Tritium (T) retention constitutes an outstanding constraint for ITER. It has been proposed that the end of the discharge could be used for reducing the amount of tritium trapped in the device by switching to He or H2 injection during the ∼200 s of plasmas following the burning phase (power and plasma current ramp down). Thanks to the long discharge capabilities of Tore Supra, long pulse experiments (> mn) have been carried out to evaluate the effectiveness of such a scenario in reducing the tritium inventory during plasma operations. Starting with the device operated only in D2, series of changeover experiments from D2 to He and from D2 to H2 have been carried out in Tore Supra. The results demonstrate that with He the amount of D recovered after 130 s is limited to 0.8 × 1022 D whilst no further gain is foreseen. From these experiments, it is demonstrated that He injection will not contribute to the drop of the tritium inventory in the vessel. In contrast, with H2 injection the amount of D recovered after 250 s is ∼4.2 × 1022 D with no limitation observed in the amount that could be removed from the vessel. The higher efficiency in removing D from the vessel by H2 injection compared to He is attributed to the H charge-exchange (CX) flux (four to six times larger than the He CX flux) allowing for a significantly stronger plasma wall interaction with carbon deposition and layer areas. In Tore Supra, since most of the D retention through co-deposition with eroded material (C) takes place in these areas, H plasmas result in a better removal efficiency of D(T) from these regions. These experimental observations are supported by the results obtained using the EIRENE code for evaluating both the ion and CX fluxes for He and H plasmas. Finally, the consequences of removing D(T) from the vessel for the next discharges are unfavourable for both the He and H2 removal methods. Indeed, in both cases, twice the amount of D(T) removed through the isotope exchange has to be re-injected since co-deposition of the re-injected D(T) will also take place in addition to the plasma wall isotope exchange. In these conditions, the low efficiency of the H2 gas injection for controlling the plasma isotopic ratio inhibits a recovery of the initial plasma isotopic ratio over a time scale in the range of 200 s.
トリチウム（T）の保持は、ITERにとって重要な課題である。燃焼段階後の約200秒間のプラズマ中でHeまたはH₂を注入することにより、装置内に捕捉されたトリチウム量を低減できる可能性が提案されている。Tore Supraの長時間放電能力を活用し、プラズマ運転中のトリチウムインベントリ低減に対するこのシナリオの有効性を評価するための長時間パルス実験（>分）が実施された。まずD₂のみで運転された装置を用いて、D₂からHeへの切り替え実験とD₂からH₂への切り替え実験の一連がTore Supraで実施された。その結果、Heを用いた場合、130秒後に回収されたD量は0.8×10²²Dに限られ、それ以上の利得は見込めないことが実証された。これらの実験から、He注入は装置内のトリチウムインベントリの低減に寄与しないことが示された。一方、H₂注入の場合、250秒後に回収されたD量は約4.2×10²²Dに達し、回収可能な量に制限は見られなかった。H₂注入によるD除去効率がHe注入よりも高い理由は、Hの電荷交換（CX）フラックス（HeのCXフラックスの4〜6倍）にあり、これにより炭素堆積層および堆積領域とのプラズマ・壁相互作用が大幅に強化されるためである。Tore Supraでは、D保持の大部分が侵食された材料（C）との共堆積によってこれらの領域で生じるため、Hプラズマはこれらの領域からのD（T）除去効率を向上させる。これらの実験的観測は、HeおよびHプラズマのイオンフラックスとCXフラックスの両方を評価するためにEIRENEコードを用いて得られた結果によって裏付けられている。最後に、次の放電に向けて装置からD（T）を除去することの影響は、HeおよびH₂の両方の除去方法において不利である。実際、いずれの場合も、同位体交換を通じて除去されたD（T）の2倍量を再注入する必要がある。なぜなら、再注入されたD（T）の共堆積もプラズマ壁同位体交換に加えて発生するためである。これらの条件下では、H₂ガス注入によるプラズマ同位体比の制御効率が低いため、200秒の時間スケールでの初期プラズマ同位体比の回復は妨げられる。