Wendelstein 7-X

Zweck und Bedeutung der Anlage

Wendelstein 7-X (W7-X) ist eine Experimentalanlage zur Erforschung der Kernfusionstechnik. Sie wird in Greifswald vom Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) betrieben. Die Anlage soll die physikalischen und technischen Grundlagen sowie die prinzipielle Kraftwerkstauglichkeit von Kernfusionsreaktoren des Stellarator-Typs untersuchen. Eine nennenswerte Freisetzung von Fusionsenergie ist nicht vorgesehen.

Das Kernstück ist ein torusförmiger Magnetfeldkäfig mit einem Radius von 5,5 Metern. Er schließt ein über 100 Millionen Grad heißes Plasma ein. Das Plasma hat nur eine Masse von 5 bis 30 Milligramm und verteilt sich auf etwa 30 Kubikmeter. W7-X ist neben dem Large Helical Device in Japan die weltweit größte Forschungsanlage vom Typ Stellarator.

Ende 2015 wurde das erste Helium-Plasma erzeugt, Anfang 2016 das erste Wasserstoff-Plasma. In der ersten Experimentphase wurde reiner gewöhnlicher Wasserstoff verwendet, also kein Gemisch aus Deuterium und radioaktivem Tritium. Dadurch werden keine Neutronen freigesetzt. Später soll ein Protium-Deuterium-Gemisch untersucht werden. Wegen der geplanten Temperaturen und Dichten wäre die Fusionsrate jedoch sehr gering, sodass nur wenige Neutronen entstünden und die Aktivierung der Reaktormaterialien im Vergleich zu künftigen Leistungsreaktoren sehr gering bliebe.

Das wichtigste Ziel ist die Untersuchung der Einschlusseigenschaften eines optimierten Stellarators und seiner Fähigkeit zum Dauerbetrieb. 2025 stellte W7-X in einer 43 Sekunden langen Entladung einen neuen Rekord des Tripelproduktes für langlebige Plasmen auf.

Stellarator-Prinzip und Projektziele

Bei der Kernfusion sollen Atomkerne verschmolzen werden, um Energie zu gewinnen. In einem späteren Kraftwerk würde die Energie der entstehenden freien Neutronen in Wärme umgewandelt und wie in anderen Wärmekraftwerken über eine Turbine und einen Generator zur Stromerzeugung genutzt.

Ein Stellarator erzeugt das torusförmige und verdrillte Magnetfeld ausschließlich durch außerhalb des Plasmagefäßes angeordnete stromdurchflossene Spulen. Dadurch ist das Prinzip grundsätzlich für kontinuierlichen Betrieb geeignet. Die supraleitenden Spulen von W7-X werden mit flüssigem Helium auf Temperaturen nahe dem absoluten Nullpunkt gekühlt. Ein einmal eingespeister Strom kann dann ohne elektrischen Widerstand beliebig lange fließen. Die einzelne Plasmadauer ist aus praktischen Gründen dennoch auf höchstens 30 Minuten begrenzt, vor allem wegen der Größe der Kühlanlage und der Betriebskosten. Für die Experimente ist diese Zeit ausreichend, weil sich vorher alle relevanten Prozesse im Gleichgewicht befinden.

Beim Tokamak, dem alternativen Fusionsprinzip, wird die verdrillende Magnetfeldkomponente durch einen im Plasma selbst fließenden Strom erzeugt. Dieser Strom muss im Plasmaring induziert werden, ähnlich wie in der Sekundärwicklung eines Transformators. Tokamaks können deshalb zunächst nur im Pulsbetrieb arbeiten; für ITER werden Pulsdauern von etwa 400 s angestrebt. Ob ein Plasmastrom dauerhaft aufrechterhalten werden kann, ist Gegenstand aktueller Forschung.

W7-X beruht auf dem am IPP Garching entwickelten HELIAS-Konzept (HELIcally Advanced Stellarator). Das sogenannte quasi-isodynamische Magnetfeld soll schnelle heiße Plasmateilchen am Herausdriften hindern, die Verschiebung des Plasmarings bei steigendem Plasmadruck begrenzen und durch Druckunterschiede verursachte Instabilitäten vermindern. Zusätzlich sollen elektrische Ströme, die das Plasma selbst erzeugt, möglichst klein bleiben.

