The physical understanding of net-current-free helical plasmas has progressed in the Large Helical Device (LHD) since the last Fusion Energy Conference in Geneva, 2008. The experimental results from LHD have promoted detailed physical documentation of features specific to net-current-free 3D helical plasmas as well as complementary to the tokamak approach. The primary heating source is neutral beam injection (NBI) with a heating power of 23 MW, and electron cyclotron heating with 3.7 MW plays an important role in local heating and power modulation in transport studies. The maximum central density has reached 1.2 × 1021 m−3 due to the formation of an internal diffusion barrier (IDB) at a magnetic field of 2.5 T. The IDB is maintained for 3 s by refuelling with repetitive pellet injection. In a different operational regime with moderate density less than 2 × 1019 m−3, a plasma with a central ion temperature reaching 5.6 keV exhibits the formation of an internal transport barrier (ITB). The ion thermal diffusivity decreases to the level predicted by neoclassical transport. In addition to the rotation driven by the momentum input due to tangential NBI, the existence of intrinsic torque to drive toroidal rotation is identified in the plasma with an ITB. This ITB is accompanied by an impurity hole which generates an impurity-free core. The impurity hole is due to a large outward convection of impurities in spite of the negative radial electric field. The magnitude of the impurity hole is enhanced in the magnetic configuration with a large helical ripple and for heavier atoms. Another mechanism for suppressing impurity contamination is identified at the plasma edge with a stochastic magnetic field. A helical system shares common physics issues with tokamaks such as 3D equilibria, transport in a stochastic magnetic field, plasma response to a resonant magnetic perturbation, divertor physics and the role of radial electric field and meso-scale structure.
ネットカレントフリーのヘリカルプラズマに関する物理的理解は、2008年のジュネーブにおける前回の核融合エネルギー会議以降、大型ヘリカル装置（LHD）において進展してきた。LHDにおける実験結果は、ネットカレントフリーの3次元ヘリカルプラズマに特有の特徴の詳細な物理的記述を促進し、またトカマクアプローチを補完するものとなっている。主たる加熱源は中性粒子ビーム入射（NBI）であり、その加熱パワーは23 MWである。また、電子サイクロトロン加熱（3.7 MW）は、輸送研究における局所加熱およびパワー変調において重要な役割を果たしている。最大中心密度は、磁場2.5 Tにおいて内部拡散障壁（IDB）の形成により1.2 × 10²¹ m⁻³に達している。IDBは、反復ペレット入射による燃料供給によって3秒間維持される。密度が2 × 10¹⁹ m⁻³未満の異なる運転領域では、中心イオン温度が5.6 keVに達するプラズマが内部輸送障壁（ITB）の形成を示す。イオン熱拡散係数は、新古典輸送によって予測されるレベルまで低下する。ITBを有するプラズマにおいては、接線方向NBIによる運動量入力によって駆動される回転に加えて、トロイダル回転を駆動する固有トルクの存在が同定されている。このITBには不純物ホールが伴い、不純物を含まないコア領域が生成される。不純物ホールは、負の径方向電場にもかかわらず、不純物の大きな外向き対流によるものである。不純物ホールの大きさは、大きなヘリカルリップルを有する磁場配位において、またより重い原子に対して増大する。不純物汚染を抑制する別のメカニズムが、確率的磁場を有するプラズマ周辺部において同定されている。ヘリカルシステムは、3次元平衡、確率的磁場中の輸送、共鳴磁場摂動に対するプラズマ応答、ダイバータ物理、ならびに径方向電場およびメソスケール構造の役割など、トカマクと共通する物理課題を共有している。