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<!DOCTYPE html>

<title>Stellarator</title>

</head>

<h1 id="firstHeading" class="firstHeading mw-first-heading"><span class="mw-page-title-main">Stellarator</span></h1>

</header>

</div>

<p>Ein <b>Stellarator</b> ist eine <a href="Torus" title="Torus">torusförmige</a> Anlage zum <a href="Fusion_mittels_magnetischen_Einschlusses" title="Fusion mittels magnetischen Einschlusses">magnetischen Einschluss</a> eines heißen <a href="Plasma_(Physik)" title="Plasma (Physik)">Plasmas</a> (Teilchengemisch) mit dem Ziel der Energiegewinnung durch <a href="Kernfusion" title="Kernfusion">Kernfusion</a> (siehe <a href="Fusion_mittels_magnetischen_Einschlusses" title="Fusion mittels magnetischen Einschlusses">Fusion mittels magnetischen Einschlusses</a> und <a href="Kernfusionsreaktor" title="Kernfusionsreaktor">Kernfusionsreaktor</a>). Der Name dieses Fusionskonzeptes soll an die Kernfusion als Energiequelle der Sterne (<span style="font-style:normal;font-weight:normal"><a href="Latein" title="Latein">lateinisch</a></span> <span lang="la-Latn" style="font-style:italic">stella</span> „Stern“) erinnern.

</p><p>Ein rein toroidales <a href="Magnetfeld" class="mw-redirect" title="Magnetfeld">Magnetfeld</a> kann geladene Teilchen nicht vollständig einschließen. Der Stellarator löst dieses Problem durch eine komplexe, nicht rotationssymmetrische Magnetfeldgeometrie. Im alternativen Konzept des <a href="Tokamak" title="Tokamak">Tokamaks</a> wird der vollständige Einschluss durch einen im Fusions<a href="Plasma_(Physik)" title="Plasma (Physik)">plasma</a> fließenden elektrischen Strom erreicht.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Theoretische_Grundlagen_und_Abgrenzung_zum_Tokamak">Theoretische Grundlagen und Abgrenzung zum Tokamak</h2></div>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Magnetischer_Einschluss">Magnetischer Einschluss</h3></div>

<div class="hauptartikel" role="navigation"><span class="hauptartikel-pfeil" title="siehe" aria-hidden="true" role="presentation">→ </span><i><span class="hauptartikel-text">Hauptartikel</span>: <a href="Fusion_mittels_magnetischen_Einschlusses" title="Fusion mittels magnetischen Einschlusses">Fusion mittels magnetischen Einschlusses</a></i></div>

<p>Ein <a href="Magnetfeld" class="mw-redirect" title="Magnetfeld">Magnetfeld</a> kann die Bewegung geladener Teilchen in zunächst zwei Richtungen einschränken, indem es sie auf schraublinienförmige (helikale) Flugbahnen um die Magnetfeldlinien zwingt (<a href="Larmor-Radius" title="Larmor-Radius">Gyration</a>) und sie sich nur noch entlang der Feldrichtung frei bewegen können. Zum dreidimensionalen Einschluss wird das Feld zu einem Torus gebogen, in dem alle Feldlinien kreisförmig geschlossen sind. Dabei wird das Magnetfeld allerdings unvermeidlich zum Zentrum hin stärker als am Rand. Dieser Feld<a href="Gradient" title="Gradient">gradient</a> treibt die Teilchen senkrecht zur Magnetfeldrichtung aus dem Torus hinaus (Torusdrift). Deshalb muss das Magnetfeld zusätzlich verdrillt werden, so dass die Teilchen auf ihrem Kurs entlang einer Feldline nicht dauerhaft in eine Richtung driften, sondern die Drifts an unterschiedlichen Orten einander ausgleichen.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Stellarator">Stellarator</h3></div>

<p>Beim Stellarator wird, anders als beim Tokamak, das verdrillte Magnetfeld vollständig von äußeren stromdurchflossenen <a href="Spule_(Elektrotechnik)" title="Spule (Elektrotechnik)">Spulen</a> erzeugt. Es kann theoretisch gezeigt werden, dass ein Stellarator nicht kontinuierlich rotationssymmetrisch sein kann. Im Gegensatz zum <a href="Tokamak" title="Tokamak">Tokamak</a> geht er also bei einer beliebigen Drehung in <a href="Torus" title="Torus">toroidaler Richtung</a> <i>nicht</i> in sich selbst über. Das erste Stellaratorkonzept hatte die Form einer liegenden 8, wo zwei Abschnitte entgegengesetzter Krümmungen existieren, deren Drifts sich ausgleichen sollten.<sup id="cite_ref-1" class="reference"><a href="#cite_note-1"><span class="cite-bracket">[</span>1<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> In modernen Stellaratoren besteht das Stellaratorfeld aus einer Anzahl <span class="mwe-math-element mwe-math-element-inline"><span class="mwe-math-mathml-inline mwe-math-mathml-a11y" style="display: none;"><math xmlns="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" alttext="{\displaystyle P}">

