We explore the inboard-limited internal transport barrier (ITB) as an alternative advanced operation scenario for KSTAR. This paper presents in detail the progress of the ITB experiment at KSTAR. In an earlier study, the ITB formed in both ion and electron thermal channels, and an early neutral-beam injection (NBI) power of over 4 to 5 MW under a limited L-mode was crucial to ITB access. In the present study, we access the ITB experimentally with about 3 MW of NBI power by using the upper single null (USN), which is an unfavorable H-mode condition with a higher L–H power threshold. Finding an ITB access condition with a lower heating power should allow for a more efficient control of the heat flux and for maintaining stable plasma performance. The key control parameters of the experiment are the vertical position and the location of outboard striking point of the plasma. The shape-control attempts to divert the plasma to a vertically shifted USN with a marginal touch of the inboard limiter so that the plasma can remain in the L-mode at the boundary, while the striking-point control maintains the ITB performance for a longer period of time.
我々は、KSTARにおける代替高度運転シナリオとして、内部輸送障壁（ITB）を調査する。本論文では、KSTARにおけるITB実験の進捗状況を詳細に報告する。これまでの研究では、ITBはイオンと電子の両方の熱チャネルで形成され、Lモードの制限条件下で4〜5 MW以上の早期中性粒子ビーム入射（NBI）出力がITBへのアクセスに重要であった。今回の研究では、より高いL-H遷移出力閾値を持つ不利なHモード条件である上シングルヌル（USN）配位を用いて、約3 MWのNBI出力でITBへ実験的にアクセスすることに成功した。より低い加熱出力でITBアクセス条件を見出すことで、熱流束のより効率的な制御とプラズマ性能の維持が可能になるはずである。実験の主要な制御パラメータは、プラズマの垂直位置と外側ストライク点の位置である。形状制御により、プラズマを内側リミターにわずかに接触する垂直方向にシフトしたUSN配位にダイバートすることで、プラズマを境界部でLモードに維持しつつ、ストライク点制御によりITB性能をより長期間維持することが可能となった。