A new conceptual design of the superconducting spherical tokamak (ST) power plant was proposed as an attractive choice for tokamak fusion reactors. We reassessed a possibility of the ST as a power plant using the conservative reactor engineering constraints often used for the conventional tokamak reactor design. An extensive parameters scan which covers all ranges of feasible superconducting ST reactors was completed, and five constraints which include already achieved plasma magnetohydrodynamic (MHD) and confinement parameters in ST experiments were established for the purpose of choosing the optimum operation point. Based on comparison with the estimated future energy costs of electricity (COEs) in Japan, cost-effective ST reactors can be designed if their COEs are smaller than 120 mills kW−1 h−1 ($2013). We selected the optimized design point: A = 2.0 and Rp = 5.4 m after considering the maintenance scheme and TF ripple. A self-consistent free-boundary MHD equilibrium and poloidal field coil configuration of the ST reactor were designed by modifying the neutral beam injection system and plasma profiles. The MHD stability of the equilibrium was analysed and a ramp-up scenario was considered for ensuring the new ST design. The optimized moderate-size ST power plant conceptual design realizes realistic plasma and fusion engineering parameters keeping its economic competitiveness against existing energy sources in Japan.
超伝導球状トカマク（ST）発電所の新しい概念設計が、トカマク核融合炉の魅力的な選択肢として提案された。我々は、従来のトカマク炉設計でよく用いられる保守的な炉工学制約を用いて、ST発電所の可能性を再評価した。実現可能な超伝導ST炉の全範囲を網羅する広範なパラメータスキャンを完了し、ST実験で既に達成されたプラズマ磁気流体力学（MHD）および閉じ込めパラメータを含む5つの制約条件を確立し、最適な運転点を選択した。日本の将来の平均発電コスト（COE）との比較に基づき、COEが120 mills kW−1 h−1（2013年ドル）未満であれば、費用対効果の高いST炉を設計可能である。保守性とTFリップルを考慮した後、最適化された設計点としてA = 2.0、Rp = 5.4 mを選択した。中性粒子入射システムとプラズマ密度分布を修正することにより、ST炉の自己無撞着な自由境界MHD平衡とポロイダル磁場コイル配置を設計した。この平衡のMHD安定性を解析し、新設計のST炉を実現するためのランプアップシナリオを検討した。最適化された中型ST発電所の概念設計は、日本の既存エネルギー源に対する経済的競争力を維持しつつ、現実的なプラズマおよび核融合工学パラメータを実現する。