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</math></span><img src="./_assets_/eb734a37dd21ce173a46342d1cc64c92/b4dc73bf40314945ff376bd363916a738548d40a.svg" class="mwe-math-fallback-image-inline mw-invert skin-invert" aria-hidden="true" style="vertical-align: -0.338ex; width:1.745ex; height:2.176ex;" alt="{\displaystyle P}" loading="lazy"></span> gleicher Abschnitte, den <i>Feldperioden</i>, z. B. fünf im <a href="Wendelstein_7-X" title="Wendelstein 7-X">Wendelstein 7-X</a>, zehn im <a href="Large_Helical_Device" title="Large Helical Device">Large Helical Device</a> (LHD), und besitzt somit eine <i>diskrete</i> <a href="Symmetrie_(Geometrie)" title="Symmetrie (Geometrie)">Symmetrie</a>: Nur bei Drehung um den Winkel 360°/<span class="mwe-math-element mwe-math-element-inline"><span class="mwe-math-mathml-inline mwe-math-mathml-a11y" style="display: none;"><math xmlns="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" alttext="{\displaystyle P}">

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</p><p>Wegen des Fehlens einer kontinuierlichen Symmetrie kann es – anders als beim Tokamak – vorkommen, dass die magnetischen Feldlinien nicht mehr überall auf ineinander verschachtelten Flächen verlaufen, sondern sich stellenweise <a href="Chaostheorie" class="mw-redirect" title="Chaostheorie">chaotisch</a> verhalten. Da sich dies negativ auf den Einschluss des Plasmas auswirkt, müssen diese Gebiete (ergodische Bereiche und magnetische Inseln) möglichst klein sein.

</p><p>Der Stellarator hat gegenüber dem Tokamak-Konzept zwei wesentliche Vorteile: Da kein <a href="Torus" title="Torus">toroidaler</a> Strom im Plasma aufrechterhalten werden muss,<br>

• werden mit dem Plasmastrom zusammenhängende Instabilitäten vermieden, die zum Zusammenbruch des Plasmaeinschlusses führen können<br>

• könnte ein Stellarator später als <a href="Kraftwerk#Grundlastkraftwerk" title="Kraftwerk">Kraftwerk</a> grundsätzlich im Dauerbetrieb arbeiten. Beim Tokamak-Konzept ist dagegen die Frage, wie ein Strom im Plasma dauerhaft aufrechterhalten wird, noch Gegenstand aktueller Forschung.

</p><p>Beiden Vorteilen steht gegenüber, dass die dreidimensionale Struktur des Plasmas dessen Einschluss im heißen Zustand erschwert. Das erfordert eine aufwändige Optimierung der Magnetfeldgeometrie. Auch ist das Spulensystem eines Stellarators komplexer als das eines Tokamaks. Davon abgesehen haben Tokamak und Stellarator viele ähnliche Komponenten; auch die technischen Anforderungen sind ähnlich.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Geschichte">Geschichte</h2></div>

<p>Das Konzept des Stellarators entwarf 1951 <a href="Lyman_Spitzer" title="Lyman Spitzer">Lyman Spitzer</a> in Princeton, USA. Er empfahl einen zur Form einer Ziffer 8 gebogenen Torus. Experimentelle Ergebnisse auch des Nachfolgers, des „rennbahn-förmigen“ Model-C, ergaben einen zu geringen Plasma-Einschluss. Die in der Zeit des Kalten Krieges als geheim klassifizierten Versuche trugen den Namen Projekt Matterhorn. Daher bekamen die nach der Veröffentlichung 1958 in <a href="Garching_bei_M%C3%BCnchen" title="Garching bei München">Garching bei München</a> fortgeführten Arbeiten den Namen des bayerischen Berges <a href="Wendelstein_(Berg)" title="Wendelstein (Berg)">Wendelstein</a>.<sup id="cite_ref-2" class="reference"><a href="#cite_note-2"><span class="cite-bracket">[</span>2<span class="cite-bracket">]</span></a></sup>

</p><p>Ungenauigkeiten beim Bau der Spulen und die geringe Symmetrie der ersten Anordnungen verursachten den zu geringen Plasma-Einschluss. Es wurden daher symmetrischere kreisförmige Konfigurationen entwickelt (als Größenmaßstab ist im Folgenden jeweils der große Radius R des Plasmas im <a href="Torus" title="Torus">Torus</a> 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 (1988, <a href="Oak_Ridge_National_Laboratory" title="Oak Ridge National Laboratory">Oak Ridge</a>, USA, R=2 m) und <a href="Uragan" class="mw-disambig" title="Uragan">Uragan</a> (<a href="Charkiw" title="Charkiw">Charkiw</a>, Ukraine).

