Recent JT-60U experimental results towards the establishment of advanced tokamak (AT) operation are reviewed. We focused on the further expansion of the operational regime of AT plasmas towards higher βN regime with wall stabilization. After the installation of ferritic steel tiles in 2005, the high power heating in a large plasma cross-section in which the wall stabilization is expected has been possible. In 2007, the modification of power supply of NBIs improved the flexibility of the heating profile in long-pulse plasmas. The investigation of key physics issues for the establishment of steady-state AT operation is also in progress using new diagnostics and improved heating systems. In weak magnetic shear plasma, high βN ∼ 3 exceeding the ideal MHD limit without a conducting wall () is sustained for ∼5 s (∼3τR) with RWM stabilization by a toroidal rotation at the q = 2 surface. External current drivers of negative-ion based NB and lower-hybrid waves together with a large bootstrap current fraction (fBS) of 0.5 can sustain the whole plasma current of 0.8 MA for 2 s (1.5τR). In reversed magnetic shear plasma, high βN ∼ 2.7 (βp ∼ 2.3) exceeding with qmin ∼ 2.4 (q95 ∼ 5.3), HH98(y,2) ∼ 1.7 and fBS ∼ 0.9 is obtained with wall stabilization. These plasma parameters almost satisfy the requirement of ITER steady-state scenario. In long-pulse plasmas with positive magnetic shear, a high βNHH98(y,2) of 2.6 with βN ∼ 2.6 and HH98(y,2) ∼ 1 is sustained for 25 s, significantly longer than the current diffusion time (∼14τR) without neoclassical tearing modes (NTMs). A high G-factor, (a major of fusion gain), of 0.54 and a large fBS > 0.43 are suitable for ITER hybrid operation scenario. Based on the plasma for ITER hybrid operation scenario, the high βN of 2.1 with good thermal plasma confinement of HH98(y,2) > 0.85 is sustained for longer than 12 s at and frad > 0.79. Physics studies for the development of AT plasmas, physics studies of H-mode, pedestal and ELM characteristics and physics studies on impurity transport, SOL/divertor plasmas and plasma–wall interactions are also in progress. The active NTM stabilization system using modulated ECCD, which is synchronized to rotating island, has been developed and the efficiency of modulated ECCD in m/n = 2/1 NTM stabilization has been demonstrated. The intrinsic toroidal rotation driven by the ion pressure gradient and by the ECH is confirmed. The dedicated H-mode and pedestal experiments indicate two scalings, H-factor evaluated for the core plasma as and pedestal width scaling of . New fast diagnostics with high spatial and temporal resolutions reveals the different structures of pedestal pressure between co- and counter-rotating plasma, resulting in different ELM sizes determined by the radial penetration depth of the ELM crash. The tungsten accumulation becomes more significant with increasing toroidal rotation in the counter-direction.
最近のJT-60U実験結果について、先進トカマク（AT）運転の確立に向けた取り組みを概説する。我々は、壁安定化を伴う高βN領域へのATプラズマの運転領域のさらなる拡大に焦点を当てた。2005年のフェライト鋼タイル設置後、壁安定化が期待できる大型プラズマ断面での高パワー加熱が可能となった。2007年には、NBI電源の改良により、長パルスプラズマにおける加熱プロファイルの柔軟性が向上した。定常AT運転の確立に向けた主要な物理課題の検討も、新しい診断装置と改良された加熱システムを用いて進行中である。弱磁気シアプラズマでは、q=2面におけるトロイダル回転によるRWM安定化により、導体壁なしの理想MHD限界を超える高βN≒3が約5秒（約3τR）維持された。負イオン源NBIと低混成波による外部電流駆動と、大きなブートストラップ電流分率（fBS）0.5により、全プラズマ電流0.8MAを2秒間（1.5τR）維持することができる。反転磁気シアプラズマでは、qmin≒2.4（q95≒5.3）、HH98(y,2)≒1.7、fBS≒0.9において、壁安定化により高βN≒2.7（βp≒2.3）が達成された。これらのプラズマパラメータは、ITER定常シナリオの要件をほぼ満たしている。正磁気シアの長パルスプラズマでは、βN≒2.6、HH98(y,2)≒1の高βNが、新古典テアリングモード（NTM）なしで25秒間維持され、これは電流拡散時間（約14τR）を大幅に超えるものである。高G因子0.54と大きなfBS>0.43は、ITERハイブリッド運転に適している。ITERハイブリッド運転シナリオに基づき、βN 2.1、熱プラズマ閉じ込めHH98(y,2)>0.85は、12秒以上にわたり維持された。ATプラズマ開発のための物理研究、Hモード物理、ペデスタルおよびELM特性の研究、不純物輸送、SOL/ダイバータプラズマ、プラズマ・壁相互作用に関する研究も進行中である。回転磁気島に同期した変調ECCDを用いた能動NTM安定化システムが開発され、m/n=2/1 NTM安定化における変調ECCDの有効性が実証された。イオン圧力勾配とECHによる固有トロイダル回転が確認された。専用のHモードおよびペデスタル実験により、コアプラズマに対するH因子評価とペデスタル幅スケーリングという2つのスケーリング則が示された。新しい高時間・高空間分解能診断装置により、同方向および逆方向回転プラズマ間でのペデスタル圧力構造の違いが明らかになり、ELMクラッシュの径方向浸透深さによって決定されるELMサイズの差異が生じることが示された。タングステン蓄積は、逆方向へのトロイダル回転の増加に伴いより顕著になる。