球状トカマク

球状トカマクは、トカマク原理に基づく核融合発電装置の一種です。その非常に狭いプロファイル、つまりアスペクト比で知られています。従来のトカマクは、中央に大きな穴があるドーナツに似た全体的な形状を与えるトロイダル閉じ込め領域を備えています。球状トカマクは、穴のサイズを可能な限り小さくし、その結果、芯抜きのリンゴによく例えられる、ほぼ球形のプラズマ形状になります。球状トカマクは、球状トーラスと呼ばれることもあり、STと略されることがよくあります。

球状トカマクは、従来のトカマク設計から派生したものです。支持者は、球状トカマクにはこれらの装置に比べて多くの実質的な利点があると主張しています。このため、ST は 1980 年代後半から大きな関心を集めています。しかし、開発は事実上、JETなどの従来のトカマクの取り組みより 1 世代遅れています。ST 分野の主要な実験には、英国カルハムの先駆的なSTARTとMAST、米国のNSTX-U、ロシアの Globus-M などがあります。

球状トカマクが低コストの原子炉への道であるかどうかは、研究によって調査されています。このような装置がどのように拡張されるかをよりよく理解するには、さらなる研究が必要です。ST が発電の低コスト化につながらない場合でも、一般的には低コストであることに変わりはありません。このため、ST はプラズマ物理学の研究や高エネルギー中性子源として魅力的な装置となっています。

核融合の基本的な考え方は、2つの適切な原子を強い力で引き寄せて1つの大きな原子にするというものである。このプロセスでは、かなりの量の結合エネルギーが放出され、通常は中性子やベータ粒子などの高速亜原子粒子の形で放出される。しかし、これらの同じ燃料原子は、電磁力によって引き離されることもある。それらが核融合するには、このクーロン障壁を克服するのに十分なエネルギーで押し付けられなければならない。^[1]

これを行う最も簡単な方法は、燃料を非常に高温に加熱し、マクスウェル・ボルツマン分布により、より大きく冷たい混合物の中に多数の非常に高エネルギーの原子を生成できるようにすることです。融合が起こるためには、より高速の原子が出会う必要がありますが、ランダムな分布では時間がかかります。温度を上げて混合物内の高速粒子の数を増やすか、圧力を上げてそれらをより近づけることで、時間を短縮できます。温度、圧力、時間の積は、融合イベントの予想される速度、いわゆる融合三重積を生成します。純エネルギー輸出装置として有用であるためには、三重積は特定の最小条件、ローソン基準を満たしている必要があります。^[1]

実用上、必要な温度は 1 億度程度です。このため、他の 2 つの条件に問題が生じます。燃料を十分な圧力で長時間閉じ込めることは、既知の材料の能力をはるかに超えています。ただし、この温度では燃料は導電性プラズマの形をしており、磁場や電場を使用した閉じ込めソリューションが数多く考えられます。ほとんどの核融合装置では、これらの技術のバリエーションが使用されています。^[1]

トカマクは、磁気核融合エネルギー(MFE) 設計の大きなグループの中で最も研究されているアプローチです。強力な磁場を使用してプラズマを閉じ込めようとします。トカマクは燃料を低圧 (大気圧の約 100 万分の 1) かつ高温 (摂氏 1 億 5000 万度) に閉じ込め、数秒から数分のオーダーでその状態を安定に維持しようとします。^[a]ただし、これを行うには磁気システムに大量の電力が必要であり、これを減らす方法があれば、システム全体のエネルギー効率が向上します。

理想的には、燃料を加熱するために必要なエネルギーは、反応から放出されるエネルギーによって補われ、サイクルが継続されます。この量を超えるものは発電に使用できます。これが、正味の電力を生成するために必要な条件を定義するローソン基準の概念につながります。 ^[3]

核融合燃料が加熱されると、いくつかのプロセスを経て自然にエネルギーが失われます。これらは一般に、黒体放射などの放射項と、周囲との物理的相互作用によってプラズマからエネルギーが運び出される伝導項に関連しています。高温プラズマを使用する核融合発電装置の結果のエネルギーバランスを以下に示します。

