AbstractRecent experiments on DIII-D have been carried out to understand and explore optimized Tokamak operating modes by exploiting control of the plasma current and pressure profiles using new RF current drive and divertor technology. DIII-D emphasizes plasma shape and divertor experiments using a digital plasma control system and extensive diagnostics to develop improved understanding and control of transport barriers in high performance plasmas. The emphasis of our program is to extend the duration of high performance operating modes beyond the plasma current relaxation time by using ICRF and ECH current drive. Engineering features of the new RF systems being developed for these experiments as well as new divertor results are described. DIII-D employs multi-element ICRF antennas for fast-wave electron heating and on-axis current drive and is beginning 110 GHz ECH experiments with MW-level gyrotrons for off-axis current drive. DIII-D employs active cryogenic divertor neutral particle pumping for plasma density and plasma pressure profile control. A divertor modification is now being implemented on DIII-D to pump higher triangularity plasmas and to better baffle neutral backflow from the recycling divertor region.
DIII-Dにおける最近の実験は、プラズマ電流と圧力分布の制御を活用し、新しいRF電流駆動およびダイバータ技術を用いて、最適化されたトカマク運転モードを理解し探求するために実施されてきた。DIII-Dは、デジタルプラズマ制御システムと高度な診断装置を用いて、プラズマ形状とダイバータに重点を置き、高性能プラズマにおける輸送障壁の理解と制御を発展させている。我々のプログラムの重点は、ICRFおよびECH電流駆動を用いて、プラズマ電流緩和時間を超えて高性能運転モードの持続時間を延長することである。これらの実験のために開発されている新しいRFシステムの工学的特徴と、新しいダイバータ結果について述べる。DIII-Dは、高速波電子加熱および中心電流駆動用の多要素ICRFアンテナを採用し、オフセンター電流駆動用のMW級ジャイロトロンを用いた110 GHz ECH実験を開始している。DIII-Dは、プラズマ密度およびプラズマ圧力分布制御のための能動的低温ダイバータ中性粒子排気を採用している。現在、より高い三角形度のプラズマを排気し、リサイクリングダイバータ領域からの中性粒子の逆流をより効果的に遮蔽するために、DIII-Dのダイバータ改造が実施されている。