In a spherical tokamak (ST) reactor, the radial build of toroidal field coil and the shield play a key role in determining the size of the reactor. For self-consistent determination of the reactor components and physics parameters, a system analysis code is coupled with a one-dimensional radiation transport code. A conceptual design study of a compact superconducting ST reactor with an aspect ratio of up to 2.0 is conducted and the optimum radial build is identified. It is shown that the use of an improved shielding material and high-temperature superconducting magnets with high critical current density opens up the possibility of a fusion power plant with compact size and small re-circulating power simultaneously at a low aspect ratio, and that by using an inboard neutron reflector instead of a breeding blanket, tritium self-sufficiency is possible with an outboard blanket only and thus a compact-sized all superconducting coil ST reactor is viable.
球状トカマク（ST）炉において、トロイダル磁場コイルと遮蔽体の半径方向の構造は、炉の規模を決定する上で重要な役割を果たす。炉の構成要素と物理パラメータを自己無撞着に決定するため、システム解析コードを一次元放射線輸送コードと結合した。アスペクト比2.0までのコンパクトな超伝導ST炉の概念設計研究を実施し、最適な半径方向の構造を特定した。改良された遮蔽材料と高い臨界電流密度を有する高温超伝導磁石を用いることで、低アスペクト比においてコンパクトな寸法と小さな再循環電力を同時に実現する核融合炉の可能性が開かれることが示された。また、増殖ブランケットの代わりに内側中性子反射体を用いることで、外側ブランケットのみでトリチウム自給が可能となり、これにより全超伝導コイルを備えたコンパクトなST炉が実現可能であることが実証された。