The National Spherical Torus Experiment-Upgrade (NSTX-U) is the most powerful spherical torus facility at PPPL, Princeton USA. The major mission of NSTX-U is to develop the physics basis for an ST-based Fusion Nuclear Science Facility (FNSF). The ST-based FNSF has the promise of achieving the high neutron fluence needed for reactor component testing with relatively modest tritium consumption. At the same time, the unique operating regimes of NSTX-U can contribute to several important issues in the physics of burning plasmas to optimize the performance of ITER. NSTX-U further aims to determine the attractiveness of the compact ST for addressing key research needs on the path toward a fusion demonstration power plant (DEMO). The upgrade will nearly double the toroidal magnetic field BT to 1 T at a major radius of R0 = 0.93 m, plasma current Ip to 2 MA and neutral beam injection (NBI) heating power to 14 MW. The anticipated plasma performance enhancement is a quadrupling of the plasma stored energy and near doubling of the plasma confinement time, which would result in a 5–10 fold increase in the fusion performance parameter nτT. A much more tangential 2nd NBI system, with 2–3 times higher current drive efficiency compared to the 1st NBI system, is installed to attain the 100% non-inductive operation needed for a compact FNSF design. With higher fields and heating powers, the NSTX-U plasma collisionality will be reduced by a factor of 3–6 to help explore the favourable trend in transport towards the low collisionality FNSF regime. The NSTX-U first plasma is planned for the Summer of 2015, at which time the transition to plasma operations will occur.
National Spherical Torus Experiment-Upgrade (NSTX-U) は、米国プリンストンのPPPLにある最も強力な球状トーラス施設である。NSTX-Uの主要な使命は、STベースの核融合核科学施設 (FNSF) のための物理基盤を開発することである。STベースのFNSFは、比較的控えめなトリチウム消費で原子炉構成要素の試験に必要な高い中性子フルエンスを達成できる可能性を有する。同時に、NSTX-Uの独自の運転領域は、ITERの性能を最適化するための燃焼プラズマ物理におけるいくつかの重要な課題に貢献することができる。NSTX-Uはさらに、核融合実証発電炉 (DEMO) への道筋における重要な研究ニーズに対処するためのコンパクトSTの魅力を判断することを目指している。このアップグレードにより、トロイダル磁場BTは主半径R0 = 0.93 mでほぼ2倍の1 Tに、プラズマ電流Ipは2 MAに、中性粒子ビーム入射 (NBI) 加熱電力は14 MWに増加する。予想されるプラズマ性能の向上は、プラズマ蓄積エネルギーの4倍化とプラズマ閉じ込め時間のほぼ2倍化であり、その結果、核融合性能パラメータnτTは5〜10倍に増加する。はるかに接線方向の第2NBIシステムは、第1NBIシステムと比較して2〜3倍高い電流駆動効率を有し、コンパクトFNSF設計に必要な100%非誘導運転を達成するために設置される。より高い磁場と加熱電力により、NSTX-Uプラズマの衝突度は3〜6分の1に低減され、低衝突度FNSF領域に向けた輸送における好ましい傾向の探索に役立つ。NSTX-Uの初プラズマは2015年夏に予定されており、その時点でプラズマ運転への移行が行われる。