A baseline scenario of deuterium–tritium (D–T) plasma with peripheral high-field-side fuelling pellets has been produced in JET in order to mimic the situation in ITER. The isotope mix ratio is controlled in order to target the value of 50%–50% by a combination of tritium gas puffing and deuterium pellet injection. Multiple factors controlling the fuelling efficiency of individual pellets are analysed, with the following findings: (1) prompt particle losses due to pellet-triggered edge-localised modes (ELMs) are detected, (2) the plasmoid drift velocity might be smaller than that predicted by simulation, (3) post-pellet particle loss is controlled by transient phases with ELMs.The overall pellet particle flux normalised to the heat flux is similar to that in previous pellet fuelling experiments in AUG and JET.
JETにおいて、ITERの状況を模擬するために、周辺部高磁場側燃料ペレットを用いた重水素–トリチウム（D–T）プラズマのベースラインシナリオが生成された。同位体混合比は、トリチウムガス噴出と重水素ペレット注入の組み合わせにより、50%–50%の値を目標として制御される。個々のペレットの燃料供給効率を制御する複数の要因が分析され、以下の知見が得られた：(1) ペレット誘起周辺局在モード（ELM）による即時粒子損失が検出され、(2) プラズモイドのドリフト速度はシミュレーションで予測されたものより小さい可能性があり、(3) ペレット後の粒子損失はELMを伴う過渡位相によって制御される。熱流束で規格化された全体的なペレット粒子束は、AUGおよびJETにおける以前のペレット燃料供給実験と同様である。