der Komponenten im Plasmagefäß (Dez. 2013). Die Gefäßwand aus Edelstahl folgt der dreidimensionalen Kontur des späteren Plasmas; im Vordergrund ist der Querschnitt eher dreieckförmig, im Hintergrund eher tropfenförmig. An der Wand sind Kühlrohre, Kabelabschirmungen und Diagnostik-Komponenten noch gut zu erkennen, da die gekühlten Wandschutzelemente davor erst später eingebaut werden.

Das Plasmagefäß aus Edelstahl ist der dreidimensionalen Form des Plasmas angepasst und trennt das Plasma vom Isoliervakuum, das die supraleitenden Spulen umgibt. Den Zugang von außen durch das Isoliervakuum zum Plasma erlauben 255 tunnelartige Öffnungen (Ports).

Plasmaseitig ist ein wassergekühlter Wandschutz vorgebaut: für hochbelastete Stellen – vor allem auf der Torusinnenseite – ein mit Graphitkacheln armierter Hitzeschild aus wassergekühlten CuCr1Zr-Platten[4] (maximale lokale Belastung 500 kW/m2, mittlere Belastung 250 kW/m2), an geringer belasteten Stellen wasserdurchflossene Edelstahlpaneele (maximale lokale Belastung 200 kW/m2, mittlere Belastung 100 kW/m2).

Auf die wassergekühlten Prallplatten der insgesamt zehn Divertoren – pro Modul jeweils einer oben und unten – werden diejenigen Teilchen (z. B. das Fusionsprodukt Helium sowie unvermeidliche Verunreinigungen) gelenkt, die aus dem Einschlussgebiet des Magnetfeldes entfernt werden müssen. Die Prallplatten aus CFC (Carbon Fibre Carbon Composite) auf wassergekühlten CuCr1Zr-Fingern sind für eine lokale Wärmelast von 10 MW/m2 im Langzeitbetrieb ausgelegt, was den Grenzen des technisch Realisierbaren entspricht. Die Geometrie des Divertors und des Magnetfeldes davor hilft, möglichst viel der Energie in Strahlung umzuwandeln und dadurch gleichmäßiger zu verteilen. Hinter dem Divertor eingebaute Pumpen helfen den Rückstrom von neutralisierten Wasserstoffatomen zurück ins Plasma zu kontrollieren. Neutrale Wasserstoffatome, die z. B. aus den Prallplatten ausgasen, werden vom Magnetfeld nicht beeinflusst und würden ansonsten möglicherweise die Teilchendichte im Zentralplasma unkontrolliert ansteigen lassen. Gleichzeitig wird das Eindringen von Verunreinigungen, die beim Aufprall der Plasmateilchen aus den Prallplatten herausgeschlagen werden, in das Hauptplasma erschwert.

In der ersten Experimentphase wird der endgültig vorgesehene Langpuls-Divertor (High Heatflux Divertor, HHF) zur Minimierung von Entwicklungsrisiken durch eine geometrisch identische, aber nur durch thermische Trägheit gekühlte Test Divertor Unit (TDU) ersetzt. Diese lässt zwar nur Versuchszeiten von etwa 10 s zu, ist aber unempfindlicher gegen kurzfristige lokale Überhitzung und erlaubt so, zunächst Erfahrung mit dem Divertorbetrieb zu sammeln und ggf. kritische Stellen hinsichtlich Überhitzung zu identifizieren. Für eine Dauerkühlung dürfen die Oberflächen der Prallplatten nicht zu weit vom Kühlwasser entfernt sein – d. h. die Prallplatten dürfen nicht zu dick sein – um die Temperaturdifferenzen zum Kühlwasser nicht zu groß und damit die Maximalttemperaturen nicht zu hoch werden zu lassen. Ein Divertor für den Dauerbetrieb ist daher überraschenderweise gegen kurzfristige Überhitzung empfindlicher als ein ungekühlter, der wegen seiner dickeren Wandstärke ein trägeres Temperaturverhalten hat.

