Stellarator

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„Wendelstein-IIa“; die Tokamak-artigen toroidalen Spulen sind gut zu erkennen, die helikal verschraubten Spulen dieses klassischen Stellarators sind dahinter weitgehend verborgen.
Seitenansicht des helikal symmetrischen Stellarators HSX in Madison, Wisconsin. Man erkennt die dreidimensional geformten modularen Kupferspulen, die das Plasmagefäß umgeben.

Ein Stellarator ist eine torusförmige Anlage zum magnetischen Einschluss eines heißen Plasmas, perspektivisch mit dem Ziel der Energiegewinnung durch Kernfusion (siehe Fusion mittels magnetischen Einschlusses und Kernfusionsreaktor). Der Name dieses Fusionskonzeptes soll an die Kernfusion als Energiequelle der Sterne (lateinisch stella, Stern) erinnern. In Japan wird die Bezeichnung allerdings nur für klassische Stellaratoren (s. u.) verwendet; allgemein werden die im Folgenden beschriebenen Magnetfeldanordnungen dort als helikale Systeme bezeichnet.

Das gleiche Ziel wie die Stellaratoren verfolgt das dazu komplementäre Konzept des Tokamaks. Beide Konzepte wurden entwickelt, weil man mit einem einfachen torusförmigen Feld keinen für Fusionen geeigneten magnetischen Plasmaeinschluss erreicht, denn die radiale Variation des Feldes führt zu einer Drift der Teilchen nach außen. Das liegt an der in einem Torus notwendigerweise entstehenden Innen-außen-Asymmetrie: Innen ist das Magnetfeld (im toroidalen Durchschnitt) immer stärker als außen, weil dort die Magnete dichter beieinander stehen. Dadurch bekommen die Schraubenbahnen jedes Elektrons oder Ions eine Asymmetrie, die beide nach oben bzw. unten aus dem Magnetfeld herausdriften lässt. Das dadurch entstehende elektrische Feld zusammen mit dem Magnetfeld schiebt über die Lorentz-Kraft das Plasma nach außen. Das lässt sich dadurch kompensieren, dass man das Plasma mit einem verdrillten Magnetfeld dazu zwingt, sich so um sich selbst zu drehen, dass die nach außen gedrifteten Teilchen ständig wieder nach innen transportiert werden. Beim Tokamak wird diese Verdrillung des Magnetfeldes durch einen Strom erzeugt, der im Plasma selbst fließt. Bei Stellaratoren werden die verdrillten Magnetfelder für den Einschluss vollständig von außerhalb des Plasmas angeordneten stromdurchflossenen Spulen erzeugt. Im Plasma fließt somit kein toroidaler Gesamtstrom.

Stellarator-Plasmen sind im Allgemeinen nicht – wie das Plasma in einem Tokamak – kontinuierlich rotationssymmetrisch, das heißt, sie gehen nicht bei jeder beliebigen Drehung des Ringes um seine Achse in sich selbst über; vielmehr gilt dies nur bei Drehung um bestimmte, diskrete Winkel. In diesem Sinne haben Stellaratorplasmen eine dreidimensionale Struktur.

Der Stellarator hat gegenüber dem Tokamak-Konzept zwei wesentliche Vorteile: Da kein toroidaler Strom im Plasma aufrechterhalten werden muss,

  • werden mit dem Plasmastrom zusammenhängende Instabilitäten vermieden, die zu einem Zusammenbruch des Plasmaeinschlusses führen können;
  • könnte ein Stellarator später als Kraftwerk grundsätzlich im Dauerbetrieb arbeiten. Beim Tokamak-Konzept ist dagegen die Frage, wie ein Strom im Plasma dauerhaft aufrechterhalten werden kann, noch Gegenstand aktueller Forschung.