Das Projekt prüft außerdem, ob das komplexe dreidimensionale Magnetfeld mit ausreichender Genauigkeit erzeugt werden kann, ob die plasmazugewandten Bauteile gekühlt werden können, während wenige Zentimeter dahinter die Magnete bei etwa −270 °C arbeiten, und ob Heizung, Diagnostik und Überwachung für einen Dauerbetrieb entwickelt werden können. Zu große Magnetfeldabweichungen könnten magnetische Inseln oder eine ungleichmäßige Belastung des Divertors verursachen. Aus der Wand herausgeschlagene Atome könnten das Plasma verunreinigen und abkühlen.

Aufbau und technische Komponenten

W7-X ist ein optimierter Stellarator mit 50 modularen, nicht-planaren supraleitenden Magnetspulen. Es gibt fünf unterschiedliche Spulentypen. Die fünf gleichen Module enthalten jeweils zehn nicht-planare Spulen; wegen der Klappsymmetrie kommt jeder Typ im Modul doppelt vor. Ergänzt werden sie durch 20 planare supraleitende Spulen. Das Magnetfeld besitzt eine fünfzählige Symmetrie, weshalb das Plasma von oben betrachtet eher zu einem Fünfeck als zu einem Kreis tendiert.

Die nicht-planaren Spulen bestehen aus Niob-Titan-Fasern. Bei Temperaturen unterhalb von 10 Kelvin sind diese supraleitend. Das etwa 1 cm dicke, aus Kupferdrähten und NbTi-Fasern verdrillte Kabel enthält je Spule 120 Windungen in einer Aluminiumhülle. In den Spulen fließen typische Stromstärken von etwa 20 kA. Flüssiges Helium kühlt die Kabel durch Siedekühlung auf 4 K. Jede Spule hat eine Masse von etwa 6 t und einen Durchmesser von etwa 3,5 m.

Die planaren Spulen können je nach Verschaltung die toroidale Magnetfeldkomponente und die Rotationstransformation verändern oder ein zusätzliches Vertikalfeld erzeugen, mit dem das Plasma radial verschoben werden kann. Normalleitende Zusatzspulen hinter den zehn Divertoren verändern die Größe der magnetischen Inseln und damit die Belastungsverteilung. Fünf normalleitende Trimmspulen außerhalb des Vakuumgefäßes können baubedingte Magnetfeldasymmetrien ausgleichen.

Das dreidimensional geformte Plasmagefäß aus Edelstahl trennt das Plasma vom Isoliervakuum. 255 tunnelartige Öffnungen, die Ports, ermöglichen den Zugang für Heizung, Kühlung und Diagnostik. Die erste Wand ist wassergekühlt: An hochbelasteten Stellen schützen Graphitkacheln auf CuCr1Zr-Platten; dort beträgt die maximale lokale Belastung 500 kW/m² und die mittlere Belastung 250 kW/m². Weniger belastete Edelstahlpaneele sind für maximal 200 kW/m² und im Mittel 100 kW/m² ausgelegt.

Die zehn Divertoren lenken Teilchen und Verunreinigungen auf wassergekühlte Prallplatten. Diese bestehen aus CFC (Carbon Fibre Carbon Composite) auf CuCr1Zr-Fingern und sind für eine lokale Wärmelast von 10 MW/m² im Langzeitbetrieb ausgelegt. Pumpen hinter dem Divertor kontrollieren den Rückstrom neutralisierter Wasserstoffatome und erschweren das Eindringen von Verunreinigungen in das Hauptplasma. In der ersten Experimentphase ersetzte eine thermisch träge Test Divertor Unit (TDU) den endgültigen High Heatflux Divertor (HHF); sie erlaubte Versuche von etwa 10 s.

Die Spulen und Stützstrukturen liegen in einem Kryostaten, einem Vakuumtank nach dem Prinzip einer Thermoskanne. Kryoschilde halten Wärmestrahlung von den kalten Spulen fern. Die 255 Ports sind etwa 1,8 m lang und wärmeisoliert. Die Spulen hängen an einer zentralen Ringstruktur und müssen gegeneinander abgestützt werden. Der Stellarator wiegt etwa 800 t, davon müssen 425 t gekühlt werden. Das Abkühlen dauert voraussichtlich 1 bis 2 Wochen bei 1 bis 2 K pro Stunde. Ein Quench bezeichnet den Verlust der Supraleitung durch lokale Erwärmung. Dann wird der Strom in Widerstände geleitet, damit die Energie als Wärme abgegeben wird und die Spule nicht überhitzt.

