For a detailed prediction of the plasma parameters in the Large Helical Device (LHD), 3-D equilibrium/1-D transport simulations including empirical or drift wave turbulence models are performed which suggest that the global confinement time of the LHD is determined mainly by the electron anomalous transport in the plasma edge region rather than by the helical ripple transport in the core region. Even if the ripple loss can be eliminated, the increase in global confinement is 10%. However, the rise in the central ion temperature is more than 20%. If the anomalous loss can be reduced to half of the value used in the present scaling, as is the case in the H-mode of tokamak discharges, the neoclassical ripple loss through the ion channel becomes important even in the plasma core. The 5% radial inward shift of the plasma column with respect to the major radius improves the plasma confinement and increases the fusion product by more than 50% by reducing the neoclassical asymmetric ion transport loss and increasing the plasma radius (10%)
大型ヘリカル装置（LHD）におけるプラズマパラメータの詳細な予測のために、経験的またはドリフト波乱流モデルを含む3次元平衡／1次元輸送シミュレーションを実施し、LHDの全球閉じ込め時間は、コア領域におけるヘリカルリップル輸送よりもむしろ、プラズマ周辺領域における電子異常輸送によって主に決定されることを示す。リップル損失を排除できたとしても、閉じ込め時間の増加は10%にとどまる。しかし、中心イオン温度の上昇は20%を超える。トカマク放電のHモードの場合と同様に、異常損失を現在のスケーリングで用いられる値の半分に低減できれば、イオンチャネルを通した新古典リップル損失は、プラズマコア領域においても重要となる。主半径に対してプラズマ柱を5%内側にシフトさせることは、新古典的非対称イオン輸送損失を低減し、プラズマ半径を増加させる（10%）ことにより、プラズマ閉じ込めを改善し、核融合生成物を50%以上増加させる。