DIII-D research is addressing critical challenges in preparation for ITER and the next generation of fusion devices through focusing on plasma physics fundamentals that underpin key fusion goals, understanding the interaction of disparate core and boundary plasma physics, and developing integrated scenarios for achieving high performance fusion regimes. Fundamental investigations into fusion energy science find that anomalous dissipation of runaway electrons (RE) that arise following a disruption is likely due to interactions with RE-driven kinetic instabilities, some of which have been directly observed, opening a new avenue for RE energy dissipation using naturally excited waves. Dimensionless parameter scaling of intrinsic rotation and gyrokinetic simulations give a predicted ITER rotation profile with significant turbulence stabilization. Coherence imaging spectroscopy confirms near sonic flow throughout the divertor towards the target, which may account for the convection-dominated parallel heat flux. Core-boundary integration studies show that the small angle slot divertor achieves detachment at lower density and extends plasma cooling across the divertor target plate, which is essential for controlling heat flux and erosion. The Super H-mode regime has been extended to high plasma current (2.0 MA) and density to achieve very high pedestal pressures (~30 kPa) and stored energy (3.2 MJ) with H98y2 ≈ 1.6–2.4. In scenario work, the ITER baseline Q = 10 scenario with zero injected torque is found to have a fusion gain metric independent of current between q95 = 2.8–3.7, and a lower limit of pedestal rotation for RMP ELM suppression has been found. In the wide pedestal QH-mode regime that exhibits improved performance and no ELMs, the start-up counter torque has been eliminated so that the entire discharge uses ≈0 injected torque and the operating space is more ITER-relevant. Finally, the high- (⩽3.8) hybrid scenario has been extended to the high-density levels necessary for radiating divertor operation, achieving ~40% divertor heat flux reduction using either argon or neon with Ptot up to 15 MW.
DIII-D研究は、ITERおよび次世代核融合装置に向けた準備において重要な課題に取り組んでおり、主要な核融合目標を支えるプラズマ物理の基礎の解明、異なるコアと境界プラズマ物理の相互作用の理解、および高性能核融合状態を達成するための統合シナリオの開発に焦点を当てている。核融合エネルギー科学に関する基礎研究により、ディスラプション後に発生する逃走電子（RE）の異常散逸は、RE駆動の運動論的不安定性との相互作用による可能性が高く、その一部は直接観測されており、自然に励起された波動を用いたREエネルギー散逸の新たな道が開かれた。固有回転の無次元パラメータスケーリングとジャイロ運動論シミュレーションにより、有意な乱流安定化を伴う予測ITER回転分布が得られた。コヒーレンスイメージング分光法により、ダイバータ全体でターゲットに向かうほぼ音速の流れが確認され、これが対流支配の平行熱流束を説明する可能性がある。コア・境界統合研究により、スモールアングルスロットダイバータはより低い密度でディタッチメントを達成し、ダイバータターゲット板全体にわたるプラズマ冷却を拡張することが示され、これは熱流束とエロージョンの制御に不可欠である。Super Hモード状態は、高プラズマ電流（2.0 MA）および高密度に拡張され、H98y2 ≈ 1.6–2.4で非常に高いペデスタル圧力（約30 kPa）と蓄積エネルギー（3.2 MJ）を達成した。シナリオ研究では、ゼロ注入トルクのITERベースラインQ = 10シナリオにおいて、核融合利得指標がq95 = 2.8–3.7の間で電流に依存しないことが見出され、RMP-ELM抑制のためのペデスタル回転の下限が発見された。改善された性能とELMなしを示すワイドペデスタルQHモード状態では、立ち上げ時のカウンタートルクが排除され、放電全体で約0の注入トルクが使用され、運転領域がよりITERに適合的となった。最後に、高ベータ（≤3.8）ハイブリッドシナリオは、放射ダイバータ運転に必要な高密度レベルに拡張され、アルゴンまたはネオンを用いてPtot最大15 MWで約40%のダイバータ熱流束低減を達成した。