Results of experiments investigating the performance of the JET Mark IIA divertor are reported and compared with the performance of its Mark I predecessor. The principal effect of reducing the divertor width (increasing closure) was to increase pumping for both deuterium and impurities while reducing upstream neutral pressure. Neither the orientation of the divertor target relative to the divertor plasma nor the width of the divertor had a major influence on core plasma performance in ELMy H modes. Changing the core triangularity and thus the edge magnetic shear modifies the ELM frequency in ELMy H mode plasmas, thereby changing the peak divertor power loading. The integrated performance of the core and divertor plasmas is reviewed with a view to extrapolation to the requirements of ITER. The confinement of JET ELMy H modes with hot, medium density edges is good (H97 ≈ 1) and follows a gyro-Bohm scaling. The impurity content of these discharges is low and within the ITER requirements. When an attempt is made to raise the density with deuterium gas fuelling, the ELM frequency increases and the confinement, especially in the edge, decreases. Good confinement can be achieved in JET either by producing a large edge pedestal, typically in discharges with NB heating or by centrally peaked heating with ICRH schemes. Large amplitude type I ELMs, which are present in all discharges with a large edge pedestal, would result in unacceptable divertor plate erosion when scaled to ITER. Since the power deposition profile due to α heating in ITER is calculated to be intermediate between the JET NB and RF heating profiles, it is likely that operation in ITER with small ELMs in order to reduce first wall loading will result in degraded confinement compared with present day scaling laws.
JET Mark IIAダイバータの性能を調査した実験結果を報告し、その前身であるMark Iの性能と比較する。ダイバータ幅を縮小する（閉鎖性を高める）ことの主な効果は、重水素と不純物の両方に対する排気を増加させると同時に、上流側の中性粒子圧力を低減することであった。ELMy Hモードにおけるコアプラズマ性能に対して、ダイバータターゲットのプラズマに対する向きもダイバータ幅も大きな影響を及ぼさなかった。コアの三角形度を変化させ、それによりエッジ磁気シアを変化させると、ELMy HモードプラズマにおけるELM周波数が変化し、それに伴ってピークダイバータ熱負荷が変化する。コアプラズマとダイバータプラズマの統合性能を、ITERの要求への外挿を見据えてレビューする。高温・中密度のエッジを有するJET ELMy Hモードの閉じ込めは良好であり（H97 ≈ 1）、ジャイロボーム則に従うスケーリングを示す。これらの放電における不純物含有量は低く、ITERの要求の範囲内である。重水素ガス入射によって密度を上昇させようとすると、ELM周波数が増加し、閉じ込め、特にエッジでの閉じ込めが低下する。JETでは、大きなエッジペデスタルを生成するか、あるいはICRH方式による中心加熱のいずれかによって、良好な閉じ込めを達成できる。大きなエッジペデスタルを有するすべての放電に存在する大振幅のタイプI ELMは、ITERにスケーリングすると許容できないダイバータ板の損耗をもたらす。ITERにおけるα加熱による電力堆積分布は、JETのNB加熱とRF加熱の分布の中間であると計算されているため、第一壁への負荷を低減するためにITERで小型ELM運転を行うと、現在のスケーリング則と比較して閉じ込めが低下する可能性が高い。