Disruptions caused by tearing modes (TMs) are considered to be one of the most critical roadblocks to achieving reliable, steady-state operation of tokamak fusion reactors. Here we have demonstrated a promising scheme to avoid mode locking by utilizing the electro-magnetic (EM) torque produced with 3D coils that are available in many tokamaks. In this scheme, the EM torque is delivered to the modes by a toroidal phase shift between the externally applied field and the excited TM fields, compensating for the mode momentum loss through the interaction with the resistive wall and uncorrected error fields. Fine control of torque balance is provided by a feedback scheme. We have explored this approach in two widely different devices and plasma conditions: DIII-D and RFX-mod operated in tokamak mode. In DIII-D, the plasma target was high βN in a non-circular divertor tokamak. Here βN is defined as βN = β/(Ip/aBt) (%Tm/MA), where β, Ip, a, Bt are the total stored plasma pressure normalized by the magnetic pressure, plasma current, plasma minor radius and toroidal magnetic field at the plasma center, respectively. The RFX-mod plasma was ohmically-heated with ultra-low safety factor in a circular limiter discharge with active feedback coils outside the thick resistive shell. The DIII-D and RFX-mod experiments showed remarkable consistency with theoretical predictions of torque balance. The application to ignition-oriented devices such as the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) would expand the horizon of its operational regime. The internal 3D coil set currently under consideration for edge localized mode suppression in ITER would be well suited for this purpose.
テアリングモード（TM）によって引き起こされるディスラプションは、トカマク核融合炉の信頼性の高い定常運転を達成する上で最も重大な障害の一つと考えられている。ここでは、多くのトカマクで利用可能な3Dコイルを用いて生成される電磁（EM）トルクを活用することにより、モードロックを回避する有望な方式を実証した。この方式では、外部印加磁場と励起されたTM磁場の間のトロイダル方向位相差によってEMトルクがモードに伝達され、抵抗性壁および補正されていない誤差磁場との相互作用によるモードの運動量損失を補償する。トルクバランスの微細な制御はフィードバック方式によって提供される。我々はこのアプローチを、DIII-Dおよびトカマクモードで運転されるRFX-modという、二つの大きく異なる装置とプラズマ条件で探求した。DIII-Dでは、プラズマ目標は非円形ダイバータトカマクにおける高βNであった。ここでβNはβN = β/(Ip/aBt) (%Tm/MA)と定義され、β、Ip、a、Btはそれぞれ、磁気圧で規格化された全蓄積プラズマ圧力、プラズマ電流、プラズマ小半径、プラズマ中心におけるトロイダル磁場である。RFX-modのプラズマは、厚肉抵抗性シェルの外側に能動フィードバックコイルを備えた円形リミター放電において、超低安全係数でオーミック加熱された。DIII-DおよびRFX-modの実験は、トルクバランスの理論予測と顕著な一致を示した。国際熱核融合実験炉（ITER）のような点火指向型装置への適用は、その運転領域を拡大するであろう。ITERにおける周辺局在モード（ELM）抑制のために現在検討されている内部3Dコイルセットは、この目的に適しているであろう。