Forschungsbericht 2012 - Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Teilinstitut Greifswald

Ein Divertor für Wendelstein 7-X

Autoren
Pedersen, Thomas Sunn
Abteilungen
Bereich Stellarator: Rand- und Divertorphysik

Zusammenfassung
Das extrem dünne, aber auch ultra-heiße Fusionsplasma wird in den Fusionsanlagen von magnetischen Kräften berührungsfrei in Schwebe gehalten. Der Divertor ist die einzige Stelle im Plasmagefäß, an der das Fusionsplasma die Gefäßwand berührt. Für die Forschungsanlage Wendelstein 7-X, die zurzeit in Greifswald aufgebaut wird, wurden Divertorelemente entwickelt, die extrem hohen Hitzebelastungen von 10 MW/m2 dauerhaft widerstehen können.

Wie erzeugt man ein 100 Millionen Grad heißes Plasma? Eine so gewaltige Temperatur – heißer als der Kern der Sonne – ist notwendig, wenn man Energie aus Fusionsprozessen in einem irdischen Kraftwerk nutzbar machen möchte. Fusion, das Verschmelzen von leichten Atomkernen, ist der grundlegende Prozess, mit dem die Sonne seit rund fünf Milliarden Jahren Wärme und Licht erzeugt und damit ermöglicht hat, dass sich das Leben auf der Erde entwickeln konnte. Auch für die Entstehung der meisten chemischen Elemente ist die sogenannte Nukleosynthese infolge von Fusionsprozessen die Ursache. Ohne Fusion würden wir und unsere Welt nicht existieren.

Mit den auf der Erde vorhandenen Ressourcen könnte die Fusion Energie für über 100.000 Jahre liefern – ohne das Treibhausgas Kohlendioxid zu erzeugen. Die notwendigen Ausgangsstoffe, nämlich Deuterium und Lithium, stehen in der ganzen Welt zur Verfügung. Vor der Nutzung steht jedoch die Herausforderung, ein 100 Millionen Grad heißes Plasma zu erzeugen und aufrecht zu erhalten. Allerdings sind die heißen Fusionsplasmen auch extrem dünn – etwa hunderttausendfach dünner als Luft. Daher muss ein solches Fusionsplasma sehr gut isoliert werden, denn wenn es in direkten Kontakt mit einer materiellen Wand kommt, kühlt es sofort ab. Man nutzt deshalb einen magnetischen Käfig, um das Plasma nahezu berührungsfrei einzuschließen.

Wissenschaftler haben mehrere Typen magnetischen Einschlusses ("magnetische Flaschen") entwickelt. Neben dem Tokamak, zum Beispiel die Forschungsanlage ASDEX Upgrade in Garching [1], ist ein besonderes wichtiges Konzept der Stellarator [2].

Das Fusionsexperiment Wendelstein 7-X

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Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Boltzmannstraße 2, 85748 Garching

Der weltweit größte und am weitesten entwickelte Stellarator ist Wendelstein 7-X, der zurzeit im Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP), Teilinstitut Greifswald aufgebaut wird [3]. Der Name spielt auf den Wendelstein an, einen Berg in den Bayerischen Alpen. Wendelstein 7-X (Abb. 1 und Abb. 2) ist die neueste und größte Anlage in der Reihe der Wendelstein-Stellaratoren, die seit den 1960er Jahren am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching und seit 2000 auch in Greifswald entwickelt werden.

Das Stellaratormagnetfeld von Wendelstein 7-X kann 50 bis 100 Millionen Grad heiße Plasmen einschließen. Physikalische Rechnungen lassen erwarten, dass die Qualität des Einschlusses so gut ist, dass diese Temperaturen dauerhaft erreicht werden. Dabei herrschen am Rand des einschließenden Magnetfeldes (an der sogenannten "letzten Flussfläche") hundertmal niedrigere Temperaturen als im Zentrum – immer noch ungefähr 500.000 Grad. Deshalb sind nach wie vor clevere Lösungen dafür nötig, dass dieses Randplasma Festkörper berühren kann: Dies leistet der Divertor. Wenn Plasmateilchen das heiße Zentrum verlassen, d. h. die letzte geschlossene magnetische Flussfläche nach außen überschreiten, leitet sie das Randmagnetfeld auf sogenannte Divertor-Platten. Sie sind so konzipiert, dass sie relativ kühl bleiben, auch wenn das Plasma ihre Oberflächen mit einer Wärmeleistung von zehn Megawatt pro Quadratmeter erhitzt.

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Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Boltzmannstraße 2, 85748 Garching

Diese Anordnung heißt "Divertor", weil sie das Plasma umleitet (englisch "to divert"). Wenn das Plasma auf die Divertorelemente auftrifft, werden die geladenen Plasmaionen neutralisiert. Vakuumpumpen in der Divertorregion pumpen diese Neutralteilchen – sowohl Plasmateilchen als auch unerwünschte Verunreinigungen – durch einen kleinen Pumpspalt heraus. Damit wirkt der Divertor wie ein Abgasrohr für den Fusionsofen. Das Divertorkonzept hat sich vielfach bewährt. Am Tokamak ASDEX (Axial-symmetrisches Divertorexperiment) in Garching war es in den 1980er Jahren so erfolgreich, dass es in der ganzen Welt kopiert wurde [4] und auch die derzeitige Grundoption für den Fusionstestreaktor ITER ist. Diese Erfindung war ein Durchbruch, um für die Fusion reine und gut wärmeisolierte Plasmen erzeugen zu können.

