Increased confinement and ideal stability limits at relatively high values of the internal inductance () have enabled an attractive scenario for steady-state tokamak operation to be demonstrated in DIII-D. Normalized plasma pressure in the range appropriate for a reactor has been achieved in high elongation and triangularity double-null divertor discharges with at , near the ideal kink stability limit calculated without the effect of a stabilizing vacuum vessel wall, with the ideal-wall limit still higher at . Confinement is above the H-mode level with . At , the current is overdriven, with bootstrap current fraction , noninductive current fraction and negative surface voltage. For ITER (which has a single-null divertor shape), operation at is a promising option with and the remaining current driven externally near the axis where the electron cyclotron current drive efficiency is high. This scenario has been tested in the ITER shape in DIII-D at , so far reaching and at with performance appropriate for the ITER Q=5 mission, . Modeling studies explored how increased current drive power for DIII-D could be applied to maintain a stationary, fully noninductive high discharge. Stable solutions in the double-null shape are found without the vacuum vessel wall at , and , and at with the vacuum vessel wall.
高い閉じ込め性能と理想安定性限界は、比較的高い内部インダクタンス（）の値において、DIII-Dで定常トカマク運転の魅力的なシナリオを実証することを可能にした。炉心に適した規格化プラズマ圧力は、高い伸長度と三角形度を有するダブルヌルダイバータ放電において達成され、その際の は であり、安定化真空容器壁の効果を含まない理想キンク安定性限界 に近く、理想壁限界はさらに高い であった。閉じ込め性能はHモードレベルを上回り、その際の は であった。 においては、電流が過駆動となり、ブートストラップ電流分率は 、非誘導電流分率は 、負の表面電圧は であった。ITER（シングルヌルダイバータ形状）については、 での運転が有望な選択肢であり、 で、残りの電流は電子サイクロトロン電流駆動効率が高い軸近傍で外部駆動される。このシナリオは、ITER形状でDIII-Dにおいて試験され、これまでに で と を達成し、ITERのQ=5ミッションに適した性能を示した。モデリング研究では、増強された電流駆動パワーをDIII-Dに適用し、定常かつ完全非誘導の高 放電を維持する方法が検討された。ダブルヌル形状では、真空容器壁なしで において 、 において 、および において の安定解が見出された。