</p><p>Mit der Verfügbarkeit von Heizmethoden, die unabhängig von einem im Plasma getriebenen Strom waren, ließen sich im Gegensatz zu einem Tokamak stromlose „reine“ Stellaratorplasmen untersuchen. Dies vermied eine ganze Klasse von (stromgetriebenen) Instabilitäten wie auch den plötzlichen Verlust des Plasma-Einschlusses durch Stromabbruch. Der Plasma-Einschluss dieser ersten Stellaratorgeneration entsprach bei den damals erreichbaren Temperaturen dem von Tokamaks ähnlicher Größe.

Dabei fiel auf, 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. Ein weiterer konzeptioneller Nachteil waren große Kräfte an den Stellen, wo sich Magnetspulen nahekommen oder überkreuzen.

</p><p>Der Durchbruch gelang mit dem Konzept modularer Spulen (Wobig und Rehker, 1972<sup id="cite_ref-3" class="reference"><a href="#cite_note-3"><span class="cite-bracket">[</span>3<span class="cite-bracket">]</span></a></sup>). Hierbei werden die auftretenden Kräfte besser aufgefangen. Sich überkreuzende Spulensysteme werden vermieden. Zudem ergaben sich mehr Freiheitsgrade zur Optimierung des erzeugten Magnetfelds hinsichtlich des nun weiterentwickelten Verständnisses von Plasmatransport (wichtig bei steigender Temperatur), Gleichgewicht (wichtig mit steigenden Druck) und Instabilitäten (wichtig bei steigenden Temperatur- und Dichte-Unterschieden). Um die Machbarkeit des Modul-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 in einiger Hinsicht die Erwartungen. Dies führte in den 90er Jahren zur Neubelebung von Stellaratoraktivitäten und zum Bau kleiner und mittlerer Experimente, um Teilaspekte und weitere Magnetfeld-Konfigurationen zu untersuchen: u. a. H-1 (Canberra, Australien), TJ-II (Madrid, Spanien, R=1,5 m),<sup id="cite_ref-tj-ii_4-0" class="reference"><a href="#cite_note-tj-ii-4"><span class="cite-bracket">[</span>4<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> Heliotron-J (Kyoto, Japan)<sup id="cite_ref-heliotron-J_5-0" class="reference"><a href="#cite_note-heliotron-J-5"><span class="cite-bracket">[</span>5<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> und das Helically Symmetric Experiment (HSX) (Madison, Wisconsin, R=1,2 m).<sup id="cite_ref-6" class="reference"><a href="#cite_note-6"><span class="cite-bracket">[</span>6<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> Die zwei letztgenannten Experimente nutzen bereits die sich mit modularen Spulen ergebenden Möglichkeiten.

</p>

<p>In <a href="Princeton_(New_Jersey)" title="Princeton (New Jersey)">Princeton</a> (USA) verfolgte das vergleichsweise kompakte (R=1,4 m) <a href="National_Compact_Stellarator_Experiment" title="National Compact Stellarator Experiment">National Compact Stellarator</a>-Experiment eine alternative Optimierung des Magnetfeldes. 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. Den Bau dieses quasi toroidal-symmetrischen Stellarators brach die US-Regierung 2008 aus Kostengründen ab.

</p><p>Das seit 1998 in <a href="Nagoya" title="Nagoya">Nagoya</a> (Japan) betriebene, konventionelle Heliotron <a href="Large_Helical_Device" title="Large Helical Device">Large Helical Device</a> bestätigte die Machbarkeit eines reaktor-relevanten großen supraleitenden Spulensystems und untersucht Eigenschaften von Stellaratorplasmen im Langzeit-Betrieb (großer Radius = 3,6 m, kleiner Radius = 0,6 m, Plasmavolumen V = 26 m<sup>3</sup>).

</p><p>Auf Basis der Wendelstein-Stellaratoren in Garching wurde mit modularen Spulen der sogenannte HELIAS (HELIcally Advanced Stellarator) entwickelt. Er soll mehrere Optimierungskriterien für das Magnetfeld zugleich erfüllen. Dies führte 1990 zum Design des <a href="Wendelstein_7-X" title="Wendelstein 7-X">Wendelstein 7-X</a>. Dessen Bau wurde 2001 in <a href="Greifswald" title="Greifswald">Greifswald</a> begonnen. Damit überprüfte man die Eignung für einen Fusionsreaktor. Das erste Plasma wurde Ende 2015 erzeugt.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Stellarator-Typen">Stellarator-Typen</h2></div>

