An overview of JET experimental results in DT plasmas directly relevant to ITER modes of operation is presented. Experiments in D:T mixtures varying from 100:0 to 10:90 and those carried out in hydrogen plasmas show that the H mode threshold power has an approximately inverse isotope mass dependence. Matching some of the key dimensionless parameters to the ITER values, the ITER similarity experiments with ITER shape and safety factor q show that the global energy confinement time is practically independent of isotopic mass (∼A0.03±0.08), where A is the atomic mass of the hydrogenic species. Subtracting the edge pedestal energy (which scales as ∼A0.57±0.2) from the total stored energy leads to a ∼A-0.17±0.1 dependence of confinement in the plasma core, very similar to that expected from the gyro-Bohm transport (∼ A-0.2) model. The observed scaling of the edge pedestal energy is consistent with a model in which the edge pressure gradient saturates at the ballooning limit over a region of width that scales as the ion poloidal Larmor radius governed by the average energy of the fast ions in the edge. The steady state total stored energy for a given input power in both ICRH and NBI discharges is the same despite the lower edge pedestal in the ICRH case, which is compensated for by more peaked power deposition profiles in ICRH. The ELM frequency is smaller with NBI; it decreases with isotopic mass in both NBI and ICRH discharges. A steady state, type I ELMy H mode discharge with ITER shape and q at 3.8 T/3.8 MA with an input power of 22 MW produced a Q ≈ 0.18 for 3.5 s and extrapolates well to ignition with ITER parameters. Here, Q is the ratio of fusion output power to input power. The thermal ELMy H mode confinement in both deuterium and tritium gas fuelled plasmas decreases significantly when the plasma density exceeds 0.75 of the Greenwald (nGW) limit, and the maximum density achieved is 0.85nGW. In L mode, the density limit decreases with increasing isotope mass roughly in accordance with code predictions. ITER reference ICRH scenarios have been evaluated. Second harmonic heating of tritium at the densities available in JET produces strong tails and heats electrons predominantly as expected. The 3He minority in 50:50 D:T and tritium dominated plasmas showed strong bulk ion heating leading to ion temperatures up to 13 keV with ICRH alone. Deuterium minority ion cyclotron heating in tritium plasmas at a power level of 6 MW produced steady state record values of Q ≈ 0.22 for more than 2.5 s.
JETにおけるDT実験結果の概要を、ITERの運転モードに直接関連する形で示す。D:T混合比を100:0から10:90まで変化させた実験と、水素プラズマでの実験により、Hモード閾値パワーは同位体質量にほぼ反比例することが示された。主要な無次元パラメータの一部をITERの値に一致させた場合、ITER形状および安全係数qを用いたITER相似実験では、全球エネルギー閉じ込め時間は同位体質量に実質的に依存しない（∼A⁰.⁰³±⁰.⁰⁸）。ここでAは水素同位体の原子質量である。端部ペデスタルエネルギー（∼A⁰.⁵⁷±⁰.²⁰でスケールする）を全蓄積エネルギーから差し引くと、プラズマコアの閉じ込めは∼A⁻⁰.¹⁷±⁰.²⁰の依存性を示し、ジャイロボーム輸送モデル（∼A⁻⁰.²）から予測される結果と非常に良く一致する。端部ペデスタルエネルギーの観測されたスケーリングは、端部圧力勾配がバルーニング限界で飽和し、その領域の幅が端部における高速粒子の平均エネルギーによって決まるイオンポロイダルラーマー半径でスケールするというモデルと整合する。ICRHとNBIの両方の放電において、与えられた入力パワーに対する定常状態の全蓄積エネルギーは同じであるが、ICRHの場合には端部ペデスタルが低く、これはICRHにおけるより集中したパワー堆積プロファイルによって補償される。ELM周波数はNBIの場合に小さく、ICRHとNBIの両方の放電において同位体質量の増加とともに減少する。ITER形状およびqを有する定常状態のタイプI ELMy Hモード放電において、3.8 T/3.8 MA、入力パワー22 MWでQ ≈ 0.18を3.5秒間達成し、ITERパラメータへの外挿で点火に達する可能性が示された。ここでQは核融合出力パワーと入力パワーの比である。重水素およびトリチウムガス入射による熱ELMy Hモード閉じ込めは、プラズマ密度がグリーンワルド密度限界（nGW）の0.75を超えると顕著に低下し、達成された最大密度は0.85nGWであった。Lモードでは、密度限界は同位体質量の増加とともに減少し、コード予測とおおよそ一致する。ITER参照ICRHシナリオが評価された。JETで利用可能な密度におけるトリチウムの第二高調波加熱は、強いテールを生成し、電子を主に加熱することが予測通りに示された。50:50 D:Tおよびトリチウム主体プラズマにおける³Heマイノリティ加熱は、強いバルクイオン加熱を示し、ICRH単独でイオン温度13 keVに達した。トリチウムプラズマにおける重水素マイノリティイオンサイクロトロン加熱は、6 MWのパワーレベルで、2.5秒以上にわたりQ ≈ 0.22の定常状態記録値を達成した。