The paper provides a brief introduction to the main aims, overall design philosophy and the planned parameter range of the large tokamak device (major radius R = 2.96 m; horizontal and vertical minor radii, respectively: a= 1.25 m, b = 2.10 m; plasma current, Ip= 4.8 MA), the Joint European Torus (JET), situated on the Culham Laboratory site, UK, whose main objective is to obtain and study plasmas in conditions and with dimensions approaching those needed in a fusion reactor. The main emphasis is on initial operation in the Ohmic-heating phase, in which results are presented covering a wide range of parameters: plasma currents Ip < 3.7 MA; toroidal magnetic fields BT= 1.3–3.4 T; elongation ratios b/a= 1.2–1.7; and safety factor values, q = 2.3–10. Average electron densities ne = (1–4) X 1019m−3, with high central electron temperatures (Te up to 5 keV) and ion temperatures (Ti up to 3 keV) have been achieved, although Zeff was in the range of 2.4–10. Energy confinement times (τE) of up to 0.8 s have been obtained. Some problems with metallic and low-Z impurities are noted, causing high radiation levels. Initial experiments, with ion cyclotron resonance frequency (ICRF) heating of H and 3He minorities in deuterium plasmas at MW levels, are reported. The paper concludes with a description of planned future experiments on impurity control, additional heating (ICRF ≈ 15 MW, and neutral injection ≈ 10 MW), and preparations for tritium operation.
本論文は、英国カラム研究所サイトに位置する大型トカマク装置であるジョイント・ヨーロピアン・トーラス（JET）（主半径 R = 2.96 m; 水平および垂直の小半径はそれぞれ a = 1.25 m, b = 2.10 m; プラズマ電流 Ip = 4.8 MA）の主な目的、全体設計思想、および計画されたパラメータ範囲について簡潔に紹介する。その主目的は、核融合炉に必要な条件と寸法に近いプラズマを取得し研究することである。主な焦点は、オーミック加熱段階での初期運転に置かれており、その段階では広範囲のパラメータにわたる結果が提示される：プラズマ電流 Ip < 3.7 MA; トロイダル磁場 BT = 1.3–3.4 T; 伸長比 b/a = 1.2–1.7; および安全係数値 q = 2.3–10。平均電子密度 ne = (1–4) × 10^19 m^-3 が達成され、高い中心電子温度（Te 最大 5 keV）およびイオン温度（Ti 最大 3 keV）も達成されたが、Zeff は 2.4–10 の範囲であった。エネルギー閉じ込め時間（τE）は最大 0.8 秒が得られた。金属および低Z不純物に関するいくつかの問題が指摘されており、高い放射線レベルを引き起こしている。重水素プラズマ中のHおよび3He少数成分のイオンサイクロトロン共鳴周波数（ICRF）加熱による初期実験が、MWレベルの出力で報告されている。本論文は、不純物制御、追加加熱（ICRF ≈ 15 MW、および中性粒子入射 ≈ 10 MW）、およびトリチウム運転の準備に関する計画された将来実験の説明で締めくくられる。