AbstractImprovements to the DIII-D tokamak have led to significant new research results and enhanced performance of the tokamak systems. These results provide important inputs to the design of next-generation divertor systems including the upgrade of the DIII-D divertor.Key results have been obtained in understanding the divertor configuration and developing effective configurations for new devices. The use of graphite for the plasma facing components and careful wall preparation has enabled the routine achievement of regimes of enhanced energy confinement. In elongated discharges, triangularity has been found to be important in attaining good discharge performance as measured by the product of the normalized plasma pressure and the energy confinement time βτE. This constrains the design of the divertor configuration (X-point location). Active pumping of the divertor region using an in-situ toroidal cryogenic pump has demonstrated control of the plasma density in H-mode discharges and allowed the dependence of confinement on plasma density and current to be separately determined. Helium removal from the plasma edge sufficient to achieve effective ash removal in reactor discharges has also been demonstrated using this pumping configuration. The reduction of the heat flux to the divertor plates has been demonstrated using two different techniques to increase the radiation in the boundary regions of the plasma and thus to reduce the heat flux to the divertor plates; deuterium gas injection has been used to create a strongly radiating localized zone near the X point, and impurity (neon) injection to enhance the radiation from the plasma mantle.Precise shaping of the plasma current profile has been found to be important in achieving enhanced tokamak performance. Transiently shaped current profiles have been used to demonstrate regimes of plasmas with high β and good confinement. Control of the current profile also is important to sustaining the plasma in the very high (VH) mode of energy confinement.Ongoing and planned enhancements to the DIII-D tokamak systems will allow us to exploit these gains further. The recent upgrade of the ICRF system to 6 MW should allow sufficient current drive to begin independent control of the plasma current. Work is beginning on a radiative divertor modification to the vessel interior which will combine the desirable features of highly triangular plasma shape with strong pumping and baffling to minimize the back-streaming of gas and impurities.
DIII-Dトカマクの改良により、重要な新たな研究成果とトカマクシステムの性能向上がもたらされた。これらの成果は、次世代ダイバータシステムの設計、ならびにDIII-Dダイバータのアップグレードに対する重要なインプットを提供する。 ダイバータ配位の理解と、新規装置のための効果的な配位の開発において、主要な成果が得られている。プラズマ対向部品へのグラファイトの使用と、慎重な壁調整により、高エネルギー閉じ込め領域の定常的な達成が可能となった。細長い放電においては、規格化プラズマ圧力とエネルギー閉じ込め時間の積βτEで測定される良好な放電性能の達成に、三角形度が重要であることが見出された。これはダイバータ配位（X点位置）の設計を制約する。インサイチュのトロイダル低温ポンプを用いたダイバータ領域の能動排気により、Hモード放電におけるプラズマ密度の制御が実証され、閉じ込めのプラズマ密度および電流への依存性を個別に決定することが可能となった。また、この排気配位を用いて、炉心放電における効果的な灰除去を達成するのに十分な、プラズマ周辺部からのヘリウム除去も実証された。ダイバータ板への熱流束の低減は、プラズマ境界領域の放射を増加させてダイバータ板への熱流束を低減する2つの異なる手法を用いて実証された。すなわち、重水素ガス注入によるX点近傍の強放射局在領域の生成と、不純物（ネオン）注入によるプラズママントルからの放射の増強である。 プラズマ電流分布の精密な整形が、トカマク性能の向上に重要であることが見出された。過渡的に整形された電流分布を用いて、高βかつ良好な閉じ込めを有するプラズマ領域が実証された。電流分布の制御は、超高（VH）エネルギー閉じ込めモードにおけるプラズマの維持にも重要である。 DIII-Dトカマクシステムに対する進行中および計画中の拡張により、これらの利得をさらに活用することが可能となる。最近のICRFシステムの6MWへのアップグレードにより、プラズマ電流の独立制御を開始するのに十分な電流駆動が可能となるはずである。容器内部の放射ダイバータ改造に関する作業が開始されており、これにより高三角形度プラズマ形状の望ましい特徴と、強力な排気およびバッフルを組み合わせて、ガスおよび不純物の逆流を最小化する。