A `common basis' systems study of superconducting (SC) and normal conducting (NC) DT burning fusion power and materials testing reactor designs is presented. The figures of merit for power and materials testing reactors are, respectively, projected cost of electricity (COE) and direct cost. A common 0-D plasma modelling basis is used and the plasma geometry and engineering aspects of the SC and NC designs are treated in an equivalent manner that is consistent with the limitations of their respective magnet technologies. Aspect ratios A in the range 1.2⩽A⩽6 and plasma elongations κ in the range 1.5⩽κ⩽3 are explored and an MHD stability (beta limit) physics basis that accurately describes the increase of normalized beta βN and toroidal beta βT with decreasing A and/or increasing κ is incorporated. With this MHD basis taken into account and with the usual reactor geometry, physics and engineering constraints and costing bases applied, the results of the study show that for SC power reactor designs with κ = 2 the COE has a minimum for 2⩽A⩽3 and increases with a further increase in A(A>3). For NC power reactors the COE has minima at A≈2. For both SC and NC power reactors, the minima are more apparent with lower κ. While SC options appear to offer lower COE for power plants, the direct cost for NC test reactors with similar fusion power output is significantly lower. Within the NC category, test designs that combine modest A and maximum elongation show promise for achieving ITER-like testing capabilities at low direct cost. For example, an NC coil design with A = 2, κ = 3 could produce fusion power of 200 MW at 1.23 MW/m2 average neutron wall loading at a total direct cost of about 650 million US dollars. This NC design with a fissile blanket could also convert about 1270 kg of fission reactor waste per full power year. A possible cost effective development scenario for fusion power is identified for NC A = 2 toroidal devices for physics and material testing studies for use in the near future. The selection of the SC or NC coil option could then be made for the construction of the demonstration power reactor.
超伝導（SC）および常伝導（NC）のDT燃焼核融合発電・材料試験炉設計に関する「共通ベース」システム研究を提示する。発電炉および材料試験炉の評価指標は、それぞれ予想発電コスト（COE）および直接コストである。共通の0次元プラズマモデリングを用い、プラズマ形状および工学的側面は、SC設計とNC設計のそれぞれの磁石技術の制約に整合する同等の方法で扱う。アスペクト比Aは1.2≦A≦6の範囲、プラズマ伸長比κは1.5≦κ≦3の範囲で探索し、Aの減少および/またはκの増加に伴う規格化ベータβNおよびトロイダルベータβTの増加を正確に記述するMHD安定性（ベータ限界）物理ベースを組み込む。このMHDベースを考慮し、通常の炉物理・工学的制約およびコスト評価基準を適用した結果、κ=2のSC発電炉設計では、COEは2≦A≦3で最小値を取り、Aがさらに増加すると（A>3）COEは増加することが示された。NC発電炉では、COEはA≈2で最小値を取る。SCおよびNCの両発電炉設計において、最小値はκが小さいほど顕著である。SC設計は発電炉において低いCOEを提供する可能性がある一方、同様の核融合出力を有するNC試験炉の直接コストは有意に低い。NCカテゴリー内では、控えめなAと最大のκを組み合わせた試験炉設計が、低い直接コストでITER類似の試験能力を達成する有望性を示す。例えば、A=2、κ=3のNCコイル設計は、200MWの核融合出力を、1.23MW/m²の平均中性子壁負荷で、約6億5000万米ドルの総直接コストで実現できる可能性がある。このNC設計は、核分裂性ブランケットを備えることで、年間約1270kgの核分裂炉廃棄物を変換することも可能である。近い将来の物理および材料試験研究のためのA=2のNCトロイダル装置による、費用対効果の高い核融合開発シナリオが特定される。その後、実証発電炉の建設のためにSCまたはNCコイルオプションの選択が行われ得る。