This paper presents a demonstration experiment of ion cyclotron wall conditioning (ICWC) on TEXTOR covering all ITER wall conditioning aims and discusses the implications for ITER. O2/He-ICWC applied to erode carbon co-deposits removed 6.6 × 1021 C-atoms (39 pulses, 158 s cumulated discharge time). Large oxygen retention (71% of injected oxygen) prevented subsequent ohmic discharge initiation. Plasma operation was recovered by a 1h47 multi-pulse D2-ICWC procedure including pumping time between pulses with duty cycle of 2 s/20 s, cleaning the vessel from oxygen impurities, followed by a 23 min He-ICWC procedure (2 s/20 s), applied to desaturate the deuterium-loaded walls. A stable ohmic discharge was established on the first attempt right after the recovery procedure. The discharges showed improved density control and only slightly increased oxygen characteristic radiation levels (1–1.5 times). After the recovery procedure 36% of the injected O-atoms remained retained in the vessel, derived from mass spectrometry measurements. This amount is in the estimated range for storage in remote areas obtained from surface analysis of locally exposed samples. The removed amount of oxygen by D2 and He-ICWC obtained from mass spectrometry corresponds to the retention in plasma-wetted areas estimated by surface analysis. It is concluded that most of the removed oxygen stems from plasma-wetted areas while shadowed areas, e.g. behind poloidal limiters, may feature net retention of the discharge gas. On ITER, designed with a shaped first wall, the ICWC plasma-wetted area will approach the total surface area, reducing consequently the retention in remote areas. A tentative extrapolation of the carbon removal on TEXTOR to tritium removal from co-deposits on ITER in the 39 × 4 s O2/He-ICWC discharges, including pumping time between the RF pulses, corresponds on ITER to a tritium removal in the order of the estimated retention per 400 s DT-burn (140–500 mgT (Shimada and Pitts 2011 J. Nucl. Mater.415 S1013–6)).
本論文は、TEXTORにおけるイオンサイクロトロン壁調整（ICWC）の実証実験を提示し、ITERのすべての壁調整目標を網羅し、ITERへの影響について考察する。炭素共堆積物を侵食するために適用されたO2/He-ICWCは、6.6 × 1021個のC原子（39パルス、累積放電時間158秒）を除去した。大きな酸素保持（注入酸素の71%）により、その後のオーミック放電の開始が妨げられた。プラズマ運転は、パルス間の排気時間を含むデューティサイクル2秒/20秒の1時間47分のマルチパルスD2-ICWC手順により回復し、容器から酸素不純物を洗浄し、続いて重水素を負荷した壁を脱飽和させるために適用された23分間のHe-ICWC手順（2秒/20秒）が行われた。回復手順の直後に、最初の試行で安定したオーミック放電が確立された。放電は改善された密度制御を示し、酸素特性放射レベルはわずかに増加したのみであった（1〜1.5倍）。回復手順後、質量分析測定から導出された注入O原子の36%が容器内に保持されたままとなった。この量は、局所的に曝露された試料の表面分析から得られた遠隔領域での蓄積の推定範囲内である。D2およびHe-ICWCによって除去された酸素量は、質量分析から得られたものであり、表面分析によって推定されたプラズマ接触領域での保持量に対応する。除去された酸素の大部分はプラズマ接触領域に由来し、影となる領域（例えばポロイダルリミターの背後）では放電ガスの正味の保持が生じる可能性があると結論付けられる。成形された第一壁を備えて設計されたITERでは、ICWCのプラズマ接触領域は総表面積に近づき、その結果として遠隔領域での保持が減少する。TEXTORでの炭素除去から、RFパルス間の排気時間を含む39 × 4秒のO2/He-ICWC放電におけるITERの共堆積物からのトリチウム除去への暫定的な外挿は、ITER上では400秒のDT燃焼あたりの推定保持量（140〜500 mgT（Shimada and Pitts 2011 J. Nucl. Mater.415 S1013–6））のオーダーのトリチウム除去に相当する。