AbstractThe requirements for ITER EDA were to achieve ignition with a good safety margin, and controlled long inductive burn. These requirements lead to a big device, which requested a too ambitious step to be undertaken by the world fusion community. More realistic objectives for a next step device shall be to demonstrate the net production of energy with a high energy gain factor (Q) and a high boot strap current fraction (>60%) which is required for a Fusion Power Plant (FPP). The Next Step Device (NSD) shall also allow operation flexibility in order to explore a large range of plasma parameters to find out the optimum concept for the fusion power plant prototype. These requirements could be too demanding for one single device and could probably be better explored in a strongly integrated world programme. The cost of one or more devices is the decisive factor for the choice of the fusion power development programme strategy. The plasma elongation and triangularity have a strong impact in the cost of the device and are limited by the plasma vertical position control issue. The distance between plasma separatrix and the toroidal field conductor does not vary a lot between devices. It is determined by the summe of the distance between first wall-plasma sepratrix and the thickness of the nuclear shield required to protect the toroidal field coil insultation. The thickness of the TF coil is determined by the allowable stresses and superconducting characteristics. The outer radius of the central solenoid is the result of an optimisation to provide the magnetic flux to inductively drive the plasma. Therefore, in order to achieve the objectives for Q and boot-strap current fractions at the minimum cost, the plasma aspect ratio and magnetic field value shall be determined. The paper will present the critical issues for the next device and will make considerations on the optimal way to proceed towards the realisation of the fusion power plant.
ITERのEDA（工学設計活動）における要求は、十分な安全マージンを備えた点火と、長時間の定常燃焼を達成することであった。これらの要求は大型の装置を必要とし、世界の核融合コミュニティにとって過度に野心的な一歩となった。次段階装置のより現実的な目標は、高いエネルギー増倍率（Q）と、核融合発電所（FPP）に必要とされる高いブートストラップ電流割合（>60%）を伴う正味エネルギーの生成を実証することである。次段階装置（NSD）はまた、核融合発電所原型炉の最適概念を見出すために、広範囲のプラズマパラメータを探求できる運転柔軟性を備えるべきである。これらの要求は単一の装置にとっては過度に厳しいものとなる可能性があり、強力に統合された世界プログラムにおいてより適切に探求され得る。1つまたは複数の装置のコストは、核融合開発プログラム戦略の選択における決定的要因である。プラズマの伸長度と三角形度は装置コストに大きな影響を及ぼし、プラズマの垂直位置制御の問題によって制約される。プラズマのセパラトリクスとトロイダル磁場導体との間の距離は、装置間で大きく変動しない。この距離は、第一壁とセパラトリクス間の距離と、トロイダル磁場コイルを保護するために必要な核遮蔽体の厚さの和によって決定される。トロイダル磁場コイルの厚さは、許容応力と超伝導特性によって決定される。中心ソレノイドの外半径は、プラズマを誘導駆動するための磁束を供給する最適化の結果である。したがって、最小コストでQとブートストラップ電流割合の目標を達成するためには、プラズマのアスペクト比と磁場強度を決定する必要がある。本論文では、次段階装置の重要課題を提示し、核融合発電所の実現に向けた最適な進め方について考察する。