The National Spherical Torus Experiment (NSTX) is a low aspect-ratio fusion research facility whose research goal is to make a determination of the attractiveness of the spherical torus concept in the areas of high-β stability, confinement, current drive, and divertor physics. Remarkable progress was made in extending the operational regime of the device in FY 2002. In brief, βt of 34% and βN of 6.5 were achieved. H-mode became the main operational regime, and energy confinement exceeded conventional aspect-ratio tokamak scalings. Heating was demonstrated with the radiofrequency antenna, and signatures of current drive were observed. Current initiation with coaxial helicity injection produced discharges of 400 kA, and first measurements of divertor heat flux profiles in H-mode were made.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は、低アスペクト比の核融合研究施設であり、その研究目標は、高ベータ安定性、閉じ込め、電流駆動、およびダイバータ物理の各分野において、球状トーラス概念の魅力を判断することである。2002年度には、装置の運転領域を拡大する上で顕著な進展があった。簡潔に述べれば、βt=34%およびβN=6.5が達成された。Hモードが主要な運転領域となり、エネルギー閉じ込めは従来型アスペクト比のトーラスにおけるスケーリング則を上回った。高周波アンテナによる加熱が実証され、電流駆動の兆候が観測された。同軸ヘリシティ入射による電流立ち上げでは400kAの放電電流が達成され、Hモードにおけるダイバータ熱流束分布の初期計測が実施された。