A review of experimental results obtained in JET D-T plasmas is presented. In discussing the underlying physics, results previously obtained on tokamak fusion test reactor (TFTR) are also taken into account. In JET, the maximum fusion power output of 16.1 MW has been obtained in an edge localized mode (ELM)-free hot-ion H-mode featuring an edge confinement barrier in a single-null divertor plasma with a where is the total input power to torus. A steady-state H-mode discharge, with plasma shape and safety factor q similar to that of ITER, produced 4 MW for 5 s (22 MJ). The steady-state results extrapolate well to ignition with ITER parameters using the normalized plasma pressure achieved on JET. Also, the advanced tokamak regime using optimized magnetic shear configuration featuring an internal transport barrier produced 8.2 MW of fusion power. With regards to reactor physics issues, a clear identification of electron heating by fusion born -particles has been made both in JET and TFTR. The JET experiments show that the H-mode threshold power has approximately an inverse isotopic mass dependence and that it does not depend on the method of auxiliary heating. The global energy confinement time in the TFTR D-T supershot regime scales as but in the JET H-modes, it is found to be practically independent of isotopic mass where A is the atomic mass of the hydrogenic species. In JET, the plasma core and the edge appear to have different underlying confinement physics, the former follows the gyro-Bohm transport model whereas the edge pedestal energy scales as . The maximum edge pressure in H-modes is analysed in relation to the ion poloidal Larmor radius at the edge. The fast ions driven by neutral beam injections (NBI) or ion cyclotron resonance heating (ICRH) could play an important role in setting the width of the edge pedestal. The thermal ELMy H-mode confinement both in D or T gas fuelled plasmas decreases significantly when the plasma density exceeds 0.75 of the Greenwald limit and the maximum density achieved is . The ICRH scenarios for a reactor have been evaluated. For example, minority in 50:50 D:T and tritium-dominated plasmas showed strong bulk ion heating leading to ion temperatures up to 13 keV with ICRH alone. Deuterium-minority ion cyclotron heating in tritium plasmas at a power level of 6 MW produced steady-state record values of for more than 2.5 s. Finally, the on-site closed-cycle tritium reprocessing plant and remote handling tools at JET have been used routinely and provided an integrated demonstration of safe and reliable operations of a tokamak device in reactor-relevant conditions.
JET D-Tプラズマで得られた実験結果のレビューを提示する。基礎となる物理の議論において、トカマク核融合試験炉（TFTR）で以前に得られた結果も考慮に入れる。JETでは、最大核融合出力16.1 MWが、単零ダイバータプラズマにおけるエッジ閉じ込め障壁を特徴とするエッジ局在モード（ELM）のない高温イオンHモードで達成された。ここで、 はトーラスへの総入力電力である。ITERと同様のプラズマ形状と安全係数qを有する定常Hモード放電では、5秒間4 MW（22 MJ）が生成された。定常状態の結果は、JETで達成された規格化プラズマ圧力 を用いて、ITERパラメータへの外挿が良好である。また、内部輸送障壁を特徴とする先進トカマク最適化磁気配位方式では、8.2 MWの核融合出力が生成された。炉心物理の課題に関して、核融合生成α粒子による電子加熱の明確な同定がJETとTFTRの両方でなされている。JETの実験は、Hモード閾値電力がほぼ同位体質量の逆数に比例し、補助加熱の方法に依存しないことを示している。TFTR D-Tスーパーショット領域における全球エネルギー閉じ込め時間は のようにスケーリングするが、JETのHモードでは、水素同位体種の原子質量Aに対して実質的に独立であることが見出されている。JETでは、プラズマコアとエッジで異なる閉じ込め物理が働いているように見え、前者はジャイロボーム輸送モデル に従うのに対し、エッジ台座エネルギーは のようにスケーリングする。Hモードにおける最大エッジ圧力は、エッジにおけるイオンのポロイダルラーマー半径との関連で解析される。中性粒子ビーム入射（NBI）またはイオンサイクロトロン共鳴加熱（ICRH）によって駆動される高速イオンは、エッジ台座幅の設定に重要な役割を果たす可能性がある。DまたはTガス供給プラズマの両方における熱ELM Hモード閉じ込めは、プラズマ密度がグリーンワルド限界 の0.75を超えると著しく低下し、達成された最大密度は である。炉心用ICRHシナリオが評価されている。例えば、50:50 D:Tおよびトリチウム主体プラズマにおける マイノリティ加熱は、ICRH単独でイオン温度13 keVに達する強いバルクイオン加熱を示した。トリチウム主体プラズマにおける重水素マイノリティイオンサイクロトロン加熱は、6 MWの電力レベルで2.5秒以上の定常状態記録値 を達成した。最後に、JETにおけるオンサイト閉ループトリチウム再処理プラントと遠隔操作ツールは日常的に使用され、炉心関連条件下でのトカマク装置の安全かつ信頼性の高い運転の統合的実証を提供した。