The DIII-D tokamak has elucidated crucial physics and developed projectable solutions for ITER and fusion power plants in the key areas of core performance, boundary heat and particle transport, and integrated scenario operation, with closing the core-edge integration knowledge gap being the overarching mission. New experimental validation of high-fidelity, multi-channel, non-linear gyrokinetic turbulent transport models for ITER provides strong confidence it will achieve Q ⩾ 10 operation. Experiments identify options for easing H-mode access in hydrogen, and give new insight into the isotopic dependence of transport and confinement. Analysis of 2,1 islands in unoptimized low-torque IBS demonstration discharges suggests their onset time occurs randomly in the constant β phase, most often triggered by non-linear 3-wave coupling, thus identifying an NTM seeding mechanism to avoid. Pure deuterium SPI for disruption mitigation is shown to provide favorable slow cooling, but poor core assimilation, suggesting paths for improved SPI on ITER. At the boundary, measured neutral density and ionization source fluxes are strongly poloidally asymmetric, implying a 2D treatment is needed to model pedestal fuelling. Detailed measurements of pedestal and SOL quantities and impurity charge state radiation in detached divertors has validated edge fluid modelling and new self-consistent 'pedestal-to-divertor' integrated modeling that can be used to optimize reactors. New feedback adaptive ELM control minimizes confinement reduction, and RMP ELM suppression with sustained high core performance was obtained for the first time with the outer strike point in a W-coated, compact and unpumped small-angle slot divertor. Advances have been made in integrated operational scenarios for ITER and power plants. Wide pedestal intrinsically ELM-free QH-modes are produced with more reactor-relevant conditions, Low torque IBS with W-equivalent radiators can exhibit predator-prey oscillations in Te and radiation which need control. High-βP scenarios with qmin > 2, q95–7.9, βN > 4, βT–3.3% and H98y2 > 1.5 are sustained with high density ( = 7E19 m−3, fG–1) for 6 τE, improving confidence in steady-state tokamak reactors. Diverted NT plasmas achieve high core performance with a non-ELMing edge, offering a possible highly attractive core-edge integration solution for reactors.
DIII-Dトカマクは、コア性能、境界部の熱・粒子輸送、および統合シナリオ運転の主要分野において、ITERおよび核融合発電所にとって重要な物理を解明し、実装可能な解決策を開発してきた。その最上位の使命は、コア・エッジ統合の知識ギャップを埋めることである。ITER向けの高忠実度・マルチチャンネル・非線形ジャイロ運動論的乱流輸送モデルの新たな実験的検証は、ITERがQ ⩾ 10運転を達成することへの強い確信を与える。実験により、水素におけるHモードアクセスを容易にする選択肢が特定され、輸送および閉じ込めの同位体依存性に関する新たな知見が得られた。最適化されていない低トルクIBS実証放電における2,1島の解析は、その発生時刻が一定β位相においてランダムに起こり、最も頻繁には非線形3波結合によって引き起こされることを示唆しており、回避すべきNTMシーディング機構を特定している。ディスラプション緩和のための純重水素SPIは、好ましい緩慢な冷却を提供するが、コアへの取り込みは不十分であることが示され、ITERにおけるSPI改善の道筋を示唆している。境界部では、測定された中性粒子密度と電離源フラックスが強くポロイダル方向に非対称であり、ペデスタル燃料供給をモデル化するには2次元処理が必要であることを示唆している。非接触ダイバータにおけるペデスタルおよびSOL量と不純物電荷状態放射の詳細な測定は、エッジ流体モデリングと、炉心最適化に使用できる新しい自己無撞着な「ペデスタルからダイバータまで」の統合モデリングを検証した。新しいフィードバック適応型ELM制御は閉じ込め低下を最小化し、W被覆されたコンパクトで排気のない小角度スロットダイバータに外側ストライク点がある状態で、高いコア性能を維持したRMP ELM抑制が初めて得られた。ITERおよび核融合発電所向けの統合運転シナリオにおいて進展が得られた。より炉心関連性の高い条件で、広いペデスタルを有する本質的にELMフリーのQHモードが生成され、W等価放射体を用いた低トルクIBSは、Teと放射における捕食者-被食者振動を示すことがあり、これには制御が必要である。qmin > 2、q95–7.9、βN > 4、βT–3.3%、H98y2 > 1.5を有する高βPシナリオが、高密度（ = 7E19 m−3、fG–1）で6 τEの間維持され、定常状態トカマク炉への信頼性が高まった。ダイバータ配置のNTプラズマは、非ELMエッジで高いコア性能を達成し、炉心にとって非常に魅力的なコア・エッジ統合ソリューションを提供する可能性がある。