Experiments with plasmas having nearly equal concentrations of deuterium and tritium have been carried out on TFTR. To date (September 1995), the maximum fusion power has been 10.7 MW, using 39.5 MW of neutral beam heating, in a supershot discharge and 6.7 MW in a high beta P discharge following a current ramp-down. The fusion power density in the core of the plasma has reached 2.8 MW/m3, exceeding that expected in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). The energy confinement time tau E is observed to increase in DT, relative to D plasmas, by 20% and the n1(0).T1(0). tau E product by 55%. The improvement in thermal confinement is caused primarily by a decrease in ion heat conductivity in both supershot and limiter H mode discharges. Extensive lithium pellet injection increased the confinement time to 0.27 s and enabled higher current operation in both supershot and high beta P discharges. First measurements of the confined alpha particles have been performed and found to be in good agreement with TRANSP simulations assuming classical confinement. Measurements of the alpha ash profile have been compared with simulations using particle transport coefficients from helium gas puffing experiments. The loss of energetic alpha particles to a detector at the bottom of the vessel is well described by the first-orbit loss mechanism. No loss due to alpha particle driven instabilities has yet been observed. ICRF heating of a DT plasma, using the second harmonic of tritium, has been demonstrated. DT experiments on TFTR will continue both to explore the physics underlying the ITER design and to examine some of the physics issues associated with an advanced tokamak reactor
重水素と三重水素の濃度がほぼ等しいプラズマを用いた実験がTFTRで実施された。現在までに（1995年9月）、最大核融合出力は10.7 MWに達し、これは39.5 MWの中性粒子ビーム加熱を用いたスーパーショット放電、および電流ランプダウン後の高ベータP放電における6.7 MWによるものである。プラズマ中心部での核融合出力密度は2.8 MW/m³に達し、これは国際熱核融合実験炉（ITER）で予想される値を上回っている。エネルギー閉じ込め時間τEは、重水素プラズマと比較して重水素-三重水素プラズマでは20%増加し、n₁(0)・T₁(0)・τEの積は55%増加することが観測された。熱閉じ込めの改善は、スーパーショット放電およびリミターHモード放電の両方において、主にイオン熱伝導率の低下によるものである。大規模なリチウムペレット注入により、閉じ込め時間は0.27秒まで延長され、スーパーショット放電および高ベータP放電の両方においてより高い電流での運転が可能となった。閉じ込められたアルファ粒子の最初の測定が実施され、古典的閉じ込めを仮定したTRANSPシミュレーションと良好な一致を示した。アルファ粒子の灰密度分布の測定結果は、ヘリウムガス噴射実験から得られた粒子輸送係数を用いたシミュレーションと比較された。容器底部の検出器で観測された高エネルギーアルファ粒子の損失は、第一軌道損失機構によってよく説明される。アルファ粒子駆動不安定性による損失はまだ観測されていない。三重水素の第二高調波を用いたDTプラズマのICRF加熱が実証された。TFTRにおけるDT実験は、ITER設計の基礎となる物理の探求と、先進トカマク炉に関連するいくつかの物理課題の検討の両方を目的として継続される。