The National Spherical Torus Experiment (NSTX) offers an operational space characterized by high-beta (βt = 39%, βN > 7, ) and low aspect ratio (A > 1.27) to leverage the plasma parameter dependences of RWM stabilization and plasma rotation damping physics giving greater confidence for extrapolation to ITER. Significant new capability for RWM research has been added to the device with the commissioning of a set of six non-axisymmetric magnetic field coils, allowing generation of fields with dominant toroidal mode number, n, of 1–3. These coils have been used to study the dependence of resonant field amplification on applied field frequency and RWM stabilization physics by reducing the toroidal rotation profile below its steady-state value through non-resonant magnetic braking. Modification of plasma rotation profiles shows that rotation outside q = 2.5 is not required for passive RWM stability and there is large variation in the RWM critical rotation at the q = 2 surface, both of which are consistent with distributed dissipation models.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）は、高ベータ（βt = 39%、βN > 7）および低アスペクト比（A > 1.27）を特徴とする運転領域を提供し、RWM安定化とプラズマ回転減衰物理のプラズマパラメータ依存性を活用することで、ITERへの外挿に対する高い信頼性を与える。6つの非軸対称磁場コイルの設置完了により、装置にはRWM研究のための新たな重要な能力が追加され、優勢なトロイダルモード数n = 1〜3の磁場を生成することが可能となった。これらのコイルは、非共鳴磁気制動によりトロイダル回転プロファイルを定常状態値以下に低減し、印加磁場周波数に対する共鳴磁場増幅の依存性とRWM安定化物理を研究するために使用されてきた。プラズマ回転プロファイルの変更により、q = 2.5 より外側の回転は受動的RWM安定性に必要ではないことが示され、またq = 2 面におけるRWM臨界回転には大きな変動があり、これらの結果はともに分布散逸モデルと整合する。