Zudem weiß man dank des Divertor-Magnetfeldes genau, an welchen Partien der Gefäßwand die höchsten Hitzebelastungen zu erwarten sind. So kann man die widerstandsfähigen Divertorelemente (Abb. 3) dort platzieren, wo sie tatsächlich gebraucht werden. An anderen Stellen im Plasmagefäß, wo die Hitzebelastung ungleich niedriger ist, genügen einfachere Elemente.

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Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Boltzmannstraße 2, 85748 Garching

Entwicklung im Verbundprojekt

Die Divertorelemente von Wendelstein 7-X können extrem hohen Hitzebelastungen standhalten. Die Konstruktion, eine Weiterentwicklung von Bauteilen im französischen Tokamak-Experiment "Tore Supra", wurde zum Teil im Rahmen des Forschungsprojekts "Entwicklung hoch-wärmebeständiger Targetelemente" erarbeitet. In dem vom Bundesministerium für Bildung und Forschung unterstützten Verbundprojekt arbeiteten das IPP in Garching sowie die Firma Plansee SE in Reutte, Tirol, zusammen: Die neuen Elemente können der in Wendelstein 7-X zu erwartenden Hitzebelastung von 10 MW/m2 (=1 kW/cm2) erfolgreich widerstehen. Dies wurde in der Garchinger Testanlage GLADIS bereits nachgewiesen, die Bedingungen erzeugen kann, wie sie am Rand eines Fusionsplasmas vorliegen (Abb. 4).

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Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Boltzmannstraße 2, 85748 Garching

Die dem Plasma zugewandte Oberfläche der Divertorplatten wird durch kohlefaserverstärkte Kohlenstoff-Ziegel (CFC: carbon fiber reinforced composite) geschützt. Sie können sehr hohen Temperaturen widerstehen und besitzen zugleich eine gute Wärmeleitung. Abgeführt wird die Wärme in der eigentlichen Kühlsenke – eine von Kühlkanälen durchzogene Platte aus einer Kupfer-Chrom-Zirkonium-Legierung (CuCrZr): In sie fließt kaltes Wasser hinein, erwärmtes Wasser heraus.

Die Verbindungstechnologie zwischen dem Kohlenstoff-Ziegel an der Oberfläche und der Kühlsenke darunter wurde für Wendelstein 7-X verbessert. Die sogenannte Bilayer-Technik hat es in sich: Ein Laser strukturiert zunächst die Verbindungsfläche des Ziegels. Dann bringt man durch "Active Metal Casting", ein patentiertes Verfahren der Firma Plansee SE, eine Kupferlegierung auf. Eine zusätzliche weiche Kupferschicht wird aufgepresst. Beides sorgt dafür, dass die Wärme effektiv von der Oberfläche an die wassergekühlte Kupfer-Chrom-Zirkonium-Platte weitergeleitet wird. Zudem wird so sichergestellt, dass keine thermischen Spannungen auftreten, die das Element zerstören könnten, selbst nicht nach 10.000 Hitzezyklen. Durch Elektronenstrahlschweißen wird schließlich der Ziegel mit der Kühlsenke verbunden.

Im Plasmagefäß von Wendelstein 7-X werden die Divertorplatten eine Fläche von etwa 19 Quadratmetern bedecken [5]. Dafür sind 890 Elemente und rund 18.000 Kohlenstoffziegel zu produzieren. Jedes einzelne wird mehrfach kontrolliert. Bei den ersten 20 Platten hat man sich für eine Komplett-Prüfung entschieden, die alle erfolgreich durchlaufen wurden: von der visuellen Kontrolle über Maßhaltigkeitsprüfung, Druckabfallmessung und Leistungskontrolle im Teststand GLADIS [6] bis zu Lecktests. Die weiteren Elemente wird Plansee schrittweise bis 2014 nach Garching liefern. Als fertige Module sollen sie dann bis 2017 nach Greifswald gehen. Erst nachdem sie bzw. der komplette "High Heat Flux"-Divertor in die Maschine eingebaut sein werden, wird Wendelstein 7-X seine wesentliche Eigenschaft demonstrieren können, den halbstündigen Hochleistungsbetrieb.

1.
Kallenbach, A.; Adamek, J.; Aho-Mantila, L.; Äkäslompolo, S.; et al.
Overview of ASDEX Upgrade Results
Nuclear Fusion 51, 094012 (2011)
2.
Boozer, A. H.
What is a stellarator
Physics of Plasmas 5, 1647-1655 (1998)
3.
Grieger, G.; Beidler, C.; Harmeyer, E.; Lotz, W.; Kisslinger, J.; Merkel, P.; Nührenberg, J.; Rau, F.; Strumberger, E.; Wobig, H.
Modular stellarator reactors and plans for Wendelstein 7-X
Fusion Technology 21, 1767-1778 (1992)
4.
Keilhacker, M.; Albert, D. B.; Behringer, K.; Behrisch, R.; Engelhardt, W.; Fussmann, G.; et al.
Impurity control experiments in the ASDEX divertor tokamak
Nuclear Fusion, Supplement 2, 351-365 (1981)
5.
Boscary, J.; Greuner, H.; Friedrich, T.; Mendelevitch, B.; Böswirth, B.; Schlosser, J.; Smirnow, M.; Stadler, R.
Pre-series and testing route for the serial fabrication of W7-X target elements
Fusion Engineering and Design 84, 497-500 (2009)
6.
Greuner, H.; Bolt, H.; Böswirth, B.; Franke, T.; McNeely, P.; Obermayer, S.; Rust, N.; Süß, R.
Performance and construction of a 2 MW ion beam facility for plasma facing components
Fusion Engineering and Design 75-79, 345-350 (2005)
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