A record performance on JET has been obtained with shear optimization scenarios. A neutron yield of in deuterium discharges, and a global energy confinement improvement above the ITER-89 L-mode scaling with in L-mode and in H-mode have been achieved. The tailoring of plasma current, density and heating power waveforms and current profile control with lower hybrid current drive and ICRF phasing have been essential. Internal energy, particle and momentum transport barriers develop spontaneously upon heating above a threshold power of about 15 MW with neutral beams and ICRH into a low-density target plasma, with a wide central region of slightly negative or flat magnetic shear with q > 1 everywhere. An additional H-mode transition can also raise the pressure in the region between internal and edge transport barriers. The ion heat conductivity falls to the neoclassical level in the improved core confinement region. Pressure profile control through power deposition feedback control makes it possible to work close to the marginal stability boundary for pressure-driven MHD modes. First experiments in deuterium/tritium plasmas, with up to 75% tritium target concentration, have established internal transport barriers already with heating powers at the lowest threshold of pure deuterium plasmas, resulting in a fusion power output of .
JETにおいて、せん断シナリオを用いて記録的な性能が達成された。重水素プラズマにおいて中性子収率 、ITER-89 Lモードスケーリングを上回る全球エネルギー閉じ込め改善が、Lモードで 、Hモードで 達成された。プラズマ電流、密度、加熱波形の調整と、低域混成波電流駆動およびICRFによる電流分布制御が不可欠であった。内部輸送障壁は、約15 MWの閾値パワーを中性子ビームおよびICRHにより低密度ターゲットプラズマへ入射した際に、自発的に形成される。このとき、磁気シアはわずかに負または平坦で、q値は全域で1より大きく、広い中心領域にわたる。さらにHモード遷移を追加することで、内部輸送障壁と周辺輸送障壁の間の領域で圧力を上昇させることができる。改善されたコア閉じ込め領域では、イオン熱伝導率は新古典レベルまで低下する。パワー堆積のフィードバック制御による圧力分布制御により、圧力駆動MHDモードの限界安定性境界に近接して運転することが可能となる。重水素-トリチウムプラズマにおける最初の実験では、トリチウムターゲット濃度が最大75%に達し、純重水素プラズマの最低閾値パワーと同等の加熱パワーで内部輸送障壁が形成され、その結果、核融合出力 が達成された。