An experiment was conducted on the Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) to investigate the properties of stiff transport in an electron-heated H-mode plasma, using a power deposition scan with electron cyclotron resonance heating (ECRH). During this experiment, a shift in lower hybrid wave heating power and driven current from the plasma core to the outer regions was observed, accompanied by a change in the local magnetic shear. Transport analysis reveals a reduction in the normalized effective electron thermal diffusivity () at larger minor radii when ECRH was applied off-axis, in alignment with the turbulent instability analysis. A threshold for the stiff transport is identified around on EAST, above which the electron heat flux (qe) increases sharply with . Moreover, experimental and simulation results indicate that the change in ECRH power deposition influences local micro-instability turbulence, resulting in the transition of TEM to ITG modes, thereby affecting the plasma performance. These findings provide important insights for optimizing plasma performance, improving confinement, and advancing our understanding of plasma transport in future fusion reactors.
電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）を用いたパワー沈着スキャンにより、電子加熱Hモードプラズマにおけるスティフ輸送の特性を調査するために、実験先進超伝導トカマク（EAST）で実験が行われた。この実験中に、低域混成波加熱パワーと駆動電流がプラズマ中心部から外周領域へ移動する現象が、局所磁気シアの変化を伴って観測された。輸送解析により、ECRHがオフアクシスで印加された場合、より大きな小半径において規格化実効電子熱拡散係数（）の低減が明らかになり、これは乱流不安定性解析と一致する。スティフ輸送の閾値はEAST上で約 に同定され、それを超えると電子熱流束（qe）は とともに急激に増加する。さらに、実験およびシミュレーション結果は、ECRHパワー沈着の変化が局所的な微視的不安定性乱流に影響を及ぼし、その結果TEMからITGモードへの遷移を引き起こして、プラズマ性能に影響を与えることを示している。これらの知見は、プラズマ性能の最適化、閉じ込めの改善、および将来の核融合炉におけるプラズマ輸送の理解を深めるための重要な洞察を提供する。