The DIII-D research program is addressing key ITER research needs and developing the physics basis for future steady-state tokamaks. Pellet pacing edge-localized mode (ELM) control in the ITER configuration reduces ELM energy loss in proportion to 1/fpellet by inducing ELMs at up to 12× the natural ELM rate. Complete suppression of ELMs with resonant magnetic perturbations has been extended to the q95 expected for ITER baseline scenario discharges, and long-duration ELM-free QH-mode discharges have been produced with ITER-relevant co-current neutral-beam injection (NBI) using external n = 3 coils to generate sufficient counter-Ip torque. ITER baseline discharges at βN ∼ 2 and scaled NBI torque have been maintained in stationary conditions for more than four resistive times using electron cyclotron current drive (ECCD) for tearing mode suppression and disruption avoidance; active tracking with steerable launchers and feedback control catch these modes at small amplitude, reducing the ECCD power required to suppress them. Massive high-Z gas injection into disruption-induced 300–600 kA 20 MeV runaway electron (RE) beams yield dissipation rates ∼10× faster than expected from e–e collisions and demonstrate the possibility of benign dissipation of such REs should they occur in ITER. Other ITER-related experiments show measured intrinsic plasma torque in good agreement with a physics-based model over a wide range of conditions, while first-time main-ion rotation measurements show it to be lower than expected from neoclassical theory. Core turbulence measurements show increased temperature fluctuations correlated with sharply enhanced electron transport when exceeds a critical-gradient scale length. In H-mode, data show the pedestal height and width growing between ELMs with ∇P at the computed kinetic-ballooning limit, in agreement with the EPED model. Successful modification of a neutral-beam line to provide 5 MW of adjustable off-axis injection has enabled sustained operation at βN ∼ 3 with broader current and pressure profiles at higher qmin than previously possible, though energy confinement is lower than expected. Initial experiments aimed at developing integrated core and boundary solutions demonstrated heat flux reduction using enhanced edge radiation from neon injection and innovative divertor geometries (e.g. snowflake configuration).
DIII-D研究プログラムは、ITERの主要な研究ニーズに対応し、将来の定常運転トカマクのための物理基盤を開発している。ITER配位におけるペレットペーシングによるELM制御は、自然ELM率の最大12倍の頻度でELMを誘発することにより、ELMエネルギー損失を1/fペレットに比例して低減する。共鳴磁場摂動によるELMの完全抑制は、ITERベースラインシナリオで予想されるq95まで拡張されており、外部n=3コイルを用いてITERに関連する共方向中性粒子ビーム入射(NBI)により、逆方向トルクを十分に生成して、長時間のELMフリーQHモード放電を実現した。βN∼2およびスケール化されたNBIトルクでのITERベースライン放電は、電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)によるテアリングモード抑制とディスラプション回避を用いて、4倍以上の抵抗性時間にわたり定常状態を維持した。ステアリング可能なランチャーによる能動追跡とフィードバック制御は、これらのモードを小振幅で捕捉し、抑制に必要なECCDパワーを低減した。300–600 kAのディスラプション誘起ランナウェイ電子(RE)ビームへの高Zガス大量入射は、e–e衝突から予想されるよりも約10倍速い減衰率をもたらし、ITERでそのような事象が発生した場合の無害化の可能性を示した。その他のITER関連実験では、広範囲の条件下で測定された自然プラズマトルクが物理モデルと良好に一致し、初の主イオン回転測定により、新古典理論からの予想よりも低いことが示された。コア乱流測定では、温度揺動の増大が電子輸送の顕著な増強と相関し、臨界勾配長スケールを超えたときに発生することが示された。Hモードでは、ELM間のペデスタル高さと幅の成長が、計算された運動論的バルーニング限界における∇Pと一致し、EPEDモデルと整合した。中性粒子ビームラインの改良により、5 MWの調整可能なオフアクシス入射が可能となり、qminが高い状態でより広い電流・圧力分布を持つβN∼3の定常運転が実現したが、エネルギー閉じ込めは予想よりも低かった。統合されたコア・周辺部ソリューションの開発を目的とした初期実験では、ネオン入射による周辺部放射強化と革新的なダイバータ配位(例えばスノーフレーク配位)を用いて熱流束低減を実証した。