ST-E1 is a low aspect ratio fusion power plant being designed by Tokamak Energy targeting 1.5 GW of fusion power. Characterization of the ST-E1 flat-top scenario is described elsewhere McNamara et al (2026 Nucl. Fusion66 086008); here we focus on addressing the question of how to ramp-up the ST-E1 plasma from an initial state following breakdown and flux-surface formation to the target flat-top state. Being low-aspect ratio, the available solenoid flux of ST-E1 is limited. Therefore, particular consideration is placed on developing ramp-up scenarios that predominantly use inductive flux provided by external vertical field coils. Through time-dependent modeling with METIS, we show that this is possible when the ramp-up is performed at relatively high plasma density: although auxiliary current drive efficiency is reduced, this is significantly outweighed by (1) higher electron-ion collisional equilibration, (2) higher fusion power once ions become sufficiently hot, (3) higher poloidal beta for increased vertical-field flux, and (4) potentially favorable exhaust compatibilities. Ultimately, we show the target ST-E1 flat-top performance can be reached after a ramp-up period lasting 150 s using less than 40 Vs of solenoid flux (with vertical field providing ∼ 90 Vs of flux). The sensitivity to model assumptions are presented, with the general observation that deleterious effects can be mitigated through minor alterations of the auxiliary power temporal waveform and/or total auxiliary power level. The impact of a solenoid and the auxiliary power mix (electron cyclotron heating only versus electron and ion cyclotron heating) on the ST-E1 ramp-up success are also discussed in appendices. On this latter topic, we show that the effect of direct-ion heating during ramp-up is obscured by the uncertainty in the pedestal dynamics, identifying a clear line of future work required to make a definite decision on the ST-E1 auxiliary power mix.
ST-E1は、Tokamak Energy社が設計中の、1.5 GWの核融合出力を目標とする低アスペクト比核融合発電プラントである。ST-E1のフラットトップシナリオの特性評価は、McNamara et al (2026 Nucl. Fusion66 086008)に別途記載されている。ここでは、ブレークダウンと磁気面形成後の初期状態から、目標とするフラットトップ状態までST-E1プラズマをどのように立ち上げるかという問題に焦点を当てる。低アスペクト比であるため、ST-E1で利用可能なソレノイド磁束は限られている。したがって、外部の垂直磁場コイルによって提供される誘導磁束を主に使用する立ち上げシナリオの開発に特に考慮が払われている。METISを用いた時間依存モデリングを通じて、立ち上げを比較的高いプラズマ密度で行う場合にこれが可能であることを示す。補助電流駆動効率は低下するものの、(1) 電子-イオン衝突平衡化の向上、(2) イオンが十分に高温になった後の核融合出力の増大、(3) 垂直磁場磁束増大のためのポロイダルベータの上昇、(4) 潜在的に好ましい排気適合性によって、その低下は大幅に凌駕される。最終的に、ソレノイド磁束40 Vs未満(垂直磁場が約90 Vsの磁束を提供)を用いて、150秒間の立ち上げ期間後にST-E1の目標フラットトップ性能に到達できることを示す。モデル仮定に対する感度が提示され、悪影響は補助電力の時間波形および/または総補助電力レベルのわずかな変更によって緩和され得るという一般的な観測結果が示される。ソレノイドの影響と、補助電力構成(電子サイクロトロン加熱のみ対電子およびイオンサイクロトロン加熱)がST-E1の立ち上げ成功に与える影響についても、付録で議論される。後者の話題に関して、立ち上げ中の直接イオン加熱の効果はペデスタルダイナミクスの不確実性によって不明瞭になることを示し、ST-E1の補助電力構成について明確な決定を下すために必要な将来の作業の明確な方向性を特定する。