Recent experiments on the ASDEX Upgrade tokamak aim at improving the physics base for ITER and DEMO to aid the machine design and prepare efficient operation. Type I edge localized mode (ELM) mitigation using resonant magnetic perturbations (RMPs) has been shown at low pedestal collisionality . In contrast to the previous high ν* regime, suppression only occurs in a narrow RMP spectral window, indicating a resonant process, and a concomitant confinement drop is observed due to a reduction of pedestal top density and electron temperature. Strong evidence is found for the ion heat flux to be the decisive element for the L–H power threshold. A physics based scaling of the density at which the minimum PLH occurs indicates that ITER could take advantage of it to initiate H-mode at lower density than that of the final Q = 10 operational point. Core density fluctuation measurements resolved in radius and wave number show that an increase of R/LTe introduced by off-axis electron cyclotron resonance heating (ECRH) mainly increases the large scale fluctuations. The radial variation of the fluctuation level is in agreement with simulations using the GENE code. Fast particles are shown to undergo classical slowing down in the absence of large scale magnetohydrodynamic (MHD) events and for low heating power, but show signs of anomalous radial redistribution at large heating power, consistent with a broadened off-axis neutral beam current drive current profile under these conditions. Neoclassical tearing mode (NTM) suppression experiments using electron cyclotron current drive (ECCD) with feedback controlled deposition have allowed to test several control strategies for ITER, including automated control of (3,2) and (2,1) NTMs during a single discharge. Disruption mitigation studies using massive gas injection (MGI) can show an increased fuelling efficiency with high field side injection, but a saturation of the fuelling efficiency is observed at high injected mass as needed for runaway electron suppression. Large locked modes can significantly decrease the fuelling efficiency and increase the asymmetry of radiated power during MGI mitigation. Concerning power exhaust, the partially detached ITER divertor scenario has been demonstrated at Psep/R = 10 MW m−1 in ASDEX Upgrade, with a peak time averaged target load around 5 MW m−2, well consistent with the component limits for ITER. Developing this towards DEMO, full detachment was achieved at Psep/R = 7 MW m−1 and stationary discharges with core radiation fraction of the order of DEMO requirements (70% instead of the 30% needed for ITER) were demonstrated. Finally, it remains difficult to establish the standard ITER Q = 10 scenario at low q95 = 3 in the all-tungsten (all-W) ASDEX Upgrade due to the observed poor confinement at low βN. This is mainly due to a degraded pedestal performance and hence investigations at shifting the operational point to higher βN by lowering the current have been started. At higher q95, pedestal performance can be recovered by seeding N2 as well as CD4, which is interpreted as improved pedestal stability due to the decrease of bootstrap current with increasing Zeff. Concerning advanced scenarios, the upgrade of ECRH power has allowed experiments with central ctr-ECCD to modify the q-profile in improved H-mode scenarios, showing an increase in confinement at still good MHD stability with flat elevated q-profiles at values between 1.5 and 2.
ASDEX Upgradeトカマクにおける最近の実験は、ITERおよびDEMOのための物理基盤を向上させ、装置設計を支援し、効率的な運転を準備することを目的としている。共鳴磁場摂動（RMP）を用いたI型周辺局在モード（ELM）の緩和は、低いペデスタル衝突度で実証されている。従来の高ν*領域とは対照的に、抑制は狭いRMPスペクトル窓でのみ発生し、共鳴過程を示唆しており、それに伴う閉じ込めの低下がペデスタル頂部密度と電子温度の減少により観測されている。L-H出力閾値の決定的要素としてイオン熱流束が重要であるという強力な証拠が見出されている。最小PLHが発生する密度に関する物理基盤に基づくスケーリングは、ITERが最終的なQ=10運転点よりも低い密度でHモードを開始できる可能性を示している。半径方向および波数分解されたコア密度揺動測定は、オフ軸電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）によって導入されたR/LTeの増加が主に大規模揺動を増大させることを示している。揺動レベルの半径方向分布は、GENEコードを用いたシミュレーションと一致している。高速粒子は、大規模な磁気流体力学（MHD）事象がなく低加熱出力の場合には古典的な減速を示すが、高加熱出力時には異常な半径方向再分布の兆候を示し、これはこれらの条件下でのオフ軸中性粒子ビーム入射による電流駆動電流分布の広がりと一致する。新古典テアリングモード（NTM）抑制実験では、フィードバック制御された電子サイクロトロン電流駆動（ECCD）を用いることにより、単一放電中の（3,2）および（2,1）NTMの自動制御を含む、ITERのための複数の制御戦略を試験することが可能となった。大量ガス入射（MGI）を用いたディスラプション緩和研究では、高磁場側からの入射により燃料供給効率が向上することが示されたが、逃走電子抑制に必要な高入射質量では燃料供給効率の飽和が観測される。大きなロックモードは、MGI緩和中の燃料供給効率を著しく低下させ、放射パワーの非対称性を増大させ得る。電力排出口に関しては、部分的に非接触状態のITERダイバータシナリオがASDEX UpgradeにおいてPsep/R = 10 MW m−1で実証され、ピーク時間平均ターゲット負荷は約5 MW m−2であり、ITERのコンポーネント限界とよく一致している。これをDEMOに向けて発展させ、Psep/R = 7 MW m−1で完全非接触状態が達成され、コア放射割合がDEMOの要求値（ITERに必要な30%ではなく70%）のオーダーでの定常放電が実証された。最後に、標準的なITER Q=10シナリオを低q95=3で全タングステン（all-W）ASDEX Upgradeにおいて確立することは、低βNでの閉じ込め劣化が観測されるため依然として困難である。これは主にペデスタル性能の低下によるものであり、そのため電流を下げて運転点をより高いβNへ移行するための研究が開始されている。より高いq95では、N2およびCD4のシーディングによりペデスタル性能を回復できることが示され、これはZeffの増加に伴うブートストラップ電流の減少によるペデスタル安定性の向上として解釈される。先進シナリオに関しては、ECRHパワーの増強により、改善されたHモードシナリオにおいて中心部c-ECCDを用いたqプロファイルの修正が可能となり、1.5から2の間の平坦で高いqプロファイルにおいて、良好なMHD安定性を維持しつつ閉じ込めの向上が示されている。