After the second Deuterium–Tritium Campaign (DTE2) in the JET tokamak with the ITER-Like Wall (ILW) and full tritium campaigns that preceded and followed after the DTE2, a sequence of fuel recovery methods was applied to promote tritium removal from wall components. The sequence started with several days of baking of the main chamber walls at 240 °C and at 320 °C. Subsequently, baking was superimposed with Ion-Cyclotron Wall Conditioning (ICWC) and Glow Discharge Conditioning (GDC) cleaning cycles in deuterium. Diverted plasma operation in deuterium with different strike point configurations, including a Raised Inner Strike Point (RISP) configuration, and with different plasma heating—Ion Cyclotron Resonance Frequency (ICRF) and Neutral Beam Injection (NBI)—concluded the cleaning sequence. Tritium content in plasma and in the pumped gas was monitored throughout the experiment. The applied fuel recovery methods allowed reducing the residual tritium content in deuterium NBI-heated plasmas to about 0.1% as deduced from neutron rate measurements. This value is well below the requirement of 1% set by the maximum 14 MeV fusion neutron budget allocated in the ensuing deuterium plasma campaign. The quantified tritium removal over the course of the experiment was atoms or g with ∼58% attributed to baking, ∼12.5% to ICWC, ∼26% to GDC, and ∼3.5% to first low power RISP plasmas. The experimentally estimated amount of removed tritium is in good agreement with long-term tritium accounting by the JET tritium reprocessing plant, in which the unaccounted amount was reduced by g after the cleaning experiment.
ITER類似壁（ILW）を備えたJETトカマクにおける第2回重水素–トリチウムキャンペーン（DTE2）と、DTE2に先立つおよびその後に続くフルトリチウムキャンペーンの後、壁構成要素からのトリチウム除去を促進するために、一連の燃料回収方法が適用された。この一連の作業は、主チャンバー壁を240 °Cおよび320 °Cで数日間ベーキングすることから始まった。その後、ベーキングに重水素中でのイオンサイクロトロン壁調整（ICWC）およびグロー放電調整（GDC）洗浄サイクルが重ねて行われた。異なるストライクポイント配位（高められた内側ストライクポイント（RISP）配位を含む）および異なるプラズマ加熱—イオンサイクロトロン共鳴周波数（ICRF）および中性粒子ビーム入射（NBI）—による重水素中のダイバータプラズマ運転が、洗浄シーケンスを締めくくった。プラズマ中および排気ガス中のトリチウム含有量は、実験全体を通して監視された。適用された燃料回収方法により、重水素NBI加熱プラズマ中の残留トリチウム含有量を、中性子率測定から推定されるように約0.1%まで低減することができた。この値は、その後の重水素プラズマキャンペーンに割り当てられた最大14 MeV核融合中性子予算によって設定された1%の要件をはるかに下回る。実験の過程で定量化されたトリチウム除去量は 原子または gであり、その∼58%がベーキング、∼12.5%がICWC、∼26%がGDC、∼3.5%が最初の低出力RISPプラズマに帰属された。実験的に推定されたトリチウム除去量は、JETトリチウム再処理プラントによる長期トリチウム収支とよく一致しており、その収支では、洗浄実験後に不明量が g減少した。