Since the last IAEA-Fusion Energy Conference, the Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) research program has been, in support of ITER and CFETR, focused on development in terms of the long-pulse steady-state (fully noninductive) high beta H-mode scenario with active controls of the stationary and transient divertor heat and particle fluxes. The operational domain of the steady-state H-mode plasma scenario has been significantly extended with ITER-like tungsten mono-block divertor, plasma control and heating schemes. EAST has achieved several important milestones in the development of high βp H-mode scenario and its key physics and technologies. A 60 s-scale long-pulse steady-state high βp H-mode discharge with the major normalized plasma parameters similar to the designed performance of the CFETR 1 GW fusion power operation scenario has been successfully established and sustained by pure RF heating and current drive. Several feedback control schemes have been developed for a sustained detachment with good core confinement. This includes control of the total radiation power, target electron temperature, and particle flux measured using divertor Langmuir probes or a combination of the control of target electron temperature and AXUV radiation near the X point. The detachment feedback control schemes have been integrated with small-ELM regimes and high βp scenario via neon seeding, enabling a core and edge compatible integrated high-beta scenario applicable to long-pulse operations. ELM suppression has been achieved using various methods, including resonant magnetic perturbations and impurity seeding. Full suppression of ELMs by using n = 4 RMPs has been demonstrated for ITER for the first time in low input torque plasmas in EAST. EAST has been operated with helium to support the ITER research requirements for the first time. For a long-pulse, high bootstrap current fraction operation, a new lower tungsten divertor with active water-cooling has been installed, along with improvements in the heating and current drive capability.
前回のIAEA核融合エネルギー会議以降、実験先進超伝導トカマク（EAST）の研究プログラムは、ITERおよびCFETRを支援するため、定常状態（完全非誘導）高ベータHモードシナリオの開発、定常および過渡的なダイバータ熱・粒子束の能動制御に焦点を当ててきた。EASTは、ITER類似のタングステンモノブロックダイバータ、加熱・電流駆動システム、およびプラズマ制御システムの大幅なアップグレードを経て、高ベータHモードプラズマの運転領域を拡大し、重要なマイルストーンを達成した。特に、EASTは、CFETRの1GW核融合出力運転シナリオの設計性能に近い主要規格化パラメータを有する、60秒級の定常状態（完全非誘導）高ベータHモード放電を、純RF加熱・電流駆動のみで実証した。さらに、コア閉じ込めを維持したままダイバータ熱・粒子束を制御するため、ダイバータラングミュアプローブで計測された粒子束、あるいはX点近傍のAXUV放射計測に基づくターゲット電子温度をフィードバック制御する手法を開発し、定常ダイバータ熱・粒子束の能動制御を実証した。これらのダイバータ制御手法は、小さなELMまたはELM抑制状態と両立可能であり、ニュートリノ注入による小ELMレジームと高ベータシナリオの両立、および共鳴磁気摂動（RMP）によるELM完全抑制を実証した。特に、低トルク入力条件下でのn=1 RMPによるELM完全抑制はITERに向けた重要な成果である。さらに、ITERに向けた重水素-重水素および重水素-ヘリウムプラズマ運転の検証を目的としたヘリウムプラズマ運転も初めて実証された。長パルス・高自己駆動電流割合運転に向けては、新しい下部タングステンダイバータと、加熱・電流駆動能力の向上が施された。