Diesen Vorteilen des Stellarators steht gegenüber, dass die dreidimensionale Struktur des Plasmas dessen Einschluss im heißen Zustand grundsätzlich erschwert, so dass eine Optimierung der Magnetfeldgeometrie notwendig wird. Zusätzlich ist das Spulensystem eines Stellarators komplexer als das eines Tokamaks.

Tokamak und Stellarator haben ansonsten viele gleiche oder ähnliche Bauteile; auch deren Konstruktionsprobleme sind vergleichbar. Für viele Einzelheiten gibt es mehrere Möglichkeiten, die nebeneinander ausprobiert werden müssen. So ergänzen sich beide Entwicklungen und befruchten sich gegenseitig.

Theorie[Bearbeiten]

Man kann theoretisch zeigen, dass ein Stellarator nicht, wie z. B. der Tokamak, kontinuierlich rotationssymmetrisch sein kann, also bei einer beliebigen Drehung in toroidaler Richtung in sich selbst übergeht. Vielmehr besteht das Stellaratorfeld aus einer Anzahl P identischen Abschnitten, den Feldperioden, z. B. fünf im Wendelstein 7-X, zehn im Large Helical Device (LHD), und besitzt somit eine diskrete Symmetrie: Bei Rotation um den Winkel 2 \pi/P in toroidaler Richtung geht die Konfiguration in sich selbst über. Als zweite Symmetrie kann noch die sogenannte Stellaratorsymmetrie vorliegen: Bei dieser geht eine Feldperiode in sich über, wenn sie um eine spezielle Achse um \pi gedreht wird.

Durch die nicht kontinuierliche Symmetrie kann es – anders als beim Tokamak – vorkommen, dass die magnetischen Feldlinien nicht mehr überall auf ineinander verschachtelten Flächen verlaufen, sondern sich stellenweise chaotisch verhalten. Da sich dies negativ auf den Einschluss des Plasmas auswirkt, müssen diese Gebiete (ergodische Bereiche und magnetische Inseln) möglichst klein sein.

Stellarator-Typen[Bearbeiten]

Heliotron (ähnlich dem Large Helical Device, Japan) mit l = 2 helikalen Magnetspulen (schwarz) und Vertikalfeld-Spulen (grün)

Stellaratoren werden überwiegend für Fusionsplasmen entwickelt. Daneben verwendet man inzwischen Stellaratoren auch für grundlegende plasmaphysikalische Untersuchungen. Beispiele sind der Columbia Non-Neutral Torus in New York, der klassische Stellarator WEGA (Greifswald) und der Torsatron TJ-K[1] (Universität Stuttgart). Die Fusionsforschung konzentriert sich aber auf die folgenden Typen:

Heliotron, Torsatron[Bearbeiten]

Hier fließt der Strom in l geschlossenen helixförmigen Leitern jeweils in die gleiche toroidale Richtung. Die Spulen erzeugen somit gemeinsam auch die toroidale Magnetfeldkomponente. Man benötigt daher kein toroidales Spulensystem, dafür aber Vertikalfeldspulen zur Kompensation des durch die helikalen Spulen erzeugten vertikalen Feldes. Im Gegensatz zum klassischen Stellarator sind die beiden Spulensysteme nicht ineinander verschränkt, die Kräfte zwischen den Spulen sind daher geringer und lassen sich somit leichter durch Stützstrukturen abfangen. Geht man in toroidaler Richtung, entspricht der Querschnitt des Plasmas bei l = 2 einer rotierenden Ellipse. Beispiele sind das Large Helical Device, Japan, die Advanced Toroidal Facility (Oak Ridge, USA) und Uragan 3M (mit l = 3, Kharkov, Ukraine). Das Experiment Heliotron-J[2] (Kyoto, Japan) ist eine Mischform aus Heliotron und Heliac: Die Plasmaachse windet sich, wie in einem Heliac, um den helikalen zentralen Leiter, aber die Toroidalfeldspulen sind wie in einem klassischen Stellarator angeordnet.