${\displaystyle P_{\text{net}}=\eta _{\text{capture}}\left(P_{\text{fusion}}-P_{\text{conduction}}-P_{\text{radiation}}\right)}$

どこ：

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$、ネット出力は
• ${\displaystyle \eta _{\text{キャプチャ}}}$、発電所が蒸気タービンなどを通じてエネルギーを捕捉する効率と、原子炉を稼働させるために使用される電力である。
• ${\displaystyle P_{\text{融合}}}$は核融合反応によって生成されるエネルギーであり、基本的には反応速度の関数である。
• ${\displaystyle P_{\text{伝導}}}$、原子炉本体への伝導によって失われる電力
• ${\displaystyle P_{\text{放射線}}}$、エネルギーは光として失われ、通常はガンマ線を通じてプラズマから放出される。

正味電力を達成するには、この方程式を最適化する装置を構築する必要があります。核融合研究は、従来、最初のP項、つまり核融合率を高めることに重点を置いてきました。このため、さまざまな機械がより高い温度で動作し、結果として生じるプラズマを、望ましい三重積を満たすのに十分な長さの安定した状態に維持しようとしています。ただし、実用的な理由からηを最大化することも不可欠であり、MFE リアクターの場合、これは一般に閉じ込めシステムの効率、特に磁石で使用されるエネルギーを高めることを意味します。

磁気核融合エネルギーの世界における成功の尺度はベータ数です。磁気的にプラズマを含むすべての機械は、この数値を使用して比較できます。

${\displaystyle \beta ={\frac {p}{p_{mag}}}={\frac {nk_{B}T}{(B^{2}/2\mu _{0})}}}$^[4]

これはプラズマ圧力と磁場圧力の比です。^{[4] [5]}ベータを改善するということは、与えられたプラズマ圧力（または密度）に対して磁場を生成するために、相対的に少ないエネルギーを使用する必要があることを意味します。磁石の価格は、おおよそ β に比例します^。1/2⁠、したがって、より高いベータで運転する原子炉は、任意の閉じ込めレベルに対してより安価である。従来のトカマクは比較的低いベータで運転され、記録は12％をわずかに上回る程度であるが、さまざまな計算によれば、実用的な設計では20％程度の高さで運転する必要があることが分かっている。 ^[6]

ベータ値の向上を制限する要因の 1 つは磁石のサイズです。^[要出典]トカマクでは閉じ込め領域の周囲に一連のリング状の磁石が使用されていますが、その物理的寸法により、トーラスの中央の穴を小さくすると磁石の巻き線が接触する程度までしか小さくなりません。これにより、原子炉のアスペクト比、 は約 2.5 に制限されます。原子炉全体の直径は閉じ込め領域の断面直径の約 2.5 倍になります。一部の実験設計はこの制限をわずかに下回りましたが、多くの原子炉では A がはるかに高くなっていました。 ${\displaystyle A=R/a}$

1980年代、ベン・カレーラスとティム・ヘンダー率いるオークリッジ国立研究所(ORNL) の研究者たちは、A を下げたときのトカマクの動作を研究していた。彼らは、磁気流体力学の考察に基づいて、トカマクは低アスペクト比で本質的により安定していることに気づいた。特に、古典的な「キンク不安定性」は大幅に抑制された。他のグループがこの理論体系を拡張し、高次バルーニング不安定性についても同じことが当てはまることを発見した。これは、低 A マシンは構築コストが低いだけでなく、パフォーマンスも優れていることを示唆した。^[7]

従来のトカマク設計では、閉じ込め磁石は通常、プラズマを保持するトロイダル真空チャンバーの外側に配置されます。このチャンバーは第一壁と呼ばれ、磁石とプラズマ間の最小距離を定義します。生産設計では、別の層であるブランケットが第一壁と磁石の間にあります。ブランケットには2つの目的があります。1つは磁石を損傷する高エネルギー中性子から保護すること、もう1つはそれらの中性子を使用してリチウムからトリチウムを生成し、原子炉の燃料を増やすことです。ただし、この配置は磁石とプラズマの間にかなりの距離があることを意味し、ほとんどの設計では1メートル以上のオーダーになります。これにより、達成可能なアスペクト比に大きな制限が課せられます。^[8]

