Alcator C-MOD has compared plasma performance with plasma-facing components (PFCs) coated with boron to all-metal PFCs to assess projections of energy confinement from current experiments to next-generation burning tokamak plasmas. Low-Z coatings reduce metallic impurity influx and diminish radiative losses leading to higher H-mode pedestal pressure that improves global energy confinement through profile stiffness. RF sheath rectification along flux tubes that intersect the RF antenna is found to be a major cause of localized boron erosion and impurity generation. Initial lower hybrid current drive (LHCD) experiments (PLH < 900 kW) in preparation for future advanced-tokamak studies have demonstrated fully non-inductive current drive at Ip ∼ 1.0 MA with good efficiency, Idrive = 0.4 PLH/neoR (MA, MW, 1020 m−3,m). The potential to mitigate disruptions in ITER through massive gas-jet impurity puffing has been extended to significantly higher plasma pressures and shorter disruption times. The fraction of total plasma energy radiated increases with the Z of the impurity gas, reaching 90% for krypton. A positive major-radius scaling of the error field threshold for locked modes (Bth/B ∝ R0.68±0.19) is inferred from its measured variation with BT that implies a favourable threshold value for ITER. A phase contrast imaging diagnostic has been used to study the structure of Alfvén cascades and turbulent density fluctuations in plasmas with an internal transport barrier. Understanding the mechanisms responsible for regulating the H-mode pedestal height is also crucial for projecting performance in ITER. Modelling of H-mode edge fuelling indicates high self-screening to neutrals in the pedestal and scrape-off layer (SOL), and reproduces experimental density pedestal response to changes in neutral source, including a weak variation of pedestal height and constant width. Pressure gradients in the near SOL of Ohmic L-mode plasmas are observed to scale consistently as , and show a significant dependence on X-point topology. Fast camera images of intermittent turbulent structures at the plasma edge show they travel coherently through the SOL with a broad radial velocity distribution having a peak at about 1% of the ion sound speed, in qualitative agreement with theoretical models. Fast Dα diagnostics during gas puff imaging show a complex behaviour of discrete ELMs, starting with an n ≈ 10 precursor oscillation followed by a rapid primary ejection as the pedestal crashes and then multiple, slower secondary ejections.
Alcator C-MODは、ホウ素でコーティングされたプラズマ対向コンポーネント（PFC）と全金属PFCを比較し、現在の実験から次世代燃焼トカマクプラズマへのエネルギー閉じ込めの予測を評価しました。低Zコーティングは金属不純物の流入を減らし、放射損失を低減させ、Hモードペデスタル圧力を高め、分布の剛性を通じて全体のエネルギー閉じ込めを改善します。RFアンテナと交差する磁束管に沿ったRFシース整流が、局所的なホウ素侵食と不純物生成の主な原因であることが分かりました。将来の先進トカマク研究に備えた初期の低ハイブリッド電流駆動（LHCD）実験（PLH < 900 kW）では、Ip ∼ 1.0 MAで完全非誘導電流駆動を実証し、効率はIdrive = 0.4 PLH/neoR（MA、MW、1020 m−3、m）でした。大量ガスジェット不純物パフによるITERでのディスラプション緩和の可能性は、大幅に高いプラズマ圧力と短いディスラプション時間に拡張されました。放射される全プラズマエネルギーの割合は不純物ガスのZとともに増加し、クリプトンでは90%に達します。ロックモードの誤差磁場閾値の正の主半径スケーリング（Bth ∝ R0.68±0.19）は、BTとの測定された変動から推測され、ITERにとって好ましい閾値を示唆しています。位相コントラストイメージング診断を使用して、内部輸送障壁を持つプラズマにおけるアルヴェンカスケードと乱流密度変動の構造を研究しました。Hモードペデスタル高さを調節するメカニズムを理解することは、ITERでの性能予測にも重要です。Hモード周辺燃料供給のモデリングは、ペデスタルとスクレイプオフ層（SOL）における中性粒子への高い自己遮蔽を示し、中性粒子源の変化に対する実験的な密度ペデスタル応答を再現します。これにはペデスタル高さの弱い変動と一定の幅が含まれます。オーミックLモードプラズマのSOL近傍の圧力勾配は、一貫して としてスケーリングすることが観察され、X点トポロジーに有意な依存性を示します。プラズマ端部の間欠的乱流構造の高速カメラ画像は、それらがSOLをコヒーレントに伝播し、イオン音速の約1%にピークを持つ広い径方向速度分布を持つことを示しており、理論モデルと定性的に一致しています。ガスパフイメージング中の高速Dα診断は、離散ELMの複雑な挙動を示します。これは、n ≈ 10の前駆振動で始まり、ペデスタル崩壊に伴う急速な一次放出、その後複数の遅い二次放出が続きます。