Kryostat[Bearbeiten]

Die supraleitenden Spulen und die sie tragenden Stahlstrukturen müssen sowohl gegen die Umgebung als auch gegen das heiße Plasma thermisch isoliert werden. Sie befinden sich dazu in einem sogenannten Kryostaten nach dem Prinzip einer Thermoskanne (allerdings ist hier – im Gegensatz zum heißen Tee – das kalte Objekt innen): Die Spulen befinden sich dazu in einem Vakuumtank, der durch das Plasmagefäß einerseits und das Außengefäß der Anlage andererseits gebildet wird. Kryoschilde umgeben die Spulen und halten – selber gekühlt – restliche Wärmestrahlung von ihnen ab. Den Zugang durch dieses Vakuumgefäß und zwischen den supraleitenden Spulen hindurch zum Plasma – etwa für Heizung, Kühlleitungen oder Diagnostik – ermöglichen 255 etwa 1,8 m lange ebenfalls wärmeisolierte Stutzen (sogenannte Ports).[5]

Stützstrukturen[Bearbeiten]

Sämtliche supraleitenden Spulen hängen an einer zentralen Ringstruktur und müssen auch gegeneinander abgestützt werden, da sie sich mit Abkühlen auf Arbeitstemperatur und mit dem Einschalten der Magnetfelder gegeneinander bewegen. Dabei treten zum Teil ganz erhebliche Kräfte auf, was die Anzahl der zulässigen Betriebszyklen der Maschine begrenzt. Um Materialermüdung zu vermeiden, wird man daher die Zahl der Konfigurationswechsel möglichst begrenzen und das mit Supraleitung erzeugte Magnetfeld jeweils über einen längeren Zeitraum (z. B. eine Woche) unverändert lassen. Insgesamt beträgt die Masse des Stellarators etwa 800 t, wovon 425 t kalt gefahren werden müssen. Ein Abkühlvorgang dauert voraussichtlich 1 bis 2 Wochen (1 bis 2 K pro Stunde).

Plasmaheizung[Bearbeiten]

Wichtigste Heizmethode ist die Elektronen-Zyklotron-Resonanzheizung (ECRH) mit Mikrowellenstrahlen. Dabei werden die Elektronen, die sich im Magnetfeld aufgrund der Lorentzkraft auf Schraubenbahnen um die Feldlinien bewegen („gyrieren“), mit genau dieser Gyrationsfrequenz beschleunigt. Die verwendeten Magnetfelder haben eine Stärke von 2,5 T. W7-X ist hierfür mit zehn Gyrotronsendern ausgestattet, die bei der benötigten Gyrationsfrequenz von 140 GHz je einen Mikrowellenstrahl von etwa 1 MW erzeugen. Die Strahlen werden über eine Spiegeloptik in das Plasma gelenkt. Die für W7-X entwickelten und in der Mehrzahl bereits einsatzfähigen Sender sind die ersten Seriengyrotrons, die diese Leistung über eine halbe Stunde abgeben können.

Für kürzere Zeiten (jeweils 10 s lang, alle paar Minuten) stehen von Anfang an vier – in einer späteren Ausbaustufe acht – Neutralteilchen-Injektorquellen (PINIs) zur Verfügung, aufgeteilt auf zwei Injektorboxen. Dies sind Teilchenbeschleuniger für Wasserstoffionen mit nachgeschaltetem Neutralisator, so dass letztlich neutraler Wasserstoff in das Plasma injiziert wird. Die neutralen Atome können in das Magnetfeld eindringen; Ionen würden am Magnetfeld abgelenkt. Jede Quelle liefert etwa 1,5 MW in das Plasma.

Die in der ersten Operationsphase erreichbare Heizleistung ist durch die Anzahl der zunächst fünf zur Verfügung stehenden Hochspannungs-Versorgungen auf maximal 13 MW begrenzt. Diese Leistung wird über ein Umspannwerk aus dem Netz entnommen.

Versorgungseinrichtungen[Bearbeiten]

Zur Versorgung des Stellarators dienen die Helium-Kryoanlage, die Systeme zur Wasserkühlung, die Vakuumpumpen sowie die Anlagen zur Bereitstellung elektrischer Energie.

