JET returned to deuterium-tritium operations in 2023 (DTE3 campaign), approximately two years after DTE2. DTE3 was designed as an extension of JET's 2022-2023 deuterium campaigns, which focused on developing scenarios for ITER and DEMO, integrating in-depth physics understanding and control schemes. These scenarios were evaluated with mixed D-T fuel, using the only remaining tritium-capable tokamak until its closure in 2023. A core-edge-SOL integrated H-mode scenario was developed and tested in D-T, showing good confinement and partial divertor detachment with Ne-seeding. Stationary pulses with good performance, no tungsten accumulation, and even without ELMs were achieved in D-T. Plasmas with pedestals limited by peeling modes were studied with D, T-rich, and D-T fuel, revealing a positive correlation between pedestal electron pressure and pedestal electron density. The Quasi-Continuous Exhaust regime was successfully achieved with D-T fuel, with access criteria similar to those in D plasmas. A scenario with full detachment, the X-point radiator regime, was established in D-T, aided by the real-time control of the radiator's position. The crucial characterisation of tritium retention continued in DTE3, using gas balance measurements and the new LID-QMS diagnostic. Nuclear technology studies were advanced during the DTE3 campaign, addressing issues such as the activation of water in cooling loops and single event effects on electronics. Building on the previous D, T and DTE2 campaigns and the lessons learned from them, DTE3 extended our understanding of D-T plasmas, particularly in scenarios relevant to next-generation devices such as ITER and DEMO.
JETは、DTE2の約2年後となる2023年に重水素-トリチウム運転（DTE3キャンペーン）に復帰した。DTE3は、ITERおよびDEMO向けシナリオの開発に焦点を当て、深い物理的理解と制御手法を統合したJETの2022-2023年重水素キャンペーンの延長として設計された。これらのシナリオは、2023年の閉鎖まで唯一残っていたトリチウム対応トカマクを用いて、混合D-T燃料で評価された。コア-エッジ-SOL統合Hモードシナリオが開発され、D-Tで試験され、良好な閉じ込めとNeシーディングによる部分ダイバータ・デタッチメントを示した。優れた性能、タングステン蓄積なし、さらにはELMなしの定常パルスがD-Tで達成された。ピーリングモードによって制限されるペデスタルを持つプラズマが、D、Tリッチ、およびD-T燃料を用いて研究され、ペデスタル電子圧力とペデスタル電子密度の間に正の相関があることが明らかになった。Quasi-Continuous ExhaustレジームはD-T燃料で首尾よく達成され、そのアクセス条件はDプラズマと類似していた。完全デタッチメントを伴うシナリオであるXポイント放射体レジームは、放射体位置のリアルタイム制御の助けを借りてD-Tで確立された。トリチウム保持の重要な特性評価は、ガスバランス測定と新しいLID-QMS診断を用いてDTE3で継続された。核技術研究はDTE3キャンペーン中に進められ、冷却ループ内の水の活性化や電子機器のシングルイベント効果などの問題に対処した。以前のD、TおよびDTE2キャンペーンとそこから得られた教訓に基づき、DTE3は、特にITERやDEMOなどの次世代装置に関連するシナリオにおけるD-Tプラズマの理解を拡張した。