On the path to a fusion pilot plant, Thea Energy plans to build Eos, a sub-breakeven, deuterium-deuterium, beam-target fusion, stellarator neutron source facility for producing tritium and other valuable radioisotopes. In this paper, a set of 1D plasma physics models are coupled and used to design the operating point of the facility and predict performance. At this foundational stage of the design, analytic and approximate models are sufficient to capture the leading-order effects, and fast enough to run in the inner loop of an optimizer. Higher-fidelity analyses will follow. Models of 1D profile-dependent neutral beam stopping, ion beam slowing down, beam-target fusion, electron-ion classical heat transfer, energy confinement (ISS04), beam pressure, beam heating of ions and electrons, beam-beam fusion fraction, and neutral beam injection and gyrotron heating electrical efficiencies are included. A numerical optimizer is used to determine the minimum required facility electric power to generate tritium at a given rate. A potentially advantageous regime is described in which modern precisely-quasisymmetric stellarators, new high-temperature superconductors, ITER-derived neutral beam injection, and new high-frequency gyrotrons enable a suitible target plasma with hot electrons, cold ions, peaked density and temperature profiles, and high beam-injected ion density. It appears possible at this time for a facility with a medium-scale and medium-strength stellarator whose required facility electric power is less than 40 MW to produce neutrons s−1 for the production of radioisotopes. With the addition of a tritium breeding blanket, such a facility could produce 0.2 grams d−1 or 70 grams yr−1 of tritium.
核融合パイロットプラントへの道のりにおいて、Thea Energyは、トリチウムや他の有用な放射性同位体を生成するための、サブブレークイーブン、重水素-重水素、ビーム標的核融合ステラレータ中性子源施設であるEosを建設する計画である。本論文では、一連の1次元プラズマ物理モデルを結合し、施設の運転点を設計し性能を予測する。設計のこの基礎段階では、解析的および近似モデルが主次数の効果を捉えるのに十分であり、最適化器の内側ループで実行するのに十分高速である。より高忠実度の解析は今後行われる。1次元プロファイル依存の中性粒子ビームの阻止、イオンビームの減速、ビーム標的核融合、電子-イオン古典熱輸送、エネルギー閉じ込め（ISS04）、ビーム圧力、イオンと電子のビーム加熱、ビーム-ビーム核融合割合、ならびに中性粒子ビーム入射およびジャイロトロン加熱の電気効率のモデルが含まれる。所定の速度でトリチウムを生成するために必要な施設電力の最小値を決定するために、数値最適化器が使用される。現代の精密準対称ステラレータ、新しい高温超伝導体、ITER由来の中性粒子ビーム入射、および新しい高周波ジャイロトロンが、高温電子、低温イオン、ピークを持つ密度・温度分布、および高いビーム入射イオン密度を備えた適切なターゲットプラズマを実現する、潜在的に有利な領域が記述される。現時点では、必要な施設電力が40 MW未満である中規模かつ中程度の磁場強度のステラレータを備えた施設が、放射性同位体の生成のために中性子 s−1 を生成することが可能であると思われる。トリチウム増殖ブランケットを追加することで、そのような施設は0.2グラム d−1 または70グラム yr−1 のトリチウムを生成できる可能性がある。