The most important finding in the Large Helical Device (LHD) experiments so far is that an inward-shifted configuration exhibits good plasma performance with a scaling similar to that of ELMy H-mode tokamaks. The inward-shifted configuration has been predicted to have unfavourable magnetohydrodynamic (MHD) properties, even though it has significantly better particle-orbit properties. However, no serious confinement degradation due to the MHD activities was observed, resolving favourably the potential conflict between stability and confinement. Neoclassical transport loss can be suppressed even in a low-collisionality regime, and in this way the inward-shifted configuration was shown to make the LHD plasma properties favourable. Then, it is very important to realize more improved plasma performance and higher temperature plasmas for extending the plasma-parameter regime in order to obtain data that can be extrapolated to a reactor. In the fifth campaign in 2001–2002, an increase in the heating power achieved an electron temperature Te of over 10 keV and an ion temperature Ti of 5 keV. A Te profile, which is characteristic of internal transport barriers, was also observed when the electron cyclotron resonance heating power was highly focused on the centre of the plasma sustained by neutral beam injection.
大型ヘリカル装置（LHD）における実験でこれまでに得られた最も重要な知見は、内側シフト配位が、ELMy Hモードトカマクと同様のスケーリングを示す優れたプラズマ性能を実現することである。内側シフト配位は、粒子軌道特性が著しく優れている一方で、磁気流体力学（MHD）特性が不利であると予測されてきた。しかしながら、MHD活動による深刻な閉じ込め劣化は観測されず、安定性と閉じ込めの間の潜在的な矛盾は好ましい方向に解決された。低衝突領域においても新古典輸送損失は抑制可能であり、このようにして内側シフト配位はLHDプラズマの特性を向上させることが示された。そして、炉心へ外挿可能なデータを得るためにプラズマパラメータ領域を拡張することは、さらなる高性能プラズマとより高温プラズマを実現する上で極めて重要である。2001年から2002年にかけての第5次実験期間において、加熱パワーの増大により電子温度Teは10 keV以上、イオン温度Tiは5 keVに達した。また、中性粒子ビーム入射によって維持されたプラズマの中心部に電子サイクロトロン共鳴加熱を高密度で集中させた際、内部輸送障壁に特徴的な電子温度Te分布が観測された。