原子炉の形状を改善する試みの 1 つは、「コンパクト トカマク」と呼ばれる設計クラスによって行われ、アルカトール C-Mod (1991 年から運用中)、リガトロン(概念的、未構築)、イグナイター(2016 年 2 月現在建設中^{[アップデート]}) に代表される。これらの設計のうち後者 2 つは最初の壁をなくし、磁石をプラズマに直接接触するように配置した。生産設計では、ブランケットは磁石の外側にある。これにより、トロイダル真空容器をシリンダーに置き換えることができるため、物理的な設計も大幅に簡素化される。磁石とプラズマの距離が短くなるとベータ値が大幅に高くなるため、従来の (超伝導ではない) 磁石を使用できる。^[9]このアプローチの欠点は、この分野で広く批判されているが、磁石を核融合反応の高エネルギー中性子束に直接配置することである。運転中、磁石は急速に侵食されるため、運転開始から1ヶ月ほどで真空容器を開けて磁石アセンブリ全体を交換する必要がある。^[10]

同じ頃、プラズマ物理学におけるいくつかの進歩が核融合コミュニティに浸透しつつあった。特に重要だったのは、プラズマの断面形状を指す伸長と三角形の概念である。初期のトカマクはすべて円形断面を使用していたが、それは単にそれがモデル化と構築が最も簡単だったからであった。しかし、時が経つにつれて、C型または（より一般的には）D型のプラズマ断面の方がパフォーマンスが高いことが明らかになった。これにより、プラズマ内の乱流渦を分散させて破壊する、高い「せん断」を持つプラズマが生成された。^{[7]これらの変化は、} ITERを含む「先進トカマク」設計につながった。^[11]

^1984年[12]にORNLのマーティン・ペンは、コンパクトトカマクの浸食問題を回避しながらアスペクト比を大幅に低減する磁気コイルの代替配置を提案した。各磁気コイルを別々に配線する代わりに、中央に1本の大きな導体を使用し、この導体から磁石を半リングとして配線することを提案した。かつては原子炉中央の穴を通過する一連の個別のリングが1本の支柱に削減され、アスペクト比を1.2まで下げることが可能になった。^{[5] [13]}これは、STが10分の1の磁場を使用して従来の設計と 同じ動作上の三重積数に到達できることを意味する。

当然ながら、この設計には、同時に研究されていたプラズマ形成の進歩も組み込まれていた。すべての現代の設計と同様に、ST は D 字型のプラズマ断面を使用している。右側に D 字型、左側に逆 D 型を考えてみると、2 つが互いに近づくと (A が減少する)、最終的に垂直面が接触し、結果として円形になる。3D では、外面はほぼ球形である。彼らはこのレイアウトを「球状トカマク」、または ST と名付けた。これらの研究は、ST レイアウトが、先進トカマク、コンパクト トカマクのすべての特性を備え、いくつかの乱流形態を強力に抑制し、高い β に達し、高い自己磁性を持ち、建設コストが低いことを示唆した。^[14]

ST コンセプトはトカマク設計の大きな進歩を示すものと思われた。1985 年に ORNL は球状トーラス実験(STX) を提案した。^[15]しかし、これは米国の核融合研究予算が劇的に削減されていた時期であった。ORNL には、「Glidcop 」と呼ばれる高強度銅合金の 6 層巻き(各層は水冷) で作られたプロトタイプの中央ソレノイド コラムの開発とテストを行うための資金が提供された。^[15]しかし、彼らは完全な STX 設計を構築するための資金を確保できなかった。^{[14] [16]}

ORNLでSTを建設できなかったため、Pengは^{[いつ? ]他のチームにSTのコンセプトに興味を持ってもらい、テスト機を建設してもらうための世界的な取り組みを始めました。これを迅速に行う方法の1つは、}スフェロマック機をSTレイアウトに変換することです。 ^[13]

