FusionPapers
図版検索wiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Auxiliary heating and current drive physics for the ST-E1 fusion power plant

N.A. Lopez, A.F.P. McAdam, N. Bertelli, S. Shiraiwa, M. Ono, Y. Takase, X. Zhang, M. Borscz, J. Stirling, A. Alieva2026年8月Nuclear FusionIF 3出版社

This work describes the physics basis for the proposed auxiliary heating and current drive system on the ST-E1 fusion power plant. The ST-E1 flattop plasma considered here is fully non-inductive with a bootstrap fraction of 0.9 and the remaining current driven by EC waves. Using the recently published physics-based optimization method for EC launchers (Lopez et al 2025 Plasma Phys. Control. Fusion67 055012), we show that the target flattop ECCD can be achieved with a net efficiency of 52 kA MW−1 using fundamental O-mode (O1) with frequency range 160–200 GHz launched from the low-field side top half of the vacuum vessel (LFS top-launch). From considering two candidate rampup scenarios, we conclude that LFS top-launch O1 ECCD can be equally effective during the early stages of plasma operation, although poloidal steering might be needed. X-mode waves injected from the LFS midplane are also shown to be effective for rampup even when  keV. We also present modeling results for the pre-conceptual design of an ICRH system proposed for ST-E1. Using TORIC, we find that an ICRH system aiming for 42–48 MHz and toroidal mode number robustly achieves dominant ion damping via Helium-3 minority heating transitioning to second-harmonic Tritium heating. We then show that such waves can be efficiently generated by a 5-strap traveling-wave antenna (TWA) using the Petra-M code. The TWA has a 40–45 MHz passband within which of the power entering the TWA is coupled to the plasma with the remaining of the power being transmitted through the TWA and possibly recirculated; the power reflected back into the transmission lines is negligible. This passband structure persists even when the evanescent distance is increased by a factor of two, or when the magnetic-field angle is increased by 30∘, demonstrating inherent load resilience that will be crucial for effective ICRH on ST-E1.

日本語訳

本稿は、ST-E1核融合発電所に提案されている補助加熱・電流駆動システムの物理的根拠について述べる。ここで検討されるST-E1のフラットトッププラズマは完全に非誘導であり、ブートストラップ割合は0.9、残りの電流はEC波によって駆動される。最近発表されたECランチャーの物理ベース最適化法(Lopez et al 2025 Plasma Phys. Control. Fusion67 055012)を用いて、ターゲットのフラットトップECCDは、真空容器の低磁場側上半分から入射される(LFSトップ入射)、周波数範囲160–200 GHzの基本Oモード(O1)を用いて、正味効率52 kA MW−1で達成可能であることを示す。2つの候補となるランプアップシナリオを検討した結果、LFSトップ入射O1 ECCDは、プラズマ運転の初期段階においても同様に効果的であり得ると結論付けるが、ポロイダルステアリングが必要となる可能性がある。LFSミッドプレーンから入射されるXモード波は、 keVの場合でもランプアップに効果的であることも示される。また、ST-E1に提案されているICRHシステムの事前概念設計のためのモデリング結果も提示する。TORICを用いて、42–48 MHzとトロイダルモード数 を目標とするICRHシステムが、ヘリウム3マイノリティ加熱から第2高調波トリチウム加熱へと遷移することにより、支配的なイオン減衰を堅牢に達成することが分かる。次に、そのような波が、Petra-Mコードを用いた5ストラップ進行波アンテナ(TWA)によって効率的に生成できることを示す。TWAは40–45 MHzの通過帯域を有し、その帯域内では、TWAに入射する電力の がプラズマに結合され、残りの の電力はTWAを透過し、場合によっては再循環される。伝送線路に反射される電力は無視できる。この通過帯域構造は、エバネッセント距離が2倍に増加した場合、または磁場角度が30∘増加した場合でも持続し、ST-E1での効果的なICRHにとって極めて重要となる固有の負荷耐性を示している。

wiki

Current driveFusion power plant

AIによる論文要約

ST-E1核融合発電プラントに向けた補助加熱・電流駆動物理
JA核融合炉の加熱・電流駆動、ECCD/ICRH、アンテナ設計を学ぶ学生・研究者。特にST-E1などのトカマク炉の非誘導運転や立ち上げ、進行波アンテナの負荷耐性に関心のある読者。#核融合 #ST-E1 #ECCD #ICRH #トカマク
LLM向け: {"Title": "ST-E1核融合発電プラントの補助加熱・電流駆動物理", "Authors": "不明(提供されたタイトル・要旨には著者記載なし)", "…

ST-E1はブートストラップ電流が9割を占め、残りを電子サイクロトロン波で駆動する完全非誘導プラントです。ECランチャー最適化法により、低磁場側上部から160–200 GHzの基本Oモードを入射すると、目標ECCDを52 kA/MWの実効効率で達成できると示しました。立ち上げ時も同方式や低磁場側中間面のXモードが有効です。さらにICRHを検討し、He-3少数加熱から三重水素第2高調波加熱へ移行する支配的イオン加熱、5ストラップ進行波アンテナの40–45 MHz帯での高結合・低反射をモデルで示しました。

関連論文

The time-dependent simulation of CFETR baseline steady-state scenarios

2018Nuclear Fusion

Conceptual design of the EU DEMO EC-system: main developments and R&D achievements

2017Nuclear Fusion

Exploring fusion-reactor physics with high-power electron cyclotron resonance heating on ASDEX Upgrade

2020Plasma Physics and Controlled Fusion

Flat-top plasma operational space of the STEP power plant

2024Nuclear Fusion

Summary of the Europhysics Topical Conference on Radiofrequency Heating and Current Drive of Fusion Devices

1993Plasma Physics and Controlled Fusion

Plasma current start-up experiments without the central solenoid in the TST-2 spherical tokamak

2006Nuclear Fusion

Design of the electron cyclotron heating system expansion on EAST

2026Nuclear Fusion

Multi-harmonic electron cyclotron heating and current drive scenarios for non-inductive start-up and ramp-up in high field ST-40 spherical tokamak

2022Nuclear Fusion

ICRF heating of currentless plasma in Heliotron E

1984Nuclear Fusion

Simulations towards the achievement of non-inductive current ramp-up and sustainment in the National Spherical Torus Experiment Upgrade

2015Nuclear Fusion