The National Spherical Torus Experiment (NSTX) has made considerable progress in advancing the scientific understanding of high performance long-pulse plasmas needed for future spherical torus (ST) devices and ITER. Plasma durations up to 1.6 s (five current redistribution times) have been achieved at plasma currents of 0.7 MA with non-inductive current fractions above 65% while simultaneously achieving βT and βN values of 17% and 5.7 (%m T MA−1), respectively. A newly available motional Stark effect diagnostic has enabled validation of current-drive sources and improved the understanding of NSTX 'hybrid'-like scenarios. In MHD research, ex-vessel radial field coils have been utilized to infer and correct intrinsic EFs, provide rotation control and actively stabilize the n = 1 resistive wall mode at ITER-relevant low plasma rotation values. In transport and turbulence research, the low aspect ratio and a wide range of achievable β in the NSTX provide unique data for confinement scaling studies, and a new microwave scattering diagnostic is being used to investigate turbulent density fluctuations with wavenumbers extending from ion to electron gyro-scales. In energetic particle research, cyclic neutron rate drops have been associated with the destabilization of multiple large toroidal Alfven eigenmodes (TAEs) analogous to the 'sea-of-TAE' modes predicted for ITER, and three-wave coupling processes have been observed for the first time. In boundary physics research, advanced shape control has enabled studies of the role of magnetic balance in H-mode access and edge localized mode stability. Peak divertor heat flux has been reduced by a factor of 5 using an H-mode-compatible radiative divertor, and lithium conditioning has demonstrated particle pumping and results in improved thermal confinement. Finally, non-solenoidal plasma start-up experiments have achieved plasma currents of 160 kA on closed magnetic flux surfaces utilizing coaxial helicity injection.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は、将来の球状トーラス（ST）装置およびITERに必要とされる高性能・長パルスプラズマの科学的理解を大幅に進展させた。プラズマ電流0.7 MAにおいて、プラズマ持続時間は1.6秒（電流拡散時間の5倍）に達し、非誘導電流分率65%以上を達成すると同時に、βT値17%およびβN値5.7（%m・T・MA⁻¹）を実現した。新たに利用可能となったモーションル・スターク効果診断により、電流駆動源の検証が可能となり、NSTXにおける「ハイブリッド」類似シナリオの理解が向上した。MHD研究においては、真空容器外側に設置された径方向磁場コイルを用いて、固有誤差磁場（EF）の補正、回転制御、およびITER関連の低プラズマ回転条件下におけるn = 1抵抗性壁モードの能動的安定化が実証された。輸送・乱流研究においては、NSTXの低アスペクト比と広範囲なβ値の達成可能領域が、閉じ込めスケーリング研究に独自のデータを提供しており、新たなマイクロ波散乱診断を用いて、イオンジャイロ半径スケールから電子ジャイロ半径スケールに及ぶ波数の密度乱流の測定が行われている。高エネルギー粒子研究においては、ITERで予測される「TAEの海」に類似した複数の大規模トロイダル・アルフヴェン固有モード（TAE）の不安定化に伴う周期的な中性子率低下が観測され、さらに三波結合過程が初めて確認された。周辺プラズマ物理研究においては、高度な形状制御により、Hモード遷移および周辺局在モード（ELM）安定性における磁気バランスの役割の解明が可能となった。また、Hモード適合型放射ダイバータを用いることで、ダイバータ熱流束を5分の1に低減することに成功し、リチウムコンディショニングによる粒子ポンピング効果と熱閉じ込め性能の向上が実証された。最後に、非ソレノイドプラズマ立ち上げ実験では、同軸ヘリシティ入射（CHI）法を用いて、閉磁気面におけるプラズマ電流160 kAの達成に成功した。