Während der Experimente müssen trotz thermischer Dämmung 5 kW Wärmeleistung abgeführt werden, um die Magnete und ihre Abstützung (rund 425 Tonnen Material) auf Supraleitungstemperatur zu kühlen und kühl zu halten.[6] Die Wärmeleistung ist durch die Restwärmeleitfähigkeit der eingesetzten Dämmwerkstoffe bedingt. Zudem muss das Kühlsystem hundertprozentig gasdicht sein, da sonst der gesamte Prozess zusammenbricht.[7]

Die abzuführende Wärmeleistung erscheint zunächst gering, wegen der für den Prozess erforderlichen hohen Magnetfeldstärken sollen die Spulen aber länger als nur während eines 30-minütigen Plasma-Einschlusses supraleitend bleiben. Das sichere Abführen von 5 kW Wärmeleistung nahe dem absoluten Nullpunkt ist damit eine Aufgabe, die von einer üblichen Kältemaschine nicht geleistet werden kann. Flüssiges Helium dagegen erfüllt diesen Zweck, da es bei 4,22 K (−268,93 °C) siedet.

Projektverlauf[Bearbeiten]

Die Grundlagen eines Stellarators mit Optimierung des Magnetfeldes nach dem in Garching entwickelten HELIAS-Konzept durch nichtplanare und supraleitende Spulen wurden auf der IAEA-Konferenz 1988 in Nizza vorgestellt und die weitgehend ausgearbeitete Bewerbung um Unterstützung durch die EU im August 1990 eingereicht.[8] Im Umfeld der deutschen Wiedervereinigung war die Finanzierung eines solchen Projekts zunächst offen, eine versuchte Europäisierung scheiterte trotz positiver internationaler Begutachtung und Empfehlung an die EU-Kommission im Mai 1994. Die Option, das Projekt in den neuen Bundesländern zu installieren, führte über die Gründung eines IPP-Teilinstituts in Greifswald 1996 sowohl zur nationalen Finanzierung im Rahmen einer Verwaltungsvereinbarung zwischen dem Bundesforschungsministerium und den Kultusministerien von Mecklenburg-Vorpommern und Bayern als auch, nach einer zweiten europäischen Begutachtungsphase, zu einer Finanzierungszusage der EU-Kommission.

Gebäudekomplex Wendelstein 7-X IPP in Greifswald, links die Experimentierhalle

Der 1997 begonnene Neubau des Instituts wurde im April 2000 bezogen. Ende 2003 konnten die ersten Großkomponenten – eine nichtplanare supraleitende Spule und der erste Sektor des Plasmagefäßes – geliefert werden. 2005 wurde mit der Montage des ersten der Halbmodule begonnen. Es zeichnete sich aber ab, dass der Übergang von bisherigen Großlabor-Experimenten zur Komplexität eines dauerhaft mit supraleitenden Spulen betriebenen Stellarators mit der Notwendigkeit, alle Komponenten im Gefäß zu kühlen, nicht in der Struktur einer W7-X-Aufbauabteilung mit Industriebetreuung realisierbar war. Die notwendige Umstrukturierung und personelle Verstärkung führte zur 2004 gegründeten Unternehmung W7-X mit insgesamt acht Teilbereichen, etwa 480 Mitarbeitern während der Bauphase und einem nach ISO 9001 zertifizierten und vom TÜV-Nord CERT seit 1/2010 regelmäßig überwachten Qualitätsmanagement. Dieses in einem wissenschaftlichen Experiment eher seltene Vorgehen wurde gewählt, um zu zeigen, wie trotz der Komplexität eines solchen Fusionanlage die geforderten technischen Eigenschaften dem Stand von Wissenschaft und Technik gemäß erreicht werden können. Das Qualitätsmanagement betrifft die Durchführung und Dokumentation aller Arbeits- und Designprozesse, die Spezifikation aller Komponenten und ihrer Schnittstellen, die Vergabe und Überwachung der Komponentenherstellung sowie den Umgang mit Qualitätsabweichungen und die Überwachung aller Montageschritte. 2008 wurde die letzte der zehn supraleitenden nichtplanaren Spulen für das erste der fünf Module erfolgreich getestet und das Modul nach beendeter Vormontage auf seinen endgültigen Platz auf dem Maschinenfundament gebracht.[9] Seit September 2011 ist mit dem fünften Modul der Torus in der Experimenthalle vollständig, die letzte Schweißverbindung der Module wurde Mai 2013 geschlossen. Im Herbst 2012 begann die komplexe Montage der Komponenten innerhalb des Plasmagefäßes und der Aufbau der Peripherie in der Experimenthalle. Der seit Herbst 2007 geltende Zeitplan sieht den Beginn der technischen Inbetriebnahme für Mai 2014 vor. Das erste Plasma soll April 2015 erzeugt werden.[10]

