Experiments on Alcator C-Mod from 2009–2012 have examined the rampup, flattop and rampdown phases of the proposed ITER 15 MA baseline scenario. Rampup studies show ICRF heating can significantly reduce the V-s requirement, and that an H-mode late in the ramp can reduce this further. ICRF modifications to li in L-mode are minimal, although the Te profile is peaked relative to ohmic in the plasma centre, and reduces the sawtooth onset times. Flattop plasmas targeting ITER baseline parameters have been sustained for 20τE or 8 − 13τCR, but only reach H98 ∼ 0.6 at n/nGr = 0.85, rising to 0.9 at n/nGr = 0.65. Rampdown studies show H-modes can be routinely sustained with ICRF power injection, avoiding an OH coil over-current associated with the H–L transition. In addition, faster current rampdowns are preferred to avoid an over-current when an H–L transition ultimately does occur. In the H-mode rampdown the density is found to drop with Ip, preserving the n/nGr ratio, so long as ICRF power is injected.
2009年から2012年にかけてのAlcator C-Modにおける実験では、提案されているITER 15 MAベースラインシナリオのランプアップ、フラットトップ、ランプダウンの各フェーズを調査した。ランプアップ研究により、ICRF加熱はV-s要件を大幅に低減でき、ランプ後期のHモードはこれをさらに低減できることが示された。LモードにおけるICRFによるliの変化は小さいが、プラズマ中心部ではTe分布がオーミック加熱と比較してピーク状になり、鋸歯状振動の開始時間を短縮する。ITERベースラインパラメータを目標とするフラットトッププラズマは、20τEまたは8−13τCRにわたって維持されたが、n/nGr = 0.85ではH98 ∼ 0.6にしか達せず、n/nGr = 0.65では0.9に上昇する。ランプダウン研究により、HモードはICRF電力注入によって日常的に維持でき、H–L遷移に伴うOHコイルの過電流を回避できることが示された。さらに、H–L遷移が最終的に発生する際の過電流を回避するには、より速い電流ランプダウンが好ましい。Hモードランプダウンでは、ICRF電力が注入されている限り、密度はIpとともに低下し、n/nGr比を維持することが見出された。