Reaktorstudien

Die Arbeitsgruppe Stellarator-System-Studien untersucht physikalische, technische und ökonomische Aspekte eines Kernfusionskraftwerks, das auf dem mit Wendelstein 7-X zum ersten Mal realisierten HELIAS-Konzept basiert.


Das im IPP entwickelt HELIAS-Konzept (HELical Advanced Stellarator) ist derzeit vermutlich der vielversprechendste Kandidat für ein kontinuierlich betriebenes Fusionskraftwerk. HELIAS-Konfigurationen nutzen modulare Magnetfeldspulen. Sie wurden in Garching zunächst in analytischen, später numerischen Vorstudien entwickelt, um die grundsätzlichen Nachteile klassischer Stellaratoren zu überwinden. Ein erster experimenteller Schritt war dann die zunächst nur hinsichtlich einiger Teilaspekte optimierte Experimentanlage Wendelstein 7-AS. Das Projekt Wendelstein 7-X soll einen konsequent optimierten HELIAS untersuchen und das Kraftwerkspotential dieses Konzepts überprüfen.

Die wesentlichen Eigenschaften eines HELIAS sind:

  • seine Fähigkeit, ein Plasma so einzuschließen, dass es sich auch mit steigendem Druck (β = 5%) nur geringfügig aus seiner Anfangslage verschiebt. Diese Verringerung der sogenannten Shafranov-Verschiebung gelingt durch eine Minimierung der druck-induzierten Pfirsch-Schlüter-Ströme.
  • Dies erzeugt gleichzeitig (!) eine Magnetfeld-Konfiguration, die die Verluste der heißen Plasmateilchen minimiert (die in klassischen Stellaratoren für eine Zündung unzulässig hoch sind) und außerdem die bei der Fusion entstehenden hochenergetischen Heliumkerne so gut einschließt, dass deren Bewegungsenergie im Plasma selbst abgegeben, d.h. das Plasma geheizt wird.
  • Vorbedingung sind im ganzen Einschlussgebiet wie Zwiebelschalen ineinandergreifende magnetische Flussflächen, bei denen Störungen (so genannte Inselstrukturen) nur am Rand vorkommen, wo sie dann zur kontrollierten Energie- und Teilchenabfuhr genutzt werden können. Das HELIAS-Konzept geht außerdem von einer gleichförmigen Verdrillung der Magnetfeldlinien aus (geringe Verscherung), die sich in den vorherigen Wendelstein-Anlagen bewährt hat.
  • Verbleibende Freiheitsgrade bei der Optimierung wurden beim HELIAS so genutzt, dass der ebenfalls durch den Druck getriebene „Bootstrap“-Strom möglichst klein ist. Dadurch werden mit dem Strom verbundene Instabilitäten vermieden. Dies ist ein dem Tokamak-Konzept entgegengesetzter Ansatz.

Vorstudien zu einem HELIAS-Kraftwerk hinsichtlich Design, Realisierung der supraleitenden Spulen, Vakuumsystem, Wartung und optimierter mechanischer Tragstruktur gehen von einem dem Wendelstein 7-X ähnlichen Reaktor mit fünf Perioden aus (HELIAS 5-B). Verwendet man für die supraleitenden Spulen konservativ die heute verfügbare Technologie auf NbTi-Basis und geht von moderaten Magnetfeldern (ß = 5 T) aus, so erfordert der Platz für den Einbau von Neutronenschild und Brutblanket einen kleinen Radius von 1,8 m. Ein solches Kraftwerk wäre in seinen linearen Abmessungen knapp viermal so groß wie das Experiment Wendelstein 7-X. Im Rahmen der europäischen Aktivitäten zur Sicherheit eines Fusionskraftwerks werden auch die speziellen Sicherheitsaspekte eines HELIAS untersucht.

 
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