Montage[Bearbeiten]

Montage einer der Magnetspulen in eines der fünf Module
Montage einer der Magnetspulen in eines der fünf Module

Die Entwicklung und der Bau des Stellarators mit seinen nichtplanaren supraleitenden Magnetspulen müssen als Teil des Projekts betrachtet werden.

Für jedes der fünf nahezu baugleichen Module – bestehend aus dem zugehörigen Segment des Plasmagefäßes, nach außen hin umgeben vom Kryoschild, Magnetspulen und Stützstrukturen – wurden außerhalb der Torushalle zwei Halbmodule vormontiert und dann zu einem Modul zusammengefügt und instrumentiert. Letzteres betrifft die Verrohrung der Helium-Kühlleitungen, Stromzuführungen und Hochspannungskabel sowie Diagnostiken zur Quench-Detektion, Sensoren für die Bewegung der supraleitenden Spulen in ihrem Magnetfeld oder kleine Spulen zur Messung der Magnetfeld-Veränderungen, die von im Plasma und im Plasmagefäß fließenden Strömen herrühren (Rogowskispulen). Die Bauzeit eines Moduls betrug insgesamt jeweils 28 Wochen, seine Masse etwa 100 t.

Zur Montage wurde jedes Modul in der Torushalle zunächst in die ebenfalls mit einem Kryoschild versehene untere Hälfte (Unterschale) des Vakuumgefäßes/Außengefäßes gehoben und dort die Instrumentierung vervollständigt. Diese Baugruppe wurde dann auf ihren endgültigen Platz auf dem Maschinenfundament (s. Bild) in der Experimenthalle gebracht, wo sie zunächst mit zusätzlichen Hilfsstützen gehalten werden musste, solange der zentrale Tragring nicht geschlossen war. Die anschließende Stutzenmontage verband Plasmagefäß und Außengefäß und war zeitraubend, da der Einbau der Stutzen mit ihren jeweiligen Strahlungsschilden und die notwendigen Schweißverbindungen unter vergleichsweise engen Bedingungen durchgeführt und qualifiziert werden musste, da alles anschließend nur noch bedingt zugänglich ist. Erst danach konnten die Module untereinander verbunden und nach Ende der Schweißarbeiten innen gereinigt werden, um mit der Montage der Komponenten im Plasmagefäß zu beginnen.

Um eine unsymmetrische Belastung der Divertoren zu verhindern, müssen entsprechende Stör-Magnetfelder B/B0<10−4 des Hauptfeldes B0 gefordert werden, was bedeutet, dass die supraleitenden Kabel nach Zusammenbau nur etwa 1 mm von ihrer Designposition entfernt sein dürfen. Symmetrische Fehler, wie sie beim gleichmäßigen Wickeln der Spulen unvermeidbar sind, dürfen dagegen wesentlich größer sein. Herstellungsprozess und Zusammenbau jeder individuellen Spule wurden daher mit metrologischen Verfahren genau verfolgt und gefundene Abweichungen beim jeweils nächsten Schritt berücksichtigt.

Wegen der geforderten Genauigkeit und der schlechten Zugänglichkeit im Fall einer nachträglichen Reparatur wurde die ganze Montage von ausführlichen Vermessungsarbeiten begleitet. Die komplexe Montage spiegelt auch den Experimentcharakter des W7-X wider, bei dessen Optimierung zunächst experimentelle Flexibilität vor technisch einfacherer Realisierbarkeit berücksichtigt wurde. Zudem muss die Gasdichtigkeit des Experimentes sichergestellt werden. Die Dichtheitsprüfung der verschiedenen Komponenten des Experimentes erfolgt mit den Testgasverfahren der DIN EN 1779[11] mit dem Edelgas Helium sowie mit einem am Institut entwickelten Partiellen Vakuumverfahren, dem sogenannten UST-Verfahrens.[12][13]

