Recent experiments (Synakowski et al2004 Nucl. Fusion43 1648, Lloyd et al2004 Plasma Phys. Control. Fusion46 B477) on the Spherical Tokamak (or Spherical Torus, ST) (Peng 2000 Phys. Plasmas7 1681) have discovered robust plasma conditions, easing shaping, stability limits, energy confinement, self-driven current and sustainment. This progress has encouraged an update of the plasma conditions and engineering of a Component Test Facility (CTF), (Cheng 1998 Fusion Eng. Des.38 219) which is a very valuable step in the development of practical fusion energy. The testing conditions in a CTF are characterized by high fusion neutron fluxes Γn ≈ 8.8 × 1013 n s−1 cm−2 ('wall loading' WL ≈ 2 MW m−2), over size-scale >105 cm2 and depth-scale >50 cm, delivering >3 accumulated displacement per atom per year ('neutron fluence' >0.3 MW yr−1 m−2) (Abdou et al 1999 Fusion Technol.29 1). Such conditions are estimated to be achievable in a CTF with R0 = 1.2 m, A = 1.5, elongation ∼3, Ip ∼ 12 MA, BT ∼ 2.5 T, producing a driven fusion burn using 47 MW of combined neutral beam and RF heating power. A design concept that allows straight-line access via remote handling to all activated fusion core components is developed and presented. The ST CTF will test the lifetime of single-turn, copper alloy centre leg for the toroidal field coil without an induction solenoid and neutron shielding and require physics data on solenoid-free plasma current initiation, ramp-up to and sustainment at multiple megaampere level. A systems code that combines the key required plasma and engineering science conditions of CTF has been prepared and utilized as part of this study. The results show high potential for a family of relatively low cost CTF devices to suit a range of fusion engineering and technology test missions.
最近の実験（Synakowskiら2004 Nucl. Fusion43 1648、Lloydら2004 Plasma Phys. Control. Fusion46 B477）により、球状トカマク（または球状トーラス、ST）（Peng 2000 Phys. Plasmas7 1681）において、堅牢なプラズマ条件、形状制御の容易さ、安定性限界、エネルギー閉じ込め、自己駆動電流、および定常維持が実証された。この進展により、実用的核融合エネルギーの開発における極めて貴重な段階であるコンポーネント試験施設（CTF）（Cheng 1998 Fusion Eng. Des.38 219）のプラズマ条件と工学設計の更新が促進された。CTFにおける試験条件は、高核融合中性子束Γn ≈ 8.8 × 10^13 n s^−1 cm^−2（「壁負荷」WL ≈ 2 MW m^−2）、サイズスケール>10^5 cm^2、深さスケール>50 cm、年間の原子あたり累積変位>3（「中性子フルエンス」>0.3 MW yr m^−2）（Abdouら1999 Fusion Technol.29 1）によって特徴づけられる。このような条件は、R0 = 1.2 m、A = 1.5、伸長度∼3、Ip ∼ 12 MA、BT ∼ 2.5 Tを有するCTFで達成可能であると推定され、47 MWの複合中性粒子ビームおよびRF加熱出力を用いて駆動核融合燃焼を生成する。すべての活性化された核融合炉心コンポーネントへの直線アクセスを遠隔操作で可能にする設計概念が開発され、提示されている。ST CTFは、誘導ソレノイドを用いずに、銅合金製中心脚（トロイダル磁場コイル）の寿命を試験し、ソレノイドなしのプラズマ電流の開始、複数メガアンペアレベルへの立ち上げおよび定常維持に関する物理データを必要とする。CTFの主要な要求プラズマおよび工学科学条件を組み合わせたシステムコードが、本研究の一部として作成され、利用された。その結果は、多様な核融合工学および技術試験ミッションに適合する、比較的低コストのCTF装置群の高い可能性を示している。