The hybrid scenario is a candidate for stationary high-fusion gain tokamak operation in ITER and DEMO. To obtain such performance, the energy confinement and the normalized pressure must be maximized, which requires operating near or above ideal MHD no-wall limits. New experimental findings show how these limits can affect hybrid operation. Even if hybrids are mainly limited by tearing modes, proximity to the no-wall limit leads to 3D field amplification that affects plasma profiles, e.g. rotation braking is observed in ASDEX Upgrade throughout the plasma and peaks in the core. As a result, even the small ASDEX Upgrade error fields are amplified and their effects become visible. To quantify such effects, ASDEX Upgrade measured the response to 3D fields applied by non-axisymmetric coils as approaches the no-wall limit. The full n = 1 response profile and poloidal structure were measured by a suite of diagnostics and compared with linear MHD simulations, revealing a characteristic feature of hybrids: the n = 1 response is due to a global, marginally-stable n = 1 kink characterized by a large m = 1, n = 1 core harmonic due to qmin being just above 1. A helical core distortion of a few cm forms and affects various core quantities, including plasma rotation, electron and ion temperature, and intrinsic W density. In similar experiments, DIII-D also measured the effect of this helical core on the internal current profile, providing information useful to understanding of the physics of magnetic flux pumping, i.e. anomalous current redistribution by MHD modes that keeps . Thanks to flux pumping, a broad current profile is maintained in DIII-D even with large on-axis current drive, enabling fully non-inductive operation at high up to 3.5–4.
ハイブリッドシナリオは、ITERおよびDEMOにおける定常高核融合利得トカマク運転の候補である。このような性能を得るためには、エネルギー閉じ込めと規格化圧力 を最大化する必要があり、そのためには理想MHD無壁限界付近またはそれ以上での運転が要求される。新たな実験的知見により、これらの限界がハイブリッド運転にどのように影響するかが示された。ハイブリッド運転は主にテアリングモードによって制限されるが、無壁限界への接近は3次元場の増幅をもたらし、それがプラズマ分布に影響を及ぼす。例えば、DIII-Dでは回転減速がプラズマ全体にわたって観測され、コアでピークに達する。その結果、DIII-Dの小さな誤差磁場でさえも増幅され、その影響が顕在化する。この影響を定量化するため、DIII-Dでは非軸対称コイルによって印加された3次元場に対する応答を、無壁限界に近づくにつれて測定した。完全なn = 1応答分布とポロイダル構造を一連の診断装置によって測定し、線形MHDシミュレーションと比較した結果、ハイブリッド運転の特徴的な性質が明らかになった。すなわち、n = 1応答は、qminがちょうど1を上回ることに起因する、大きなm = 1、n = 1コア高調波を特徴とする大域的で限界安定なn = 1キンクモードによるものである。数cmの螺旋状コア変形が形成され、プラズマ回転、電子・イオン温度、および固有W密度を含む様々なコア物理量に影響を及ぼす。同様の実験において、DIII-Dはこの螺旋状コアが内部電流分布に及ぼす影響も測定し、磁束ポンピングの物理、すなわちMHDモードによる異常電流再分布の理解に有用な情報を提供した。磁束ポンピングにより、大きな軸上電流駆動にもかかわらずDIII-Dではブロードな電流分布が維持され、高い 3.5–4までの完全非誘導運転が可能となった。