In the last two experimental campaigns, the low aspect ratio NSTX has explored physics issues critical to both toroidal confinement physics and ITER. Experiments have made extensive use of lithium coatings for wall conditioning, correction of non-axisymmetric field errors and control of n = 1 resistive wall modes (RWMs) to produce high-performance neutral-beam heated discharges extending to 1.7 s in duration with non-inductive current fractions up to 0.7. The RWM control coils have been used to trigger repetitive ELMs with high reliability, and they have also contributed to an improved understanding of both neoclassical tearing mode and RWM stabilization physics, including the interplay between rotation and kinetic effects on stability. High harmonic fast wave (HHFW) heating has produced plasmas with central electron temperatures exceeding 6 keV. The HHFW heating was used to show that there was a 20–40% higher power threshold for the L–H transition for helium than for deuterium plasmas. A new diagnostic showed a depletion of the fast-ion density profile over a broad spatial region as a result of toroidicity-induced Alfvén eigenmodes (TAEs) and energetic-particle modes (EPMs) bursts. In addition, it was observed that other modes (e.g. global Alfvén eigenmodes) can trigger TAE and EPM bursts, suggesting that fast ions are redistributed by high-frequency AEs. The momentum pinch velocity determined by a perturbative technique decreased as the collisionality was reduced, although the pinch to diffusion ratio, Vpinch/χϕ, remained approximately constant. The mechanisms of deuterium retention by graphite and lithium-coated graphite plasma-facing components have been investigated. To reduce divertor heat flux, a novel divertor configuration, the 'snowflake' divertor, was tested in NSTX and many beneficial aspects were found. A reduction in the required central solenoid flux has been realized in NSTX when discharges initiated by coaxial helicity injection were ramped in current using induction. The resulting plasmas have characteristics needed to meet the objectives of the non-inductive start-up and ramp-up program of NSTX.
過去2回の実験キャンペーンにおいて、低アスペクト比NSTXは、トロイダル閉じ込め物理とITERの両方にとって重要な物理問題を探求してきた。実験では、壁調整のためのリチウムコーティング、非軸対称磁場誤差の補正、およびn = 1抵抗性壁モード(RWM)の制御を広範囲に利用して、持続時間が1.7秒、非誘導電流割合が最大0.7に及ぶ高性能な中性粒子ビーム加熱放電を生成してきた。RWM制御コイルは、高い信頼性で反復ELMを誘発するために使用され、また、安定性に対する回転と運動論的効果の相互作用を含む、新古典テアリングモードとRWM安定化物理の両方の理解向上に貢献してきた。高調波高速波(HHFW)加熱により、中心電子温度が6 keVを超えるプラズマが生成された。HHFW加熱は、L–H遷移の電力閾値がヘリウムプラズマの方が重水素プラズマよりも20–40%高いことを示すために使用された。新しい診断装置により、トロイダル性誘起アルフヴェン固有モード(TAE)および高エネルギー粒子モード(EPM)のバーストの結果として、広い空間領域にわたって高速イオン密度分布の減少が示された。さらに、他のモード（例えば、グローバルアルフヴェン固有モード）がTAEおよびEPMバーストを誘発し得ることが観察され、高速イオンが高周波AEによって再分布されることが示唆された。摂動的手法によって決定された運動量ピンチ速度は、衝突頻度が減少するにつれて減少したが、ピンチと拡散の比、Vpinch/χφ、はほぼ一定のままであった。グラファイトおよびリチウムコーティングされたグラファイトのプラズマ対向機器による重水素保持のメカニズムが調査されてきた。ダイバータ熱流束を低減するために、新しいダイバータ配位である「スノーフレーク」ダイバータがNSTXで試験され、多くの有益な側面が見出された。同軸ヘリシティ入射によって開始された放電が誘導を用いて電流をランプアップされたとき、NSTXにおいて必要な中心ソレノイド磁束の低減が実現された。得られたプラズマは、NSTXの非誘導立ち上げおよびランプアップ計画の目標を満たすために必要な特性を有している。