Recent experiments on DIII-D demonstrate that advanced inductive (AI) discharges with high equivalent normalized fusion gain can be accessed and sustained with very low amounts (∼1 N m) of externally injected torque, a level of torque that is anticipated to drive a similar amount of rotation as the beams on ITER, via simple consideration of the scaling of the moment of inertia and confinement time. The AI regime is typically characterized by high confinement, and high βN, allowing the possibility for high performance, high gain operation at reduced plasma current. Discharges achieved βN ∼ 3.1 with H98(y,2) ∼ 1 at q95 ∼ 4, and are sustained for the maximum duration of the counter neutral beams (NBs). In addition, plasmas using zero net NB torque from the startup all the way through to the high βN phase have been created. AI discharges are found to become increasingly susceptible to m/n = 2/1 neoclassical tearing modes as the torque is decreased, which if left unmitigated, generally slow and lock, terminating the high performance phase of the discharge. Access is not notably different whether one ramps the torque down at high βN, or ramps βN up at low torque. The use of electron cyclotron heating (ECH) and current drive proved to be an effective method of avoiding such modes, enabling stable operation at high beta and low torque, a portion of phase space that has otherwise been inaccessible. Thermal confinement is significantly reduced at low rotation, a result that is reproduced using the TGLF transport model. Although it is thought that stiffness is increased in regions of low magnetic shear, in these AI plasmas, the reduced confinement occurs at radii outside the low shear, and in fact, higher temperature gradients can be found in the low shear region at low rotation. Momentum transport is also larger at low rotation, but a significant intrinsic torque is measured that is consistent with a previous scaling considering the role of the turbulent Reynolds stress and thermal ion orbit loss. Although high normalized fusion performance has been achieved in these discharges, more detailed projections suggest that enhancement in the confinement needs to be realized in order to obtain a low current solution consistent with ITER Q = 10 performance, and this remains a future research challenge.
DIII-Dにおける最近の実験は、先進インダクティブ放電が、非常に低い量（約1 N m）の外部注入トルクで高い等価規格化核融合利得を達成・維持できることを実証している。このトルクレベルは、慣性モーメントと閉じ込め時間のスケーリングを単純に考慮することにより、ITERのビームが駆動すると予想される回転量と同程度の回転を駆動すると見込まれる。先進インダクティブ領域は、典型的に高い閉じ込めと高いβNを特徴とし、低減されたプラズマ電流での高性能・高利得運転の可能性を可能にする。放電は、q95 ≈ 4においてβN ≈ 3.1、H98(y,2) ≈ 1を達成し、カウンター中性粒子ビームの最大持続時間にわたって維持された。さらに、立ち上げから高βN相を通してゼロ正味NBトルクのプラズマが生成された。先進インダクティブ放電は、トルクが減少するにつれてm/n = 2/1新古典テアリングモードに対してますます感受性が高くなることが見出され、これが未抑制のまま放置されると、一般に減速してロックし、高性能相を終了させる。高βNでトルクを下げるか、低トルクでβNを上げるかの違いによるアクセス性の顕著な差異はない。電子サイクロトロン加熱（ECH）と電流駆動の使用は、そのようなモードを回避する効果的な方法であることが証明され、それにより、他の方法では到達不可能な位相空間領域である高ベータ・低トルクでの安定運転が可能となった。熱閉じ込めは低回転時に有意に低減されるが、この結果はTGLF輸送モデルを用いて再現される。低磁気シア領域では剛性が増加すると考えられているが、これらの先進インダクティブプラズマでは、閉じ込めの低減は低シア半径の外側で生じ、実際、低回転時には低シア領域でより高い温度勾配が見られる。運動量輸送も低回転時に大きくなるが、乱流レイノルズ応力と熱イオン軌道損失の役割を考慮した以前のスケーリングと整合する有意な固有トルクが測定される。これらの放電では高い規格化核融合性能が達成されたが、より詳細な外挿は、ITERのQ = 10性能に整合する低電流解を得るためには閉じ込めの向上を実現する必要があることを示唆しており、これは今後の研究課題として残されている。