Heizung, Daten und Versorgung

Die wichtigste Heizmethode ist die Elektronen-Zyklotron-Resonanzheizung (ECRH). Elektronen bewegen sich durch die Lorentzkraft auf Schraubenbahnen um die Magnetfeldlinien. Mikrowellen mit ihrer Gyrationsfrequenz beschleunigen diese Elektronen. W7-X besitzt zehn Gyrotronsender, die bei 140 GHz jeweils etwa 1 MW erzeugen. Die Strahlen werden über eine Spiegeloptik in das Plasma gelenkt. Für kürzere Zeiten stehen außerdem vier, später acht, Neutralteilchen-Injektorquellen (PINIs) zur Verfügung. Sie erzeugen aus Wasserstoffionen nach einer Neutralisation neutrale Wasserstoffatome, die in das Magnetfeld eindringen können. Jede Quelle liefert etwa 1,5 MW in das Plasma.

Die zunächst fünf Hochspannungs-Versorgungen begrenzten die Heizleistung der ersten Operationsphase auf maximal 13 MW. Die Anlage benötigt eine Helium-Kryoanlage, Wasserkühlung, Vakuumpumpen und elektrische Versorgung. Trotz der Dämmung müssen dauerhaft 5 kW Wärmeleistung abgeführt werden. Flüssiges Helium siedet bei 4,22 K beziehungsweise −268,93 °C.

Wichtige technische Daten sind:

• mittlerer großer Plasmaradius: 5,5 m;
• mittlerer kleiner Plasmaradius: 0,53 m;
• Plasmavolumen: ≈ 30 m³;
• Plasmagefäßvolumen: ≈ 50 m³;
• erwartete Dichte: bis zu 1,5 · 10^20 Teilchen/m³;
• erwartete Elektronentemperatur: bis zu 150 Millionen K;
• erwartete Ionentemperatur: bis zu 50 Millionen K;
• Magnetfeldstärke auf der Achse: 3 Tesla.

Für den Langpulsbetrieb sind 10 MW Mikrowellenheizung und maximal 10 MW Neutralteilcheninjektion in 10-s-Pulsen vorgesehen. Die angestrebte Einschlussdauer beträgt 30 min.

Projektverlauf und Betriebsphasen

Die Grundlagen des HELIAS-Konzepts wurden 1988 auf einer IAEA-Konferenz in Nizza vorgestellt. Ein Antrag auf Unterstützung durch die EU wurde im August 1990 eingereicht. Eine erste Europäisierung scheiterte trotz positiver Begutachtung im Mai 1994. Die geplante Ansiedlung in den neuen Bundesländern führte 1996 zur Gründung eines IPP-Teilinstituts in Greifswald und zur nationalen Finanzierung durch den Bund sowie Mecklenburg-Vorpommern und Bayern. Nach einer zweiten europäischen Begutachtung sagte auch die EU-Kommission eine Finanzierung zu.

Der Institutsneubau begann 1997 und wurde im April 2000 bezogen. Die ersten Großkomponenten wurden Ende 2003 geliefert. 2005 begann die Montage des ersten Halbmoduls. 2008 wurde die letzte supraleitende nicht-planare Spule erfolgreich getestet. Seit September 2011 war der Torus mit dem fünften Modul vollständig; die letzte Schweißverbindung wurde im Mai 2013 geschlossen. Die Montage und Verrohrung des Stellarators endete im Mai 2014. Im April 2015 erreichten die Spulen nach einer gut dreiwöchigen Abkühlphase 3,8 K. Messungen mit Elektronenstrahlen bestätigten anschließend die geschlossenen magnetischen Flussflächen und eine sehr geringe Abweichung von der berechneten Magnetfeldstruktur.