Heliac[Bearbeiten]

Heliac: Die Achse des Plasmas und die sie umgebenden Toroidalfeldspulen (im Bild im Vordergrund weggelassen) winden sich um eine zentrale Spule.

Im Gegensatz zum Heliotron oder dem klassischen Stellarator bildet die Plasmaachse beim Heliac keinen Kreis, sondern windet sich l-mal um eine zentrale, kreisförmige Magnetfeldspule. Dadurch wird im Bezugssystem des Plasmas eine helikal verwundene Komponente des Magnetfeldes erzeugt. Die das Plasma umgebenden Toroidalfeldspulen folgen dieser Verschraubung. Zum Kompensieren des vertikalen Feldes werden Vertikalfeldspulen benötigt. Heliacs bieten zwischen den Toroidalfeldspulen guten Zugang zum Plasma, was z. B. für Messungen vorteilhaft ist. Andererseits kommt das Plasma dem zentralen Leiter sehr nahe. Da deshalb dort eine Neutronenabschirmung und ein Brutblanket nur schwer realisiert werden können, gibt es derzeit kein auf dem Heliac basierendes Konzept für einen Fusionsreaktor. Beispiele: TJ-II (Madrid, Spanien)[3] und H-1 (Canberra, Australien)[4].

Klassischer Stellarator[Bearbeiten]

Klassischer Stellarator mit Toroidalfeldspulen (blau) und helikalen Spulen (schwarz); die Außenkontur des Plasmas ist rot dargestellt; als Beispiel ist eine mehrfach umlaufende Magnetfeldlinie hellblau markiert.

Das Spulensystem besteht aus 2l (mit einer natürlichen Zahl l) geschlossenen helixförmigen Leitern, bei denen der Strom in jeweils benachbarten Leitern in entgegengesetzte Richtung fließt. Dieses Spulensystem ist von weiteren Spulen umgeben, die die toroidale Magnetfeldkomponente erzeugen. Ein klassischer Stellarator besitzt somit zwei ineinander verschränkte Spulensysteme. Dies kann hohe Anforderungen an die mechanische Stabilität stellen, da die an den Kreuzungspunkten der Spulen auftretenden Kräfte durch die Konstruktion aufgefangen werden müssen (Beispiel: Wendelstein 7-A, Garching).

Stellarator mit modularen Spulen[Bearbeiten]

Stellarator mit modularen Spulen: Das gezeigte Spulensystem erzeugt dasselbe Magnetfeld und damit die gleiche Außenkontur des Plasmas wie der darüber gezeigte klassische Stellarator.

Die Möglichkeit, ein Stellarator-Magnetfeld mit modularen Spulen zu erzeugen, d. h. mit Spulen, die poloidal geschlossen, aber nicht eben sind, gibt große Gestaltungsfreiheit bei der Wahl des Magnetfeldes. Gleichzeitig lassen sich die magnetischen Kräfte in und zwischen den Spulen besser abfangen. Da keine toroidal umlaufenden Spulen benötigt würden, könnten in einem Reaktor wesentlich kleinere supraleitende Spulen verwendet werden, was entscheidende technische und auch wirtschaftliche Vorteile brächte. Eine Stellaratorkonfiguration mit modularen Spulen erlaubt, nahezu beliebige Stromverteilungen auf einer Fläche um das Plasma herum zu erzeugen. Damit ergeben sich mehr Freiheitsgrade, um Form und Stärke des Magnetfeldes zu optimieren.

