AbstractThe JET Active Gas Handling System (AGHS) was designed, built and commissioned to handle radioactive tritium gas mixtures safely, to supply tritium (T2) and deuterium (D2) to the JET torus, to process the exhaust gases with the main purpose to enrich and re-use T2 and D2, to detritiate tritiated impurities and to keep discharges below the approved daily release limits. In addition, the AGHS had to supply the necessary ventilation air streams during maintenance or repair inside or outside of the AGHS building. During the first Deuterium–Tritium Experiment (DTE1) at JET in 1997 the AGHS fulfilled all these tasks in an excellent manner. No unauthorised or unplanned tritium releases occurred and no operational delays were caused by the AGHS. In fact, this was the first true demonstration that quantities of tritium in the tens of grams range can be recycled safely and efficiently in a large fusion device. At the start of DTE1 20 g of tritium were available on the JET site. About 100 g of tritium were supplied from the AGHS to the users which necessitated the recycling of tritium at least five times. Approximately 220 tritium plasma shots were performed during DTE1. Large amounts of tritium were temporarily trapped in the torus. This overview presents the performance of the whole AGHS during DTE1 as well as general aspects such as the preparation for DTE1; the quantities of gases supplied from the AGHS to the users and pumped back to the AGHS; tritium accountancy; interlock systems; failure of equipment; and gives detailed information of the gas processing in each subsystem of the AGHS. As a result of the performance of the AGHS during DTE1 we can state confidently that the AGHS is ready for further Deuterium–Tritium Experiments.
要約： JETの活性ガス処理システム（AGHS）は、放射性トリチウム混合ガスを安全に取り扱い、JETトーラスへトリチウム（T2）および重水素（D2）を供給し、排気ガスを処理してT2およびD2を濃縮・再利用し、トリチウム含有不純物を除染し、承認された日間放出限度以下に放出口を維持するために設計され、建設され、試運転が行われた。さらに、AGHSは、AGHS建屋内外での保守または修理中に必要な換気用空気流を供給する必要があった。1997年のJETにおける最初の重水素–トリチウム実験（DTE1）中、AGHSはこれらすべての任務を卓越した方法で果たした。許可されていない、または計画外のトリチウム放出は発生せず、AGHSによる運転遅延も生じなかった。実際、これは、数十グラム範囲のトリチウム量が大型核融合装置において安全かつ効率的にリサイクルされ得ることを初めて実証したものであった。DTE1の開始時には、20gのトリチウムがJETサイトで利用可能であった。約100gのトリチウムがAGHSから利用者へ供給され、これによりトリチウムは少なくとも5回リサイクルされる必要があった。DTE1中には約220回のトリチウムプラズマ放電が実施された。大量のトリチウムが一時的にトーラス内に捕捉された。本概要は、DTE1中のAGHS全体の性能を提示するとともに、DTE1の準備、AGHSから利用者へ供給されAGHSへ戻されたガス量、トリチウム計量、インターロックシステム、機器の故障などの一般的な側面を提示し、AGHSの各サブシステムにおけるガス処理の詳細な情報を提供する。DTE1中のAGHSの性能の結果として、AGHSがさらなる重水素–トリチウム実験に向けて準備が整っていると自信を持って述べることができる。