Research on the National Spherical Torus Experiment, NSTX, targets physics understanding needed for extrapolation to a steady-state ST Fusion Nuclear Science Facility, pilot plant, or DEMO. The unique ST operational space is leveraged to test physics theories for next-step tokamak operation, including ITER. Present research also examines implications for the coming device upgrade, NSTX-U. An energy confinement time, τE, scaling unified for varied wall conditions exhibits a strong improvement of BTτE with decreased electron collisionality, accentuated by lithium (Li) wall conditioning. This result is consistent with nonlinear microtearing simulations that match the experimental electron diffusivity quantitatively and predict reduced electron heat transport at lower collisionality. Beam-emission spectroscopy measurements in the steep gradient region of the pedestal indicate the poloidal correlation length of turbulence of about ten ion gyroradii increases at higher electron density gradient and lower Ti gradient, consistent with turbulence caused by trapped electron instabilities. Density fluctuations in the pedestal top region indicate ion-scale microturbulence compatible with ion temperature gradient and/or kinetic ballooning mode instabilities. Plasma characteristics change nearly continuously with increasing Li evaporation and edge localized modes (ELMs) stabilize due to edge density gradient alteration. Global mode stability studies show stabilizing resonant kinetic effects are enhanced at lower collisionality, but in stark contrast have almost no dependence on collisionality when the plasma is off-resonance. Combined resistive wall mode radial and poloidal field sensor feedback was used to control n = 1 perturbations and improve stability. The disruption probability due to unstable resistive wall modes (RWMs) was surprisingly reduced at very high βN/li > 10 consistent with low frequency magnetohydrodynamic spectroscopy measurements of mode stability. Greater instability seen at intermediate βN is consistent with decreased kinetic RWM stabilization. A model-based RWM state-space controller produced long-pulse discharges exceeding βN = 6.4 and βN/li = 13. Precursor analysis shows 96.3% of disruptions can be predicted with 10 ms warning and a false positive rate of only 2.8%. Disruption halo currents rotate toroidally and can have significant toroidal asymmetry. Global kinks cause measured fast ion redistribution, with full-orbit calculations showing redistribution from the core outward and towards V∥/V = 1 where destabilizing compressional Alfvén eigenmode resonances are expected. Applied 3D fields altered global Alfvén eigenmode characteristics. High-harmonic fast-wave (HHFW) power couples to field lines across the entire width of the scrape-off layer, showing the importance of the inclusion of this phenomenon in designing future RF systems. The snowflake divertor configuration enhanced by radiative detachment showed large reductions in both steady-state and ELM heat fluxes (ELMing peak values down from 19 MW m−2 to less than 1.5 MW m−2). Toroidal asymmetry of heat deposition was observed during ELMs or by 3D fields. The heating power required for accessing H-mode decreased by 30% as the triangularity was decreased by moving the X-point to larger radius, consistent with calculations of the dependence of E × B shear in the edge region on ion heat flux and X-point radius. Co-axial helicity injection reduced the inductive start-up flux, with plasmas ramped to 1 MA requiring 35% less inductive flux. Non-inductive current fraction (NICF) up to 65% is reached experimentally with neutral beam injection at plasma current Ip = 0.7 MA and between 70–100% with HHFW application at Ip = 0.3 MA. NSTX-U scenario development calculations project 100% NICF for a large range of 0.6 < Ip(MA) < 1.35.
国立球状トーラス実験装置NSTXに関する研究は、定常運転ST核融合科学施設、パイロットプラント、またはDEMOへの外挿に必要な物理的理解を対象としている。独自のST運転領域は、ITERを含む次世代トカマク運転のための物理理論を検証するために活用される。現在の研究では、今後の装置アップグレードであるNSTX-Uへの影響も調査されている。様々な壁状態に対して統一的に評価されたエネルギー閉じ込め時間τEのスケーリング則は、電子衝突周波数の低下に伴うBTτEの顕著な改善を示し、リチウム（Li）壁調整によって顕著になる。この結果は、実験の電子拡散係数と定量的に一致し、より低い衝突周波数での電子熱輸送の低減を予測する非線形マイクロティアリングシミュレーションと一致する。ペデスタルの急峻な勾配領域でのビーム放射分光測定は、乱流のポロイダル相関長が約10イオンジャイロ半径であり、電子密度勾配が高くTi勾配が低いほど増加することを示し、捕捉電子不安定性による乱流と一致する。ペデスタル上部領域の密度揺らぎは、イオン温度勾配および/または運動学的バルーニングモード不安定性と適合するイオンスケールの微視的乱流を示す。プラズマ特性は、Li蒸着の増加に伴ってほぼ連続的に変化し、周辺部の密度勾配の変化により周辺局在モード（ELM）が安定化する。大域的モード安定性研究は、安定化共鳴運動効果が低い衝突周波数で強化されるが、非共鳴の場合、衝突周波数にほとんど依存しないことを示している。抵抗性壁モードの半径方向およびポロイダル磁界センサーを用いた複合フィードバックにより、n = 1摂動を制御し、安定性を向上させた。抵抗性壁モード（RWM）による不安定性によるディスラプション確率は、低周波MHD分光測定によるモード安定性の測定結果と一致して、非常に高いβN/li > 10で驚くべきことに低減された。中間のβNで見られる大きな不安定性は、運動学的RWM安定化の低下と一致する。モデルベースのRWM状態空間コントローラは、βN = 6.4およびβN/li = 13を超える長時間パルス放電を生成した。前駆現象解析により、ディスラプションの96.3%が10ミリ秒の警告時間で予測可能であり、誤検出率はわずか2.8%であることが示された。ディスラプション時のハロー電流はトロイダル方向に回転し、顕著なトロイダル非対称性を持つ可能性がある。大域的キンクは測定可能な高速イオン再分布を引き起こし、完全軌道計算により、コアから外側へ、また圧縮性アルフヴェン固有モード共鳴の不安定化が予想されるV∥/V = 1に向かって再分布することが示された。印加された3次元磁場は、大域的アルフヴェン固有モードの特性を変化させた。高高調波高速波（HHFW）パワーは、スクレイプオフ層全体の磁力線に結合し、将来のRFシステム設計におけるこの現象の考慮の重要性を示している。放射損失による非接触プラズマによって強化されたスノーフレーク・ダイバータ配位は、定常熱流束とELM熱流束の両方を大幅に低減した（ELMピーク値は19 MW m−2から1.5 MW m−2未満へ）。ELM中または3次元磁場による熱堆積のトロイダル非対称性が観測された。Hモードへのアクセスに必要な加熱パワーは、X点をより大きな半径方向に移動させて三角形度を下げると30%減少したが、これは周辺領域のE×Bシアのイオン熱流束とX点半径への依存性の計算と一致する。同軸ヘリシティ入射は誘導起動フラックスを低減し、1 MAにランプアップするプラズマでは誘導フラックスが35%少なくて済んだ。非誘導電流分率（NICF）は、プラズマ電流Ip = 0.7 MAでの共堆積中性粒子入射により実験的に最大65%に達し、Ip = 0.3 MAでのHHFW印加では70〜100%に達する。NSTX-Uシナリオ開発計算では、0.6 < Ip(MA) < 1.35の広い範囲で100%のNICFを予測している。