Success of the UK’s Spherical Tokamak for Energy Production (STEP) programme requires a robust plasma control system. This system has to guide the plasma from initiation to the burning phase, maintain it there, produce the desired fusion power for the desired duration and then terminate the plasma safely. This has to be done in a challenging environment with limited sensors and without overloading plasma-facing components. The plasma parameters and the operational regime in the STEP prototype will be very different from tokamaks, which are presently in operation. During fusion burn, the plasma regime in STEP will be self-organizing, adding further complications to the plasma control system design. This article describes the work to date on the design of individual controllers for plasma shape and position, magneto hydrodynamic instabilities, heat load and fusion power. Having studied ‘normal’ operation, the article discusses the philosophy of how the system will handle exceptions, when things do not go exactly as planned. This article is part of the theme issue ‘Delivering Fusion Energy – The Spherical Tokamak for Energy Production (STEP)’.

Abstract In 2019 the UK launched the STEP programme to design and build a prototype electricity producing nuclear fusion power plant, aiming to start operation around 2040. The plant should lay the foundation for the development of commercial nuclear fusion power plants. The design is based on the spherical tokamak principle, which opens a route to high pressure, steady state, operation. While facilitating steady state operation, the spherical design introduces some specific plasma control challenges: i) All plasma current during the burn phase should to be generated through non-inductively means, dominated by bootstrap current. This leads to operation at high normalised plasma pressure β_"N" with high plasma elongation, which in turn imposes effective active stabilisation of the vertical plasma position. ii) The tight aspect ratio means very limited space for a central solenoid, imposing that even the current ramp up must be non-inductively generated. iii) The compact design leads to extreme heat loads on plasma facing components. A double null design has been chosen to spread this load, putting strict demands on the control of the unstable vertical plasma position. iv) The heat pulses associated with unmitigated ELMs are unlikely to be unacceptable imposing ELM free operation or active ELM control. v) To reduce and spread heat loads, core and divertor radiation and momentum loss has to be controlled, aiming to operate with simultaneously detached upper and lower divertors. vi) High pressure operation is likely to require active resistive wall mode stabilisation. vii) The conductivity distribution in structures near the plasma must be carefully selected to reduce the growth rates for the vertical instability and the resistive wall mode without damping the penetration of the of magnetic fields from active control coils too much. This article describes the initial work carried out to develop a STEP plasma control system.

Abstract Recent results from MAST Upgrade are presented, emphasising understanding the capabilities of this new device and deepening understanding of key physics issues for the operation of ITER and the design of future fusion power plants. The impact of MHD instabilities on fast ion confinement have been studied, including the first observation of fast ion losses correlated with Compressional and Global Alfvén Eigenmodes. High-performance plasma scenarios have been developed by tailoring the early plasma current ramp phase to avoid internal reconnection events, resulting in a more monotonic q profile with low central shear. The impact of m / n = 3/2, 2/1 and 1/1 modes on thermal plasma confinement and rotation profiles has been quantified, and scenarios optimised to avoid them have transiently reached values of normalised beta approaching 4.2. In pedestal and ELM physics, a maximum pedestal top temperature of ∼350 eV has been achieved, exceeding the value achieved on MAST at similar heating power. Mitigation of type-I ELMs with n = 1 RMPs has been observed. Studies of plasma exhaust have concentrated on comparing conventional and Super-X divertor configurations, while X-point target, X-divertor and snowflake configurations have been developed and studied in parallel. In L-mode discharges, the separatrix density required to detach the outer divertors is approximately a factor 2 lower in the Super-X than the conventional configuration, in agreement with simulations. Detailed analysis of spectroscopy data from studies of the Super-X configuration reveal the importance of including plasma-molecule interactions and D 2 Fulcher band emission to properly quantify the rates of ionisation, plasma-molecule interactions and volumetric recombination processes governing divertor detachment. In H-mode with conventional and Super-X configurations, the outer divertors are attached in the former and detached in the latter with no impact on core or pedestal confinement.

Abstract This experimental study presents an in-depth investigation of the performance of the MAST-U Super-X divertor during NBI-heated operation (up to 2.5 MW) focussing on volumetric ion sources and sinks as well as power losses during detachment. The particle balance and power loss analysis revealed the crucial role of Molecular Activated Recombination and Dissociation (MAR and MAD) ion sinks in divertor particle and power balance, which remain pronounced in the change from ohmic to higher power (NBI heated) L-mode conditions. The importance of MAR and MAD remains with double the absorbed NBI heating. MAD results in significant power dissipation (up to ∼ 20 % of P SOL ), mostly in the cold ( T e < 5 eV) detached region. Theoretical and experimental evidence is found for the potential contribution of  D −  to MAR and MAD, which warrants further study. These results suggest that MAR and MAD can be relevant in higher power conditions than the ohmic conditions studied previously. Post-processing reactor-scale simulations suggests that MAR and MAD can play a significant role in divertor physics and synthetic diagnostic signals of reactor-scale devices, which are currently underestimated in exhaust simulations. This raises implications for the accuracy of reactor-scale divertor simulations of particularly tightly baffled (alternative) divertor configurations.