In 2003, the performance of the 'hybrid' regime was successfully validated in JET experiments up to βN = 2.8 at low toroidal field (1.7 T), with plasma triangularity and normalized Larmor radius (ρ*) corresponding to identical ASDEX Upgrade discharges. Stationary conditions have been achieved with the fusion figure of merit () reaching 0.42 at q95 = 3.9. The JET discharges show similar MHD, edge and current profile behaviour, when compared with the ASDEX Upgrade. In addition, the JET experiments have extended the hybrid scenario operation at higher toroidal field of 2.4 T and lower ρ* towards the projected ITER values. Using this database, transport and confinement properties are characterized with respect to the standard H-mode regime. Moreover, trace tritium has been injected to assess the diffusion and convective coefficients of the fusion fuel. The maximization of confinement and stability properties provides, to this scenario, a good probability of achieving a high fusion gain at reduced plasma current for durations of up to 2000 s in ITER.
2003年、ハイブリッド運転モードの性能は、JET実験において、低トロイダル磁場（1.7 T）でβN = 2.8まで、プラズマ三角形度および規格化ラーモア半径（ρ*）がASDEX Upgradeの放電と対応する条件で、首尾よく検証された。定常状態は、q95 = 3.9において核融合性能指標（）が0.42に達することで達成された。JETの放電は、ASDEX Upgradeと比較した場合、MHD、周辺部、および電流分布の挙動において類似した特性を示す。さらに、JET実験は、ハイブリッド運転モードの運転領域を、より高いトロイダル磁場（2.4 T）およびより低いρ*において、ITERの想定値に向けて拡張した。このデータベースを用いて、輸送および閉じ込め特性が標準的なHモード運転との比較において特徴づけられた。さらに、トレーサー重水素注入（trace tritium injection）が実施され、核融合燃料の拡散係数および対流速度が評価された。閉じ込めおよび安定性特性の最大化により、この運転シナリオは、ITERにおいて、低減されたプラズマ電流で最大2000秒間、高い核融合利得を達成する高い可能性を有することが示された。