スフェロマックとは、本質的には内部的に自己安定しているプラ​​ズマの「煙の輪」です。一般的な原子炉では、ガス パフと磁石を使用してスフェロマックを形成し、円筒形の閉じ込め領域に注入しますが、磁場はプラズマ内に閉じ込められているため、閉じ込め領域内を自由に漂い、最初の壁に衝突します。この問題の一般的な解決策は、領域を銅板で包むか、まれに銅導体を中央に配置することです。スフェロマックが導体に近づくと、磁場が生成され、再び導体を押しのけます。1970 年代から 80 年代初頭にかけて、実験的なスフェロマック装置がいくつか構築されましたが、それ以上の開発を示唆するほど興味深いパフォーマンスは示されませんでした。

中心導体を備えたスフェロマックは、ST 設計と非常によく似た機械的特徴を持っており、比較的簡単に変換できます。最初にこのような変換が行われたのが、ハイデルベルク スフェロマック実験^{[17]または HSE です。1980 年代初頭に}ハイデルベルク大学で構築されたHSE は、閉じ込め領域の外側にある磁気コイルを調整し、新しい中心導体に接続することで、1987 年にすぐに ST に変換されました。新しい構成は、核融合温度よりはるかに低い「低温」でのみ動作しましたが、結果は有望で、ST のすべての基本機能を実証しました。

スフェロマック装置を持つ他のいくつかのグループも同様の改造を行っており、特にオーストラリア原子力科学技術機構のロタマック装置とSPHEX装置が有名である。^[18]一般的に、どのグループも性能が2倍以上向上していることがわかった。これは大きな進歩であり、専用装置の必要性が急務となった。

彭氏の主張は、英国原子力庁（UKAEA）のカルハム核融合センターのデレク・ロビンソン氏の興味も引いた。^[19]カルハム核融合エネルギーセンターとして知られるようになったセンターは、1960年代に英国の核融合研究を一元化するために設立され、その後いくつかの場所に分散していた。ロビンソン氏は最近、このセンターでいくつかのプロジェクトを運営するよう昇進したばかりだった。

ロビンソンはチームを編成し、10万ポンド規模の資金を確保して実験装置である小型タイトアスペクト比トカマク（START）を建造した。^[20]装置の部品は以前のプロジェクトから再利用され、その他の部品はORNLの40keV中性ビーム入射器など他の研究室から借りられた。^[21]稼働開始前は、その性能にかなりの不確実性が伴っていた。

建設は1990年に始まり、急速に組み立てられ、1991年1月に稼働を開始した。^{[16]初期の稼働により理論上の懸念は解消された。STARTは抵抗加熱のみを使用して、12％という高いベータ値を実証し、} DIII-D装置の12.6％という記録にほぼ匹敵した。^{[13] [22]}結果は十分に良好であったため、1000万ポンドの追加資金が提供され、1995年に大規模な改修に資金が投入された。中性ビーム加熱がオンになると、ベータ値は40％に跳ね上がり、従来の設計の3倍を上回った。^[22]

さらに、START は優れたプラズマ安定性を示した。従来の設計における実際的な経験則は、動作ベータがマシンのサイズに対して標準化された値に近づくと、膨張する不安定性によってプラズマが不安定になるというものである。このいわゆる「トロヨン限界」は通常 4 であり、実際のマシンでは一般的に約 3.5 に制限されている。START はこの限界を 6 に引き上げた。限界はマシンのサイズに依存し、パフォーマンス目標を達成するにはマシンを少なくとも特定のサイズで構築する必要があることを示している。START のスケーリングははるかに高いため、より小さなマシンでも同じ限界に達するだろう。^[23]

START は Peng と Strickler の予測を実証しました。ST は従来の設計よりも桁違いに優れたパフォーマンスを発揮し、構築コストも大幅に削減されました。

