Experimental and modeling investigations on the DIII-D and EAST tokamaks show the attractive transport and stability properties of fully noninductive, high poloidal-beta (βP) plasmas, and their suitability for steady-state operating scenarios in ITER and CFETR. A key feature of the high-βP regime is the large-radius (ρ > 0.6) internal transport barrier (ITB), often observed in all channels (ne, Te, Ti, rotation), and responsible for both excellent energy confinement quality and excellent stability properties. Experiments on DIII-D have shown that, with a large-radius ITB, very high βN and βP values (both ≥ 4) can be reached by taking advantage of the stabilizing effect of a nearby conducting wall. Synergistically, higher plasma pressure provides turbulence suppression by Shafranov shift, leading to ITB sustainment independent of the plasma rotation. Experiments on EAST have been used to assess the long pulse potential of the high-βP regime. Using RF-only heating and current drive, EAST achieved minute-long fully noninductive steady state H-mode operation with strike points on an ITER-like tungsten divertor. Improved confinement (relative to standard H-mode) and steady state ITB features are observed with a monotonic q-profile with qmin ∼ 1.5. Separately, experiments have shown that increasing the density in plasmas driven by lower hybrid wave broadens the q-profile, a technique that could enable a large radius ITB. These experimental results have been used to validate MHD, current drive, and turbulent transport models, and to project the high-βP regime to a burning plasma. These projections suggest the Shafranov shift alone will not suffice to provide improved confinement (over standard H-mode) without rotation and rotation shear. However, increasing the negative magnetic shear (higher q on axis) provides a similar turbulence suppression mechanism to Shafranov shift, and can help devices such as ITER and CFETR achieve their steady-state fusion goals.
DIII-DおよびEASTトカマクにおける実験的・モデリング研究は、完全非誘導・高ポロイダルベータ（βP）プラズマの魅力的な輸送特性と安定性特性、ならびにITERおよびCFETRにおける定常運転シナリオへの適合性を示している。高βP領域の重要な特徴は、大半径（ρ > 0.6）の内部輸送障壁（ITB）であり、これは全チャネル（ne、Te、回転）で観測され、優れたエネルギー閉じ込め特性と優れた安定性特性の両方の原因となっている。DIII-Dでの実験により、近接導体壁の安定化効果を活用することで、大半径ITBを有する状態で非常に高いβNおよびβP値（いずれも≥ 4）に到達可能であることが示された。相乗的に、より高いプラズマ圧力はシャフラノフシフトによる乱流抑制をもたらし、プラズマ回転に依存しないITB維持を可能にする。EASTでの実験は、高βP領域の長時間パルス可能性の評価に用いられた。EASTでは、RFのみの加熱・電流駆動を用いて、ITER類似タングステンダイバータ上にストライク点を有する分単位の完全非誘導定常Hモード運転を達成した。qmin ∼ 1.5の単調qプロファイルを有する状態で、標準Hモードと比較した改善された閉じ込め（改善閉じ込め）と定常ITB特性が観測された。さらに、実験により、低ハイブリッド波駆動プラズマにおいて密度を増加させるとqプロファイルがブロード化し、この手法が大半径ITBを実現する手段となり得ることが示された。これらの実験結果は、MHD、電流駆動、および乱流輸送モデルの検証に用いられ、高βP領域の燃焼プラズマへの外挿が行われた。これらの外挿計算は、シャフラノフシフトのみでは回転および回転シアのない状態で標準Hモードを超える閉じ込め改善を提供するには不十分であることを示唆している。しかし、負磁気シア（軸上qの増加）の増大はシャフラノフシフトと同様の乱流抑制メカニズムを提供し、ITERおよびCFETRが定常核融合目標を達成するのに役立ち得る。