Am 10. Dezember 2015 entstand das erste Helium-Plasma. In der Operationsphase OP1.1 bis etwa Mitte März 2016 wurden Plasmastart, Heizung, Diagnostik und Steuerung untersucht; dabei gab es 2200 Untersuchungen mit Mikrowellenheizung. In OP1.2 von Juli bis Oktober 2018 ermöglichten ein Testdivertor, 8000 Graphitkacheln und ausgebaute Heizsysteme bis zu 10 s Betrieb mit 8 MW ECRH oder Neutralteilcheninjektion. Das Tripelprodukt stieg gegenüber der ersten Betriebsphase um den Faktor 8: Ionentemperatur ≈ 3,4 keV, Dichte ≈ 8 · 10^19 m−3 und Einschlusszeit 200 ms. Je nach Heizung wurden Entladungen bis zu 30 Sekunden bei 5 MW beziehungsweise 100 Sekunden bei 2 MW erreicht.

Für die zweite Betriebsphase OP2 ab September 2022 wurde die Anlage innerhalb von drei Jahren umgebaut. Eingebaut wurden ein gekühlter langpulsfähiger Divertor sowie Wasserkühlungen für alle plasmazugewandten Bauteile. Außerdem wurden Kryosystem, Heizungen und Messsysteme erweitert. Im Februar 2023 erreichte W7-X einen Energieumsatz von 1,3 Gigajoule in einer achtminütigen Entladung; dies war der 17-fache Bestwert der Zeit vor dem Umbau.

Strahlenschutz, Finanzierung und Zusammenarbeit

W7-X arbeitet mit Wasserstoff oder Deuterium, nicht mit dem für spätere Leistungsreaktoren vorgesehenen Deuterium-Tritium-Gemisch. Bei Wasserstoff entstehen keine Neutronen. Bei Deuterium können in geringem Maß Fusionsreaktionen zwischen Deuteriumkernen auftreten, bei denen Neutronen freigesetzt werden. Deshalb ist die Torushalle von einer etwa 1,8 m dicken Wand aus boriertem Beton umgeben. Bor absorbiert Neutronen; das dabei entstehende Gammaquant mit 478 keV wird ebenfalls in der Betonabschirmung absorbiert. Direkt außerhalb der Torushalle besteht daher kein Überwachungsbereich im Sinn des Strahlenschutzes. Während des Betriebs ist die Torushalle wegen der Gefahr von Spannungsüberschlägen und der in den Magnetfeldern gespeicherten Energie nicht zugänglich. Röntgenstrahlung aus der Bewegung von Elektronen und Ionen wird bereits vom Plasmagefäß abgeschirmt.

Ein vom LAGUS Mecklenburg-Vorpommern beim TÜV Süd in Auftrag gegebenes Strahlenschutzgutachten wurde im Oktober 2013 veröffentlicht. Es stellte fest, dass W7-X den Anforderungen des Strahlenschutzes „vollumfänglich“ entspricht. Der BUND hatte 2012 unter anderem eine fehlerhafte Betonmischung, Risse im Hallendach, eine unzureichende Abschirmung am Hallentor, zu hohe Tritiumwerte in der Abluft und einen möglichen Austritt verstrahlten Kühlwassers befürchtet. Der BUND hielt die Klärung trotz des Gutachtens nicht für umfassend abgeschlossen. Die damalige Ministerin Manuela Schwesig erklärte dagegen, die Sicherheitsbedenken zur Abschirmwirkung seien durch das Gutachten vollständig entkräftet. Die Betriebsgenehmigung vom 10. Dezember 2015 enthält Auflagen, besonders für den späteren Betrieb mit Deuterium.

Das Projekt 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 Bund und Mecklenburg-Vorpommern. Die USA beteiligen sich mit 7,5 Millionen Dollar. Die Investitionen für das Stellarator-Experiment betrugen für 1997–2014 insgesamt 370 Millionen Euro. Für den IPP-Standort Greifswald wurden einschließlich Betriebskosten im selben Zeitraum 1,06 Milliarden Euro angegeben; Medienberichte nannten 2025 insgesamt 1,7 Milliarden Euro für die Greifswalder Kernfusionsforschung.

Kooperationspartner kommen aus Deutschland, Europa, den Vereinigten Staaten und Japan. Genannt werden unter anderem die Technische Universität Berlin, die Universität Greifswald, das Forschungszentrum Jülich, das KIT, das IPP-nahe Stuttgarter Institut, die Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Forschungseinrichtungen in Frankreich, Spanien, Polen, Ungarn und dem Trilateral Euregio Cluster sowie Los Alamos, Oak Ridge, Princeton, die University of Wisconsin–Madison und das National Institute for Fusion Science in Japan.