Deuterium atom beam injectors developed for ITER plasma heating and current drive are based on negative ion acceleration and further neutralization with a gas target. The maximal efficiency of the gas stripping process is 60%. The replacement of the gas neutralizer by a plasma one must increase the neutral yield to 80%. An overview of experimental studies of microwave discharges in a multicusp magnetic system chosen as the base device for plasma neutralizer (PN) realization and design development of PNs for ITER neutral beam injectors (NBIs) is presented. The experimental results achieved with the PN model PNX-U are discussed. Plasma confinement, gas flows and ionization degree were investigated. High density plasmas with ne ∼1018 m-3 with low electron and ion temperatures ( ≈ 5-6 eV) and a high ionization degree (not less than 40%) at its centre have been generated in operation with argon.
ITERのプラズマ加熱および電流駆動のために開発された重水素原子ビーム入射器は、負イオン加速と、その後のガス標的による中性化に基づいている。ガスストリッピング過程の最大効率は60%である。ガス中性化器をプラズマ中性化器に置き換えることで、中性粒子収量を80%まで増加させなければならない。プラズマ中性化器（PN）の実現およびITER中性粒子ビーム入射器（NBI）用PNの設計開発のための基本装置として選択されたマルチカスプ磁気システムにおけるマイクロ波放電の実験研究の概要が提示される。PNモデルPNX-Uを用いて達成された実験結果について議論する。プラズマ閉じ込め、ガス流、および電離度が調査された。アルゴンを用いた運転において、中心部で低い電子温度およびイオン温度（≈5-6 eV）と高い電離度（40%以上）を有する、ne ∼1018 m-3の高密度プラズマが生成された。