Optimierter Stellarator[Bearbeiten]

Aufgrund ihrer dreidimensionalen Geometrie bieten Stellaratoren ein hohes Maß an Freiheit in ihrem Design. Diese Freiheit wird bei modernen Stellaratoren ausgenutzt, um die magnetische Konfiguration in Hinblick auf gewisse Kriterien zu optimieren. Dabei wird die Form des Plasmas unter Verwendung von numerischen Optimierungsalgorithmen so lange verändert bis ein Satz vorher aufgestellter Bedingungen erfüllt ist, die Forderungen an das physikalische Verhalten des Stellarators darstellen (z. B. Stabilität des Plasmas gegenüber kleinen Störungen, guter Einschluss von Teilchen). Es wird somit zuerst die Form des Plasmas berechnet und dann in einem zweiten Schritt das (modulare) Spulensystem, welches das benötigte Magnetfeld erzeugt. Eine neuere Entwicklung stellen Mischformen zwischen Tokamak und Stellarator dar, welche sowohl eine dreidimensionale Geometrie als auch einen toroidalen Gesamtstrom besitzen.

Erste Beispiele für modulare Stellaratoren, die solchen Optimierungskriterien folgen, sind Wendelstein 7-AS (optimiert bezüglich der Shafranov-Verschiebung), Helically Symmetric Experiment HSX (s. Abbildung oben)[5] (Teilaspekte der Optimierung: Quasi-helikale Symmetrie, Madison, Wisconsin), NCSX (Teilaspekte der Optimierung: Quasi-toroidale Symmetrie, Princeton, USA, Bau abgebrochen) und Wendelstein 7-X (Greifswald, im Bau).

Geschichte[Bearbeiten]

Das Konzept des Stellarators wurde 1951 von Lyman Spitzer in Princeton, USA entwickelt, der zunächst eine Konfiguration vorschlug, bei der ein Torus zur Form einer Ziffer 8 gebogen wurde. Die experimentellen Ergebnisse auch des Nachfolgers, des „rennbahn-förmigen“ Model-C zeigten nur ungenügenden Plasma-Einschluss. Die vor dem Hintergrund des Kalten Krieges als geheim klassifizierten Experimente trugen den Namen Projekt Matterhorn. Daher bekamen die nach der Veröffentlichung 1958 in Garching bei München fortgeführten Arbeiten den Namen des bayrischen Berges Wendelstein.[6]

In Grundsatzexperimenten ließ sich zeigen, dass Ungenauigkeiten beim Bau der Spulen und die geringe Symmetrie der ersten Anordnungen Grund für deren schlechten Einschluss waren. Es wurden daher symmetrischere kreisförmige Konfigurationen entwickelt (als Größenmaßstab ist im Folgenden jeweils der große Radius R des Plasmas im Torus mit angegeben): der klassische Stellarator Wendelstein 7-A (Garching, 1976-85, R=2 m), das Heliotron-E, Kyoto (R=2,2 m), die Torsatrons, Advanced Toroidal Facility ATF (1968, Oak Ridge, USA, R=2 m) und Uragan (Charkow, Ukraine).

Mit der Verfügbarkeit von Heizmethoden, die unabhängig von einem im Plasma getriebenen Strom waren, ließen sich auch erstmals im Gegensatz zu einem Tokamak stromlose „reine“ Stellaratorplasmen untersuchen. Dadurch konnte erwartungsgemäß eine ganze Klasse von (stromgetriebenen) Instabilitäten vermieden werden, ebenso der plötzliche Verlust des Einschlusses durch Stromabbruch. Der Plasma-Einschluss dieser ersten Stellaratorgeneration entsprach bei den damals erreichbaren Temperaturen etwa dem von Tokamaks vergleichbarer Größe.

Es stellte sich aber heraus, dass die mit steigender Temperatur stark ansteigenden Teilchenverluste und die mit wachsendem Druck auftretende horizontale Verschiebung des Plasmas keinen Fusionsreaktor in wirtschaftlich akzeptabler Größe erlauben würden. Ein weiterer konzeptioneller Nachteil waren die großen Kräfte insbesondere an Stellen, wo sich Magnetspulen nahe kommen oder überkreuzen.

