The National Spherical Torus Experiment (NSTX) is currently being upgraded to operate at twice the toroidal field and plasma current (up to 1 T and 2 MA), with a second, more tangentially aimed neutral beam (NB) for current and rotation control, allowing for pulse lengths up to 5 s. Recent NSTX physics analyses have addressed topics that will allow NSTX-Upgrade to achieve the research goals critical to a Fusion Nuclear Science Facility. These include producing stable, 100% non-inductive operation in high-performance plasmas, assessing plasma–material interface (PMI) solutions to handle the high heat loads expected in the next-step devices and exploring the unique spherical torus (ST) parameter regimes to advance predictive capability. Non-inductive operation and current profile control in NSTX-U will be facilitated by co-axial helicity injection (CHI) as well as radio frequency (RF) and NB heating. CHI studies using NIMROD indicate that the reconnection process is consistent with the 2D Sweet–Parker theory. Full-wave AORSA simulations show that RF power losses in the scrape-off layer (SOL) increase significantly for both NSTX and NSTX-U when the launched waves propagate in the SOL. Toroidal Alfvén eigenmode avalanches and higher frequency Alfvén eigenmodes can affect NB-driven current through energy loss and redistribution of fast ions. The inclusion of rotation and kinetic resonances, which depend on collisionality, is necessary for predicting experimental stability thresholds of fast growing ideal wall and resistive wall modes. Neutral beams and neoclassical toroidal viscosity generated from applied 3D fields can be used as actuators to produce rotation profiles optimized for global stability. DEGAS-2 has been used to study the dependence of gas penetration on SOL temperatures and densities for the MGI system being implemented on the Upgrade for disruption mitigation. PMI studies have focused on the effect of ELMs and 3D fields on plasma detachment and heat flux handling. Simulations indicate that snowflake and impurity seeded radiative divertors are candidates for heat flux mitigation in NSTX-U. Studies of lithium evaporation on graphite surfaces indicate that lithium increases oxygen surface concentrations on graphite, and deuterium–oxygen affinity, which increases deuterium pumping and reduces recycling. In situ and test-stand experiments of lithiated graphite and molybdenum indicate temperature-enhanced sputtering, although that test-stand studies also show the potential for heat flux reduction through lithium vapour shielding. Non-linear gyro kinetic simulations have indicated that ion transport can be enhanced by a shear-flow instability, and that non-local effects are necessary to explain the observed rapid changes in plasma turbulence. Predictive simulations have shown agreement between a microtearing-based reduced transport model and the measured electron temperatures in a microtearing unstable regime. Two Alfvén eigenmode-driven fast ion transport models have been developed and successfully benchmarked against NSTX data. Upgrade construction is moving on schedule with initial physics research operation of NSTX-U planned for mid-2015.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は現在、トロイダル磁場とプラズマ電流を2倍（最大1 T、2 MA）に増強するためのアップグレードが進められており、電流と回転の制御を目的とした、より接線方向に配向された第2の中性粒子ビーム（NB）を備え、パルス長は最大5秒まで対応可能である。最近のNSTXの物理解析では、核融合科学施設にとって重要な研究目標をNSTX-Upgradeが達成することを可能にする諸課題が検討されてきた。これには、高性能プラズマにおける安定な100%非誘導運転の実現、次世代装置で予想される高熱負荷に対処するためのプラズマ・材料界面（PMI）ソリューションの評価、および予測能力を向上させるための球状トーラス（ST）特有のパラメータ領域の探求が含まれる。NSTX-Uにおける非誘導運転と電流分布制御は、同軸ヘリシティ入射（CHI）に加え、高周波（RF）加熱およびNB加熱によって促進される。NIMRODを用いたCHI研究は、リコネクション過程が2次元Sweet–Parker理論と整合することを示している。全波AORSAシミュレーションは、入射波がスクレイプオフ層（SOL）内を伝播する場合、NSTXとNSTX-Uの両方においてRFパワー損失が有意に増大することを示している。トロイダル・アルフヴェン固有モードのなだれ現象およびより高周波のアルフヴェン固有モードは、高速イオンのエネルギー損失と再分布を通じてNB駆動電流に影響を及ぼし得る。衝突周波数に依存する回転および運動論的共鳴の考慮は、高速成長する理想壁および抵抗性壁モードの実験的な安定性閾値を予測するために必要である。中性粒子ビームおよび印加3次元磁場構造から生成される新古典トロイダル粘性は、全体の安定性に対して最適化された回転分布を生成するためのアクチュエータとして利用できる。DEGAS-2は、ディスラプション緩和（MGI）システムについて、SOLの温度と密度に対するガス侵入の依存性を研究するために使用されており、このシステムはNSTX-Uに実装される予定である。PMI研究は、ELMおよび3次元磁場構造がプラズマ剥離と熱流束処理に及ぼす影響に焦点を当ててきた。シミュレーションは、スノーフレーク配位および不純物シード型放射ダイバータが、NSTX-Uにおける熱流束緩和の有力な候補であることを示している。グラファイト表面におけるリチウム蒸発の研究は、リチウムがグラファイト表面の酸素濃度を増加させ、重水素–酸素親和性を高め、それによって重水素ポンピングを増強しリサイクリングを低減することを示している。リチウム化グラファイトおよびモリブデンに関するin situおよびテストスタンド実験は、温度によるスパッタリング増強を示しているが、テストスタンド研究はリチウム蒸気シールディングによる熱流束低減の可能性も示している。非線形ジャイロ運動論シミュレーションは、シア流不安定性によってイオン輸送が増強され得ること、また、観測されたプラズマ乱流の急速な変化を説明するためには非局所効果が必要であることを示している。予測シミュレーションは、マイクロティアリングベースの簡約輸送モデルと、マイクロティアリング不安定領域における測定された電子温度との間の一致を示している。2つのアルフヴェン固有モード駆動型高速イオン輸送モデルが開発され、NSTXのデータに対して良好なベンチマーク結果が得られている。アップグレード工事は計画通りに進行しており、NSTX-Uの初期物理運転は2015年半ばに開始される予定である。