ST は、低コストの新しいアプローチを代表していました。これは、小規模な予算で貢献できる、主流の核融合研究における数少ない分野の 1 つでした。

ST プロジェクトは世界中で開始されました。具体的には、米国のNational Spherical Torus Experiment (NSTX) とPegasus実験、ロシアの Globus-M、そして英国の START の後継であるMAST です。

一方、STARTはイタリアの革命的なプロトスフィラ計画の一環として新たな命を吹き込まれ、実験者は二次プラズマに電流を流すことで中心柱をなくそうと試みた。^{[24] [25]}プロトスフィラ計画ではプラズマの不安定性を回避するのではなく利用するので、ダイバータも不要になる。 ^[26]

トカマク型原子炉は、一連の磁石に囲まれたトロイダル真空管で構成されています。1 組の磁石は、論理的には管の外側の一連のリングに配線されていますが、物理的には中央の共通導体を介して接続されています。中央の柱は通常、抵抗加熱システム (およびピンチ電流) の誘導ループを形成する ソレノイドを収容するためにも使用されます。

^{この設計の標準的な例は、フリンダース大学で作られた小型の卓上ST装置[27]}に見ることができます。この装置は、ソレノイドに巻かれた銅線で作られた中央の柱、垂直の銅線で作られたトロイダル磁場のリターンバー、そしてこの2つを接続して構造に機械的サポートを提供する金属リングを使用しています。

1970 年代と 80 年代のプラズマ物理学の進歩により、安定性の問題に対する理解が深まり、さまざまなシステムにわたって大まかな運用数値を迅速に決定するために使用できる一連の「スケーリング法則」が生まれました。特に、原子炉設計の臨界ベータに関する Troyon の研究は、現代のプラズマ物理学における大きな進歩の 1 つと考えられています。Troyon の研究は、運用中の原子炉で重大な不安定性が発生し始めるベータ限界を示し、この限界がプラズマのサイズ、レイアウト、磁場、電流によってどのように変化するかを示しています。

しかし、トロヨンの研究では極端なアスペクト比は考慮されておらず、この研究は後にプリンストンプラズマ物理学研究所のグループによって実施された。^[28]これは、高度に非対称な体積に対する有用なベータの開発から始まる。

${\displaystyle \beta ={\frac {\mu _{0}p}{\langle B^{2}\rangle }}.}$

ここで は体積平均磁場である（トロヨンがプラズマの外側の真空中の磁場を使用するのとは対照的である）。^{[29]のFreidbergに従って、このベータは}安全係数の修正版に入力される。 ${\displaystyle \langle B^{2}\rangle }$${\displaystyle \scriptstyle \langle B^{2}\rangle =\langle B_{\theta }^{2}+B_{\rho }^{2}\rangle }$${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$

${\displaystyle q_{\star }={\frac {2\pi B_{0}a^{2}}{\mu _{0}R_{0}I}}\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right).}$

ここで、は真空磁場、a は短半径、長半径、プラズマ電流、および伸長です。この定義では、アスペクト比が減少すると、平均安全係数が高くなることは明らかです。これらの定義により、プリンストングループは Troyon の臨界ベータのより柔軟なバージョンを開発することができました。 ${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$${\displaystyle \scriptstyle R}$${\displaystyle \scriptstyle I}$${\displaystyle \scriptstyle \kappa}$${\displaystyle \scriptstyle R/a,}$

${\displaystyle \beta _{\text{crit}}=5\langle B_{N}\rangle \left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right){\frac {\epsilon }{q_{\star }}}.}$

ここで、はアスペクト比の逆数で、は定数のスケーリング係数で、 が2 より大きい場合は約 0.03 です。 にはアスペクト比係数も含まれるため、臨界ベータはアスペクト比に応じて変化しますが、直接的ではありません。数値的に、 が最大化されることを示すことができます。 ${\displaystyle \epsilon }$${\displaystyle 1/A}$${\displaystyle \langle B_{N}\rangle }$${\displaystyle q_{\star}}$${\displaystyle q_{\star}}$${\displaystyle \beta _{\text{crit}}}$