Der Durchbruch gelang mit dem Konzept modularer Spulen (Wobig und Rehker, 1972). In diesen können die auftretenden Kräfte besser aufgefangen werden; sich überkreuzende Spulensysteme werden vermieden. Gleichzeitig ergeben sich mehr Freiheitsgrade zur Optimierung des erzeugten Magnetfelds hinsichtlich des inzwischen weiterentwickelten Verständnisses von Plasmatransport (bei steigender Temperatur), Gleichgewicht (mit steigenden Druck) und Instabilitäten bei wachsenden Druck-, Temperatur- und Dichte-Unterschieden (Gradienten). Um die grundsätzliche Machbarkeit des modularen Konzepts und die Richtigkeit der theoretisch gewonnenen Optimierungskriterien zu überprüfen, wurde in Garching das Projekt Wendelstein 7-AS (für Advanced Stellarator) vorgeschlagen, das Komponenten des Vorgängers Wendelstein 7-A teilweise weiterverwendete und daher nur eine Teil-Optimierung darstellte. Die Ergebnisse des 1988-2002 betriebenen Experiments erfüllten bzw. übertrafen sogar in einiger Hinsicht die Erwartungen. Dies führte in den 90er Jahren zu einer Neubelebung der weltweiten Stellaratoraktivitäten und zum Bau einer Reihe kleiner und mittlerer Experimente, die Teilaspekte und weitere Magnetfeld-Konfigurationen untersuchen sollten: u. a. H-1 in Canberra, Australien, TJ-II, (Madrid, Spanien, R=1,5 m), Heliotron-J, Kyoto, Japan und das Helically Symmetric Experiment (HSX) (Madison, Wisconsin, R=1,2 m). Die beiden letztgenannten nutzen bereits die sich mit modularen Spulen ergebenden Möglichkeiten.

In Princeton (USA) wurde mit dem Bau des vergleichsweise kompakten (R = 1,4 m) National Compact Stellarator-Experiments begonnen, das eine alternative Optimierungsstrategie des Magnetfeldes verfolgte. Der Strom im Plasma sollte hier gerade nicht minimiert werden, so dass ein Hybrid zwischen Tokamak (Verdrillung des Magnetfelds durch Stromfluss im Plasma) und Stellarator (Verdrillung des Magnetfelds durch externe Spulen) entsteht. Der Bau dieses „quasi-toroidal symmetrischen“ Stellarators wurde von der US-Regierung 2008 aus Kostengründen abgebrochen.

Das derzeit größte Experiment, das seit 1998 in Nagoya, Japan betriebene, konventionelle Heliotron Large Helical Device hat die Machbarkeit eines reaktor-relevanten großen supraleitenden Spulensystems demonstriert und untersucht Eigenschaften von Stellaratorplasmen im Langzeit-Betrieb (großer Radius ~ 3,6 m, kleiner Radius ~ 0,6 m, d. h. einem Plasmavolumen V = 26 m3).

Auf Basis der Wendelstein-Stellaratoren in Garching und mit den Möglichkeiten der modularen Spulen wurde der sogenannte HELIAS (HELIcally Advanced Stellarator) entwickelt, ein integriertes Konzept, das es erlaubt, mehrere Optimierungskriterien für das Magnetfeld gleichzeitig zu erfüllen. Dies führte wurde 1990 zum Design des Wendelstein 7-X, mit dem dieses Konzept auf seine Tauglichkeit für einen Fusionsreaktor untersucht werden soll. Mit dem Bau wurde 2001 in Greifswald begonnen, die Inbetriebnahme ist für 2014 geplant, erste Plasmaexperimente sind 2015 vorgesehen.

Stellaratorexperimente[Bearbeiten]

Stand der Stellaratorentwicklung[Bearbeiten]

Die an Stellaratoren gewonnenen experimentellen Ergebnisse entsprechen in weiten Bereichen denen von Tokamaks und lassen sich daher auf die grundsätzlichen Eigenschaften eines toroidalen Plasma-Einschlusses zurückführen. Das gilt etwa für den Wärme- und Teilchentransport, wie er z. B. durch Instabilitäten, Turbulenz und Strömungen im Plasma getragen wird. Die verwendeten Heizverfahren, die benötigte Diagnostik sowie die wichtigen Materialfragen der ersten Wand decken sich ebenfalls weitgehend.

