Previously, tokamak research has been focused mainly on large aspect ratio devices where the vessel/plasma major radius is about a factor three larger than the plasma radius. This research culminated in the design and construction of the international thermonuclear experimental reactor, ITER. Spherical tokamaks (ST), with aspect ratio below two, represent an attractive alternative to large aspect ratio tokamaks as, in our opinion, provide a faster, more economical and compact solution on the path to a fusion reactor. STs are the focus of research at Tokamak Energy Ltd with its present device ST40 in operation and the first ST reactor being designed, taking advantage of the high temperature superconductor (HTS) technology. HTS allow to design a ST with magnetic field/comparable or exceeding that of present-day large aspect ratio tokamaks. However, plasma studies carried out so far on compact, low aspect ratio tokamaks have been limited to small, low magnetic field, low plasma-current devices and therefore the data available for extrapolating to large scale ST plasmas is limited. This paper addresses the problem of scaling the results of large aspect ratio tokamak and existing ST plasmas to a high field ST reactor using plasma-similarity arguments in order to mitigate its design and operational risks. The role of the plasma aspect ratio in scaling burning plasmas as well as conventional experiments in deuterium is highlighted. We find that the scaling for fusion-reactor plasmas exhibit a stronger dependence on the magnetic field and aspect ratio than the one of conventional non-burning plasmas. The parameters of a ST having the same fusion gain Qfus of ITER under different confinement assumptions and for different aspect ratios are presented and discussed.
従来、トカマク研究は主に、容器/プラズマの主半径がプラズマ半径の約3倍であるような大型アスペクト比の装置に焦点を当ててきた。この研究は、国際熱核融合実験炉（ITER）の設計と建設に結実した。アスペクト比が2未満の球状トカマク（ST）は、大型アスペクト比トカマクに代わる魅力的な選択肢であり、我々の見解では、核融合炉への道筋において、より迅速で経済的かつコンパクトな解決策を提供する。STは、トカマク・エナジー社の研究の中心であり、現在運転中のST40と、設計段階にある最初のST炉を有する。高温超伝導（HTS）技術を活用することで、STは、現在の大型アスペクト比トカマクに匹敵するかそれを上回る磁場を実現できる。しかし、これまでのコンパクトな低アスペクト比トカマクにおけるプラズマ研究は、小型で低磁場・低プラズマ電流の装置に限られており、大規模なSTプラズマへの外挿に必要なデータは不足している。本論文では、プラズマ相似則を用いて、大型アスペクト比トカマクおよび既存のSTプラズマの結果を、高磁場ST炉へスケーリングする問題を取り扱い、その設計および運転リスクを低減することを目的とする。プラズマアスペクト比が、燃焼プラズマおよび従来の非燃焼プラズマ実験のスケーリングに及ぼす役割を強調する。我々は、核融合炉プラズマのスケーリングが、従来の非燃焼プラズマのものよりも磁場とアスペクト比に強く依存することを見出した。異なる閉じ込め仮定および異なるアスペクト比の下で、ITERと同じ核融合利得Qfusを持つSTのパラメータを示し、議論する。