Power exhaust is a critical challenge for spherical tokamak reactors, making the design, optimisation and control of advanced divertor configurations crucial. These tasks are greatly simplified if the poloidal magnetic fields in the core and divertor regions can be varied independently. We present a novel method which facilitates decoupling of the core plasma equilibrium from the divertor geometry optimisation and control, using vacuum spherical harmonic (SH) constraints. This has the advantage that it avoids iterative solution of the Grad–Shafranov equation, making it easy to use, rapid and reliable. By comparing a large number of MAST-U equilibrium reconstructions against their approximations using SHs, a small number () of harmonics is found to be sufficient to closely reproduce the plasma boundary shape. We show experimentally that poloidal field changes designed to leave harmonics unaffected indeed have no effect on the core plasma shape. When augmented with divertor geometry constraints, this approach gives a powerful tool for creating advanced magnetic configurations, and its simplicity brings improvements in speed and robustness when solving coil position optimisation problems. We discuss the clear benefits to real-time feedback control, feed-forward scenario design and coilset optimisation with a view to future reactors.
電力排出は、球状トカマク炉にとって重大な課題であり、高度なダイバータ配位の設計、最適化、制御を極めて重要にしている。これらのタスクは、コア領域とダイバータ領域のポロイダル磁場を独立に変動させることができれば、大幅に簡素化される。我々は、真空球面調和（SH）拘束を用いて、コアプラズマ平衡をダイバータ形状の最適化および制御から切り離すことを可能にする新しい手法を提示する。これは、Grad–Shafranov方程式の反復解法を回避するという利点を持ち、使いやすく、高速で信頼性が高い。多数のMAST-U平衡再構成をSHを用いた近似と比較することにより、少数の（）調和項がプラズマ境界形状を密に再現するのに十分であることが見出された。我々は、調和項に影響を及ぼさないように設計されたポロイダル磁場の変化が、実際にコアプラズマ形状に影響を及ぼさないことを実験的に示す。ダイバータ形状拘束を追加すると、このアプローチは高度な磁気配位を生成するための強力なツールとなり、その単純さはコイル位置最適化問題を解く際の速度と堅牢性の向上をもたらす。我々は、将来の炉を見据えたリアルタイムフィードバック制御、フィードフォワードシナリオ設計、コイルセット最適化への明確な利点について議論する。