Physics-based simulations project a compact net electric fusion pilot plant with a nuclear testing mission is possible at modest scale based on the advanced tokamak concept, and identify key parameters for its optimization. These utilize a new integrated 1.5D core-edge approach for whole device modeling to predict performance by self-consistently applying transport, pedestal and current drive models to converge fully non-inductive stationary solutions, predicting profiles and energy confinement for a given density. This physics-based approach leads to new insights and understanding of reactor optimization. In particular, the levering role of high plasma density is identified, which raises fusion performance and self-driven 'bootstrap currents', to reduce current drive demands and enable high pressure with net electricity at a compact scale. Solutions at 6–7 T, ∼4 m radius and 200 MW net electricity are identified with margins and trade-offs possible between parameters. Current drive comes from neutral beam and ultra-high harmonic (helicon) fast wave, though other advanced approaches are not ruled out. The resulting low recirculating power in a double null configuration leads to a divertor heat flux challenge that is comparable to ITER, though reactor solutions may require more dissipation. Strong H-mode access (x2 margin over L–H transition scalings) and ITER-like heat fluxes are maintained with ∼20%–60% core radiation, though effects on confinement need further analysis. Neutron wall loadings appear tolerable. The approach would benefit from high temperature superconductors, as higher fields would increase performance margins while potential for demountability may facilitate nuclear testing. However, solutions are possible with conventional superconductors. An advanced load sharing and reactive bucking approach in the device centerpost region provides improved mechanical stress handling. The prospect of an affordable test device which could close the loop on net-electric production and conduct essential nuclear materials and breeding research is compelling, motivating research to validate the techniques and models employed here.
物理ベースのシミュレーションにより、先進トカマク概念に基づく核試験ミッションを備えたコンパクトな正味発電核融合パイロットプラントが、控えめな規模で実現可能であることが示され、その最適化のための主要パラメータが特定される。これらは、統合された新しい1.5Dコア・エッジアプローチを用いた装置全体のモデリングにより、輸送、ペデスタル、電流駆動モデルを自己無撞着に適用して完全に非誘導の定常解に収束させ、与えられた密度に対するプロファイルとエネルギー閉じ込めを予測することで、性能を予測するものである。この物理ベースのアプローチは、炉心最適化に関する新たな洞察と理解をもたらす。特に、高プラズマ密度のてこの作用が特定され、これにより核融合性能と自己駆動の「ブートストラップ電流」が増大し、電流駆動の要求が低減されるとともに、コンパクトな規模で正味電力を伴う高圧力が可能になる。6〜7 T、半径約4 m、正味電力200 MWの解が特定され、パラメータ間で余裕とトレードオフが可能である。電流駆動は中性粒子ビームと超高調波（ヘリコン）高速波から得られるが、他の先進的アプローチも排除されない。ダブルヌル配位における低い再循環電力の結果、ダイバータ熱流束の課題が生じるが、これはITERに匹敵するものであり、炉心解にはより大きな散逸が必要となる可能性がある。強いHモードへのアクセス（L-H遷移スケーリングに対して2倍の余裕）とITER類似の熱流束は、約20%〜60%のコア放射によって維持されるが、閉じ込めへの影響はさらなる解析を要する。中性子壁負荷は許容範囲と思われる。このアプローチは高温超伝導体から恩恵を受けるであろう。なぜなら、より高い磁場は性能余裕を増大させ、取り外し可能性の可能性は核試験を容易にする可能性があるからである。しかしながら、従来型超伝導体でも解は可能である。装置の中心柱領域における先進的な負荷分担と反作用バッキングのアプローチは、機械的応力の処理を改善する。正味発電のループを閉じ、必須の核材料および増殖研究を実施できる手頃な試験装置の見通しは魅力的であり、ここで採用された技術とモデルを検証する研究を動機付けるものである。