High fusion performance and steady-state plasma operation are the key challenges for designing a compact fusion neutron source based on a spherical tokamak. Steady-state operation will be supported by non-inductive current drive (NBCD) produced by high-energy particles injected by neutral beam injection (NBI). The possibility of NBCD current enhancement and profile control is discussed. The majority of thermonuclear neutrons in the plasma are expected to come from beam–thermal fusion reactions. Overall NBI performance is reduced by the power losses in the injector beamline and by the fast particle losses in the plasma. Optimum fast ion spatial and energy profiles are evaluated for a wide range of NBI-driven plasma scenarios with low-aspect magnetic geometry features accounted for. Combined NBI optimization methodology allows tracking and reducing the fast particle losses throughout the entire beam lifetime—from the accelerated ion extraction at the injector ion source until the final thermalization of particles in plasma. This integrated approach has proved to be highly efficient in time and computing resources. Possible applications of the method are not limited to purposes specific to fusion neutron source devices. It can be applied to enhance NBI gain in magnetically confined plasmas designed for steady-state or long-pulse operation in high-, moderate- or low-aspect-ratio tokamaks.
高融合性能と定常プラズマ運転は、球状トカマクに基づくコンパクトな核融合中性子源を設計するための重要な課題である。定常運転は、中性粒子ビーム入射(NBI)によって注入された高エネルギー粒子によって生成される非誘導電流駆動(NBCD)によって支えられる。NBCD電流の増強と分布制御の可能性について議論する。プラズマ中の熱核中性子の大半は、ビーム–熱核融合反応から生じると予想される。全体的なNBI性能は、入射器ビームラインでの電力損失とプラズマ中の高速粒子損失によって低下する。低アスペクト比の磁気幾何学の特徴を考慮した広範囲のNBI駆動プラズマシナリオに対して、最適な高速イオンの空間分布およびエネルギー分布を評価する。統合されたNBI最適化手法により、入射器イオン源での加速イオン引き出しからプラズマ中での粒子の最終熱化までのビームの全寿命にわたって、高速粒子損失を追跡し低減することができる。この統合的アプローチは、時間と計算リソースの点で非常に効率的であることが実証されている。この手法の応用可能性は、核融合中性子源装置に固有の目的に限定されない。これは、高・中・低アスペクト比トカマクにおいて定常または長パルス運転用に設計された磁気閉じ込めプラズマのNBI利得を向上させるために適用できる。