Modifications to the plasma control capabilities and poloidal field coils of the National Spherical Torus Experiment (NSTX) have enabled a significant enhancement in shaping capability which has led to the transient achievement of a record shape factor (S ≡ q95 (Ip/aBt)) of ∼41 (MA m−1 T−1) simultaneous with a record plasma elongation of κ ≡ b/a ∼ 3. This result was obtained using isoflux control and real-time equilibrium reconstruction. Achieving high shape factor together with tolerable divertor loading is an important result for future ST burning plasma experiments as exemplified by studies for future ST reactor concepts, as well as neutron producing devices, which rely on achieving high shape factors in order to achieve steady state operation while maintaining MHD stability. Statistical evidence is presented which demonstrates the expected correlation between increased shaping and improved plasma performance. Plasmas with high shape factor have been sustained for pulse lengths which correspond to τpulse = 1.6s ∼ 50 τE ∼ 5 τCR, where τCR is the current relaxation time and τE is the energy confinement time. Plasmas with higher βt ∼ 20% have been sustained for τpulse = 1.2s ∼ 25 τE ∼ 3 τCR with non-inductive current fractions fNI ∼ 50%, with ∼40% pressure driven current and ∼10% neutral beam driven current. An interesting feature of these discharges is the observation that the central value of the safety factor q(0) remains elevated and constant for several current diffusion times without sawteeth, similar to the 'hybrid mode'. Calculations of the profiles of inductive and non-inductive current are compared with measurements of the total current profile and are shown to be in quantitative agreement. Results are shown from experiments which investigate the applicability of high harmonic fast waves (HHFWs) and electron Bernstein waves (EBWs) as current drive and heating sources, and the possibility of LHCD for future ST devices is raised. A calculated scenario which provides 100% non-inductive current drive is described. NSTX operates with peak divertor heat fluxes which are in the same range as those expected for the ITER device, i.e. with . High triangularity, high elongation plasmas on NSTX have been demonstrated to have reduced peak heat flux to the divertor plates to <3 MW m−2.
National Spherical Torus Experiment（NSTX）のプラズマ制御能力とポロイダル磁場コイルの改良により、形状制御能力が大幅に向上し、記録的な形状因子（S ≡ q95（Ip/aBt））≈ 41（MA m⁻¹ T⁻¹）と、記録的なプラズマ伸長度（κ ≡ b/a）≈ 3 の同時達成が過渡的に実現された。この結果は、等方制御（isoflux control）とリアルタイム平衡再構成を用いて得られたものである。高い形状因子と許容可能なダイバータ熱負荷の両立は、将来の球状トカマク（ST）燃焼プラズマ実験にとって重要な成果であり、定常運転を維持しつつMHD安定性を確保するために高い形状因子を必要とする将来のST炉概念や中性粒子入射加熱装置の研究によって実証されている。形状の増大とプラズマ性能の向上との間に期待される相関関係を示す統計的証拠が提示されている。高い形状因子を持つプラズマは、τpulse = 1.6 s ≈ 50 τE ≈ 5 τCR（ここでτCRは電流緩和時間、τEはエネルギー閉じ込め時間）に相当するパルス長にわたって維持された。より高いβt ≈ 20%のプラズマは、τpulse = 1.2 s ≈ 25 τE ≈ 3 τCRにわたって維持され、非誘導電流分率fNI ≈ 50%（うち約10%は圧力駆動電流、約10%は中性粒子ビーム駆動電流）を達成した。これらの放電の興味深い特徴として、安全係数q（0）の中心値が、鋸歯状振動を伴わずに複数の電流拡散時間にわたって高い値を維持することが観測された点が挙げられ、これは「ハイブリッドモード」と類似している。誘導電流および非誘導電流のプロファイル計算は、全電流プロファイルの測定値と比較され、定量的に一致することが示された。高高調波高速波（HHFW）および電子バーンスタイン波（EBW）を電流駆動および加熱源として用いる適用可能性を検討した実験結果が示され、将来のST装置における低域混成波電流駆動（LHCD）の可能性が提起されている。100%非誘導電流駆動を実現する計算シナリオが記述されている。NSTXは、ITER装置で予想されるものと同程度のピークダイバータ熱流束で運転されており、すなわち高三角形度・高伸長度のNSTXプラズマにおいて、ダイバータ板へのピーク熱流束を3 MW m⁻²未満に低減できることが実証されている。