DIII-D physics research addresses critical challenges for the operation of ITER and the next generation of fusion energy devices. This is done through a focus on innovations to provide solutions for high performance long pulse operation, coupled with fundamental plasma physics understanding and model validation, to drive scenario development by integrating high performance core and boundary plasmas. Substantial increases in off-axis current drive efficiency from an innovative top launch system for EC power, and in pressure broadening for Alfven eigenmode control from a co-/counter-Ip steerable off-axis neutral beam, all improve the prospects for optimization of future long pulse/steady state high performance tokamak operation. Fundamental studies into the modes that drive the evolution of the pedestal pressure profile and electron vs ion heat flux validate predictive models of pedestal recovery after ELMs. Understanding the physics mechanisms of ELM control and density pumpout by 3D magnetic perturbation fields leads to confident predictions for ITER and future devices. Validated modeling of high-Z shattered pellet injection for disruption mitigation, runaway electron dissipation, and techniques for disruption prediction and avoidance including machine learning, give confidence in handling disruptivity for future devices. For the non-nuclear phase of ITER, two actuators are identified to lower the L–H threshold power in hydrogen plasmas. With this physics understanding and suite of capabilities, a high poloidal beta optimized-core scenario with an internal transport barrier that projects nearly to Q = 10 in ITER at ∼8 MA was coupled to a detached divertor, and a near super H-mode optimized-pedestal scenario with co-Ip beam injection was coupled to a radiative divertor. The hybrid core scenario was achieved directly, without the need for anomalous current diffusion, using off-axis current drive actuators. Also, a controller to assess proximity to stability limits and regulate βN in the ITER baseline scenario, based on plasma response to probing 3D fields, was demonstrated. Finally, innovative tokamak operation using a negative triangularity shape showed many attractive features for future pilot plant operation.
DIII-D物理研究は、ITERおよび次世代核融合装置の運転における重要な課題に取り組む。これは、高性能長時間パルス運転のための解決策を提供することに焦点を当て、コアプラズマと境界プラズマの統合によるシナリオ開発を推進するための、基礎プラズマ物理の理解とモデル検証を組み合わせることによって達成される。革新的な上部入射システムによるEC電力のオフアクシス電流駆動効率の大幅な向上、および共/反電流方向にステアリング可能なオフアクシス中性粒子ビームによるアルフヴェン固有モード制御のための圧力分布のブロードニングは、将来の高性能定常運転トカマクの最適化の見通しを改善する。ペデスタル圧力分布の時間発展を支配するモードと、電子・イオン熱流束の差異に関する基礎研究は、ELM後のペデスタル回復の予測モデルを検証する。3次元磁場摂動によるELM制御と密度ポンプアウトの物理メカニズムの理解は、ITERおよび将来の装置に対する確かな予測を可能にする。高Z破砕ペレット入射によるディスラプション緩和、 runaway電子消散、および機械学習を含むディスラプション予測・回避技術の検証済みモデリングは、将来の装置におけるディスラプティビティ管理への確信を与える。ITERの非核融合フェーズにおいては、水素プラズマにおけるL-H遷移閾値電力を低下させる2つのアクチュエータが特定されている。この物理的理解と一連の能力により、ITERでQ≒10にほぼ到達する内部輸送障壁を有する高ポロイダルベータ最適化コアシナリオが非接触ダイバータと結合され、また、ほぼスーパーHモードに達する最適化ペデスタルシナリオが共方向ビーム入射とともに放射冷却ダイバータと結合された。ハイブリッドコアシナリオは、異常電流拡散を必要とせず、オフアクシス電流駆動アクチュエータを用いて直接達成された。さらに、ITERベースラインシナリオにおける安定性限界への近接性を評価し、βNを制御するコントローラが、3次元場のプロービングに対するプラズマ応答に基づいて実証された。最後に、負三角形度を用いた革新的なトカマク運転は、将来のパイロットプラント運転において多くの魅力的な特徴を示した。