The plasma parameters beta ⟨β⟩ and thermal diffusivity χE required for a self-sustained deuterium-tritium (D-T) reactor plasma may be written in terms of the geometry and technological requirements of the reactor. While there are, separately, constraints on each parameter, it is instructive to combine them in a single parameter ⟨β⟩/χE to characterize the reactor region. In a separate study of a generic toroidal magnetic fusion reactor it has been found that, for a fusion reactor to be competitive with alternative sources of electricity, it must have a fusion island weight of not more than half that of the Starfire and Mars reference reactors. A simple model, based upon this result, is used to determine the region of minimum ⟨β⟩/χE and the self-consistent physics and technology requirements for a reactor as a function of its plasma geometry. The requirements are compared with experimental achievements and theoretical predictions for the parameters ⟨β⟩, χE, and ⟨β⟩/χE, for a varietY of magnetic configurations – tokamak, stellarator, reversed-field pinch, bumpy torus, tandem mirror, and field-reversed theta pinch. It is shown that all these configurations are, 'classically', capable of reaching the attractive reactor region and that good progress is being made experimentally towards that goal.
自己維持型重水素-トリチウム（D-T）炉心プラズマに必要なプラズマパラメータβ ⟨β⟩ と熱拡散係数 χE は、炉の幾何学的形状および技術的要件によって表すことができる。各パラメータには個別に制約が存在するが、炉心領域を特徴づけるために、これらを単一のパラメータ ⟨β⟩/χE に組み合わせることは有益である。一般的なトロイダル磁場核融合炉に関する別の研究では、核融合炉が代替電源と競争力を持つためには、その核融合島重量が Starfire および Mars 参照炉の半分以下でなければならないことが見出されている。この結果に基づく単純なモデルを用いて、最小の ⟨β⟩/χE の領域と、プラズマの幾何学的形状の関数としての炉の自己無撞着な物理的・技術的要件を決定する。これらの要件は、トカマク、ステラレータ、逆転磁場ピンチ、バンピートーラス、タンデムミラー、および磁場反転シータピンチといった多様な磁場配位について、パラメータ ⟨β⟩、χE、および ⟨β⟩/χE の実験的達成値および理論的予測と比較される。これらすべての配位が「古典的には」魅力的な炉心領域に到達可能であり、その目標に向けて実験的に良好な進展がなされていることが示される。