A fusion nuclear science facility (FNSF) could play an important role in the development of fusion energy by providing the nuclear environment needed to develop fusion materials and components. The spherical torus/tokamak (ST) is a leading candidate for an FNSF due to its potentially high neutron wall loading and modular configuration. A key consideration for the choice of FNSF configuration is the range of achievable missions as a function of device size. Possible missions include: providing high neutron wall loading and fluence, demonstrating tritium self-sufficiency, and demonstrating electrical self-sufficiency. All of these missions must also be compatible with a viable divertor, first-wall, and blanket solution. ST-FNSF configurations have been developed simultaneously incorporating for the first time: (1) a blanket system capable of tritium breeding ratio TBR ≈ 1, (2) a poloidal field coil set supporting high elongation and triangularity for a range of internal inductance and normalized beta values consistent with NSTX/NSTX-U previous/planned operation, (3) a long-legged divertor analogous to the MAST-U divertor which substantially reduces projected peak divertor heat-flux and has all outboard poloidal field coils outside the vacuum chamber and superconducting to reduce power consumption, and (4) a vertical maintenance scheme in which blanket structures and the centerstack can be removed independently. Progress in these ST-FNSF missions versus configuration studies including dependence on plasma major radius R0 for a range 1 m–2.2 m are described. In particular, it is found the threshold major radius for TBR = 1 is m, and a smaller R0 = 1 m ST device has TBR ≈ 0.9 which is below unity but substantially reduces T consumption relative to not breeding. Calculations of neutral beam heating and current drive for non-inductive ramp-up and sustainment are described. An A = 2, R0 = 3 m device incorporating high-temperature superconductor toroidal field coil magnets capable of high neutron fluence and both tritium and electrical self-sufficiency is also presented following systematic aspect ratio studies.
核融合科学施設（FNSF）は、核融合材料と構成要素の開発に必要な核環境を提供することにより、核融合エネルギーの発展において重要な役割を果たし得る。球状トーラス／トカマク（ST）は、潜在的に高い中性子壁負荷とモジュール式構成により、FNSFの有力な候補である。FNSF構成の選択における重要な考慮事項は、装置規模の関数として達成可能なミッションの範囲である。可能なミッションには、高い中性子壁負荷とフルエンスの提供、トリチウム自給自足の実証、および電気的自給自足の実証が含まれる。これらのミッションはすべて、実現可能なダイバータ、第一壁、およびブランケットの解決策と両立可能でなければならない。ST-FNSF構成は、以下の要素を初めて同時に組み込んで開発された：（1）トリチウム増殖比TBR ≈ 1を達成可能なブランケットシステム、（2）NSTX／NSTX-Uの過去の／計画された運転と整合する内部インダクタンスおよび規格化ベータの範囲において高い伸長度と三角形度を支持するポロイダル磁場コイルセット、（3）MAST-Uのダイバータに類似し、予測されるピークダイバータ熱流束を大幅に低減し、すべての外部ポロイダル磁場コイルを真空容器外に配置し、超伝導化して消費電力を低減する長脚ダイバータ、および（4）ブランケット構造体とセンタースタックを独立して取り外すことができる垂直保守方式。これらのST-FNSFミッションにおける進捗と、プラズマ主半径R0の1 m〜2.2 mの範囲への依存性を含む構成研究について述べる。特に、TBR = 1に対する閾値主半径はmであり、より小型のR0 = 1 mのST装置ではTBR ≈ 0.9となり、これは1未満であるが、増殖を行わない場合と比較してトリチウム消費を大幅に低減することが見出された。非誘導立ち上げと維持のための中性粒子ビーム加熱および電流駆動の計算について述べる。系統的なアスペクト比研究に続いて、高フルエンスとトリチウムおよび電気の両方の自給自足を達成可能な高温超伝導トロイダル磁場コイル磁石を組み込んだA = 2、R0 = 3 mの装置も提示される。