A major research goal of the national spherical torus experiment is establishing long-pulse, high beta, high confinement operation and its physics basis. This research has been enabled by facility capabilities developed during 2001 and 2002, including neutral beam (up to 7 MW) and high harmonic fast wave (HHFW) heating (up to 6 MW), toroidal fields up to 6 kG, plasma currents up to 1.5 MA, flexible shape control, and wall preparation techniques. These capabilities have enabled the generation of plasmas with of up to 35%. Normalized beta values often exceed the no-wall limit, and studies suggest that passive wall mode stabilization enables this for H mode plasmas with broad pressure profiles. The viability of long, high bootstrap current fraction operations has been established for ELMing H mode plasmas with toroidal beta values in excess of 15% and sustained for several current relaxation times. Improvements in wall conditioning and fuelling are likely contributing to a reduction in H mode power thresholds. Electron thermal conduction is the dominant thermal loss channel in auxiliary heated plasmas examined thus far. HHFW effectively heats electrons, and its acceleration of fast beam ions has been observed. Evidence for HHFW current drive is obtained by comparision of the loop voltage evolution in plasmas with matched density and temperature profiles but varying phases of launched HHFW waves. Studies of emissions from electron Bernstein waves indicate a density scale length dependence of their transmission across the upper hybrid resonance near the plasma edge that is consistent with theoretical predictions. A peak heat flux to the divertor targets of 10 MW m−2 has been measured in the H mode, with large asymmetries being observed in the power deposition between the inner and outer strike points. Non-inductive plasma startup studies have focused on coaxial helicity injection. With this technique, toroidal currents up to 400 kA have been driven, and studies to assess flux closure and coupling to other current drive techniques have begun.
国立球状トーラス実験の主要な研究目標は、長時間パルス、高ベータ、高閉じ込め運転とその物理的基盤を確立することである。この研究は、2001年と2002年に開発された施設能力によって可能となったものであり、中性粒子ビーム（最大7 MW）と高高調波高速波（HHFW）加熱（最大6 MW）、最大6 kGのトロイダル磁場、最大1.5 MAのプラズマ電流、柔軟な形状制御、および壁調整技術が含まれる。これらの能力により、最大35%のベータ値を有するプラズマの生成が可能となった。規格化ベータ値はしばしば無壁限界を超え、研究によれば、広い圧力分布を持つHモードプラズマにおいて受動的壁安定化がこれを可能にしていることが示唆される。長時間の高ブートストラップ電流割合運転の実現可能性は、トロイダルベータ値が15%を超え、複数の電流緩和時間にわたって維持されるELMing Hモードプラズマにおいて確立されている。壁調整と燃料供給の改善は、Hモードパワー閾値の低下に寄与している可能性が高い。電子熱伝導は、これまでに調べられた補助加熱プラズマにおける支配的な熱損失チャネルである。HHFWは電子を効果的に加熱し、その高速ビームイオン加速が観測されている。HHFW電流駆動の証拠は、投入されたHHFW波の位相が異なるが密度と温度分布が一致するプラズマにおけるループ電圧の時間発展の比較によって得られている。電子バーンスタイン波の放射に関する研究は、プラズマ端部における上部混成共鳴を通過する際の透過が密度のスケール長に依存することを示しており、これは理論的予測と一致する。Hモードにおけるダイバータターゲットへの最大熱流束は10 MW m⁻²と測定され、内側と外側のストライク点間でパワー堆積に大きな非対称性が観測されている。非誘導プラズマ立ち上げの研究は、同軸ヘリシティ入射に焦点を当てている。この手法により、最大400 kAのトロイダル電流が駆動され、磁束閉鎖と他の電流駆動手法との結合を評価する研究が開始されている。