Wall conditioning is essential in tokamak and stellarator research to achieve plasma performance and reproducibility. This paper presents an overview of recent conditioning results, both from experiments in present devices and modelling, in view of devices with superconducting coils, with focus on W7-X, JT-60SA and ITER. In these devices, the coils stay energised throughout an experimental day or week which demands for new conditioning techniques that work in presence of the nominal field, in addition to the proven conditioning methods such as baking, glow discharge conditioning (GDC) and low-Z wall coating through GDC-plasma, which do not work under such condition. The discussed techniques are RF conditioning without plasma current, both in the ion cyclotron and electron cyclotron range of frequencies, and diverted conditioning plasmas with nested magnetic flux surfaces. Similarities and differences between tokamaks and stellarators are highlighted. Finally a conditional tritium recovery strategy for ITER is proposed based on Ion Cyclotron Wall Conditioning and L-mode plasma results from JET, equipped with an ITER-like wall (beryllium main chamber wall and tungsten divertor).
壁調整は、トカマクおよびステラレータ研究において、プラズマ性能と再現性を達成するために不可欠である。本論文では、超伝導コイルを有する装置を念頭に置き、現在の装置における実験とモデリングの両方から得られた最近の調整結果の概要を提示する。特にW7-X、JT-60SA、ITERに焦点を当てる。これらの装置では、コイルは実験日の全体または週の全体にわたって励磁されたままであるため、ベーキング、グロー放電洗浄（GDC）、GDCプラズマによる低Z壁コーティングといった実証済みの調整方法に加えて、公称磁場の存在下で機能する新しい調整技術が要求される。議論される技術は、イオンサイクロトロン周波数帯および電子サイクロトロン周波数帯の両方における、プラズマ電流を伴わない高周波（RF）調整、ならびに入れ子状の磁気面を有するダイバータ配位調整プラズマである。トカマクとステラレータの間の類似点と相違点が強調される。最後に、ベリリウム主壁チャンバーおよびタングステンダイバータを備えたITER類似壁（ITER-Like Wall）を有するJETからのイオンサイクロトロン壁調整（ICWC）およびLモードプラズマの結果に基づいて、ITERのための条件付きトリチウム回収戦略が提案される。