The stellarator is a 3-dimensional toroidal configuration without induced toroidal plasma currents. The magnetic field is produced by external coils which allows steady-state operation of a stellarator reactor. The requirements coming from reactor conditions narrow the range of potential stellarator configurations as reactor candidates; therefore an optimization of stellarator configurations is necessary to meet these requirements. The Helias concept developed at the IPP Garching offers the chance of stable plasma confinement up to beta =5% and predicts neoclassical transport losses below the critical level for ignition. This can be achieved by reducing the radial drift of trapped and circulating particles as far as possible (drift-optimization). The neoclassical transport of trapped particles can be characterized by an effective helical ripple of 1-2%. The theory of an optimized stellarator reactor mainly concentrates on the issues of plasma equilibrium, MHD-stability, neoclassical effects and fast particle behavior. Much effort is also devoted to the optimization of the coil system as the main technical component of the reactor. The dimensions of a hypothetical Helias reactor are: major radius 20 m, average plasma radius 1.6 m, magnetic field on axis 5 Tesla, rotational transform in the range 5/6<i<1. Details of this reactor concept are described elsewhere (Beidler et al. 1992).
ステラレータは、誘導トロイダルプラズマ電流を伴わない3次元トロイダル配位である。磁場は外部コイルによって生成され、これによりステラレータ炉の定常運転が可能となる。炉条件から生じる要求は、炉候補としての潜在的なステラレータ配位の範囲を狭める。したがって、これらの要求を満たすためにはステラレータ配位の最適化が必要である。IPPガルヒングで開発されたヘリアス概念は、ベータ値5%までの安定なプラズマ閉じ込めの可能性を提供し、点火臨界レベルを下回る新古典輸送損失を予測する。これは、捕捉粒子および非捕捉粒子の動径方向ドリフトを可能な限り低減すること（ドリフト最適化）によって達成できる。捕捉粒子の新古典輸送は、実効ヘリカルリップル1〜2%によって特徴づけられる。最適化されたステラレータ炉の理論は、主にプラズマ平衡、MHD安定性、新古典効果、および高速粒子挙動の問題に集中している。また、炉の主要な技術的構成要素であるコイルシステムの最適化にも多大な努力が払われている。仮想的なヘリアス炉の寸法は以下の通りである：主半径20m、平均プラズマ半径1.6m、軸上磁場5テスラ、回転変換5/6<i<1。この炉概念の詳細は別途記載されている（Beidlerら、1992年）。