AbstractThe very high β potential of the spherical tokamak has been demonstrated in the START experiment. Systems code studies show the cost of electricity from spherical tokamak power plants, operating at high β in second ballooning mode stable regime, is comparable with fossil fuels and fission. Outline engineering designs are presented based on two concepts for the central rod of the toroidal field (TF) circuit — a room temperature water cooled copper rod or a helium cooled cryogenic aluminium rod. For the copper rod case the TF return limbs are supported by the vacuum vessel, while for the aluminium rod the TF coils form an independent structure. In both cases thermohydraulic and stress calculations indicate the viability of the design. Two-dimensional neutronics calculations show the feasibility of tritium self-sufficiency without an inboard blanket. The spherical tokamak has unique maintenance possibilities based on lowering major component structures into a hot cell beneath the device and these are discussed.
球形トカマクの非常に高いβ値の可能性は、START実験において実証されている。システムコード研究により、第二バルーニングモード安定領域における高βで運転される球形トカマク発電所の電力コストが、化石燃料および核分裂発電と同等であることが示されている。トロイダル磁場（TF）回路の中心ロッドに関する2つの概念に基づく概略工学設計が提示されている——室温水冷銅ロッド、またはヘリウム冷却極低温アルミニウムロッドである。銅ロッドの場合、TF帰路部は真空容器によって支持される一方、アルミニウムロッドの場合、TFコイルは独立した構造を形成する。いずれの場合も、熱水力計算および応力計算は設計の実現可能性を示している。2次元中性子計算は、内側ブランケットを必要とせずにトリチウム自給自足が可能であることを示している。球形トカマクは、主要構造物を装置下方のホットセル内に降下させることに基づく独自の保守方法を有しており、これについて議論される。