Reaktorstudien

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. Diese 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, sodass das optimierte Magnetfeld nicht deformiert wird.
  • Dies wird mit einer Magnetfeld-Konfiguration erreicht, die gleichzeitig (!) die Verluste der heißen Plasmateilchen minimiert und außerdem auch die bei der Fusion entstehenden hochenergetischen Heliumkerne so gut einschließt, dass deren Bewegungsenergie im Plasma selbst abgegeben, d.h. das Plasma geheizt wird. Beide Verlustmechanismen wären in einem konventionellen Stellarator zu hoch um eine Zündung zu erreichen.
  • Vorbedingung sind im ganzen Einschlussgebiet wie Zwiebelschalen ineinandergreifende magnetische Flussflächen, bei denen Störungen (so genannte Inselstrukturen) nur am Rand vorkommen, wo sie dann sogar zur kontrollierten Energie- und Teilchenabfuhr genutzt werden können (sogenannter Inseldivertor). Dazu geht das HELIAS-Konzept von einer über den Plasmaquerschnitt gleichförmigen Verdrillung der Magnetfeldlinien aus (geringe Verscherung), die sich schon in den vorherigen Wendelstein-Anlagen bewährt hat.
  • Verbleibende Freiheitsgrade bei der Optimierung werden beim HELIAS so genutzt, dass der durch den Plasmadruck getriebene „Bootstrap“-Strom möglichst klein wird. Damit ändert sich einerseits die optimierte Magnetfeldstruktur beim Plasma- und damit beim Druckaufbau nur geringfügig, andererseits werden mit dem Strom verbundene Instabilitäten vermieden. Dies ist ein dem Tokamak-Konzept entgegengesetzter Ansatz, denn der Bootstrap Strom ist im Tokamak gerade ausdrücklich erwünscht um dort möglichst lange Plasmen zu erreichen.

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 (B = 5 T) aus, so erfordert der Platz für den Einbau von Tritium-Brutblanket und Neutronenabschirmung einen kleinen Radius von mindestens 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

Zur Redakteursansicht