Describes a series of experiments in the Joint European Torus (JET), culminating in the first tokamak discharges in deuterium-tritium fuelled mixture. The experiments were undertaken within limits imposed by restrictions on vessel activation and tritium usage. The objectives were: (i) to produce more than one megawatt of fusion power in a controlled way; (ii) to validate transport codes and provide a basis for accurately predicting the performance of deuterium-tritium plasmas from measurements made in deuterium plasmas; (iii) to determine tritium retention in the torus systems and to establish the effectiveness of discharge cleaning techniques for tritium removal; (iv) to demonstrate the technology related to tritium usage; and (v) to establish safe procedures for handling tritium in compliance with the regulatory requirements. A single-null X-point magnetic configuration, diverted onto the upper carbon target, with reversed toroidal magnetic field was chosen. Deuterium plasmas were heated by high power, long duration deuterium neutral beams from fourteen sources and fuelled also by up to two neutral beam sources injecting tritium. The results from three of these high performance hot ion H-mode discharges are described: a high performance pure deuterium discharge; a deuterium-tritium discharge with a 1% mixture of tritium fed to one neutral beam source; and a deuterium-tritium discharge with 100% tritium fed to two neutral beam sources. The TRANSP code was used to check the internal consistency of the measured data and to determine the origin of the measured neutron fluxes. In the best deuterium-tritium discharge, the tritium concentration was about 11% at the time of peak performance, when the total neutron emission rate was 6.0 × 1017 neutrons/s. The integrated total neutron yield over the high power phase, which lasted about 2 s, was 7.2 × 1017 neutrons, with an accuracy of ±7%. The actual fusion amplification factor, QDT was about 0.15
欧州共同トーラス（JET）における一連の実験について述べるものであり、その頂点として重水素-トリチウム混合燃料による初のトカマク放電が行われた。実験は、容器の放射化とトリチウム使用量に関する制限の範囲内で実施された。目的は以下の通りであった：（i）制御された方法で1メガワットを超える核融合出力を生成すること；（ii）輸送コードを検証し、重水素プラズマでの測定から重水素-トリチウムプラズマの性能を正確に予測するための基盤を提供すること；（iii）トーラスシステムにおけるトリチウム保持量を決定し、トリチウム除去のための放電洗浄技術の有効性を確立すること；（iv）トリチウム使用に関連する技術を実証すること；および（v）規制要件に準拠したトリチウム取り扱いの安全手順を確立すること。単一ヌルX点磁気配位で、上部炭素ターゲットにダイバータ配位とし、逆方向トロイダル磁場が選択された。重水素プラズマは、14基の源からの高パワー・長時間重水素中性粒子ビームによって加熱され、さらに最大2基の中性粒子ビーム源からのトリチウム注入によって燃料供給が行われた。これらの高パフォーマンスの高温イオンHモード放電のうち3つの結果が述べられている：高パフォーマンスの純重水素放電；1基の中性粒子ビーム源に1%のトリチウム混合比で供給された重水素-トリチウム放電；および2基の中性粒子ビーム源に100%トリチウムで供給された重水素-トリチウム放電。TRANSPコードを用いて、測定データの内部整合性を検証し、測定された中性子束の起源を決定した。最良の重水素-トリチウム放電では、ピーク性能時におけるトリチウム濃度は約11%であり、そのときの全中性子放出率は6.0×10¹⁷中性子/秒であった。約2秒間続いた高パワー相における積分全中性子収量は7.2×10¹⁷中性子であり、精度は±7%であった。実際の核融合増倍率QDTは約0.15であった。