The economic viability of Tokamak fusion reactors would be greatly improved if the capital cost were significantly reduced and continuous operation were possible. Designs which realise these goals rely on reduction by a factor 2-3 in plasma current, from the 25 MA needed for a good ignition margin in ITER. A substantial proportion of bootstrap current is needed, in order to keep the recirculating power to a small proportion of the fusion output. These requirements define an operating point which has to be at large beta p ( approximately 2.5-3) and high beta t ( beta N approximately 3-5). Also the energy confinement must be well above H-mode. Steps have already been taken in this direction at JET and a programme has evolved which emphasises coherent development of steady state plasmas. JET has large heating and current drive systems, long pulse capability, He neutral beam injection for ash transport studies and the recently installed, pumped divertor. The results which have already been obtained and the future programme are described. Attention is drawn to the potential application of concept improvement techniques to JET's high performance plasmas so that the fusion yield and Q may be improved.
トカマク核融合炉の経済的実現性は、資本コストが大幅に削減され、連続運転が可能になれば、大きく向上するであろう。これらの目標を実現する設計は、ITERで必要とされる良好な点火余裕のための25 MAから、プラズマ電流を2〜3倍に低減することに依存している。再循環電力を核融合出力の小さな割合に抑えるためには、ブートストラップ電流の大きな割合が必要である。これらの要件は、規格化ベータ値β_Nが約2.5〜3の高ベータ_p状態、およびβ_Nが約3〜5の高ベータ_t状態での運転点を定義する。また、エネルギー閉じ込めはHモードを十分に上回る必要がある。JETでは、この方向への steps はすでに踏み出されており、定常プラズマのコヒーレントな発展を強調するプログラムが進化してきた。JETは、大型の加熱・電流駆動システム、長パルス運転能力、灰除去のためのヘリウム中性粒子ビーム入射、そして最近設置されたダイバータを有している。得られた成果と今後のプログラムが記述される。核融合収量とQ値を向上させるための概念改良技術の潜在的な応用に注意が向けられている。