In 2019 the UK launched the Spherical Tokamak for Energy Production (STEP) programme to design and build a prototype electricity producing nuclear fusion power plant, aiming to start operation around 2040. The plant should lay the foundation for the development of commercial nuclear fusion power plants. The design is based on the spherical tokamak principle, which opens a route to high pressure, steady state, operation. While facilitating steady state operation, the spherical design introduces some specific plasma control challenges: (i) All plasma current during the burn phase should to be generated through non-inductive means, dominated by bootstrap current. This leads to operation at high normalised plasma pressure with high plasma elongation, which in turn imposes effective active stabilisation of the vertical plasma position. (ii) The tight aspect ratio means very limited space for a central solenoid, imposing that even the current ramp up must be non-inductively generated. (iii) The compact design leads to extreme heat loads on plasma facing components. A double null design has been chosen to spread this load, putting strict demands on the control of the unstable vertical plasma position. (iv) The heat pulses associated with unmitigated ELMs are unlikely to be acceptable imposing ELM free operation or active ELM control. (v) To reduce and spread heat loads, core and divertor radiation and momentum loss has to be controlled, aiming to operate with simultaneously detached upper and lower divertors. (vi) High pressure operation is likely to require active resistive wall mode (RWM) stabilisation. (vii) The conductivity distribution in structures near the plasma must be carefully selected to reduce the growth rates for the vertical instability and the RWM without damping the penetration of the of magnetic fields from active control coils too much. This article describes the initial work carried out to develop a STEP plasma control system.
2019年、英国はSpherical Tokamak for Energy Production (STEP)プログラムを開始し、約2040年の運転開始を目指して、発電を行う核融合発電所の試作機を設計・建設することとした。この発電所は、商業用核融合発電所の開発の基礎を築くものである。設計は球状トカマク原理に基づいており、高圧力・定常状状態運転への道を開く。定常状状態運転を容易にする一方で、球状設計はいくつかの固有のプラズマ制御上の課題を導入する：(i) 燃焼段階中の全プラズマ電流は、ブートストラップ電流が支配的な非誘導手段によって生成されるべきである。これは、高いプラズマ伸長率を伴う高い規格化プラズマ圧力での運転につながり、その結果、垂直プラズマ位置の効果的な能動安定化が必要となる。(ii) 低アスペクト比は中心ソレノイド用の空間が非常に限られることを意味し、電流ランプアップでさえ非誘導的に生成されなければならないことを課す。(iii) コンパクトな設計は、プラズマ対向機器への極端な熱負荷をもたらす。この負荷を分散するためにダブルヌル設計が選択され、不安定な垂直プラズマ位置の制御に厳しい要求が課される。(iv) 緩和されないELMに伴う熱パルスは許容されそうになく、ELMフリー運転または能動的ELM制御を課す。(v) 熱負荷を低減・分散させるため、コアおよびダイバータの放射と運動量損失を制御し、上部と下部のダイバータを同時にデタッチさせた状態での運転を目指す必要がある。(vi) 高圧力運転は、おそらく能動的な抵抗性壁モード(RWM)安定化を必要とする。(vii) プラズマ近傍の構造物における導電率分布は、能動制御コイルからの磁場の浸透をあまり減衰させずに、垂直不安定性とRWMの成長率を低減するように慎重に選択されなければならない。本稿では、STEPプラズマ制御システムを開発するために実施された初期作業について述べる。