The compact nature of the spherical tokamak (ST) presents an economically attractive path to fusion commercialization, but concentrates power exhaust, threatening the integrity of plasma-facing components. To address this challenge, experimentally constrained divertor modeling in the National Spherical Torus Experiment (NSTX) is extrapolated to investigate divertor concepts for future ST devices. Analysis of NSTX Upgrade with UEDGE shows that the secondary snowflake X-point position can be adjusted for favorable neutral transport, enabling stable partial detachment at reduced core densities. For a notional ST-based Fusion Nuclear Science Facility, divertor concepts are identified that provide heat flux mitigation (<10 MW m−2) and low temperatures (<10 eV) compatible with high-Z targets. This research provides guidance for upcoming experiments and a basis for continued development of predictive capability for divertor performance in STs.
球状トカマク(ST)のコンパクトな性質は、核融合商業化への経済的に魅力的な道を提示するが、パワー排気を集中させ、プラズマ対向機器の完全性を脅かす。この課題に対処するため、National Spherical Torus Experiment (NSTX) における実験的に制約されたダイバータモデリングを外挿し、将来のST装置向けのダイバータ概念を調査する。UEDGEを用いたNSTX Upgradeの解析は、二次スノーフレークX点位置を好ましい中性粒子輸送のために調整でき、低いコア密度で安定した部分デタッチメントを可能にすることを示している。概念的なSTベースのFusion Nuclear Science Facilityについて、熱流束の低減(<10 MW m−2)と高Zターゲットと適合する低温(<10 eV)を提供するダイバータ概念が特定される。この研究は、今後の実験への指針と、STにおけるダイバータ性能の予測能力の継続的開発のための基礎を提供する。