${\displaystyle q_{\star }=1+\left({\frac {3}{4}}\right)^{4/5}\approx 1.8.}$

これを上記の臨界ベータ式で使用すると次のようになります。

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right)\epsilon .}$

伸長が2、アスペクト比が1.25の球状トカマクの場合: ${\displaystyle \kappa}$

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{1.25}}=0.14.}$

次に、同じ伸長で、長半径が 5 メートル、短半径が 2 メートルの従来のトカマクと比較してみましょう。

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{5/2}}=0.072.}$

アスペクト比 の直線性は明らかです。${\displaystyle \beta _{\text{max}}\,}$

ベータは性能の重要な指標ですが、発電用に設計された原子炉の場合、考慮しなければならない他の実際的な問題があります。その 1 つが電力密度で、これは特定の電力出力に必要な機械のサイズの概算を提供します。これはプラズマ圧力の関数であり、プラズマ圧力はベータの関数です。一見すると、ST のベータが高いほど許容圧力が高くなり、したがって電力密度が高くなるように思われるかもしれません。ただし、これは磁場が同じままの場合に限ります。ベータは磁気密度とプラズマ密度の比です。

リング状の磁石で包まれたトロイダル閉じ込め領域を想像すると、磁場は半径の内側の方が外側よりも大きいことは明らかです。これは、トカマクの電流が対処する基本的な安定性の問題です。ただし、その磁場の差はアスペクト比の関数です。無限に大きいトロイドは直線ソレノイドに近似しますが、ST は磁場の強さの差を最大化します。さらに、原子炉設計にはサイズが固定されている側面があるため、アスペクト比は特定の構成に強制される場合があります。たとえば、生産原子炉では、放出される高エネルギー中性子を捕捉するために、原子炉コアの周りにリチウムを含む厚い「ブランケット」を使用します。これは、原子炉の残りの部分をこれらの中性子から保護するとともに、燃料用のトリチウムを生成するためです。ブランケットのサイズは中性子のエネルギーの関数であり、原子炉の設計に関係なく、DT 反応では 14 MeV です。したがって、ブランケットは ST または従来の設計で同じで、直径約 1 メートルになります。

この場合、ベータを考慮する際には、全体的な磁場をさらに考慮する必要があります。リアクターの容積をプラズマの内側表面に向かって内側に進んでいくと、ブランケット、「最初の壁」、およびいくつかの空きスペースに遭遇します。磁石から離れるにつれて、磁場はほぼ直線的に減少します。これらのリアクター コンポーネントをグループとして考えると、ブランケットの反対側、プラズマの内側面に残る磁場を計算できます。

${\displaystyle B_{0}=({1-\epsilon _{B}-\epsilon }){B_{\text{max}}}.\,}$

ここで、この磁場によって生成される平均プラズマ圧力について考えてみましょう。フリードバーグによれば、次のようになります。^[29]

${\displaystyle {\langle p\rangle }=\beta _{\text{max}}\left(1+\kappa ^{2}\right)\epsilon \left({1-\epsilon _{B}-\epsilon }\right)^{2}G(\epsilon )\left(B_{\text{max}}\right)^{2}.}$

ST では、一般原則として最大化を図ろうとしており、内側の面のブランケットをなくし、中央の柱を中性子に対して開いたままにすることができます。この場合、はゼロです。中央の柱が銅製であることを考えると、コイルで生成される最大磁場を約 7.5 T に固定できます。上記のセクションの理想的な数値を使用すると、 次のようになります。${\displaystyle B_{0}}$${\displaystyle \epsilon _{0}}$${\displaystyle B_{\text{max}}}$

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.14\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{1.25}}\right)\left(1-{\frac {1}{1.25}}\right)^{2}2.5\cdot 7.5^{2}=2.6{\text{ atmospheres}}.}$

ここで、15 T の超伝導磁石と 1.2 メートルの厚さのブランケットを使用した、上記のような従来の設計を考えてみましょう。まず、 1/(5/2) = 0.4、1.5/5 = 0.24 と計算すると、次のようになります。 ${\displaystyle B_{\text{max}}}$${\displaystyle \epsilon }$${\displaystyle \epsilon _{b}}$

