Steady state divertor operation with high performance plasmas (ne ∼ 0.7 × 1019 cm−3, Ti ∼ 2 keV) was demonstrated for half an hour in the Large Helical Device (LHD), the superconducting helical device (R = 3.6–3.9 m, a = 0.6 m, B = 3 T, l/m = 2/10). The high performance plasmas have been sustained with an averaged heating power of 680 kW and achieved an injected energy of 1.3 GJ. This required both advanced technological integration of heating systems and divertor heat flux control. In particular, optimization of divertor heat flux distribution along the divertor leg trace on divertor plates and real-time magnetic axis sweeping (R = 3.67–3.7 m) have allowed LHD to access a steady state regime with a margin of safety for the actively cooled divertor plates. The distribution of divertor heat load along the traces was investigated with calorimetric measurements and it was found that there was a localized heat load connected with the loss of high-energy ions produced by ion cyclotron radio frequency near-fields. Orbit analysis shows that the behaviour of high-energy ions is qualitatively in good agreement with the experimental result. Long-pulse discharges were terminated by radiation collapse due to penetration of metallic flakes into the plasma.
高性能プラズマ（ne ∼ 0.7 × 1019 cm−3、Ti ∼ 2 keV）を用いた定常ダイバータ運転が、大型ヘリカル装置（LHD）において30分間にわたり実証された。この装置は超伝導ヘリカル装置であり（R = 3.6–3.9 m、a = 0.6 m、B = 3 T、l/m = 2/10）。高性能プラズマは平均加熱出力680 kWで維持され、投入エネルギー1.3 GJを達成した。これには、加熱システムの高度な技術統合とダイバータ熱流束制御の両方が必要であった。特に、ダイバータ板上のダイバータ脚跡に沿ったダイバータ熱流束分布の最適化と、リアルタイム磁気軸掃引（R = 3.67–3.7 m）により、LHDは能動冷却ダイバータ板に対する安全余裕を備えた定常状態領域に到達することが可能となった。熱量測定による計測を用いてダイバータ板上の熱負荷分布に沿ったダイバータ熱流束を調査した結果、イオンサイクロトロン周波数帯の高周波電場によって生成された高エネルギーイオンの損失に起因する局所的な熱負荷が存在することが見出された。軌道解析により、高エネルギーイオンの挙動は実験結果と定性的に良好な一致を示すことが明らかになった。長時間放電は、金属フレークのプラズマへの侵入による放射崩壊によって終了した。