The spherical tokamak (ST) is a leading candidate for a Fusion Nuclear Science Facility (FNSF) due to its compact size and modular configuration. The National Spherical Torus eXperiment (NSTX) is a MA-class ST facility in the US actively developing the physics basis for an ST-based FNSF. In plasma transport research, ST experiments exhibit a strong (nearly inverse) scaling of normalized confinement with collisionality, and if this trend holds at low collisionality, high fusion neutron fluences could be achievable in very compact ST devices. A major motivation for the NSTX Upgrade (NSTX-U) is to span the next factor of 3–6 reduction in collisionality. To achieve this collisionality reduction with equilibrated profiles, NSTX-U will double the toroidal field, plasma current, and NBI heating power and increase the pulse length from 1–1.5 s to 5–8 s. In the area of stability and advanced scenarios, plasmas with higher aspect ratio and elongation, high βN, and broad current profiles approaching those of an ST-based FNSF have been produced in NSTX using active control of the plasma β and advanced resistive wall mode control. High non-inductive current fractions of 70% have been sustained for many current diffusion times, and the more tangential injection of the 2nd NBI of the Upgrade is projected to increase the NBI current drive by up to a factor of 2 and support 100% non-inductive operation. More tangential NBI injection is also projected to provide non-solenoidal current ramp-up as needed for an ST-based FNSF. In boundary physics, NSTX measures an inverse relationship between the scrape-off layer heat-flux width and plasma current that could unfavourably impact next-step devices. Recently, NSTX has successfully demonstrated substantial heat-flux reduction using a snowflake divertor configuration, and this type of divertor is incorporated in the NSTX-U design. The physics and engineering design supporting NSTX Upgrade is described.
球状トカマク（ST）は、そのコンパクトなサイズとモジュール式構成により、核融合核科学施設（FNSF）の有力候補である。National Spherical Torus eXperiment（NSTX）は、米国におけるMA級ST施設であり、STベースのFNSFのための物理基盤を積極的に開発している。プラズマ輸送研究において、ST実験は、規格化閉じ込めのコリジナリティに対する強い（ほぼ逆比例の）スケーリングを示しており、この傾向が低コリジナリティでも維持されるならば、非常にコンパクトなST装置で高い核融合中性子フルエンスが達成可能となる可能性がある。NSTXアップグレード（NSTX-U）の主要な動機は、コリジナリティの次の3〜6倍の低減を実現することである。平衡プロファイルを保ちながらこのコリジナリティ低減を達成するために、NSTX-Uはトロイダル磁場、プラズマ電流、NBI加熱パワーを2倍にし、パルス長を1〜1.5秒から5〜8秒に延長する。安定性と先進シナリオの分野では、より高いアスペクト比と伸長度、高いβN、およびSTベースのFNSFに近づく広い電流プロファイルを持つプラズマが、プラズマβの能動制御と先進的な抵抗性壁モード制御を用いてNSTXで生成されている。非誘導電流分率70%が多くの電流拡散時間にわたって維持されており、アップグレードの2番目のNBIのより接線方向の入射は、NBI電流駆動を最大2倍に増加させ、100%非誘導運転を支持すると予測されている。より接線方向のNBI入射はまた、STベースのFNSFに必要な非ソレノイド電流立ち上げを提供すると予測されている。境界物理において、NSTXはスクレイプオフ層の熱流束幅とプラズマ電流との間に逆比例関係を測定しており、これは次世代装置に不利な影響を与える可能性がある。最近、NSTXはスノーフレークダイバータ構成を用いて熱流束の大幅な低減を実証することに成功しており、このタイプのダイバータはNSTX-U設計に組み込まれている。NSTXアップグレードを支持する物理および工学設計について説明する。