Geplanter Betrieb[Bearbeiten]

An die Montage schließt sich eine etwa neunmonatige Inbetriebnahme an, während der schrittweise Tests des Vakuums, der Helium-Kühlung und der Magnetfelder durchgeführt werden. Eine Vermessung des Magnetfeldes mit Elektronenstrahlen beendet den Aufbau des Stellarators. Nach Integration und Kalibrierung von Diagnostiken wird das Plasmagefäß zur Wandkonditionierung ausgeheizt. Am Beginn der Plasma-Experimente stehen technische Untersuchungen zum Plasmastart, zu Heizung und Diagnostik und zur Experimentsteuerung. Während der ersten Operationsphase (OP1) ist der langpulsfähige High Heatflux Divertor (HHF) noch durch eine geometrisch identische aber robustere ungekühlte Test Divertor Unit (TDU) ersetzt; die anderen Komponenten im Plasmagefäß sind nur teilweise gekühlt. Dies erlaubt nur einen Betrieb bis zu 10 s mit 8 MW ECRH- oder NBI-Heizung.[14] Ziel der OP1 ist es, im Verlauf von voraussichtlich etwa eineinhalb Jahren die Richtigkeit der berechneten Optimierung experimentell zu überprüfen und dann ein integriertes Hoch-Dichte-Szenario als Basis für den in der zweiten Operationsphase (OP2) angestrebten Hochleistungs-Langpulsbetrieb zu entwickeln. Dazu nötig sind Kontrolle und Verständnis der magnetischen Konfiguration auch mit steigendem Plasmadruck, die Kontrolle der radialen Profile von Elektronen- bzw. Ionentemperatur und der Teilchendichte, sowie eine hinreichend niedrige Verunreinigungskonzentration im Plasmazentrum. Ein Schwerpunkt sind auf den Divertorbetrieb zugeschnittene Bedingungen am Plasmarand, insbesondere mit tolerablen Belastungen der Divertorplatten (targets). Vor Beginn der OP2 sind ein voraussichtlich 15 Monate dauernder Umbau zum gekühlten langpulsfähigen Divertor sowie zusätzliche Kühlmaßnahmen an weiteren Komponenten und Diagnostiken im Plasmagefäß vorgesehen.

Strahlenschutzaspekte[Bearbeiten]

Wendelstein 7-X untersucht lediglich Plasmen aus Wasserstoff (H) oder Deuterium (D), verwendet also kein Gemisch aus Deuterium und Tritium, wie es für spätere Fusionsreaktoren nötig ist. Der Verzicht hierauf ermöglicht den Zugang zur Anlage und den sie umgebenden Instrumenten jeweils direkt nach Beendigung jedes Experiments und erleichtert somit Modifikationen für Folgeversuche. Während des Betriebes ist der Zugang zur Torushalle aus Sicherheitsgründen (Gefahr von Spannungsüberschlägen, tiefkalte Gase) generell nicht möglich.

Für den Normalbetrieb ist Wasserstoff als Arbeitsgas vorgesehen. Darüber hinaus sollen Experimente mit Deuterium durchgeführt werden, um auf die Eigenschaften eines Plasmagemisches aus Deuterium und Tritium zu extrapolieren. Dabei können in geringen Mengen Fusionsreaktionen zwischen Deuterium-Kernen auftreten, bei denen Neutronen freigesetzt werden. Um diese abzuschirmen, ist die Torushalle mit einer etwa 1,8 m dicken Wand aus boriertem Beton umgeben, mit dem Ziel, dass unmittelbar außerhalb der Torushalle kein Überwachungsbereich im Sinn des Strahlenschutzes entsteht, d. h., es kann gearbeitet werden, ohne dass ein Dosimeter zur Überwachung getragen werden muss.[15]

In sehr geringer Menge können, wenn mit einem Deuteriumplasma gearbeitet wird, durch in der Anlage entstehenden Neutronen insbesondere Komponenten des Stahls (von Bedeutung ist Cobalt) aktiviert werden. Um dies zu minimieren und nicht im Lauf der Jahre allmählich den Zugang zur Anlage beschränken zu müssen, werden für Bauteile innerhalb der Betonhülle nur ausgesuchte Stahlsorten verwendet.

