JET underwent a transformation from a full carbon-dominated tokamak to a fully metallic device with beryllium in the main chamber and a tungsten divertor. This material combination is foreseen for the activated phase of ITER. The ITER-Like Wall (ILW) experiment at JET shall demonstrate the plasma compatibility with metallic walls and the reduction in fuel retention. We report on a set of experiments (Ip = 2.0 MA, Bt = 2.0–2.4 T, δ = 0.2–0.4) in different confinement and plasma conditions with global gas balance analysis demonstrating a strong reduction in the long-term retention rate by more than a factor of 10 with respect to carbon-wall reference discharges. All experiments are executed in a series of identical plasma discharges in order to achieve maximum plasma duration until the analysis limit of the active gas handling system is reached. The composition analysis shows high purity of the recovered gas, typically 99% D. For typical L-mode discharges (Paux = 0.5 MW), type III (Paux = 5.0 MW) and type-I ELMy H-mode plasmas (Paux = 12.0 MW) a drop of the deuterium retention rate normalized to the operational time in divertor configuration is measured from 1.27 × 1021, 1.37 × 1021 and 1.97 × 1021 D s−1 down to 4.8 × 1019, 7.2 × 1019 and 16 × 1019 D s−1, respectively. The dynamic retention increases in the limiter phase in comparison with carbon-fibre composite, but also the outgassing after the discharge has risen in the same manner and overcompensates this transient retention. Overall an upper limit of the long-term retention rate of 1.5 × 1020 D s−1 is obtained with the ILW. The observed reduction by one order of magnitude confirms the expected predictions concerning the plasma-facing material change in ITER and is in line with identification of fuel co-deposition with Be as the main mechanism for the residual long-term retention. The reduction widens the operational space without active cleaning in the DT phase in comparison with a full carbon device.
JETは、全面炭素主体のトカマクから、主真空容器内にベリリウム、ダイバータにタングステンを有する完全金属製装置へと変貌を遂げた。この材料の組み合わせは、ITERの活性化段階で想定されている。JETにおけるITER類似壁（ILW）実験は、金属壁とのプラズマ適合性と燃料保持の低減を実証するものである。我々は、異なる閉じ込め・プラズマ条件における一連の実験（Ip = 2.0 MA、Bt = 2.0–2.4 T、δ = 0.2–0.4）について報告する。全体ガス収支解析により、炭素壁基準放電と比較して長期保持率が10倍以上強く低減することが実証された。すべての実験は、活性ガス処理系の分析限界に達するまで最大のプラズマ持続時間を達成するために、一連の同一プラズマ放電で実行された。組成分析により、回収ガスの高純度（典型的には99% D）が示された。典型的なLモード放電（Paux = 0.5 MW）、タイプIII（Paux = 5.0 MW）、タイプI ELMy Hモードプラズマ（Paux = 12.0 MW）について、ダイバータ配位での運転時間で規格化した重水素保持率の低下が、それぞれ1.27 × 10^21、1.37 × 10^21、1.97 × 10^21 D s−1 から 4.8 × 10^19、7.2 × 10^19、16 × 10^19 D s−1 へと測定された。動的保持は、炭素繊維複合材と比較してリミター相で増加するが、放電後の脱ガスも同様に増加し、この過渡的保持を補って余りある。全体として、ILWでは長期保持率の上限値1.5 × 10^20 D s−1が得られた。観測された一桁の低減は、ITERにおけるプラズマ対向材料変更に関する予測を裏付けるものであり、残留長期保持の主なメカニズムとしてBeとの燃料共堆積の同定と一致する。この低減により、全面炭素装置と比較して、DT段階での能動的洗浄なしの運転領域が広がる。