<p>Stellaratoren werden überwiegend für Fusionsplasmen entwickelt. Daneben verwendet man inzwischen Stellaratoren auch für grundlegende plasmaphysikalische Untersuchungen. Beispiele sind der <a href="Columbia_Non-Neutral_Torus" title="Columbia Non-Neutral Torus">Columbia Non-Neutral Torus</a> in New York und das Torsatron TJ-K<sup id="cite_ref-7" class="reference"><a href="#cite_note-7"><span class="cite-bracket">[</span>7<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> (Universität Stuttgart). Die Fusionsforschung konzentriert sich aber auf die folgenden Typen:

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Klassischer_Stellarator">Klassischer Stellarator</h3></div>

<p>Das Spulensystem besteht aus einer geraden Anzahl geschlossener <a href="Helix" title="Helix">helixförmiger</a> Leiter, in 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).<sup id="cite_ref-8" class="reference"><a href="#cite_note-8"><span class="cite-bracket">[</span>8<span class="cite-bracket">]</span></a></sup>

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Heliotron,_Torsatron"><span id="Heliotron.2C_Torsatron"></span>Heliotron, Torsatron</h3></div>

<p>Hier fließt der Strom in <span class="mwe-math-element mwe-math-element-inline"><span class="mwe-math-mathml-inline mwe-math-mathml-a11y" style="display: none;"><math xmlns="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" alttext="{\displaystyle l}">

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Das Experiment Heliotron-J<sup id="cite_ref-heliotron-J_5-1" class="reference"><a href="#cite_note-heliotron-J-5"><span class="cite-bracket">[</span>5<span class="cite-bracket">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-9" class="reference"><a href="#cite_note-9"><span class="cite-bracket">[</span>9<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> (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.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Heliac">Heliac</h3></div>

<p>Im Gegensatz zum Heliotron oder dem klassischen Stellarator bildet die Plasmaachse beim Heliac keinen Kreis, sondern windet sich <span class="mwe-math-element mwe-math-element-inline"><span class="mwe-math-mathml-inline mwe-math-mathml-a11y" style="display: none;"><math xmlns="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" alttext="{\displaystyle l}">

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Beispiele für Heliacs: TJ-II (Madrid, Spanien)<sup id="cite_ref-tj-ii_4-1" class="reference"><a href="#cite_note-tj-ii-4"><span class="cite-bracket">[</span>4<span class="cite-bracket">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-10" class="reference"><a href="#cite_note-10"><span class="cite-bracket">[</span>10<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> und H-1 (Canberra, Australien).<sup id="cite_ref-11" class="reference"><a href="#cite_note-11"><span class="cite-bracket">[</span>11<span class="cite-bracket">]</span></a></sup>

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Stellarator_mit_modularen_Spulen">Stellarator mit modularen Spulen</h3></div>

<p>Die Möglichkeit, ein Stellarator-Magnetfeld mit modularen Spulen zu erzeugen, d. h. Spulen, die <a href="Torus" title="Torus">poloidal</a> 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 (Beispiel: <a href="Wendelstein_7-AS" title="Wendelstein 7-AS">Wendelstein 7-AS</a>, <a href="Wendelstein_7-X" title="Wendelstein 7-X">Wendelstein 7-X</a>).

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Optimierter_Stellarator">Optimierter Stellarator</h3></div>

<p>Aufgrund ihrer dreidimensionalen Geometrie bieten Stellaratoren ein hohes Maß an Entwurfsfreiheit. 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. Neuere Entwicklungen stellen Mischformen zwischen Tokamak und Stellarator dar, welche sowohl eine dreidimensionale Geometrie als auch einen toroidalen Gesamtstrom besitzen.

</p><p>Erste Beispiele für modulare Stellaratoren, die solchen Optimierungskriterien folgen, sind <a href="Wendelstein_7-AS" title="Wendelstein 7-AS">Wendelstein 7-AS</a> (optimiert bezüglich der <a href="Witali_Dmitrijewitsch_Schafranow" title="Witali Dmitrijewitsch Schafranow">Shafranov</a>-Verschiebung), Helically Symmetric Experiment HSX (s. Abbildung unten; Teilaspekte der Optimierung: Quasi-helikale Symmetrie, <a href="Madison_(Wisconsin)" title="Madison (Wisconsin)">Madison (Wisconsin)</a>), <a href="NCSX" class="mw-redirect" title="NCSX">NCSX</a> (Teilaspekte der Optimierung: Quasi-toroidale Symmetrie, Princeton, USA, Bau abgebrochen) und <a href="Wendelstein_7-X" title="Wendelstein 7-X">Wendelstein 7-X</a> (Teilaspekt der Optimierung: quasi-isodynamisches Magnetfeld, Greifswald).

</p>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Stand_der_Stellaratorentwicklung">Stand der Stellaratorentwicklung</h2></div>

<p>An Stellaratoren gewonnene experimentelle Ergebnisse entsprechen in weiten Bereichen denen von Tokamaks. Sie lassen sich 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 Heizverfahren, die Diagnostik sowie die Materialfragen der ersten Wand decken sich ebenfalls weitgehend.

