AbstractThe concept and the key features of the Joint European Torus (JET), flagship of the integrated European fusion research programme, departed considerably from those of other large tokamaks under design in the early 1970s. D-shape toroidal coils and vacuum vessel and large volume high current plasma were unique and controversial features of JET. Moreover, since the early phase of the JET design, due consideration was given to D-T operations, including remote handling capability and D-T compatible peripheral systems. JET experimental results have confirmed the validity of these design choices. In turn, these choices had an impact on the development of other tokamaks and of ‘next step’ design proposals, such as NET (Next European Torus) and later ITER (International Tokamak Experimental Reactor). Experimental evidence from JET and other tokamaks has clearly shown that the control of impurities is a key issue for finalizing ITER design. Therefore, the present JET programme is focussed on a divertor programme with thermonuclear grade plasmas tailored to ITER needs and to the exploration of advanced tokamak concepts for further enhanced global performance.
欧州統合核融合研究計画の旗艦であるJET（共同欧州トーラス）の概念と主要な特徴は、1970年代初期に設計されていた他の大型トカマクのそれとはかなり異なっていた。D字型トロイダルコイルと真空容器、そして大容量・大電流プラズマは、JETの独自かつ議論を呼ぶ特徴であった。さらに、JETの設計初期段階から、遠隔操作能力やD-T適合周辺システムを含むD-T運転が十分に考慮されていた。JETの実験結果は、これらの設計選択の妥当性を確認した。そして、これらの選択は、他のトカマクや、NET（次期欧州トーラス）、その後継であるITER（国際熱核融合実験炉）などの「次段階」設計提案の発展に影響を与えた。JETおよび他のトカマクからの実験的証拠は、ITER設計を最終決定する上で不純物の制御が重要な課題であることを明確に示している。したがって、現在のJET計画は、ITERのニーズに適合した熱核グレードのプラズマを用いたダイバータ計画と、さらなる全体性能向上のための先進トカマク概念の探求に焦点を当てている。