A comprehensive set of L–H transition experiments has been performed on DIII-D to determine the requirements for access to H-mode plasmas in ITER's first (non-nuclear) operational phase with H and He plasmas and the second (activated) operational phase with D plasmas. The H-mode power threshold, PTH, was evaluated for different operational configurations and auxiliary heating methods for the different main ion species. Helium plasmas have significantly higher PTH than deuterium plasmas at low densities for all heating schemes, but similar PTH as deuterium plasmas at high densities except for H-neutral beam injection-heated discharges, which are still higher. Changes in PTH are observed when helium concentration levels in deuterium plasmas exceed 40%. There is a strong dependence of PTH on the magnetic geometry in the vicinity of the divertor. The trend of decreasing PTH with decreasing X-point height is observed for all of the main ion species irrespective of the heating method, which appears to indicate that there is a common physics process behind this effect for all of the ion species. Helium and deuterium plasmas exhibit a significant increase in PTH for strong resonant magnetic perturbations. The application of a local magnetic ripple of 3% from test blanket module mock-up coils did not change PTH in deuterium plasmas.
DIII-Dにおいて、Hモードプラズマへのアクセス要件を決定するために、包括的な一連のL–H遷移実験が実施された。これは、HおよびHeプラズマを用いたITERの第一（非核）運転段階と、Dプラズマを用いた第二（活性化）運転段階の両方を対象としている。Hモードパワー閾値PTHは、異なる主イオン種について、様々な運転配位および補助加熱方法に対して評価された。ヘリウムプラズマは、すべての加熱方式において低密度では重水素プラズマよりも有意に高いPTHを有するが、高密度では重水素プラズマと同程度のPTHを有する。ただし、水素中性粒子ビーム入射加熱放電は例外であり、依然として高い。重水素プラズマ中のヘリウム濃度レベルが40%を超えると、PTHの変化が観察される。PTHはダイバータ近傍の磁気幾何学形状に強く依存する。X点高さの低下に伴うPTHの減少傾向は、加熱方法によらずすべての主イオン種で観察され、これはこの効果の背後に全イオン種に共通する物理過程が存在することを示しているように思われる。ヘリウムおよび重水素プラズマは、強い共鳴磁場摂動に対してPTHの有意な増加を示す。テストブランケットモジュール模擬コイルによる3%の局所磁場リップルの印加は、重水素プラズマのPTHを変化させなかった。