AbstractRecent advances in tokamak physics indicate that a spherical tokamak may offer a magnetic fusion development path that can be started with a small size pilot plant and progress smoothly to larger power plants. Full calculations of stability to kink and ballooning modes show the possibility of greater than 50% β-toroidal with the normalized β [βN=βT/(I/aβ)] as high as 10 and fully aligned 100% bootstrap current. Such β-values coupled with 2–3 T toroidal fields imply a pilot plant about the size of the present DIII-D tokamak could produce ∼800 MW thermal, 160 MW net electric, and would have a ratio of gross electric power over recirculating power (QPLANT) of 1.9. The high β values in the ST mean that E×B shear stabilization of turbulence should be ten times more effective in the ST than in present tokamaks, implying that the required high quality of confinement needed to support such high beta values will be obtained. The anticipated β values are so high that the allowable neutron flux at the blanket sets the device size, not the physics constraints. The ST has a favorable size scaling so that at 2–3 times the pilot plant size the QPLANT rises to 4–5, an economic range and 4 GW thermal power plants result. Current drive power requirements for 10% of the plasma current are consistent with the plant efficiencies quoted. The unshielded copper centerpost should have an adequate lifetime against nuclear transmutation-induced resistance change and the low voltage, high current power supplies needed for the 12-turn TF coil appear reasonable. The favorable size scaling of the ST and the high β mean that in large sizes, if the copper TF coil is replaced with a superconducting TF coil and a shield, the advanced fuel D-He3 could be burned in a device with QPLANT∼4. If the anticipated physics of the ST regime can be proven in near-term experiments and engineering challenges (such as the high power density to be exhausted and centerpost neutronics issues) can be met, then the ST offers the possibility of a magnetic fusion development path with a minimal cost initial step and exciting further possibilities.
近年のトカマク物理学の進展は、球状トカマクが、小型のパイロットプラントから開始し、より大型の動力炉へとスムーズに進展できる磁気核融合開発の道筋を提供する可能性を示している。キンクモードおよびバルーニングモードに対する安定性の完全な計算により、トロイダルβが50%を超え、規格化β［βN=βT/(I/aB)］が10に達し、完全に整合した100%の自己駆動電流が可能であることが示されている。このようなβ値と2〜3テスラのトロイダル磁場を組み合わせることで、現在のDIII-Dトカマクと同程度の大きさのパイロットプラントが、約800MWの熱出力、160MWの正味電力出力を生み出し、総発電出力に対する再循環電力の比（QPLANT）は1.9になると示唆される。STにおける高いβ値は、E×Bシアによる乱流の安定化が現在のトカマクよりも10倍効果的であることを意味し、そのような高いβ値を支えるために必要な高い閉じ込め性能が達成されることを示唆している。想定されるβ値が非常に高いため、装置規模は物理的制約ではなく、ブランケットでの許容中性子束によって決定される。STは好ましいサイズスケーリングを示し、パイロットプラントの2〜3倍の規模ではQPLANTが4〜5に上昇し、経済的な範囲である4GWの熱出力プラントが実現する。プラズマ電流の10%に対する電流駆動所要電力は、上記の発電効率と整合している。無遮蔽の銅製センターコラムは、核変換による抵抗増加に対して十分な寿命を有し、12ターンTFコイルに必要な低電圧・大電流電源も実現可能である。STの好ましいサイズスケーリングと高いβ値は、大型化において銅製TFコイルを超伝導TFコイルと遮蔽体に置き換えれば、先進燃料であるD-He3をQPLANT≈4で燃焼させることが可能であることを意味する。STの物理特性が近い将来の実験で実証され、工学的課題（高パワー密度の排熱やセンターコラム中性子問題など）が解決されれば、STは最小限の初期コストで開始でき、その後の発展の可能性も大きい磁気核融合開発の道筋を提供する。