Advanced tokamak (AT) research seeks to develop steady-state operating scenarios for ITER and other future devices from a demonstrated scientific basis. Normalized target parameters for steady-state operation on ITER are 100% non-inductive current operation with a bootstrap current fraction fBS ⩾ 60%, q95 ∼ 4–5 and . Progress in realizing such plasmas is considered in terms of the development of plasma control capabilities and scientific understanding, leading to improved AT performance. NSTX has demonstrated active resistive wall mode stabilization with low, ITER-relevant, rotation rates below the critical value required for passive stabilization. On DIII-D, experimental observations and GYRO simulations indicate that ion internal transport barrier (ITB) formation at rational-q surfaces is due to equilibrium zonal flows generating high local E × B shear levels. In addition, stability modelling for DIII-D indicates a path to operation at βN ⩾ 4 with qmin ⩾ 2, using broad, hollow current profiles to increase the ideal wall stability limit. Both NSTX and DIII-D have optimized plasma performance and expanded AT operational limits. NSTX now has long-pulse, high performance discharges meeting the normalized targets for an spherical torus-based component test facility. DIII-D has developed sustained discharges combining high beta and ITBs, with performance approaching levels required for AT reactor concepts, e.g. βN = 4, H89 = 2.5, with fBS > 60%. Most importantly, DIII-D has developed ITER steady-state demonstration discharges, simultaneously meeting the targets for steady-state Q ⩾ 5 operation on ITER set out above, substantially increasing confidence in ITER meeting its steady-state performance objective.
先進トカマク（AT）研究は、実証された科学的基盤に基づいて、ITERおよび将来の装置向けの定常運転シナリオを開発することを目指している。定常運転の目標規格化パラメータは、ITERにおいて100%非誘導電流駆動、ブートストラップ電流分率fBS ≥ 60%、q95 ∼ 4–5である。このようなプラズマの実現に向けた進展は、プラズマ制御能力と科学的理解の向上という観点から評価され、それによりAT性能が改善されている。NSTXでは、受動的安定化に必要な回転速度を下回る、ITER関連の低回転速度条件下での能動的抵抗性壁安定化が実証された。DIII-Dでは、実験観測とGYROシミュレーションにより、有理q面におけるイオン内部輸送障壁（ITB）の形成が、平衡ゼータフローによる高い局所E × B剪断に起因することが示された。さらに、DIII-Dにおける安定性モデリングは、ブロードな電流分布を用いて理想壁安定限界を高めることにより、qmin ≥ 2、βN ≥ 4での運転が可能であることを示している。NSTXとDIII-Dの両装置において、プラズマ性能の最適化とAT運転領域の拡大が達成された。NSTXは現在、球状トーラス型コンポーネント試験施設の目標規格化パラメータを満たす長時間パルス・高性能放電を実現している。DIII-Dは、高ベータとITBを組み合わせた定常放電を開発し、AT炉心概念に必要な性能レベル（例：βN = 4、H89 = 2.5、fBS > 60%）に到達している。最も重要な成果として、DIII-DはITER定常運転実証放電を開発し、上記のITER定常Q ≥ 5運転目標を同時に満たすことで、ITERの定常性能目標達成への確信を大幅に高めている。