High performance discharges are routinely obtained on JET with low or reversed magnetic shear (s = (r/q)dq/dr), and the potential for steady state operation of such discharges is under investigation. With the use of the proper heating and fuelling, these `optimized shear' (OS) discharges exhibit an internal transport barrier (ITB), resulting in a strong peaking of the pressure profile, and thus in high fusion performance. These regimes have been extensively studied during the last (DD and DT) JET campaigns in order to promotethis type of scenario as the basis for `advanced tokamak' operation. A review is given ofthe highest performance achieved on JET OS discharges during the last experimental campaigns, in both DD (up to 5.6 × 1016neutrons/s) and DT operation(fusion power up to 8.2 MW, ni0Ti0τE up to 1021 m-3 keV s). The role of the plasma edge is pointed out, as the power required to trigger an ITB is often higher than the H mode power threshold, leading to double barrier regimes. The presence of an H mode pedestal both modifies the ITB and induces edge bootstrap and ELM activity, which should be controlled to prolong such discharges. The operational procedure of optimization is then discussed, addressing the problems of ITB formation (power threshold, timing of the main heating phase, i.e. optimization of the target q profile, influence of the heating scheme, electron versus ion ITBs), ITB evolution (expansion of the ITB footpoint, H mode formation) and ITB termination (disruptive and/or `soft' MHD limits).Finally, the crucial problem of the route to steady state for such OS discharges is addressed, both in terms of ITB sustainment and control within the stability domain and in terms of edge pedestal control by means of impurity injection. The impurity behaviour is found, and examples of high performance discharges sustained for several energy confinement times are given (βN = 1.95, H89 = 2.3, Pfusioneq∼10 MW, QDTeq∼0.4 sustained for ∼3 s). Extrapolation towards fully non-inductive current drive is discussed.
高性能放電は、JETにおいて低または反転磁気シア（s = (q/r)dq/dr）で日常的に得られており、そのような放電の定常運転の可能性が調査されている。適切な加熱と燃料供給を用いることにより、これらの「最適化シア」（OS）放電は内部輸送障壁（ITB）を示し、圧力分布の強いピーキングをもたらし、その結果高い核融合性能をもたらす。これらの領域は、このタイプのシナリオを「先進トカマク」運転の基礎として促進するために、最近の（DDおよびDT）JETキャンペーン中に広範囲に研究されてきた。最近の実験キャンペーン中にJET OS放電で達成された最高性能のレビューが、DD（最大5.6×10¹⁶中性子/秒）およびDT運転（核融合出力最大8.2 MW、nᵢ₀Tᵢ₀τ_E最大10²¹ m⁻³ keV s）の両方で示される。プラズマ端部の役割が指摘されており、ITBを誘発するために必要な電力はしばしばHモード電力閾値よりも高く、二重障壁領域をもたらす。Hモードペデスタルの存在はITBを修正し、エッジブートストラップおよびELM活動を誘発するが、これはそのような放電を延長するために制御されるべきである。最適化の運転手順が議論され、ITB形成（電力閾値、主加熱位相のタイミング、すなわち目標q分布の最適化、加熱方式の影響、電子対イオンITB）、ITB進展（ITBフットポイントの拡大、Hモード形成）、およびITB終了（破壊的および/または「ソフト」MHD限界）の問題に対処する。最後に、そのようなOS放電の定常状態への経路の重要な問題が、安定性領域内でのITB維持と制御、および不純物注入によるエッジペデスタル制御の両方の観点から扱われる。不純物挙動が見出され、数エネルギー閉じ込め時間にわたって維持された高性能放電の例が示される（β_N = 1.95、H_89 = 2.3、P_fusion_eq ≈ 10 MW、Q_DT_eq ≈ 0.4、約3秒間維持）。完全非誘導電流駆動への外挿が議論される。