Integrated modelling of important plasma physics issues related to the design of a steady-state spherical tokamak (ST) fusion power plant is described. The key is a steady-state current drive, and 92% of this is provided by a combination of bootstrap and diamagnetic currents, both of which have a substantial toroidal component in a ST. The remaining current is to be provided by either neutral beam injection or radio-frequency waves, and various schemes for providing this are discussed and quantified. The desire to achieve a high bootstrap current drives the design to high plasma pressure, β (normalized to the magnetic field pressure), and high elongation. Both these requirements have implications for ideal magneto-hydrodynamic instability which are discussed. Confinement is addressed both through comparison with the recent scaling laws developed from the conventional tokamak database and self-consistent one-dimensional modelling of the transport processes. This modelling shows that the power required for the current drive (∼50 MW) is sufficient to heat the plasma to a regime where more than 3 GW of fusion power is produced, taking into account the dilution due to He ash and prompt α-particle losses, which are small. A preliminary study of the micro-instabilities, which may be responsible for the turbulent transport is provided. Given assumptions about the particle confinement, we make estimates of the fuelling requirements to maintain the steady state. Finally, the power loading due to the exhaust is derived using theory-based scalings for the scrape-off layer width.
定常状態の球状トカマク（ST）核融合発電所の設計に関連する重要なプラズマ物理の統合モデリングについて述べる。鍵となるのは定常状態の電流駆動であり、その92%はブートストラップ電流と反磁性電流の組み合わせによって供給されるが、これらは両方ともSTにおいて大きなトロイダル成分を有する。残りの電流は、中性粒子ビーム入射または高周波波動のいずれかによって供給されることになり、これを供給するための様々な方式について議論し、定量化する。高いブートストラップ電流を達成したいという要望は、設計を高いプラズマ圧力β（磁場圧力で規格化）と高い伸長度へと駆り立てる。これらの要件は両方とも、理想電磁流体力学的不安定性に影響を及ぼし、これについて議論する。閉じ込めについては、従来型トカマクのデータベースから導出された最近のスケーリング則との比較と、輸送過程の自己無撞着な一次元モデリングの両方を通じて考察する。このモデリングは、電流駆動に必要な電力（∼50 MW）が、He灰による希釈と高速α粒子の損失（いずれも小さい）を考慮に入れた上で、3 GWを超える核融合出力が生成される領域までプラズマを加熱するのに十分であることを示している。乱流輸送の原因となり得る微視的不安定性の予備的研究が提供される。粒子閉じ込めに関する仮定を与えられた上で、定常状態を維持するための燃料供給要件の見積もりを行う。最後に、スクレイプオフ層幅に関する理論ベースのスケーリング則を用いて、排気による電力負荷を導出する。