Wendelstein 7-AS und LHD haben jeweils mit unterschiedlichen Konzepten gezeigt, dass - wie beim Tokamak - der stabile Betrieb eines Divertors möglich ist.

Die Experimente haben folgende wesentliche Unterschiede zum Tokamak gezeigt bzw. bestätigt:

  • Der mit der Temperatur stark zunehmende konvektive Transport als Folge der dreidimensionalen Magnetfeldstruktur wird wie erwartet beobachtet; er sollte durch die Stellarator-Optimierung auf ein akzeptables Maß gedrückt werden.
  • Stellaratoren können bei deutlich höheren Dichten arbeiten als Tokamaks, da die Gefahr eines Stromabbruchs nicht besteht (mit steigender Dichte sinkt bei gleicher Heizleistung die Temperatur und steigt der Widerstand - ein Plasmastrom verschwindet dann). Die höhere Dichte n hat im Reaktor gegebener Größe den Vorteil einer steigenden Fusionsleistung (PFusion~ n2). Außerdem verbessert sich der experimentell beobachtete Plasma-Einschluss proportional der Wurzel aus n. Die Belastung der Wand ist wegen der gleichzeitig abnehmenden Temperatur geringer.
  • Im Betrieb verhalten sich Stellaratoren in der Nähe von Betriebsgrenzen (maximale Dichte, maximaler Druck) vergleichsweise "moderat". Es treten keine abrupten Instabilitäten auf, die zu starken Belastungen etwa der ersten Wand führen. Stattdessen kühlt das Plasma ggf. auf einer moderaten Zeitskala aus (letztlich wieder eine Folge des fehlenden Plasmastroms).
  • Ein spezifisches Problem von Stellaratoren könnte allerdings sein, dass sich infolge der Driften langfristig im Inneren eine zunehmende Verunreinigungskonzentration aufbauen könnte, die durch verstärkte Strahlung das Plasma auskühlen würde. Dazu fehlen aktuell aussagekräftige Langpuls-Experimente.

Stellarator-Reaktorkonzepte[Bearbeiten]

Hauptartikel: Fusionsreaktor

Reaktorkonzepte auf der Basis des Stellarator-Einschlussprinzips sind in vielen technischen Aspekten ähnlich denen von Tokamaks und profitieren von deren Entwicklung. Der Dauerbetrieb vermeidet jedoch die im Pulsbetrieb auftretenden mechanischen Wechselbelastungen der Strukturteile. Aus der Dreidimensionalitätseigenschaft des Magnetfelds ergibt sich andererseits eine hohe physikalische und technische Komplexität. Drei Konzepte werden derzeit (2013) untersucht.

Heliotron-Reaktor[Bearbeiten]

Ein Heliotron-Reaktor[7] hätte den Vorteil geringer Kräfte zwischen den supraleitenden Spulen und guter Zugänglichkeit zwischen den Spulen hindurch, etwa zur Wartung des Blankets. Dem steht die technische Herausforderung sehr großer toroidal umlaufender supraleitender Spulen entgegen, wie sie am LHD allerdings schon in etwas geringerer Größe realisiert wurden. Die zum Divertor führende Magnetfeldstruktur entsteht an den Ecken des annähernd elliptischen Plasmaquerschnitts durch die Konfiguration von selbst und muß nicht wie beim Tokamak durch Extraspulen erzeugt werden. Entsprechend windet sich der sogenannte helikale Divertor mit seinen Prallplatten schraubenförmig um den Torus - im Gegensatz zum Tokamak, wo der Divertor oben bzw. unten toroidal umläuft. Allerdings ist für das klassische Heliotron kein Gesamtkonzept absehbar, bei dem mit ein und derselben Magnetfeldkonfiguration sowohl ausreichend geringer Wärmetransport als auch genügender Plasmadruck erreicht werden können. Entsprechende Studien gleichen diese Nachteile mit der Annahme eines Betriebs bei relativ hoher Dichte und sehr hohen Magnetfeldern (bis B=12T auf der magnetischen Achse) aus, deren Erzeugung erst noch technisch gezeigt werden müsste.

