Research in NSTX has been conducted to establish spherical torus plasmas to be used for high β, auxiliary heated experiments. This device has a major radius R0 = 0.86 m and a midplane halfwidth of 0.7 m. It has been operated with toroidal magnetic field B0 ⩽ 0.3 T and Ip ⩽ 1.0 MA. The evolution of the plasma equilibrium is analysed between discharges with an automated version of the EFIT code. Limiter, double null and lower single null diverted configurations have been sustained for several energy confinement times. The plasma stored energy reached 92 kJ (βt = 17.8%) withneutral beam heating. A plasma elongation in the range 1.6 ⩽ κ ⩽ 2.0 and a triangularity in the range 0.25 ⩽ δ ⩽ 0.45 have been sustained, with values of κ = 2.6 and δ = 0.6 being reached transiently. The reconstructed magnetic signals are fitted to the corresponding measured values with low errors. Aspects of the plasma boundary, pressure and safety factor profiles are supported by measurements from non-magnetic diagnostics. Plasma densities have reached 0.8 and 1.2 times the Greenwald limit in deuterium and helium plasmas, respectively, with no clear limit encountered. Instabilities including sawteeth and reconnection events, characterized by Mirnov oscillations, and a perturbation of the Ip, κ and li evolutions, have been observed. A low q limit was observed and is imposed by a low toroidal mode number kink instability.
NSTXにおける研究は、高β、補助加熱実験のための球状トーラスプラズマを確立するために実施されてきた。この装置は、主半径R0 = 0.86 m、赤道面半幅0.7 mを有する。トロイダル磁場B0 ≤ 0.3 T、プラズマ電流Ip ≤ 1.0 MAで運転されてきた。プラズマ平衡の時間発展は、EFITコードの自動化版を用いて放電間で解析されている。リミター配位、ダブルヌル配位、シングルヌルダイバータ配位は、複数のエネルギー閉じ込め時間にわたって維持されてきた。プラズマ蓄積エネルギーは、中性粒子ビーム加熱により92 kJ（βt = 17.8%）に達した。プラズマ伸長度は1.6 ≤ κ ≤ 2.0の範囲、三角変形度は0.25 ≤ δ ≤ 0.45の範囲で維持され、κ = 2.6、δ = 0.6の値が過渡的に達成された。再構成された磁気信号は、対応する測定値と低い誤差で適合している。プラズマ境界、圧力、安全係数の分布は、非磁気診断による測定によって裏付けられている。プラズマ密度は、重水素プラズマおよびヘリウムプラズマにおいて、それぞれグリーンワルド限界の0.8倍および1.2倍に達したが、明確な限界は観測されなかった。鋸歯状振動およびリコネクション事象を含む不安定性が、ミルノフ振動によって特徴づけられて観測され、またIp、κ、liの摂動が観測された。低q限界が観測され、これは低トロイダルモード数のキンク不安定性によって課せられている。