</p><p>Wendelstein 7-AS und LHD zeigten jeweils mit unterschiedlichen Konzepten, dass – wie beim Tokamak – der stabile Betrieb eines <a href="Divertor" title="Divertor">Divertors</a> möglich ist.

</p><p>Die Experimente bestätigten folgende wesentlichen Unterschiede zum Tokamak:

</p>

<ul><li>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.</li>

<li>Stellaratoren können bei deutlich höheren Dichten arbeiten als <a href="Tokamak" title="Tokamak">Tokamaks</a>, 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 <i>n</i> hat im Reaktor gegebener Größe den Vorteil einer steigenden Fusionsleistung (<i>P</i><sub>Fusion</sub>~ <i>n</i><sup>2</sup>). Auch verbessert sich der experimentell beobachtete Plasma-Einschluss proportional der Wurzel aus <i>n</i>. Die Belastung der Wand ist wegen der gleichzeitig abnehmenden Temperatur geringer.</li>

<li>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).</li>

<li>Ein spezifisches Problem von Stellaratoren ist infolge der Driften langfristig im Inneren eine zunehmende Verunreinigungskonzentration, die durch verstärkte Strahlung das Plasma auskühlen würde. Dazu fehlen aktuell aussagekräftige Langpuls-Experimente.</li></ul>

<div style="display:none" class="noexcerpt">Wikipedia:WikiProjekt Ereignisse/Vergangenheit/fehlend</div>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Stellarator-Reaktorkonzepte">Stellarator-Reaktorkonzepte</h2></div>

<div class="hauptartikel" role="navigation"><span class="hauptartikel-pfeil" title="siehe" aria-hidden="true" role="presentation">→ </span><i><span class="hauptartikel-text">Hauptartikel</span>: <a href="Fusionsreaktor" class="mw-redirect" title="Fusionsreaktor">Fusionsreaktor</a></i></div>

<p>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 Dreidimensionalität des Magnetfelds ergibt sich andererseits eine hohe physikalische und technische Komplexität. Drei Konzepte werden derzeit (2016)<sup>[veraltet]</sup> untersucht.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Heliotron-Reaktor">Heliotron-Reaktor</h3></div>

<p>Ein Heliotron-Reaktor<sup id="cite_ref-12" class="reference"><a href="#cite_note-12"><span class="cite-bracket">[</span>12<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> hätte den Vorteil geringer Kräfte zwischen den supraleitenden Spulen und guter Zugänglichkeit zwischen den Spulen hindurch, etwa zur Wartung des <a href="Blanket" title="Blanket">Blankets</a>. Dem steht die technische Herausforderung sehr großer toroidal umlaufender supraleitender Spulen entgegen, wie sie am <a href="Large_Helical_Device" title="Large Helical Device">LHD</a> allerdings schon in etwas geringerer Größe realisiert wurden. Die zum <a href="Divertor" title="Divertor">Divertor</a> 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 „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 = 12 T auf der magnetischen Achse) aus, deren Erzeugung erst noch technisch gezeigt werden müsste.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Reaktoren_mit_modularen_Spulen">Reaktoren mit modularen Spulen</h3></div>

<p>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 nahekommen. Um dort auch noch ein Brutblanket und eine Neutronen-Abschirmung zu realisieren, benötigt man einen Mindestabstand zwischen dem Plasma und den Spulen 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 <a href="Strahlenschaden#Strahlenschäden_in_Materialien" title="Strahlenschaden">Belastung mit Neutronen</a> verringern. Die hohen Magnetkräfte an Stellen, wo sich die modularen Spulen nahekommen, scheinen konstruktiv beherrschbar zu sein.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="ARIES-Studie">ARIES-Studie</h4></div>

<p>Auf Basis des in den USA nicht realisierten modularen Stellarators <a href="NCSX" class="mw-redirect" title="NCSX">NCSX</a>, einer quasi toroidal-symmetrischen Konfiguration mit endlichem Strom, wurde eine Studie zu einem vergleichsweise kompakten Stellarator-Reaktor ARIES durchgeführt.<sup id="cite_ref-13" class="reference"><a href="#cite_note-13"><span class="cite-bracket">[</span>13<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> Wegen der erwünschten geringen Größe wird in Kauf genommen, dass das Plasma an Engstellen den Spulen so nahekommt, dass dort nur eine Neutronenabschirmung, aber kein Brutblanket mehr untergebracht werden könnte.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="HELIAS-Reaktor">HELIAS-Reaktor</h4></div>

<p>Die Weiterentwicklung des in <a href="Wendelstein_7-X" title="Wendelstein 7-X">Wendelstein 7-X</a> angewandten <a href="Wendelstein_7-X#Grundlagen_und_Ziele_des_Projekts" title="Wendelstein 7-X">HELIAS-Konzepts</a> würde zu Reaktoren mit vergleichsweise großen Radien (>18 m) führen.<sup id="cite_ref-14" class="reference"><a href="#cite_note-14"><span class="cite-bracket">[</span>14<span class="cite-bracket">]</span></a></sup> 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=5 T) ausgeht. Ein solcher Reaktor wäre knapp viermal so groß wie das Wendelstein-7-X-Experiment.

