The first tokamak discharges with deuterium-tritium mixtures have been carried out in the Joint European Torus (JET). The main objectives were to produce more than IMW of fusion power in a controlled way, to determine tritium retention in torus systems and to establish effective means of tritium removal. The experiments were undertaken within limits imposed by restrictions on vessel activation and tritium usage. Deuterium plasmas were heated by high power deuterium neutral beams from fourteen sources and fuelled by two neural beam sources injecting tritium. In the best (D-T discharge), the tritium concentration was about 11% at peak performance, when total neutron emission rate was 6.0*1017 s-1, with 1.7 MW of fusion power. The fusion amplification factor QDT was 0.15. With optimum tritium concentration, this pulse would have produced a fusion power approximately=5 MW and nominal QDT=0.46. The same extrapolation for the best pure deuterium discharge gives about 11 MW and a nominal QDT=1.14. Techniques for introducing, tracking, monitoring and recovering tritium were highly effective.
重水素-トリチウム混合ガスを用いた最初のトカマク放電が、欧州トーラス共同装置（JET）において実施された。主な目的は、制御された方法で1MW超の核融合出力を生成すること、トーラス内におけるトリチウム保持を測定すること、そして効果的なトリチウム除去手段を確立することであった。実験は、容器の放射化とトリチウム使用に関する制限の範囲内で実施された。重水素プラズマは、14基の重水素中性粒子ビーム源による高パワー加熱が行われ、2基の中性粒子ビーム源から注入されるトリチウムによって燃料供給が行われた。最良の（重水素-トリチウム）放電では、ピーク性能時におけるトリチウム濃度は約11%であり、その際の全中性子放出率は6.0×10¹⁷ s⁻¹、核融合出力は1.7MWであった。核融合増倍率Q_DTは0.15であった。最適なトリチウム濃度では、このパルスは約5MWの核融合出力と、公称Q_DT=0.46を生成したであろう。最良の純重水素放電に対する同じ外挿では、約11MWと公称Q_DT=1.0が得られる。トリチウムの導入、追跡、監視、回収の各技術は極めて効果的であった。