The National Spherical Torus Experiment (NSTX) at the Princeton Plasma Physics Laboratory in the United States, and the mega ampere spherical tokamak (MAST) at the United Kingdom Atomic Energy Authority in the United Kingdom, and their respective upgrades (NSTX-U and MAST-U) are two MAST fusion devices that have operated roughly over the past two decades. Both devices have made significant contributions to understanding spherical tokamak (ST) plasma physics, and fusion plasmas in general, and both have contributed data to multi-machine database studies. Several diagnostics have been physically moved from one machine to the other by diagnostic teams working on both devices. Collaboration has benefited both research teams in the areas of operational expertise, scenario development, and equilibrium reconstruction techniques. More focused comparative studies between the two devices have been pursued over the years in many areas as well, including stability calculations, disruption characterization, pedestal and edge localized mode stability, confinement and transport, energetic particles, and heating and current drive modelling. Together NSTX/-U and MAST/-U set the stage for the future of STs, which is entering the phase of design of demonstration power plant devices.
米国プリンストン・プラズマ物理研究所のNational Spherical Torus Experiment（NSTX）と、英国原子力公社のメガアンペア球状トーラス（MAST）、およびそれぞれのアップグレード装置（NSTX-UおよびMAST-U）は、過去約20年にわたって運転されてきた2つのMAST核融合装置である。両装置は、球状トーラス（ST）プラズマ物理学、および一般の核融合プラズマの理解に重要な貢献をしてきた。また、両装置とも複数装置データベース研究にデータを提供してきた。両装置に携わる診断チームによって、いくつかの診断装置が一方の装置から他方へ物理的に移設されている。その協力は、運転の専門知識、シナリオ開発、および平衡再構成技術の分野で両研究チームに利益をもたらした。さらに、両装置間のより焦点を絞った比較研究は、安定性計算、ディスラプション特性評価、ペデスタルおよび周辺局在化モード安定性、閉じ込めと輸送、高エネルギー粒子、加熱および電流駆動モデリングなど、多くの分野で長年にわたって進められてきた。NSTX/-UとMAST/-Uは、実証発電炉装置の設計段階に入っているSTの将来のための舞台を共に整えた。