</p>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Literatur">Literatur</h2></div>

<ul><li>Edward Morse: <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Stellarators</cite>. In: <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Nuclear Fusion</cite> (= <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Graduate Texts in Physics</cite>). Springer International Publishing, Cham 2018, ISBN 978-3-319-98170-3, <span style="white-space:nowrap">S.<span style="display:inline-block;width:.2em"> </span>215–235</span>, <a href="Digital_Object_Identifier" title="Digital Object Identifier">doi</a>:<span class="uri-handle" style="white-space:nowrap"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://doi.org/10.1007/978-3-319-98171-0_8">10.1007/978-3-319-98171-0_8</a></span> (englisch).<span class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Abook&rfr_id=info:sid/de.wikipedia.org:Stellarator&rft.atitle=Stellarators&rft.au=Edward+Morse&rft.btitle=Nuclear+Fusion&rft.date=2018&rft.doi=10.1007%2F978-3-319-98171-0_8&rft.genre=book&rft.isbn=9783319981703&rft.pages=215-235&rft.place=Cham&rft.pub=Springer+International+Publishing&rft.series=Graduate+Texts+in+Physics" style="display:none"> </span></li>

<li><cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">HELICAL CONFINEMENT CONCEPTS</cite>. In: Mitsuru Kikuchi, Karl Lackner, Minh Quang Tran (Hrsg.): <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Fusion Physics</cite> (= <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Publication / Division of Scientific and Technical Information, International Atomic Energy Agency</cite>. <span style="white-space:nowrap">Band<span style="display:inline-block;width:.2em"> </span>1562</span>). International Atomic Energy Agency, Vienna 2012, ISBN 978-92-0-130410-0 (englisch, <a rel="nofollow" class="external text" href="https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1562_web.pdf">iaea.org</a> [PDF]).<span class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Abook&rfr_id=info:sid/de.wikipedia.org:Stellarator&rft.atitle=HELICAL+CONFINEMENT+CONCEPTS&rft.btitle=Fusion+Physics&rft.date=2012&rft.genre=book&rft.isbn=9789201304100&rft.place=Vienna&rft.pub=International+Atomic+Energy+Agency&rft.series=Publication+%2F+Division+of+Scientific+and+Technical+Information%2C+International+Atomic+Energy+Agency" style="display:none"> </span></li>

<li><a href="Masahiro_Wakatani" title="Masahiro Wakatani">Masahiro Wakatani</a>: <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">Stellarator and Heliotron Devices</cite> (= <cite class="lang" lang="en" dir="auto" style="font-style:italic">International Series of Monographs on Physics</cite>. <span style="white-space:nowrap">Band<span style="display:inline-block;width:.2em"> </span>95</span>). Oxford University Press, New York 1998, ISBN 978-0-19-507831-2 (englisch).<span class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Abook&rfr_id=info:sid/de.wikipedia.org:Stellarator&rft.au=Masahiro+Wakatani&rft.btitle=Stellarator+and+Heliotron+Devices&rft.date=1998&rft.genre=book&rft.isbn=9780195078312&rft.place=New+York&rft.pub=Oxford+University+Press&rft.series=International+Series+of+Monographs+on+Physics" style="display:none"> </span></li></ul>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Einzelnachweise">Einzelnachweise</h2></div>

<li id="cite_note-1"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-1">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite">Peter Lobner: <a rel="nofollow" class="external text" href="https://lynceans.org/tag/stellarator/"><i>Return of the Stellarator.</i></a> 30. August 2017<span style="display:none">;</span><span class="Abrufdatum" style="display:none"> abgerufen im 1. Januar 1</span> (auf, englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=Return+of+the+Stellarator&rft.description=Return+of+the+Stellarator&rft.identifier=&rft.creator=Peter+Lobner&rft.date=2017-08-30&rft.language=auf englisch"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-2"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-2">↑</a></span> <span class="reference-text">historische Zusammenfassung der Garchinger Arbeiten in: G. Grieger <i>et al.</i> 1985 Nucl. Fusion 25 1231–42</span>