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.072\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{0.4}}\right)\left(1-{\frac {1}{0.24}}-{\frac {1}{0.4}}\right)^{2}1.2\cdot 15^{2}=7.7{\text{ atmospheres}}.}$

そのため、ST のベータ値が高いにもかかわらず、全体的な電力密度は低くなっています。これは主に、従来の設計で超伝導磁石を使用しているためです。この問題により、これらのスケーリング法則が ST に当てはまるかどうかを確認するためのかなりの研究が行われ、さまざまな方法で許容磁場強度を高めるための取り組みが行われました。START に関する研究では、スケーリング係数は ST の方がはるかに高いことが示唆されていますが、スケーリングをよりよく理解するには、この研究をより高い電力で再現する必要があります。^[30] NSTXとMASTのデータを使用した研究では、同様の磁場と核融合電力で体積が小さい場合、ST はトカマクよりも最大 3 倍高い核融合三重積と 1 桁高い核融合電力ゲインを示すことができるという仮説が確認されているようです。^[31]

ST には、従来の設計に比べて 2 つの大きな利点があります。

1 つ目は実用的である。ST レイアウトを使用すると、平均してトロイダル磁石がプラズマにかなり近くなる。これにより、プラズマ内の特定の磁場レベルに到達するために磁石に電力を供給するために必要なエネルギー量が大幅に削減される。磁石が小さくなればコストが下がり、原子炉のコストが削減される。このメリットは非常に大きいため、超伝導磁石は必要なくなり、さらにコストを削減できる。START では二次磁石を真空チャンバー内に配置したが、現代の機械ではこれらは外部に移動され、超伝導にすることができる。^[32]

その他の利点はプラズマの安定性と関係している。核融合研究の初期の頃から、有用なシステムを作る上での問題は、動作条件が核融合発電に有用な条件に近づくにつれてのみ現れるプラズマの不安定性の数々であった。1954年、エドワード・テラーはこれらの問題のいくつかを検討する会議を主催し、プラズマは凹状の磁力線ではなく凸状の磁力線に沿っている方が本質的に安定するだろうと述べた。^[33]当時はこれが現実世界で現れるかどうかは明らかではなかったが、時が経つにつれて、これらの言葉の賢明さが明らかになった。

トカマク、ステラレータ、およびほとんどのピンチ装置では、プラズマはらせん状の磁力線に沿って移動するように強制されます。これにより、プラズマは閉じ込め領域の外側から内側へと交互に移動します。外側にいる間、粒子は凹状の線に沿って内側に押し込まれます。粒子が内側に移動すると、凸状の線に沿って外側に押し出されます。したがって、テラーの推論に従うと、プラズマは原子炉の内側部分で本質的により安定しています。実際には、実際の限界は「安全係数」qによって示され、これはプラズマの体積に応じて変化します。^[34]

従来の円形断面のトカマクでは、プラズマはトーラスの内側と外側でほぼ同じ時間を過ごします。半径が短いため、内側での滞在時間はわずかに短くなります。D 字型のプラズマを備えた先進的なトカマクでは、プラズマの内側の表面が大幅に拡大され、粒子はそこでより長い時間を過ごします。ただし、通常の高 A 設計では、粒子が動き回ってもq はわずかにしか変化しません。これは、内側から外側への相対距離が、装置全体の半径と比較して小さいためです (アスペクト比の定義)。ST 装置では、「内側」から「外側」への変化は相対的にはるかに大きく、粒子は「内側」でより多くの時間を費やします。これにより、安定性が大幅に向上します。^[30]

より強力な磁石を使用することで、より高いベータ値で動作する従来のトカマクを建設することは可能です。これを行うには、適切な大きさのトロイダル磁場を生成するためにプラズマ内の電流を増加させる必要があります。これにより、プラズマは不安定性が発生するトロイオン限界にさらに近づきます。ST設計は、その機械的配置により、はるかに優れたq値を持ち、したがって不安定性が発生する前にはるかに大きな磁力を可能にします。従来の設計では、約3.5でトロイオン限界に達しますが、STARTは6での動作を実証しました。^[22]

