An overview of recent results obtained at the tokamak ASDEX Upgrade (AUG) is given. A work flow for predictive profile modelling of AUG discharges was established which is able to reproduce experimental H-mode plasma profiles based on engineering parameters only. In the plasma center, theoretical predictions on plasma current redistribution by a dynamo effect were confirmed experimentally. For core transport, the stabilizing effect of fast ion distributions on turbulent transport is shown to be important to explain the core isotope effect and improves the description of hollow low-Z impurity profiles. The L–H power threshold of hydrogen plasmas is not affected by small helium admixtures and it increases continuously from the deuterium to the hydrogen level when the hydrogen concentration is raised from 0 to 100%. One focus of recent campaigns was the search for a fusion relevant integrated plasma scenario without large edge localised modes (ELMs). Results from six different ELM-free confinement regimes are compared with respect to reactor relevance: ELM suppression by magnetic perturbation coils could be attributed to toroidally asymmetric turbulent fluctuations in the vicinity of the separatrix. Stable improved confinement mode plasma phases with a detached inner divertor were obtained using a feedback control of the plasma β. The enhanced Dα H-mode regime was extended to higher heating power by feedback controlled radiative cooling with argon. The quasi-coherent exhaust regime was developed into an integrated scenario at high heating power and energy confinement, with a detached divertor and without large ELMs. Small ELMs close to the separatrix lead to peeling-ballooning stability and quasi continuous power exhaust. Helium beam density fluctuation measurements confirm that transport close to the separatrix is important to achieve the different ELM-free regimes. Based on separatrix plasma parameters and interchange-drift-Alfvén turbulence, an analytic model was derived that reproduces the experimentally found important operational boundaries of the density limit and between L- and H-mode confinement. Feedback control for the X-point radiator (XPR) position was established as an important element for divertor detachment control. Stable and detached ELM-free phases with H-mode confinement quality were obtained when the XPR was moved 10 cm above the X-point. Investigations of the plasma in the future flexible snow-flake divertor of AUG by means of first SOLPS-ITER simulations with drifts activated predict beneficial detachment properties and the activation of an additional strike point by the drifts.
ASDEX Upgrade（AUG）トカマクで得られた最近の結果の概要を示す。AUGにおけるプロファイル予測モデリングのためのワークフローを確立し、工学パラメータのみに基づいて実験的なHモードプラズマプロファイルを再現できることを実証した。プラズマ中心部では、ダイナモ効果によるプラズマ電流再分布に関する理論的予測が実験的に確認された。コア輸送に関しては、高速粒子分布による乱流輸送の安定化効果が、コアにおける同位体効果を説明する上で重要であり、中空型の低Z不純物プロファイルの記述を改善することが示された。水素プラズマのL-H遷移パワー閾値は、少量のヘリウム混入の影響を受けず、水素濃度を0%から100%まで増加させると、閾値は重水素レベルから水素レベルへと連続的に増加する。最近のキャンペーンの焦点の一つは、大きな周辺局在モード（ELM）を伴わない核融合炉関連の統合プラズマシナリオの探索であった。6つの異なるELMフリー閉じ込めレジームの結果を、炉心関連性の観点から比較した。磁気摂動によるELM抑制は、セパラトリックス近傍のトロイダル方向に非対称な乱流変動に起因すると考えられる。プラズマβのフィードバック制御を用いることで、非接触ダイバータを有する安定な改善閉じ込めモードのプラズマ位相が得られた。アルゴンによる放射冷却のフィードバック制御により、enhanced Dα Hモードレジームはより高い加熱パワーへと拡張された。準コヒーレント排気レジームは、高加熱パワーかつ高エネルギー閉じ込めを有し、非接触ダイバータを伴い、大きなELMを伴わない統合シナリオへと発展した。セパラトリックス近傍の小さなELMは、ピーリング-バルーニング安定性と準連続的な排気をもたらす。リチウムビーム密度揺動測定により、セパラトリックス近傍の輸送が異なるELMフリーレジームを達成する上で重要であることが確認された。セパラトリックスプラズマパラメータと交換-ドリフト-アルフヴェン乱流に基づいて、密度限界およびL-H遷移の実験的に見出された重要な運転境界を再現する解析モデルが導出された。X点放射体（XPR）位置のフィードバック制御は、ダイバータの非接触状態制御の重要な要素として確立された。XPRをX点より10cm上方に移動させた場合、Hモード閉じ込め品質を有する安定かつ非接触のELMフリー位相が得られた。ドリフトを考慮した最初のSOLPS-ITERシミュレーションによる、AUGの将来のフレキシブルなスノーフレークダイバータにおけるプラズマの調査は、有利な非接触特性と、ドリフトによる追加ストライク点の活性化を予測する。