The National Spherical Torus Experiment (NSTX) produces plasmas with toroidal aspect ratio as low as 1.25, which can be heated by up to 6 MW high-harmonic fast waves and up to 7 MW of deuterium neutral beam injection. Using new poloidal field coils, plasmas with cross-section elongation up to 2.7, triangularity 0.8, plasma currents Ip up to 1.5 MA and normalized currents Ip/aBT up to 7.5 MA/m·T have been achieved. A significant extension of the plasma pulse length, to 1.5 s at a plasma current of 0.7 MA, has been achieved by exploiting the bootstrap and NBI-driven currents to reduce the dissipation of poloidal flux. Inductive plasma startup has been supplemented by coaxial helicity injection (CHI) and the production of persistent current on closed flux surfaces by CHI has now been demonstrated in NSTX. The plasma response to magnetic field perturbations with toroidal mode numbers n = 1 or 3 and the effects on the plasma rotation have been investigated using three pairs of coils outside the vacuum vessel. Recent studies of both MHD stability and of transport benefitted from improved diagnostics, including measurements of the internal poloidal field using the motional Stark effect (MSE). In plasmas with a region of reversed magnetic shear in the core, now confirmed by the MSE data, improved electron confinement has been observed.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は、トロイダルアスペクト比が1.25まで低いプラズマを生成し、最大6 MWの高高調波および最大7 MWの重水素中性粒子ビーム入射によって加熱することができる。新しいポロイダル磁場コイルを用いることで、断面の伸長率が2.7、三角形度が0.8、プラズマ電流Ipが最大1.5 MA、規格化電流Ip/aBTが最大7.5 MA/m·Tのプラズマが達成されている。パルス長の大幅な延長、すなわちプラズマ電流0.7 MAでの1.5秒への延長は、ポロイダル磁束の散逸を低減するためのブートストラップ電流およびNBI駆動電流を利用することによって達成されている。誘導プラズマ立ち上げは、同軸ヘリシティ入射（CHI）によって補完されており、閉磁気面における持続電流の生成がNSTXにおいて実証されている。トロイダルモード数n = 1または2の磁場摂動に対するプラズマ応答と、そのプラズマ回転への影響は、真空容器外に設置された3対のコイルを用いて調査されている。MHD安定性と輸送の両方に関する最近の研究は、モーションル・シュタルク効果（MSE）を用いた内部ポロイダル磁場測定を含む改良された診断の恩恵を受けている。コア領域に反転磁気シアー領域を有するプラズマでは、MSEデータによって確認されたように、電子閉じ込めの改善が観測されている。