H-mode operation is the choice for next step tokamak devices based on either conventional or advanced tokamak physics. This choice, however, comes at a significant cost for both the conventional and advanced tokamaks because of the effects of edge localized modes (ELMs). ELMs can produce significant erosion in the divertor and can affect the β limit and reduced core transport regions needed for advanced tokamak operation. Experimental results from DIII-D over the past four years have demonstrated a new operating regime, the quiescent H-mode (QH-mode) regime, that solves these problems. QH-mode plasmas have now been run for over 4 s (>30 energy confinement times). Utilizing the steady-state nature of the QH-mode edge allows us to obtain unprecedented spatial resolution of the edge ion profiles and the edge radial electric field, Er, by sweeping the edge plasma slowly past the view points of the charge exchange spectroscopy system. We have investigated the effects of direct edge ion orbit loss on the creation and sustainment of the QH-mode. Direct loss of ions injected into the velocity-space loss cone at the plasma edge is not necessary for creation or sustainment of the QH-mode. The direct ion orbit loss has little effect on the edge Er well. The Er at the bottom of the well in these cases is about −100 kV m−1 compared with −20 to −30 kV m−1 in the standard H-mode. The well is about 1 cm wide, which is close to the diameter of the deuteron gyro-orbit. We also have investigated the effect of changing edge triangularity by changing the plasma shape from upwardly biased single null to magnetically balanced double null. We have now achieved the QH-mode in these double-null plasmas. The increased triangularity allows us to increase pedestal density in QH-mode plasmas by a factor of about 2.5 and overall pedestal pressure by a factor of 2. Pedestal β and ν* values matching the values desired for ITER have been achieved. In these higher density plasmas, the Er well is significantly shallower and broader.
Hモード運転は、従来型または先進型トカマク物理に基づく次段階トカマク装置における選択肢である。しかしながら、この選択は、周辺局在モード（ELM）の影響により、従来型および先進型トカマクの双方にとって大きな代償を伴う。ELMはダイバータに顕著な損耗を引き起こす可能性があり、先進トカマク運転に必要なβ限界やコア輸送の低減領域に影響を及ぼし得る。DIII-Dにおける過去4年間の実験結果は、これらの問題を解決する新たな運転領域である静穏Hモード（QHモード）領域を実証してきた。QHモードプラズマは現在、4秒以上（エネルギー閉じ込め時間の30倍以上）にわたり維持されている。QHモード周辺部の定常的な性質を利用することで、荷電交換分光システムの視点の前を周辺プラズマをゆっくりと掃引することにより、周辺イオン密度分布および周辺径方向電場Erの前例のない空間分解能を得ることが可能となる。我々は、QHモードの生成と維持に対する周辺イオン軌道損失の直接的な影響を調査してきた。速度空間損失円錐内に注入されたイオンの直接損失は、QHモードの生成または維持には必要ではない。直接イオン軌道損失は、周辺Erの井戸構造にほとんど影響を及ぼさない。これらの場合における井戸の底部でのErは約−100 kV/mであり、標準的なHモードにおける−20〜−30 kV/mと比較される。井戸の幅は約1 cmであり、これは重陽子ジャイロ軌道の直径に近い。我々はまた、プラズマ形状を単一零度（SN）配位から二重零度（DN）配位へ変更することによる、周辺形状の三角変形度（三角性）変更の効果も調査してきた。我々はこれらの二重零度プラズマにおいてQHモードを達成した。三角変形度の増加により、QHモードプラズマの周辺密度を約2.5倍、周辺圧力を約2倍に増加させることが可能となった。ITERで望まれる値に一致する周辺βおよびν*値が達成されている。これらの高密度プラズマにおいて、Erの井戸構造は著しく浅く、かつ広くなっている。