The Joint European Torus (JET) has recently operated with deuterium-tritium (DT) mixtures, carried out an International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) physics campaign in hydrogen, deuterium, DT and tritium, installed the Mark IIGB `Gas Box' divertor fully by remote handling and started physics experiments with this more closed divertor. The DT experiments set records for fusion power (16.1 MW), ratio of fusion power to plasma input power (0.62, and 0.95 ± 0.17 if a similar plasma could be obtained in steady state) and fusion duration (4 MW for 4 s). A large scale tritium supply and processing plant, the first of its kind, allowed the repeated use of the 20 g of tritium on-site to supply 99.3 g of tritium to the machine. The H mode threshold power is significantly lower in DT, but the global energy confinement time is practically unchanged (no isotope effect). Dimensionless scaling `wind tunnel' experiments in DT extrapolate to ignition with ITER parameters. The scaling is close to gyro-Bohm, but the mass dependence is not correct. Separating the thermal plasma energy into core and pedestal contributions could resolve this discrepancy (leading to proper gyro-Bohm scaling for the core) and also account for confinement degradation at high density and at high radiated power. Several radiofrequency heating schemes have been tested successfully in DT, showing good agreement with calculations. Alphaparticle heating has been clearly observed and is consistent with classical expectations. Internal transport barriers have been established in optimized magnetic shear discharges in DT and steady state conditions have been approached with simultaneous internal and edge transport barriers. First results with the newly installed Mark IIGB divertor show that the in-out symmetry of the divertor plasma can be modified using differential gas fuelling, that optimized shear discharges can be produced and that krypton gas puffing is effective in restoring L mode edgeconditions and establishing an internal transport barrier in such discharges.
合同欧州トーラス（JET）は最近、重水素-三重水素（DT）混合ガスを用いた運転を行い、水素、DT、三重水素による国際熱核融合実験炉（ITER）物理キャンペーンを実施し、Mark IIGBダイバータを完全遠隔操作で設置し、このより閉鎖的なダイバータを用いた物理実験を開始した。DT実験は、核融合出力（16.1 MW）、核融合出力とプラズマ入力電力の比（0.62、定常状態で同様のプラズマが得られれば0.95±0.17）、および核融合持続時間（4 MWを4秒間）において記録を樹立した。その種のものとしては初となる大規模なトリチウム供給・処理プラントにより、20 gのトリチウムを現場で再利用し、99.3 gのトリチウムを装置に供給することが可能となった。DTにおけるHモード閾値電力は有意に低いが、全球エネルギー閉じ込め時間は実質的に変化しない（同位体効果なし）。DTにおける無次元スケーリング「風洞」実験は、ITERパラメータでの点火へ外挿される。このスケーリングはジャイロボーム（gyro-Bohm）に近いが、質量依存性は正しくない。熱プラズマエネルギーをコアとペデスタルの寄与に分離することで、この不一致を解消できる可能性があり（コアに対する適切なジャイロボーム・スケーリングにつながる）、また高密度および高放射損失出力での閉じ込め劣化も説明できる可能性がある。DTにおいて複数の高周波加熱方式が成功裏に試験され、計算との良好な一致が示された。アルファ粒子加熱は明確に観測され、古典論的予測と一致している。最適化された磁気シア配位のDT放電において内部輸送障壁が確立され、内部輸送障壁と周辺輸送障壁が同時に存在する定常状態に近い条件が達成された。新しく設置されたMark IIGBダイバータによる最初の結果は、ダイバータプラズマの内外対称性が差動ガス供給によって変更可能であること、最適化されたシア配位の放電が生成可能であること、そしてクリプトンガス噴射がLモード周辺条件を回復させ、そのような放電において内部輸送障壁を確立するのに有効であることを示している。