</li>

<li id="cite_note-3"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-3">↑</a></span> <span class="reference-text">H. Wobig, S. Rehker: <cite style="font-style:italic">A Stellarator coil system without helical windings</cite>. In: <cite style="font-style:italic">Proceedings of the 7th Symposium on Fusion Technology</cite>. Grenoble, France 1972, <span style="white-space:nowrap">S.<span style="display:inline-block;width:.2em"> </span>345–353</span>.<span class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Abook&rfr_id=info:sid/de.wikipedia.org:Stellarator&rft.atitle=A+Stellarator+coil+system+without+helical+windings&rft.au=H.+Wobig%2C+S.+Rehker&rft.btitle=Proceedings+of+the+7th+Symposium+on+Fusion+Technology&rft.date=1972&rft.genre=book&rft.pages=345-353&rft.place=Grenoble%2C+France" style="display:none"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-tj-ii-4"><span class="mw-cite-backlink">↑ <sup><a href="#cite_ref-tj-ii_4-0">a</a></sup> <sup><a href="#cite_ref-tj-ii_4-1">b</a></sup></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20231002205116/http://www.fusion.ciemat.es/tj-ii-2/"><i>TJ-II project.</i></a> In: <i>National Fusion Laboratory, Spain.</i> Archiviert vom <style data-mw-deduplicate="TemplateStyles:r250917974">

/* start https://de.wikipedia.org/ */

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/* end https://de.wikipedia.org/ */

</style><span class="dewiki-iconexternal"><a class="external text" href="https://redirecter.toolforge.org/?url=http%3A%2F%2Fwww.fusion.ciemat.es%2Ftj-ii-2%2F">Original</a></span> am <span style="white-space:nowrap;">2. Oktober 2023</span><span style="display:none">;</span><span class="Abrufdatum" style="display:none"> abgerufen am 1. Januar 1970</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=TJ-II+project&rft.description=TJ-II+project&rft.identifier=https%3A%2F%2Fweb.archive.org%2Fweb%2F20231002205116%2Fhttp%3A%2F%2Fwww.fusion.ciemat.es%2Ftj-ii-2%2F&rft.source=http://www.fusion.ciemat.es/tj-ii-2/&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-heliotron-J-5"><span class="mw-cite-backlink">↑ <sup><a href="#cite_ref-heliotron-J_5-0">a</a></sup> <sup><a href="#cite_ref-heliotron-J_5-1">b</a></sup></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20220413110403/http://www.iae.kyoto-u.ac.jp/heliotronj/en/"><i>Heliotron J project.</i></a> In: <i>Institute of Advanced Energy, Kyoto University.</i> Archiviert vom <span class="dewiki-iconexternal"><a class="external text" href="https://redirecter.toolforge.org/?url=http%3A%2F%2Fwww.iae.kyoto-u.ac.jp%2Fheliotronj%2Fen%2F">Original</a></span> am <span style="white-space:nowrap;">13. April 2022</span><span style="display:none">;</span><span class="Abrufdatum" style="display:none"> abgerufen am 1. Januar 1970</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=Heliotron+J+project&rft.description=Heliotron+J+project&rft.identifier=https%3A%2F%2Fweb.archive.org%2Fweb%2F20220413110403%2Fhttp%3A%2F%2Fwww.iae.kyoto-u.ac.jp%2Fheliotronj%2Fen%2F&rft.source=http://www.iae.kyoto-u.ac.jp/heliotronj/en/&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-6"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-6">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://hsx.wisc.edu/"><i>HSX – Helically Symmetric eXperiment.</i></a> In: <i>wisc.edu.</i><span class="Abrufdatum"> Abgerufen am 21. August 2025</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=HSX+%E2%80%93+Helically+Symmetric+eXperiment&rft.description=HSX+%E2%80%93+Helically+Symmetric+eXperiment&rft.identifier=https%3A%2F%2Fhsx.wisc.edu%2F&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-7"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-7">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://www.igvp.uni-stuttgart.de/en/research/plasma-dynamics-and-diagnostics/experiments/TJ-K/"><i>The stellarator TJ-K.</i></a> In: <i>uni-stuttgart.de.</i><span class="Abrufdatum"> Abgerufen am 21. August 2025</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=The+stellarator+TJ-K&rft.description=The+stellarator+TJ-K&rft.identifier=https%3A%2F%2Fwww.igvp.uni-stuttgart.de%2Fen%2Fresearch%2Fplasma-dynamics-and-diagnostics%2Fexperiments%2FTJ-K%2F&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-8"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-8">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://www.ipp.mpg.de/3870450/wendelstein7a"><i>Wendelstein 7-A.</i></a> In: <i>ipp.mpg.de.</i><span class="Abrufdatum"> Abgerufen am 21. August 2025</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=Wendelstein+7-A&rft.description=Wendelstein+7-A&rft.identifier=https%3A%2F%2Fwww.ipp.mpg.de%2F3870450%2Fwendelstein7a&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-9"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-9">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20131005013002/http://www.iae.kyoto-u.ac.jp/english/soshiki/plasma.html"><i>Boundary Plasma Control for Improvement of Core Plasma Performance.</i></a> In: <i>kyoto-u.ac.jp.</i> Archiviert vom <span class="dewiki-iconexternal"><a class="external text" href="https://redirecter.toolforge.org/?url=http%3A%2F%2Fwww.iae.kyoto-u.ac.jp%2Fenglish%2Fsoshiki%2Fplasma.html">Original</a></span> am <span style="white-space:nowrap;">5. Oktober 2013</span><span style="display:none">;</span><span class="Abrufdatum" style="display:none"> abgerufen am 1. Januar 1970</span>.</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=Boundary+Plasma+Control+for+Improvement+of+Core+Plasma+Performance&rft.description=Boundary+Plasma+Control+for+Improvement+of+Core+Plasma+Performance&rft.identifier=https%3A%2F%2Fweb.archive.org%2Fweb%2F20131005013002%2Fhttp%3A%2F%2Fwww.iae.kyoto-u.ac.jp%2Fenglish%2Fsoshiki%2Fplasma.html&rft.source=http://www.iae.kyoto-u.ac.jp/english/soshiki/plasma.html"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-10"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-10">↑</a></span> <span class="reference-text"><a rel="nofollow" class="external text" href="http://www-fusion.ciemat.es/New_fusion/en/TJII">TJ-II, Madrid</a></span>

