Advanced tokamak (AT) research in DIII-D seeks to provide a scientific basis for steady-state high performance operation in future devices. These regimes require high toroidal beta to maximize fusion output and high poloidal beta to maximize the self-driven bootstrap current. Achieving these conditions requires integrated, simultaneous control of the current and pressure profiles and active magnetohydrodynamic stability control. The building blocks for AT operation are in hand. Resistive wall mode stabilization by plasma rotation and active feedback with non-axisymmetric coils allows routine operation above the no-wall beta limit. Neoclassical tearing modes are stabilized by active feedback control of localized electron cyclotron current drive (ECCD). Plasma shaping and profile control provide further improvements. Under these conditions, bootstrap supplies most of the current. Steady-state operation requires replacing the remaining inductively driven current, mostly located near the half radius, with non-inductive external sources. In DIII-D this current is provided by ECCD, and nearly stationary AT discharges have been sustained with little remaining inductive current. Fast wave current drive is being developed to control the central magnetic shear. Density control, with divertor cryopumps, of AT discharges with ELMing H-mode edges facilitates high current drive efficiency at reactor relevant collisionalities. An advanced plasma control system allows integrated control of these elements. Close coupling between modelling and experiment is key to understanding the separate elements, their complex nonlinear interactions, and their integration into self-consistent high performance scenarios. This approach has resulted in fully non-inductively driven plasmas with βN ≤ 3.5 and βT ≤ 3.6% sustained for up to 1 s, which is approximately equal to one current relaxation time. Progress in this area, and its implications for next-step devices, will be illustrated by results of these and other recent experiment and simulation efforts.
先進トカマク（AT）研究はDIII-Dにおいて、将来の装置における定常高性能運転のための科学的基盤を確立することを目指している。これらの運転領域では、核融合出力を最大化するために高いトロイダルベータが要求され、また自己駆動のブートストラップ電流を最大化するために高いポロイダルベータが要求される。これらの条件を達成するには、電流分布と圧力分布の統合的な同時制御、ならびに能動的な磁気流体力学的安定性制御が必要である。AT運転のための基本要素はすでに確立されている。プラズマ回転による抵抗性壁モードの安定化と、非軸対称コイルを用いた能動フィードバック制御により、無壁ベータ限界を超えた定常運転が可能となっている。新古典テアリングモードは、局所的な電子サイクロトロン電流駆動（ECCD）のフィードバック制御によって安定化される。プラズマ形状制御と分布制御は、さらなる性能向上をもたらす。これらの条件下では、ブートストラップ電流が全電流の大部分を供給する。定常運転を実現するには、残りの誘導電流（主にプラズマ半径の中間付近に分布）を非誘導の外部駆動電流で置き換える必要がある。DIII-Dではこの電流はECCDによって供給され、残留誘導電流が極めて小さい準定常放電が維持されている。中心磁気シアを制御するための高速波電流駆動も開発中である。ELMを伴うHモード端部を有するAT放電におけるダイバータクリオポンプを用いた密度制御は、炉心条件に近い衝突度での高効率電流駆動を可能にする。先進プラズマ制御システムは、これらの要素の統合的制御を実現する。モデリングと実験の緊密な連携は、各要素の理解、それらの複雑な非線形相互作用の解明、そして自己無撞着な高性能シナリオへの統合において不可欠である。このアプローチにより、βN ≤ 3.5、βT ≤ 3.6%を達成し、1秒間（これは電流緩和時間の約1倍に相当する）にわたり完全非誘導駆動のプラズマが維持されている。本稿では、これらの進展と、次世代装置への示唆について、最近の実験およびシミュレーションの成果を交えて解説する。