Durch die Bewegung der Elektronen und Ionen im Plasma entsteht außerdem Röntgenstrahlung, die aber bereits vom Plasmagefäß abgeschirmt wird.

Entsprechend den Anforderungen des Strahlenschutzes und in Vorbereitung der Betriebsgenehmigung der Forschungsanlage wurde im Februar 2013 ein Strahlenschutzgutachten in Auftrag gegeben.

Finanzierung[Bearbeiten]

Das Projekt Wendelstein 7-X wird zu etwa 80 % aus nationalen Mitteln und zu etwa 20 % von der Europäischen Union finanziert. Die nationale Finanzierung erfolgt im Verhältnis 9:1 durch den Bund und das Land Mecklenburg-Vorpommern. Die Investitionen für das Stellaratorexperiment (über die Jahre 1997–2014 summiert) betragen 370 Millionen Euro. Die Gesamtkosten für den IPP-Standort Greifswald, also die Investitionen plus Betriebskosten (Personal und Sachmittel), betragen für diesen Zeitraum von 18 Jahren 1,06 Milliarden Euro, mehr als doppelt so viel wie ursprünglich veranschlagt. [16]

Im Juli 2011 gab das MPI bekannt, dass sich die USA mit 7,5 Millionen Dollar im Rahmen des Programms „Innovative Approaches to Fusion“ des amerikanischen Energieministeriums an Wendelstein 7-X beteiligen werden.

Kooperationspartner[Bearbeiten]

Siehe auch[Bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten]

 Commons: Wendelstein 7-X – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. IPP: Die Montage von Wendelstein 7-X hat begonnen
  2. Nachrichten aus der Chemie, 7/8 2014; S.738
  3. WI-A, WI-B, WII-A, WII-B, W7-A:  G. Grieger, H. Renner, H. Wobig: Wendelstein stellarators. In: Nuclear Fusion. 25, Nr. 9, 1985, S. 1231, doi:10.1088/0029-5515/25/9/040.
  4. Werkstoffdatenblatt CuCr1Zr (PDF; 219 kB)
  5. Produkte – Ultrahochvakuum – Fusionsreaktor Max Planck. In: www.kompaflex.ch. kompaflex AG, abgerufen am 1. Oktober 2011 (W7-X-Stutzen).
  6. Vorstellung der Kryoanlage durch die Firma Linde
  7. B. Renard, G. Dispau u. a.: Ten years of cryomagnetic W7-X test facility construction and operation. In: Cryogenics. 51, 2011, S. 384–388, doi:10.1016/j.cryogenics.2011.03.005.
  8. Application for Preferential Support. Eine physikalische Zusammenfassung findet man in Grieger et al. Phys. Fluids B(4) 2081 (1992)
  9. (Zeitraffer der Montage)
  10. Meilensteine des Projekts W7-X. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik. Abgerufen am 18. Februar 2014.
  11. Neue Norm zur Auswahl eines geeigneten Verfahrens zur Lecksuche und Dichtheitsprüfung, 7. Januar 2013
  12. Ausgründung: 1. Preis für hochempfindliches Lecksuchverfahren der „Lambda Leak Testing. 19. März 2013.
  13. Ultra-Schnüffel-Testgasverfahren auf Grundlage des Partial-Vakuum-Effekts. 7. Januar 2013
  14. MPI/IPP: Wendelstein 7-X Newsletter No.1 / April 2008. (PDF; 319 kB)
  15. Borate werden in Neutronen erzeugenden Anlagen dem Beton der dem Strahlenschutz dienenden Betonhülle hinzugefügt, um Neutronen einzufangen, weil Bor einen relativ großen Wirkungsquerschnitt für Neutronen hat und beim Neutroneneinfang keine Gammastrahlung entsteht, sondern nur Betastrahlung, die infolge ihrer kurzen Reichweite im Beton verbleibt.James E. Martin: Physics for Radiation Protection: A Handbook 2008, ISBN 978-3-527-61880-4, S. 660–661.
  16. FAZ: Start frei für deutschen Sonnenofen, 25.5.2014

54.07301388888913.423516666667Koordinaten: 54° 4′ 22,9″ N, 13° 25′ 24,7″ O