The major objective of the National Spherical Torus Experiment (NSTX) is to understand basic toroidal confinement physics at low aspect ratio and high βT in order to advance the spherical torus (ST) concept. In order to do this, NSTX utilizes up to 7.5 MW of neutral beam injection, up to 6 MW of high harmonic fast waves (HHFWs), and it operates with plasma currents up to 1.5 MA and elongations of up to 2.6 at a toroidal field up to 0.45 T. New facility, and diagnostic and modelling capabilities developed over the past two years have enabled the NSTX research team to make significant progress towards establishing this physics basis for future ST devices. Improvements in plasma control have led to more routine operation at high elongation and high βT (up to ∼40%) lasting for many energy confinement times. βT can be limited by either internal or external modes. The installation of an active error field (EF) correction coil pair has expanded the operating regime at low density and has allowed for initial resonant EF amplification experiments. The determination of the confinement and transport properties of NSTX plasmas has benefitted greatly from the implementation of higher spatial resolution kinetic diagnostics. The parametric variation of confinement is similar to that at conventional aspect ratio but with values enhanced relative to those determined from conventional aspect ratio scalings and with a BT dependence. The transport is highly dependent on details of both the flow and magnetic shear. Core turbulence was measured for the first time in an ST through correlation reflectometry. Non-inductive start-up has been explored using PF-only and transient co-axial helicity injection techniques, resulting in up to 140 kA of toroidal current generated by the latter technique. Calculated bootstrap and beam-driven currents have sustained up to 60% of the flat-top plasma current in NBI discharges. Studies of HHFW absorption have indicated parametric decay of the wave and associated edge thermal ion heating. Energetic particle modes, most notably toroidal Alfvén eigenmodes and fishbone-like modes result in fast particle losses, and these instabilities may affect fast ion confinement on devices such as ITER. Finally, a variety of techniques has been developed for fuelling and power and particle control.
国立球状トーラス実験（NSTX）の主な目的は、低アスペクト比かつ高βTにおける基本的なトーラス閉じ込め物理を理解し、球状トーラス（ST）概念を発展させることである。この目的のため、NSTXは最大7.5 MWの中性粒子ビーム入射、最大6 MWの高調波高速波（HHFW）を利用し、最大1.5 MAのプラズマ電流、最大2.6の伸長度、最大0.45 Tのトロイダル磁場で運転される。過去2年間に開発された新たな施設、診断およびモデリング能力により、NSTX研究チームは将来のST装置に向けたこの物理基盤の確立において大きな進展を遂げることができた。プラズマ制御の改善により、高伸長度かつ高βT（最大∼40%）での運転がより定常的に行われ、多数のエネルギー閉じ込め時間にわたって維持されるようになった。βTは内部モードまたは外部モードのいずれかによって制限され得る。能動誤差磁場（EF）補正コイル対の設置により、低密度での運転領域が拡大され、共鳴EF増幅実験の初期段階が可能となった。NSTXプラズマの閉じ込めおよび輸送特性の決定は、より高空間分解能の運動論的診断の実装によって大きく促進された。閉じ込めのパラメータ依存性は従来のアスペクト比におけるものと類似しているが、その値は従来のアスペクト比スケーリングから決定される値よりも高く、BT依存性を示す。輸送はフローと磁気シアの両方の詳細に強く依存する。STにおけるコア乱流の測定は、相関反射測定法により初めて達成された。非誘導立ち上げは、PFのみおよび過渡的同軸ヘリシティ入射を用いて探求され、後者の手法により最大140 kAのトロイダル電流が生成された。計算されたブートストラップ電流およびビーム駆動電流は、NBI放電におけるフラットトッププラズマ電流の最大60%を維持した。HHFW吸収の研究は、波動のパラメトリック減衰とそれに伴う端部イオン加熱を示した。高エネルギー粒子モード、特にトロイダルアルフヴェン固有モードおよびフィッシュボーン様モードは高速粒子損失を引き起こし、これらの不安定性はITERのような装置における高速イオン閉じ込めに影響を与える可能性がある。最後に、燃料供給ならびに出力および粒子制御のための多様な手法が開発された。