The electron cyclotron resonance heating (ECRH) system of the ASDEX Upgrade tokomak has been upgraded over the last 15 years from a 2 MW, 2 s, 140 GHz system to an 8 MW, 10 s, dual frequency system (105/140 GHz). The power exceeds the L/H power threshold by at least a factor of two, even for high densities, and roughly equals the installed ion cyclotron range of frequencies power. The power of both wave heating systems together (>10 MW in the plasma) is about half of the available neutral beam injection (NBI) power, allowing significant variations of torque input, of the shape of the heating profile and of Qe/Qi, even at high heating power. For applications at a low magnetic field an X3-heating scheme is routinely in use. Such a scenario is now also forseen for ITER to study the first H-modes at one third of the full field. This versatile system allows one to address important issues fundamental to a fusion reactor: H-mode operation with dominant electron heating, accessing low collisionalities in full metal devices (also related to suppression of edge localized modes with resonant magnetic perturbations), influence of Te/Ti and rotational shear on transport, and dependence of impurity accumulation on heating profiles. Experiments on all these subjects have been carried out over the last few years and will be presented in this contribution. The adjustable localized current drive capability of ECRH allows dedicated variations of the shape of the q-profile and the study of their influence on non-inductive tokamak operation (so far at q95 > 5.3). The ultimate goal of these experiments is to use the experimental findings to refine theoretical models such that they allow a reliable design of operational schemes for reactor size devices. In this respect, recent studies comparing a quasi-linear approach (TGLF) with fully non-linear modeling (GENE) of non-inductive high-beta plasmas will be reported.
ASDEX Upgradeトカマクの電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）システムは、過去15年間にわたり、2 MW、2秒、140 GHzのシステムから、8 MW、10秒、二周波数（105/140 GHz）のシステムへとアップグレードされてきた。そのパワーは、高密度においてもL/H遷移パワー閾値の少なくとも2倍を超え、設置されているイオンサイクロトロン周波数帯のパワーとほぼ同等である。両波動加熱システムの合計パワー（プラズマ中で10 MW超）は、利用可能な中性粒子ビーム入射（NBI）パワーの約半分に相当し、高加熱パワー時においてもトルク入力、加熱プロファイルの形状、およびTe/Tiの大きな変動を可能にする。低磁場での応用には、X3加熱スキームが日常的に使用されている。このようなシナリオは現在、ITERにおいても、全磁場の3分の1での最初のHモードを研究するために計画されている。この多用途システムにより、核融合炉にとって根本的に重要な課題に取り組むことが可能となる：電子加熱が支配的なHモード運転、全金属装置における低衝突度へのアクセス（共鳴磁気摂動による周辺局在モードの抑制にも関連）、輸送に対するTe/Tiおよび回転シアの影響、そして不純物蓄積の加熱プロファイル依存性である。これらすべての主題に関する実験が過去数年間にわたって実施され、本発表で紹介される。ECRHの調整可能な局所電流駆動能力により、qプロファイルの形状の専用変動と、非誘導トカマク運転（これまでq95 > 5.3）への影響の研究が可能となる。これらの実験の最終目標は、実験的知見を用いて理論モデルを精緻化し、炉規模装置の信頼性の高い運転スキームの設計を可能にすることである。この観点から、非誘導高ベータプラズマの準線形アプローチ（TGLF）と完全非線形モデリング（GENE）を比較した最近の研究が報告される。