The development of a high current baseline scenario (, , ) in deuterium (D), tritium (T) and deuterium–tritium (D–T) for high D–T fusion performance at JET with Be/W wall is described. We show that a suitable scenario capable of delivering up to 10 MW of fusion power, depending on the auxiliary heating power available, was successfully developed in D. However, when translated to T and D–T, the same scenario could not be sustained for the target duration of 5 s due to the impossibility to achieve the stationary compound edge localized modes regime necessary to flush the tungsten (W) from the plasma and control the density. Nevertheless, a peak fusion power in the order of 8 MW, with 60% of the power coming from thermal fusion reactions, was obtained in D–T at 3.5 MA, with MW of neutral beam injection heating and 3–4 MW of ion cyclotron resonance heating, in line with the predictions obtained with the JINTRAC integrated scenario modelling suite of codes equipped with the QuaLiKiZ transport model and based on the extrapolation of the performance of similar D plasmas.
Be/W壁を備えたJETにおける高いD–T核融合性能のための、重水素（D）、トリチウム（T）、および重水素–トリチウム（D–T）での高電流ベースラインシナリオ（, , ）の開発について説明する。利用可能な補助加熱電力に応じて最大10 MWの核融合出力を供給できる適切なシナリオが、Dで首尾よく開発されたことを示す。しかしながら、TおよびD–Tに移行した場合、プラズマからタングステン（W）を排出し密度を制御するために必要な定常的な複合エッジ局在モード領域を達成することが不可能なため、同じシナリオを目標持続時間5秒間維持することはできなかった。それでもなお、3.5 MA、 MWの中性粒子ビーム入射加熱および3–4 MWのイオンサイクロトロン共鳴加熱において、熱核融合反応からの出力が60%を占める約8 MWのピーク核融合出力がD–Tで得られ、これはJINTRAC統合シナリオモデリングコード群にQuaLiKiZ輸送モデルを備え、類似のDプラズマの性能の外挿に基づいて得られた予測と一致する。