AbstractIn the National Institute for Fusion Science, a large helical device (LHD) is under construction, with the objectives of understanding the physical phenomena and behaviors of a magnetically confined high temperature plasma, and of obtaining basic data which can be extrapolated to a reactor-relevant plasma in a helical system. Superconducting coils with pole number l = 2. pitch number m = 10 and major radius R = 3.9 m produce a steady state helical magnetic field for confinement, together with poloidal coils. The magnetic field strength on the axis will be 3.0 T in the phase I experiment and 4.0 T in the phase II experiment. The plasma major radius of the LHD is 3.75 m and the averaged plasma radius is 0.6 m. The plasma volume will be about 30 m3. A plasma will be produced and heated by electron cyclotron heating, and heated with neutral beam injection and ion cyclotron resonance frequency heating. Three-dimensional diagnostics should be provided for helical systems, because the elliptic plasma cross-section rotates poloidally along the magnetic axis, and has no axisymmetry in comparison with tokamaks. It is also planned to produce a steady state plasma in the LHD. Therefore, the plasma diagnostics for the LHD have various features that are different from those in conventional tokamaks. The potential distribution in the plasma is an important quantity to be measured in a hellical system, because it is related to the plasma confinement. Proper functioning of the diverter is vitally important in a long-pulse machine. Divertor diagnostics are being examined with special precautions. Among various diagnostic developments carried out so far, a multi-point Thomson scattering system with high time and space resolution, a multi-channel far-IR laser interferometer and heavy ion beam probing will be explained in detail, after presenting details of the design principle, general description and a future plan for plasma diagnostics in the LHD.
国立核融合科学研究所では、大型ヘリカル装置（LHD）が建設中であり、その目的は、高温プラズマの物理現象と挙動を理解し、ヘリカル系における炉心級プラズマに外挿可能な基礎データを得ることである。極数l = 2、周方向モード数m = 10、主半径R = 3.9 mの超伝導コイルは、ポロイダルコイルとともに、定常的なヘリカル磁場閉じ込めを生成する。磁場強度は、第I期実験では3.0 T、第II期実験では4.0 Tとなる。LHDのプラズマ主半径は3.75 m、平均プラズマ半径は0.6 mである。プラズマ体積は約30 m³となる。プラズマは、電子サイクロトロン加熱によって生成・加熱され、中性粒子ビーム入射およびイオンサイクロトロン共鳴加熱によっても加熱される。ヘリカル系では、楕円形のプラズマ断面がポロイダル方向に回転し、トカマクのような軸対称性を持たないため、三次元的な診断が必要である。また、LHDでは定常プラズマの生成が計画されている。したがって、LHDのプラズマ診断は、従来のトカマクとは異なる様々な特徴を有する。ヘリカル系において、プラズマ電位分布は閉じ込めに関連する重要な測定量である。長時間パルス運転装置においては、ダイバータの適切な機能が極めて重要である。ダイバータ診断は、特別な注意を払って検討されている。これまでに実施された様々な診断開発の中でも、高い時間・空間分解能を有する多点多チャンネルトムソン散乱システム、多チャンネル遠赤外レーザー干渉計、および重イオンビームプロービングについて、LHDにおけるプラズマ診断の設計原理、一般的な記述、および将来計画の詳細を提示した後、詳細に説明する。