Reaktoren mit modularen Spulen[Bearbeiten]

Sowohl die US-amerikanische ARIES-Studie als auch der in Europa untersuchte HELIAS-Reaktor sehen modulare Spulen vor. Die Spulen wären mit ihrer mäßigen Größe weitgehend schon mit heutiger Technologie realisierbar, (gerade noch) transportabel und könnten daher einzeln vor dem Zusammenbau getestet werden. An Stellen, wo an der Torus-Innenseite eine starke Krümmung des Magnetfeldes erreicht werden soll, müssen sich allerdings Spule und Plasma relativ nahe kommen. Um dort auch noch ein Brutblanket und eine Neutronen-Abschirmung zu realisieren, benötigt man einen Mindestabstand Plasma-Spule von etwa 1,3 m, was nur in relativ großen Reaktoren zu erreichen wäre. Die sich ergebende große Wandfläche würde allerdings auch die Wärmeabfuhr aus dem Plasma erleichtern und die Leistungsdichte auf der ersten Wand und deren Belastung mit Neutronen verringern, die zu Strahlenschäden führt. Die hohen Magnetkräfte an Stellen, wo sich die modularen Spulen nahe kommen, scheinen konstruktiv beherrschbar.

ARIES-Studie[Bearbeiten]

Auf Basis des in den USA nicht realisierten modularen Stellarators NCSX, einer quasi-toroidalen Konfiguration mit endlichem Strom, wurde eine Studie zu einem vergleichsweise kompakten Stellarator-Reaktor ARIES durchgeführt[8]. Wegen der erwünschten geringen Größe wird in Kauf genommen, dass das Plasma an Engstellen den Spulen so nahe kommt, dass dort nur eine Neutronenabschirmung, aber kein Brutblanket mehr untergebracht werden könnte.

HELIAS-Reaktor[Bearbeiten]

Die Weiterentwicklung des in Wendelstein 7-X angewandten HELIAS-Konzepts würde zu Reaktoren mit vergleichsweise großen Radien (>18 m) führen[9]. Diese werden notwendig, um überall ein Brutblanket zu realisieren und um Zündung zu erreichen; beides erfordert einen kleinen Radius von mindestens 1,8 m, wenn man für die supraleitenden Spulen konservativ von heute verfügbarer Technologie und moderaten Magnetfeldern (B=5T) ausgeht. Ein solcher Reaktor wäre in seinen linearen Abmessungen knapp viermal so groß wie das Wendelstein-7-X-Experiment.

Literatur[Bearbeiten]

„Helical Confinement Devices“, Beidler, et al. in Fusion Physics, ed. by Kikuchi, Lackner, Tran, International Atomic Energy Agency Vienna 2012.

Einzelnachweise[Bearbeiten]

  1. TJ-K
  2. Heliotron-J
  3. TJ-II, Madrid
  4. H-1, Canberra
  5. Helically Symmetric Experiment
  6. historische Zusammenfassung der Garchinger Arbeiten in: Grieger G et al 1985 Nucl. Fusion 25 1231–42
  7. Sagara, A., et al.; Fusion Eng. Des. 81 (2006) 2703-2712.
  8. Najmabadi, F., et al., Fusion Sci. Technol. 54(3) (2008) 655-672
  9. Beidler, C., et al., Nucl. Fusion 43 (2003) 889-898.