Significant progress in the development of burning plasma scenarios, steady-state scenarios at high fusion performance and basic tokamak physics has been made by the DIII-D team. Discharges similar to the ITER baseline scenario have demonstrated normalized fusion performance nearly 50% higher than the value specified for Q = 10 in ITER reference scenario, under stationary conditions. Discharges have also been demonstrated in DIII-D with enhanced performance under stationary conditions that project to Q ∼ 10 for longer than 1 h in ITER at reduced current, if such a mode of operation can be realized in ITER. Proof of high fusion performance with full noninductive operation has been obtained. Underlying this work are studies validating approaches to confinement extrapolation, disruption avoidance and mitigation, tritium retention, edge localized mode avoidance and operation above the no-wall pressure limit. In addition, the unique capabilities of the DIII-D facility have advanced studies of the sawtooth instability with unprecedented time and space resolution, threshold behaviour in the electron heat transport, rotation in plasmas in the absence of external torque, measurements in the edge pedestal region and plasma fuelling. Understanding these phenomena at a fundamental level contributes to development and ultimately the optimization of tokamak scenarios.
DIII-Dチームは、燃焼プラズマシナリオ、高核融合性能での定常状態シナリオ、およびトカマク基礎物理の開発において顕著な進歩を遂げた。ITERベースラインシナリオに類似した放電は、定常条件下で、ITER参照シナリオのQ = 10に規定された値より約50%高い規格化核融合性能を実証した。また、DIII-Dでは、低減電流でITERにおいて1時間を超えるQ ∼ 10に相当する性能を投影できる定常条件下での高性能放電も実証された。このような運転モードがITERで実現可能であれば、完全非誘導運転での高核融合性能の実証が達成される。この研究の基盤となるのは、閉じ込め外挿、ディスラプション回避・緩和、トリチウム保持、周辺局在モード回避、および無壁圧力限界を超えた運転に関する検証アプローチである。さらに、DIII-D施設の独自の能力により、前例のない時間・空間分解能での鋸歯状不安定性の研究、外部トルク非存在下での電子熱輸送の閾値挙動、プラズマ回転、周辺ペデスタル領域での測定、およびプラズマ充填に関する研究が進展した。これらの現象の基礎的理解は、トカマクシナリオの開発、ひいては最適化に貢献する。