For the first time, similarity experiments between DIII-D and WEST14were performed in the ITER ‘hybrid-like’ regime during dedicated campaigns in April and May 2025. The matched parameters include elongation, triangularity, ion ∇B drift direction toward the X-point, q-profile, and core normalized physics quantities in terms of normalized pressure, normalized gyroradius, electron collisionality, ratio of ion to electron temperature, Ti/Te. Core transport physics is explored with different aspect ratio (R/a) values (typically 3 at DIII-D and 5 on WEST). DIII-D explored high-beta conditions (electromagnetic effect) with low torque injection (∼0 ± 0.5 N·m) using high heating power (up to 6 MW NBI and 2 MW electron cyclotron resonance heating powers), while scanning the heating mix (ion vs electron), beta, Ti/Te, core radiation via controlled tungsten injection using the laser blow-off system. WEST extended operation toward long-duration pulses using its actively cooled tungsten divertor, achieving dominated electron heating regimes with reduced tungsten contamination. Boron impurity injection were scanned on WEST to control edge conditions and core performance. It is found that core confinement improves—manifested by higher electron temperature, total energy content, neutron rate, and ion temperature—under conditions of low separatrix density, consistent with previous observations Bourdelle et al (2023 Nucl. Fusion63 056021). Conditions for H-mode access and for ion heating in electron-dominated regimes in both WEST and DIII-D are discussed and compared. The ratio of the thermal energy confinement time (τE) to the volume-averaged electron–ion collisional heat exchange time (τe–i) is a key parameter to enhance ion heating and potentially facilitate H-mode access in electron-heated regimes. These first-of-a-kind coordinated DIII-D and WEST experiments provide a unique multi-machine dataset to validate predictive models and to optimize ITER hybrid-scenario performance under diverse core and edge conditions.
DIII-DとWEST14の間での相似実験が、2025年4月および5月の専用キャンペーン中に、ITERの「ハイブリッド様」レジームで初めて実施された。整合されたパラメータには、伸長度、三角変形度、X点に向かうイオン∇Bドリフト方向、qプロファイル、および規格化圧力、規格化ジャイロ半径、電子衝突度、イオンと電子の温度比Ti/Teの観点からのコア規格化物理量が含まれる。コア輸送物理は、異なるアスペクト比（R/a）値（典型的にはDIII-Dで3、WESTで5）で探求される。DIII-Dは、加熱配分（イオン対電子）、ベータ、Ti/Te、レーザーブローオフシステムを用いた制御タングステン注入によるコア放射をスキャンしながら、高い加熱パワー（最大6 MW NBIおよび2 MW電子サイクロトロン共鳴加熱パワー）を用いた低トルク注入（∼0 ± 0.5 N·m）で高ベータ条件（電磁効果）を探求した。WESTは、能動冷却タングステンダイバータを用いて長時間パルスへ運転を拡張し、タングステン混入を低減した電子加熱支配領域を達成した。WESTでは、周辺条件とコア性能を制御するためにボロン不純物注入がスキャンされた。低セパラトリックス密度条件下では、コア閉じ込めが向上することが見出された——より高い電子温度、全エネルギー量、中性子率、イオン温度によって示される——これは以前の観測結果（Bourdelle et al (2023 Nucl. Fusion63 056021)）と一致する。WESTとDIII-Dの両方における電子支配領域でのHモードアクセスとイオン加熱の条件について議論し比較する。熱エネルギー閉じ込め時間（τE）と体積平均電子–イオン衝突熱交換時間（τe–i）の比は、電子加熱領域におけるイオン加熱を向上させ、潜在的にHモードアクセスを容易にするための重要なパラメータである。これらの初の協調的DIII-DおよびWEST実験は、予測モデルを検証し、多様なコアおよび周辺条件下でITERハイブリッドシナリオ性能を最適化するための独自の多装置データセットを提供する。