The NSTX operates at low aspect ratio (R/a ∼ 1.3) and high beta (up to 40%), allowing tests of global confinement and local transport properties that have been established from higher aspect ratio devices. The NSTX plasmas are heated by up to 7 MW of deuterium neutral beams with preferential electron heating as expected for ITER. Confinement scaling studies indicate a strong BT dependence, with a current dependence that is weaker than that observed at higher aspect ratio. Dimensionless scaling experiments indicate a strong increase in confinement with decreasing collisionality and a weak degradation with beta. The increase in confinement with BT is due to reduced transport in the electron channel, while the improvement with plasma current is due to reduced transport in the ion channel related to the decrease in the neoclassical transport level. Improved electron confinement has been observed in plasmas with strong reversed magnetic shear, showing the existence of an electron internal transport barrier (eITB). The development of the eITB may be associated with a reduction in the growth of microtearing modes in the plasma core. Perturbative studies show that while L-mode plasmas with reversed magnetic shear and an eITB exhibit slow changes in across the profile after the pellet injection, H-mode plasmas with a monotonic q-profile and no eITB show no change in this parameter after pellet injection, indicating the existence of a critical gradient that may be related to the q-profile. Both linear and non-linear simulations indicate the potential importance of electron temperature gradient (ETG) modes at the lowest BT. Localized measurements of high-k fluctuations exhibit a sharp decrease in signal amplitude levels across the L–H transition, associated with a decrease in both ion and electron transport, and a decrease in calculated linear microinstability growth rates across a wide k-range, from the ion temperature gradient/TEM regime up to the ETG regime.
NSTXは低アスペクト比（R/a ∼ 1.3）かつ高ベータ（最大40%）で運転され、高アスペクト比装置から確立された大域的閉じ込め特性および局所的輸送特性の検証を可能にする。NSTXプラズマは最大7 MWの中性粒子ビームにより加熱され、ITERで予想されるように電子の優先加熱が生じる。閉じ込めスケーリング研究は、強いBT依存性を示し、電流依存性は高アスペクト比で観測されるものよりも弱い。無次元スケーリング実験は、衝突度の低下に伴う閉じ込めの強い向上と、ベータに対する弱い劣化を示す。BTに対する閉じ込めの向上は電子チャネルにおける輸送低減に起因し、プラズマ電流に対する改善は新古典輸送レベルの低下に関連するイオンチャネルにおける輸送低減に起因する。強い逆転磁気シアを有するプラズマにおいて改善された電子閉じ込めが観測され、電子内部輸送障壁（eITB）の存在が示された。eITBの形成は、プラズマコアにおけるマイクロティアリングモードの成長の低減と関連している可能性がある。摂動実験により、逆転磁気シアとeITBを有するLモードプラズマではペレット入射後にプロファイルの緩やかな変化が見られる一方、単調qプロファイルとeITBを持たないHモードプラズマではこのパラメータの変化が見られず、qプロファイルに関連する可能性のある臨界勾配の存在が示唆される。線形および非線形シミュレーションは、最低BTにおける電子温度勾配（ETG）モードの潜在的な重要性を示している。高k揺動の局所測定は、L-H遷移にわたって信号振幅レベルの急激な減少を示し、これはイオンおよび電子輸送の両方の減少、ならびにイオン温度勾配/TEM領域からETG領域に至る広いk範囲にわたる計算された線形微視的不安定性成長率の減少と関連している。