The mission of the National Spherical Torus Experiment (NSTX) is the demonstration of the physics basis required to extrapolate to the next steps for the spherical torus (ST), such as a plasma facing component test facility (NHTX) or an ST based component test facility (ST-CTF), and to support ITER. Key issues for the ST are transport, and steady state high β operation. To better understand electron transport, a new high-k scattering diagnostic was used extensively to investigate electron gyro-scale fluctuations with varying electron temperature gradient scale length. Results from n = 3 braking studies are consistent with the flow shear dependence of ion transport. New results from electron Bernstein wave emission measurements from plasmas with lithium wall coating applied indicate transmission efficiencies near 70% in H-mode as a result of reduced collisionality. Improved coupling of high harmonic fast-waves has been achieved by reducing the edge density relative to the critical density for surface wave coupling. In order to achieve high bootstrap current fraction, future ST designs envision running at very high elongation. Plasmas have been maintained on NSTX at very low internal inductance li ∼ 0.4 with strong shaping (κ ∼ 2.7, δ ∼ 0.8) with βN approaching the with-wall β-limit for several energy confinement times. By operating at lower collisionality in this regime, NSTX has achieved record non-inductive current drive fraction fNI ∼ 71%. Instabilities driven by super-Alfvénic ions will be an important issue for all burning plasmas, including ITER. Fast ions from NBI on NSTX are super-Alfvénic. Linear toroidal Alfvén eigenmode thresholds and appreciable fast ion loss during multi-mode bursts are measured and these results are compared with theory. The impact of n > 1 error fields on stability is an important result for ITER. Resistive wall mode/resonant field amplification feedback combined with n = 3 error field control was used on NSTX to maintain plasma rotation with β above the no-wall limit. Other highlights are results of lithium coating experiments, momentum confinement studies, scrape-off layer width scaling, demonstration of divertor heat load mitigation in strongly shaped plasmas and coupling of coaxial helicity injection plasmas to ohmic heating ramp-up. These results advance the ST towards next step fusion energy devices such as NHTX and ST-CTF.
国立球状トーラス実験（NSTX）の使命は、球状トーラス（ST）を次の段階、例えばプラズマ対向部品試験施設（NHTX）やSTベース部品試験施設（ST-CTF）へ外挿するために必要な物理基盤の実証と、ITERの支援である。STにとって重要な課題は、輸送と定常高β運転である。電子輸送をより深く理解するため、新しい高k散乱診断装置を広範囲に使用し、電子温度勾配スケール長を変化させた際の電子ジャイロスケール揺動を調査した。n = 3制動研究の結果は、イオン輸送の流れせん断依存性と整合的である。リチウム壁コーティングを施したプラズマからの電子バーンスタイン波放射測定の新しい結果は、衝突率の低減によりHモードで伝送効率が約70%に達することを示している。高調波高速波の結合は、表面波結合の臨界密度に対する端部密度を低減することにより改善された。高いブートストラップ電流割合を達成するため、将来のST設計では非常に高い伸長度での運転が想定されている。NSTXでは、強い成形（κ ∼ 2.7、δ ∼ 0.8）を伴う非常に低い内部インダクタンスli ∼ 0.4のプラズマが、βNが壁ありβ限界に近づく状態で数回のエネルギー閉じ込め時間にわたって維持された。この領域でより低い衝突率で運転することにより、NSTXは記録的な非誘導電流駆動割合fNI ∼ 71%を達成した。超アルフヴェン速度イオンによって駆動される不安定性は、ITERを含むすべての燃焼プラズマにとって重要な問題となる。NSTXのNBIからの高速イオンは超アルフヴェン速度である。線形トロイダル・アルフヴェン固有モード閾値と、多モードバースト時の顕著な高速イオン損失が測定され、これらの結果は理論と比較される。n > 1誤差磁場が安定性に与える影響は、ITERにとって重要な結果である。抵抗性壁モード／共鳴磁場増幅フィードバックとn = 3誤差磁場制御を組み合わせることにより、NSTXでは壁なし限界を超えるβでプラズマ回転を維持した。その他の主要な成果は、リチウムコーティング実験、運動量閉じ込め研究、スクレイプオフ層幅スケーリング、強成形プラズマにおけるダイバータ熱負荷緩和の実証、および同軸ヘリシティ入射プラズマのオーミック加熱ランプアップへの結合である。これらの成果は、NHTXやST-CTFなどの次段階核融合エネルギー装置に向けてSTを前進させる。