An overview of steady state tokamak studies in TRIAM-1M (R0 = 0.8 m, a × b = 0.12 m × 0.18 m and B = 8 T) is presented. The current ramp-up scenario without using centre solenoid coils is reinvestigated with respect to controllability of the current ramp-up rate at the medium density region of (1–2) × 1019 m−3. The plasma is initiated by ECH (fundamental o-mode at 170 GHz with 200 kW) at B = 6.7 T, and the ramp-up rate below the technical limit of 150 kA s−1 for ITER can be achieved by keeping the LH power less than 100 kW during the current ramp-up phase. The physics understanding of the enhanced current drive (ECD) mode around the threshold power level has progressed from a viewpoint of transition probability. A transition frequency, ftrans, for the ECD transition is determined as a function of PCD. At ∼70 kW no transition occurs for an ftrans value of ∼0.017 Hz, meaning almost zero transition probability. With increasing PCD > Pth, ftrans increases up to 10 Hz, and the transition tends to occur with high probability. The record value of the discharge duration is updated to 3 h 10 min in a low and low power (<10 kW) discharge. The global particle balance in long duration discharges is investigated, and the temporal change in wall pumping rate is determined. Although the density was low, the gas supply had to be stopped at 30 min after the plasma initiation to maintain the density constant. After that the density was sustained by the recycling flux alone until the end of the discharges. In addition to the recycling problem, in the high power and high density experiments, the localized PWI affects the SSO of the tokamak plasma. The effects of enhanced influx of metal impurities (Fe, Cr, Ni, Mo) on sustainment of the high performance ECD plasma are investigated. In order to evaluate the helium bombarding effects on the plasma facing component and hydrogen recycling in the future burning plasma, microscopic damage of metals exposed to long duration helium discharges was studied. The total exposure time was 128 s. From thermal desorption experiments for the specimens the amount of retained helium was evaluated as 3.9 × 1020 He m−2 and the scale length to be ∼1 mm in the SOL.
TRIAM-1M（R0 = 0.8 m、a × b = 0.12 m × 0.18 m、B = 8 T）における定常トカマク研究の概要を提示する。中心ソレノイドコイルを用いない電流立ち上げシナリオを、中間密度領域（1–2）× 10^19 m^-3における電流立ち上げ速度の制御性に関して再調査した。プラズマはB = 6.7 TにおいてECH（170 GHz、200 kWの基本Oモード）により生成され、ITERの技術的限界である150 kA s^-1を下回る立ち上げ速度は、電流立ち上げ段階中にLHパワーを100 kW未満に維持することにより達成可能である。閾値パワー付近における高効率電流駆動（ECD）モードの物理的理解は、遷移確率の観点から進展した。ECD遷移の遷移周波数f_transはP_CDの関数として決定される。約70 kWでは遷移は発生せず、f_transの値は約0.017 Hzであり、遷移確率がほぼゼロであることを意味する。P_CD > P_thとともに増加すると、f_transは10 Hzまで増加し、遷移は高い確率で発生する傾向がある。放電持続時間の記録値は、低パワー（<10 kW）の低密度放電において3時間10分に更新された。長時間放電における全体の粒子バランスが調査され、壁ポンピング速度の時間変化が決定された。密度は低かったものの、密度を一定に維持するためにガス供給はプラズマ生成開始から30分後に停止する必要があった。その後、密度は放電終了までリサイクリングフラックスのみによって維持された。リサイクリング問題に加えて、高パワー・高密度実験において、局所的なPWIがトカマクプラズマのSSOに影響を及ぼす。高効率電流駆動（ECD）プラズマの維持に対する金属不純物（Fe、Cr、Ni、Mo）の増加流入の影響が調査された。将来の燃焼プラズマにおけるプラズマ対向機器と水素リサイクリングに対するヘリウム照射効果を評価するため、長時間ヘリウム放電に曝露された金属の微視的損傷が研究された。総曝露時間は128秒であった。試料の熱脱離実験から、保持されたヘリウム量は3.9 × 10^20 He m^-2と評価され、SOLにおけるスケール長は約1 mmであると評価された。