Since the last IAEA Fusion Energy Conference in 2016, the EAST physics experiments have been developed further in support of high-performance steady-state operation for ITER and CFETR. First demonstration of a >100 s time scale long-pulse steady-state scenario with a good plasma performance (H98(y2) ~ 1.1) and a good control of impurity and heat exhaust with the upper tungsten divertor has been achieved on EAST using the pure radio frequency (RF) power heating and current drive. The EAST operational domain has been significantly extended towards a more ITER and CFETR related high beta steady-state regime (βP ~ 2.5 and βN ~ 1.9 of using RF and NB and βP ~ 1.9 and βN ~ 1.5 of using pure RF). A large bootstrap current fraction up to 47% has been achieved with with q95 ~ 6.0–7.0. The interaction effect between the electron cyclotron resonant heating and two lower hybrid wave systems has been investigated systematically, and applied for the improvement of current drive efficiency and plasma confinement quality in the steady-state scenario development on EAST. Full edge-localized mode (ELM) suppression using the n = 2 resonant magnetic perturbations has been achieved in ITER-like standard type-I ELMy H-mode plasmas with a range of the edge safety factor of q95 ≈ 3.2–3.7 on EAST. Reduction of the peak heat flux on the divertor was demonstrated using the active radiation feedback control. An increase in the total heating power and improvement of the plasma confinement are expected using a 0D model prediction for a higher bootstrap fraction. Towards a long-pulse, high bootstrap current fraction operation, a new lower ITER-like tungsten divertor with active water-cooling will be installed, together with further increase and improvement of heating and current drive capability.
2016年のIAEA核融合会議以降、EASTの物理実験は、ITERおよびCFETRに向けた高性能定常運転を支援するためにさらに発展してきた。EASTにおいて、純RF加熱・電流駆動を用いて、優れたプラズマ性能（H98(y2) ≈ 1.1）を伴う100秒を超える長時間パルス定常シナリオと、上部タングステンダイバータによる不純物および熱排気の良好な制御が初めて実証された。EASTの運転領域は、よりITERおよびCFETRに関連した高ベータ定常領域（RFおよびNBを用いた場合のβP ≈ 2.5およびβN ≈ 1.9、純RFを用いた場合のβP ≈ 1.9およびβN ≈ 1.5）へと大幅に拡張された。q95 ≈ 6.0–7.0において、47%に達する大きな自発電流分岐比が達成された。電子サイクロトロン共鳴加熱と2つの低域混成波システム間の相互作用効果が系統的に調査され、EASTにおける定常シナリオ開発における電流駆動効率とプラズマ閉じ込め品質の向上に適用された。EASTにおいて、エッジ安全係数q95 ≈ 3.2–3.7の範囲で、ITER類似の標準タイプI ELM Hモードプラズマにおいて、n = 2共鳴磁場摂動を用いた完全なELM抑制が達成された。アクティブ放射フィードバック制御を用いて、ダイバータ上のピーク熱流束の低減が実証された。より高い自発電流分岐比に向けた0Dモデル予測により、総加熱出力の増加とプラズマ閉じ込め品質の向上が期待されている。長時間パルス・高自発電流分岐比運転に向けて、能動水冷を備えた新しいITER類似下部タングステンダイバータが、加熱・電流駆動能力のさらなる増強・向上とともに設置される予定である。