Research on the spherical torus (or spherical tokamak) (ST) is being pursued to explore the scientific benefits of modifying the field line structure from that in more moderate aspect ratio devices, such as the conventional tokamak. The ST experiments are being conducted in various US research facilities including the MA-class National Spherical Torus Experiment (NSTX) at Princeton, and three medium sized ST research facilities: PEGASUS at University of Wisconsin, HIT-II at University of Washington, and CDX-U at Princeton. In the context of the fusion energy development path being formulated in the US, an ST-based Component Test Facility (CTF) and, ultimately a Demo device, are being discussed. For these, it is essential to develop high performance, steady-state operational scenarios. The relevant scientific issues are energy confinement, MHD stability at high beta (β), non-inductive sustainment, Ohmic-solenoid-free start-up, and power and particle handling. In the confinement area, the NSTX experiments have shown that the confinement can be up to 50% better than the ITER-98-pby2 H-mode scaling, consistent with the requirements for an ST-based CTF and Demo. In NSTX, CTF-relevant average toroidal beta values βT of up to 35% with a near unity central βT have been obtained. NSTX will be exploring advanced regimes where βT up to 40% can be sustained through active stabilization of resistive wall modes. To date, the most successful technique for non-inductive sustainment in NSTX is the high beta poloidal regime, where discharges with a high non-inductive fraction (∼60% bootstrap current+NBI current drive) were sustained over the resistive skin time. Research on radio-frequency (RF) based heating and current drive utilizing high harmonic fast wave and electron Bernstein wave is also pursued on NSTX, PEGASUS, and CDX-U. For non-inductive start-up, the coaxial helicity injection, developed in HIT/HIT-II, has been adopted on NSTX to test the method up to Ip ∼ 500 kA. In parallel, start-up using a RF current drive and only external poloidal field coils are being developed on NSTX. The area of power and particle handling is expected to be challenging because of the higher power density expected in the ST relative to that in conventional aspect-ratio tokamaks. Due to its promise for power and particle handling, liquid lithium is being studied in CDX-U as a potential plasma-facing surface for a fusion reactor.
球状トーラス（または球状トカマク）（ST）に関する研究は、従来のトカマクなど、より大きなアスペクト比を持つ装置における磁力線構造を変更することによる科学的利点を探求するために進められている。ST実験は、米国の様々な研究施設で実施されており、プリンストン大学のMA級球状トカマク実験装置（NSTX）、ワシントン大学のPEGASUS、およびプリンストン大学のCDX-Uを含む3つの中規模ST研究施設が含まれる。米国で策定中の核融合エネルギー開発経路の文脈では、STベースの構成要素試験施設（CTF）と、最終的には実証炉（Demo）が検討されている。これらのためには、高性能で定常的な運転シナリオの開発が不可欠である。関連する科学的課題は、エネルギー閉じ込め、高ベータ（β）でのMHD安定性、非誘導電流駆動、オーミック・ソレノイドを用いない立ち上げ、および出力・粒子処理である。閉じ込めの分野では、NSTXの実験により、閉じ込めがITER-98pbyスケーリング則と比較して最大50%向上することが示されており、これはSTベースのCTFおよびDemoの要件と一致している。NSTXでは、CTFに関連する平均トロイダルベータ値βTが最大35%達成され、中心部のβTはほぼ1に近い。NSTXは今後、抵抗性壁モードの能動的安定化を通じてβTを最大40%まで維持できる先進的な運転領域を探索する予定である。現在までに、NSTXにおける非誘導電流駆動の最も成功した手法は高ベータポロイダル運転領域であり、高い非誘導電流分率（∼60%のブートストラップ電流+NBI電流駆動）を持つ放電が抵抗性表皮時間にわたって維持された。高高調波高速波と電子バーンスタイン波を利用した高周波（RF）ベースの加熱および電流駆動に関する研究も、NSTX、PEGASUS、およびCDX-Uで進められている。非誘導立ち上げに関しては、HIT/HIT-IIで開発された同軸ヘリシティ入射がNSTXに採用され、Ip ∼ 500 kAまでの手法の試験が行われている。並行して、RF電流駆動と外部ポロイダル磁場コイルのみを用いた立ち上げがNSTXで開発されている。出力・粒子処理の分野は、従来のアスペクト比トカマクと比較してSTで予想されるより高い出力密度のために課題となると予想される。その出力・粒子処理への有望性から、液体リチウムが核融合炉のプラズマ対向面の候補としてCDX-Uで研究されている。