Recent research on advanced tokamak in JET has focused on scenarios with both monotonic and reversed shear q-profiles having plasma parameters as relevant as possible for extrapolation to ITER. Wide internal transport barriers (ITBs), r/a ∼ 0.7, are formed at ITER relevant triangularity δ ∼ 0.45 and moderate plasma current, IP = 1.5–2.5 MA, with ne/nG ∼ 60% when ELMs are moderated by Ne injection. At higher current (IP ≤ 3.5 MA, δ ∼ 0.25) wide ITBs sitting at r/a ≥ 0.5, in the positive shear region, have been developed. Generally MHD events terminate these barriers otherwise limited in strength by power availability. ITBs with core density close to Greenwald value, Te ∼ Ti and low toroidal rotation (4 times lower than standard ITBs) are obtained in plasma target preformed by opportune timing of lower hybrid current drive (LHCD), pellet injection and a small amount of NBI power. Wide ITBs, r/a ∼ 0.6, of moderate strength, can be sustained without impurities accumulation for a time close to neoclassical resistive time in 3 T/1.8 MA discharges that exhibit reversed magnetic shear profiles and type-III ELMy edge. These discharges have been extended to the maximum duration allowed by JET subsystems (20 s) bringing to the record of injected energy in a JET discharge: E ∼ 330 MJ. Portability of ITB physics has been addressed through dedicated similarity experiments. The ITB is identified as a layer of reduced diffusivity studying the propagation of the heat wave generated by modulating the ICRF mode conversion (MC) electron heating. Impressive results, QDT ∼ 0.25, are obtained in these deuterium discharges with 3He minority when the MC layer is located in the core. The ion behaviour has been investigated in pure LHCD electron ITBs optimizing the 3He minority concentration for direct ion heating. Preliminary results of particle transport, studied via injection of a trace of tritium and an Ar–Ne mixture, will be presented.
最近のJETにおける先進トカマク研究は、ITERへの外挿に可能な限り関連するプラズマパラメータを有する単調および逆転シアのqプロファイルの両方を備えたシナリオに焦点を当てている。広い内部輸送障壁（ITB）は、r/a ∼ 0.7で、ITER関連の三角形度δ ∼ 0.45、中程度のプラズマ電流IP = 1.5–2.5 MA、Ne入射によるELM緩和時のne/nG ∼ 60%で形成される。より高い電流（IP ≤ 3.5 MA、δ ∼ 0.25）では、正磁気シア領域においてr/a ≥ 0.5に位置する広いITBが発現している。一般にMHD事象がこれらの障壁を終端させるが、その強度は利用可能な加熱パワーによって制限される。コア密度がグリーンワルド密度に近く、Te ∼ Ti、かつ標準的なITBと比較して4倍低いトロイダル回転を有するITBは、低混合同軸電流駆動（LHCD）、ペレット入射、および少量のNBIパワーの適切なタイミングによる予備形成プラズマ中で得られる。r/a ∼ 0.6の広いITBは、中程度の強度で、逆転磁気シアプロファイルとtype-III ELM端部を呈する3 T/1.8 MA放電において、新古典抵抗性時間に近い時間にわたり不純物の蓄積なしに維持できる。これらの放電は、JETのサブシステムが許容する最大持続時間（20秒）まで延長され、JET放電における注入エネルギーの記録であるE ∼ 330 MJを達成した。ITB物理の移植可能性は、専用の相似実験を通じて検討されている。ITBは、ICRFモード変換（MC）電子加熱の変調によって生成された熱波の伝播を研究することにより、低減された拡散係数の層として同定される。QDT ∼ 0.25という顕著な結果は、MC層がコアに位置する重水素放電において3He少数派を用いて得られている。純粋なLHCD電子ITBにおけるイオン挙動は、直接イオン加熱のための3He少数派濃度を最適化して調査されている。微量のトリチウムおよびAr–Ne混合ガス入射による粒子輸送の予備的結果が提示される。