In electron (cyclotron) heated plasmas, in both ASDEX Upgrade (L-mode) and Wendelstein 7-X, clamping of the ion temperature occurs at Ti ∼ 1.5 keV independent of magnetic configuration. The ions in such plasmas are heated through the energy exchange power as , which offers a broad ion heating profile, similar to that offered by alpha heating in future thermonuclear fusion reactors. However, the predominant electron heating may put an additional constraint on the ion heat transport, as the ratio Te/Ti > 1 can exacerbates ITG/TEM core turbulence. Therefore, in practical terms the strongly 'stiff' core transport translates into Ti-clamping in electron heated plasmas. Due to this clamping, electron heated L-mode scenarios, with standard gas fueling, in either tokamaks or stellarators may struggle to reach high normalized ion temperature gradients required in a compact fusion reactor. The comparison shows that core heat transport in neoclassically optimized stellarators is driven by the same mechanisms as in tokamaks. The absence of a strong H-mode temperature edge pedestal in stellarators, sofar (which, like in tokamaks, could lift the clamped temperature-gradients in the core), puts a strong requirement on reliable and sustainable core turbulence suppression techniques in stellarators.
電子（サイクロトロン）加熱プラズマにおいて、ASDEX Upgrade（Lモード）とWendelstein 7-Xの両方で、イオン温度のクランピングが磁場配位に依存せずTi ∼ 1.5 keVで発生する。このようなプラズマ中のイオンは、エネルギー交換パワーを介して加熱され、これは将来の核融合炉におけるアルファ粒子加熱と同様の広いイオン加熱プロファイルをもたらす。しかしながら、支配的な電子加熱は、Te/Ti > 1の比がITG/TEMコア乱流を増幅させ得るため、イオン熱輸送に追加の制約を課す可能性がある。したがって、実際的には、電子加熱プラズマにおける強い「スティフ」なコア熱輸送は、イオン温度のクランピングとして現れる。このクランピングにより、標準的なガス供給を伴う電子加熱Lモードシナリオは、トカマクまたはヘリカル型のいずれにおいても、コンパクト核融合炉に必要な高い規格化イオン温度勾配に到達することが困難となる可能性がある。比較により、新古典的に最適化されたヘリカル型におけるコア熱輸送は、トカマクと同じメカニズムによって駆動されることが示される。ヘリカル型において、トカマクのようにコアのクランピングされた温度勾配を持ち上げ得る強いHモード温度エッジペデスタルが、これまでのところ存在しないことは、ヘリカル型における信頼性が高く持続可能なコア乱流抑制技術に対する強い要求を生じさせる。