The National Spherical Torus Experiment (NSTX) is being built at Princeton Plasma Physics Laboratory to test the fusion physics principles for the spherical torus concept at the MA level. The NSTX nominal plasma parameters are R0 = 85 cm, a = 67 cm, R/a ⩾ 1.26, Bt = 3 kG, Ip = 1 MA, q95 = 14, elongation κ ⩽ 2.2, triangularity δ ⩽ 0.5 and a plasma pulse length of up to 5 s. The plasma heating/current drive tools are high harmonic fast wave (6 MW, 5 s), neutral beam injection (5 MW, 80 keV, 5 s) and coaxial helicity injection. Theoretical calculations predict that NSTX should provide exciting possibilities for exploring a number of important new physics regimes, including very high plasma β, naturally high plasma elongation, high bootstrap current fraction, absolute magnetic well and high pressure driven sheared flow. In addition, the NSTX programme plans to explore fully non-inductive plasma startup as well as a dispersive scrape-off layer for heat and particle flux handling.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は、球状トーラス概念の核融合物理原理をMA級で検証するために、プリンストン・プラズマ物理研究所で建設中である。NSTXの公称プラズマパラメータは、R0 = 85 cm、a = 67 cm、R/a ≧ 1.26、Bt = 3 kG、Ip = 1 MA、q95 = 14、伸長度κ ≦ 2.2、三角形度δ ≦ 0.5、プラズマパルス長は最大5秒である。プラズマ加熱・電流駆動手段は、高周波高速波（6 MW、5秒）、中性粒子ビーム入射（5 MW、80 keV、5秒）、および同軸ヘリシティ入射である。理論計算により、NSTXは、非常に高いプラズマβ、自然に高いプラズマ伸長度、高いブートストラップ電流割合、絶対磁気井戸、および高圧力駆動のシア流を含む、多くの重要な新物理領域を探求する可能性を提供すると予測されている。さらに、NSTX計画では、完全非誘導プラズマ立ち上げ、ならびに熱・粒子フラックス処理のための分散型スクレイプオフ層の探求も計画されている。