ST には、より高いアスペクト比を持つ「従来の」先進トカマクと比較して、3 つの明確な欠点があります。

最初の問題は、ベータ値が高いにもかかわらず、ST内のプラズマ全体の圧力が従来の設計よりも低いことです。これはプラズマ内部の磁場の限界によるものです。この限界は理論的にはSTと従来の設計で同じですが、STのアスペクト比ははるかに低いため、プラズマ体積全体にわたって有効磁場がより劇的に変化します。^[35]${\displaystyle B_{\text{max}}.}$

2 つ目の問題は、利点と欠点の両方です。ST は、少なくとも中央では非常に小さいため、超伝導磁石を配置する余地がほとんどないかまったくありません。これは設計上の致命的な問題ではありません。従来の銅巻き磁石の磁場は ST 設計には十分だからです。ただし、これは中央の柱での電力消費がかなり大きくなることを意味します。工学的研究によると、最大磁場は約 7.5 T になると考えられており^[要出典]、従来のレイアウトで可能な磁場よりもはるかに低くなります。これにより、許容されるプラズマ圧力にさらなる制限が課せられます。^[35]ただし、超伝導磁石がないため、システムの価格が大幅に下がり、この問題を経済的に相殺できる可能性があります。

シールドがないということは、磁石が原子炉の内部に直接さらされているということでもある。磁石はプラズマの熱流束と核融合反応で発生した中性子の影響を受けやすい。実際には、これは柱をかなり頻繁に（おそらく1年程度）交換する必要があることを意味し、原子炉の可用性に大きな影響を与える。^[36]生産現場では、可用性は電気生産コストに直接関係している 。導体をZピンチプラズマ^[37]または液体金属導体^{[38]に置き換えることができるかどうかを確認する実験が進行中である。}

最後に、高度に非対称なプラズマ断面積と密に巻かれた磁場は、それを維持するために非常に高いトロイダル電流を必要とする。通常、これには中性ビームの注入のような大量の二次加熱システムが必要となる。これらはエネルギー的に高価なので、STの設計では経済的な運用のために高いブートストラップ電流に依存している。 ^[35]幸いなことに、これらの電流を生み出すのは高い伸長と三角形の特徴であるため、この点ではSTの方が実際にはより経済的である可能性がある。^[39]これは活発に研究されている分野である。

• 小型タイトアスペクト比トカマク(START)、英国。Proto-Sphera で使用されるハードウェア、イタリア

• ST25 ウェブサイト 2017-04-21 にWayback Machineにアーカイブ、Tokamak Energy、英国
• メガアンペア球状トカマク、MAST ウェブサイト、 Wayback Machineで 2011-07-26 にアーカイブ、Culham Centre for Fusion Energy、イギリス
• Globus-M ウェブサイト、イオッフェ研究所、ロシア
• NSTX、NSTX ウェブサイト、プリンストン プラズマ物理研究所、米国
• Proto-Sphera ウェブサイト 2011-03-03 にWayback Machineでアーカイブ(START のハードウェアを使用)、ENEA、イタリア
• TST-2 2011-07-22にWayback Machineにアーカイブされました、東京大学、日本
• QUEST、九州大学、日本
• SUNIST 2012-03-07 にWayback Machineでアーカイブ、清華大学、中国
• PEGASUS 、PEGASUS ウェブサイト、 Wayback Machineに 2011-05-27 にアーカイブ、ウィスコンシン大学マディソン校、アメリカ合衆国
• ETE ウェブサイト 2011-05-19 にWayback Machineでアーカイブ、ブラジル国立宇宙研究所

• ペガサスからのウラニアアップグレード

• エネルギー生産用球状トカマク（STEP）、英国

• 球状トカマク – tokamak.info の ST 実験のリスト (2015 年 1 月にリンクが切れました)
• 2012 年の ST リスト
• カルハム核融合エネルギーセンター 2010-09-13ウェイバックマシンにアーカイブ– 英国カルハムの球状トカマク、MAST および START 実験の詳細を含む