</li>

<li id="cite_note-11"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-11">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="cite"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20130409180149/http://h1nf.anu.edu.au/"><i>H-1, Canberra.</i></a> In: <i>anu.edu.au.</i> Archiviert vom <span class="dewiki-iconexternal"><a class="external text" href="https://redirecter.toolforge.org/?url=http%3A%2F%2Fh1nf.anu.edu.au%2F">Original</a></span> am <span style="white-space:nowrap;">9. April 2013</span><span style="display:none">;</span><span class="Abrufdatum" style="display:none"> abgerufen am 1. Januar 1970</span> (englisch).</span><span style="display: none;" class="Z3988" title="ctx_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Adc&rfr_id=info%3Asid%2Fde.wikipedia.org%3AStellarator&rft.title=H-1%2C+Canberra&rft.description=H-1%2C+Canberra&rft.identifier=https%3A%2F%2Fweb.archive.org%2Fweb%2F20130409180149%2Fhttp%3A%2F%2Fh1nf.anu.edu.au%2F&rft.source=http://h1nf.anu.edu.au/&rft.language=en"> </span></span>

</li>

<li id="cite_note-12"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-12">↑</a></span> <span class="reference-text">Sagara, A. et al.; Fusion Eng. Des. 81 (2006) 2703–2712.</span>

</li>

<li id="cite_note-13"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-13">↑</a></span> <span class="reference-text">Najmabadi, F. et al., Fusion Sci. Technol. 54(3) (2008) 655-672</span>

</li>

<li id="cite_note-14"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-14">↑</a></span> <span class="reference-text">Beidler, C. et al., Nucl. Fusion 43 (2003) 889-898.</span>

</li>

</ol>

<div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Weblinks">Weblinks</h2></div>

<div class="sisterproject" style="margin:0.1em 0 0 0;"><div class="noresize noviewer" style="display:inline-block; line-height:10px; min-width:1.6em; text-align:center;" aria-hidden="true" role="presentation"><span class="mw-default-size" typeof="mw:File"><span title="Commons"></span></span></div><b><span class=""><a class="external text" href="https://commons.wikimedia.org/wiki/Category:Stellarators?uselang=de"><span lang="en">Commons</span>: Stellaratoren</a></span></b> – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien</div>

<div class="sisterproject" style="margin:0.1em 0 0 0;"><span class="noviewer" style="display:inline-block; line-height:10px; min-width:1.6em; text-align:center;" aria-hidden="true" role="presentation"><span class="mw-default-size" typeof="mw:File"><span title="Wiktionary"></span></span></span><b><a href="https://de.wiktionary.org/wiki/Stellarator" class="extiw external" title="wikt:Stellarator">Wiktionary: Stellarator</a></b> – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen</div>

<div>

Normdaten (Sachbegriff): <a href="Gemeinsame_Normdatei" title="Gemeinsame Normdatei">GND</a>: <span class="-print"><a rel="nofollow" class="external text" href="https://d-nb.info/gnd/4183081-7">4183081-7</a></span> </div>

</div></div></div><div><div class="zim-footer">

Dieser Artikel wurde von <a class="external text" title="Zuletzt bearbeitet am 2025-08-23" href="https://de.wikipedia.org/wiki/?title=Stellarator&oldid=259115473">Wikipedia</a> herausgegeben. Der Text ist unter <a class="external text" href="https://creativecommons.org/licenses/by-sa/4.0/deed.de">Creative Commons Attribution-Share Alike 4.0</a> verfügbar, sofern nicht anders angegeben. Für die Mediendateien können zusätzliche Bedingungen gelten.

</div>

</div></div>

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</body></html>