The performance of the 'hybrid' H-mode regime (long pulse operation with high neutron fluency) has been extensively investigated in JET during the 2005–2007 experimental campaign up to normalized pressure βN = 3, toroidal magnetic field Bt = 1.7 T, with type I ELMs plasma edge conditions. The optimized external current drive sources, self-generated non-inductive bootstrap current and plasma core stability properties provide a good prospect of achieving a high fusion gain at reduced plasma current for long durations in ITER.One of the remaining issues is the erosion of the divertor target plates associated with the type I ELM regime. A possible solution could be to operate with a plasma edge in the type III ELM regime (reduced transient and stationary heat loads) obtained with impurity seeding. An integrated hybrid type III ELM regime with a normalized pressure βN = 2.6 (PNBI ∼ 20–22 MW) and a thermal confinement factor of has been recently successfully developed on JET with nitrogen seeding. This scenario shows good plasma edge condition (compatible with the future ITER-like wall on JET) and moderate MHD activity. In this paper, we report on the experimental development of the scenario (with plasma current Ip = 1.7 MA and magnetic field Bt = 1.7 T) and the trade-off between heat load reduction at the target plates and global confinement due to nitrogen seeding and type III ELM working conditions.
「ハイブリッド」Hモード運転（高中性子フルエンスを伴う長時間パルス運転）の性能は、2005年から2007年にかけてのJET実験キャンペーンにおいて、規格化圧力βN = 3、トロイダル磁場Bt = 1.7 T、Type I ELMプラズマ周辺条件下で広範囲に調査された。最適化された外部電流駆動源、自己生成された非誘導ブートストラップ電流、およびプラズマ中心部の安定性特性は、ITERにおいて低プラズマ電流で長時間にわたり高い核融合利得を達成するための良好な見通しを提供する。残る課題の一つは、Type I ELM運転に関連するダイバータターゲット板の損耗である。考えられる解決策の一つは、不純物注入により得られるType III ELM運転（過渡的および定常的な熱負荷の低減）によるプラズマ周辺部の運転である。JETでは、窒素注入により、規格化圧力βN = 2.6（PN ∼ 20–22 MW）、熱閉じ込め係数が の統合型ハイブリッドType III ELM運転が最近成功裏に実証された。このシナリオは、良好なプラズマ周辺条件（将来のITER類似壁との両立性）と適度なMHD活動を示す。本論文では、このシナリオの実験的開発（プラズマ電流Ip = 1.7 MA、磁場Bt = 1.7 T）と、窒素注入およびType III ELM運転条件によるターゲット板の熱負荷低減と全体の閉じ込め性能との間のトレードオフについて報告する。