In JET-ILW isotopic plasma wall changeover experiments have been carried out to determine the amount of particles accessible by changing the plasma from H to D and from D to H. The gas balance analysis integrated over the experimental sessions show that the total amount of H or D removed from the wall is in the range of (1–3) × 1022D. For both changeover experiments, the respective plasma isotopic ratio behaviour is exactly the same as a function of the pulse number. After only 80 s of plasma (4 pulses), the plasma isotopic ratio is lower than 10%, below 4.5% after 13 pulses and then saturates around ∼2–3%. In these conditions, the removal efficiency through plasma operation becomes very poor. The saturation of the plasma isotopic ratio in the range of 10% is also observed for the JET-C configuration although the amount of tritium retained in the vessel after the DT pulses was more than one order of magnitude compared to the retention observed with the JET-ILW. This demonstrates that the amount of particle recovery through plasma changeover is independent from the long term retention. Since this long term reservoir results from codeposition, these experiments suggest that there is a limited access to these codeposited particles by plasma isotopic changeover. Finally, in ITER, change over from D/T to H at the end of the discharge for possibly reducing the long term retention does not appear as a good strategy.
JET-ILWの同位体プラズマ壁交換実験では、プラズマをHからDへ、またDからHへと切り替えることによってアクセス可能な粒子量を決定するための実験が行われた。実験セッション全体にわたって統合されたガスバランス解析により、壁から除去されたHまたはDの総量は(1〜3)×10^22Dの範囲であることが示された。両方の交換実験において、それぞれのプラズマ同位体比の挙動は、パルス番号の関数として正確に同じである。わずか80秒のプラズマ(4パルス)の後、プラズマ同位体比は10%未満となり、13パルス後には4.5%未満となり、その後約2〜3%で飽和する。これらの条件では、プラズマ運転による除去効率は非常に低くなる。プラズマ同位体比の10%台での飽和は、JET-C構成でも観察されているが、DTパルス後に容器内に保持されたトリチウム量は、JET-ILWで観察された保持量と比較して1桁以上多かった。これは、プラズマ交換による粒子回収量が長期的な保持からは独立していることを実証している。この長期的な貯留層は共堆積に起因するため、これらの実験は、プラズマ同位体交換による共堆積粒子へのアクセスには限界があることを示唆している。最後に、ITERにおいて、長期的な保持を低減する可能性を目的として放電終了時にD/TからHへの切り替えを行うことは、良い戦略とは思われない。