此次实验的主要目的是利用DIII-D的离轴加热与电流驱动能力（中性束和电子回旋）模拟EAST的实验条件，实现高比压（归一化磁比压ßN = 3-4）、高自举电流份额（60%-85%）的完全非感应电流高约束等离子体，并利用DIII-D全面先进的物理诊断和分析工具进一步加深对相关物理问题的理解，为EAST实现具有高参数的完全稳态等离子体探索出一种先进的运行模式。
实现托卡马克高性能稳态运行是国际热核聚变实验堆（ITER）的目标之一。目前国际热核聚变实验堆提出的高性能稳态运行方案（聚变增益因子Q>5、ßN >3、非感应驱动电流份额fNI~1、维持时间> 1000秒）还未得到实验的验证。东方超环作为一个超导托卡马克装置，为ITER预演稳态运行是其重要使命。东方超环下轮实验加热功率将升级到超过20 兆瓦，如何使用这些功率实现具有高参数的稳态等离子体，是东方超环目前面临的一个关键课题。通过与美国通用原子能公司此次合作，中科院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所科研人员在DIII-D上模拟了EAST的实验条件，成功实现了与EAST等效旋转扭矩注入（～3 N.m，EAST及ITER以射频波加热为主，预期将运行在低旋转条件下）及相同电流爬升率条件下（～0.25 MA/s，ITER及未来超导托卡马克装置电流爬升速率受到限制，无法达到常规托卡马克可实现的爬升率），具有内部输运垒（ITB径向位置r> 0.6）的高比压（ßN = 3-4）、高自举电流份额（60%-85%）、超宽电流分布（等离子体内感li最低接近0.5，芯部安全因子qmin最高接近5）、接近Greenwald密度极限、约束改善因子H89大于2的完全非感应电流高性能等离子体。典型放电波形如下图所示。进一步在电子回旋的辅助下实现了电子温度接近离子温度的运行状态（Te～Ti> 2 keV，ITER及未来聚变堆预计将运行在Te～Ti状态下）。
这次实验验证了完全依靠自举电流和非感应驱动电流的托卡马克高性能稳态运行的可行性。这种运行模式具有高芯部安全因子（qmin>3），从而避免了最具破坏性的宏观不稳定性（例如低模数的新经典撕裂模）；具有芯部和边界双输运垒，从而保证了高约束性能；并且边缘局域模（ELM）触发内部输运垒周期性崩塌，从而使芯部聚集的杂质得以排除，使得内部输运垒和高约束性能得以长时间维持。EAST将使用强大的低杂波取代DIII-D上的离轴中性束将这种运行状态维持到物理意义上的完全稳态。
未来等离子体所将加深与DIII-D的国际合作，充分利用DIII-D的理论和实验基础，建立若干稳定的联合研究小组；在EAST上进一步开展模拟未来高性能、近堆芯等离子体条件下高效非感应全波驱动及先进托卡马克稳态运行的实验研究。
EAST与DIII-D首次联合实验
龚先祖研究员在8月23号DIII-D晨会上汇报实验结果
EAST与DIII-D首次联合实验典型放电波形
EAST与DIII-D首次联合实验平衡位形及主要参数分布图
