Tritium retention in the castellated structure of beryllium limiters used in JET with the ITER-like wall (ILW) during the first (ILW1), third (ILW3) and all three (ILW1-3) campaigns were examined and evaluated. Tritium was deposited on the surfaces inside the castellation grooves together with deuterium, beryllium, oxygen, carbon and small amounts of metallic impurities such as nickel, copper and tungsten. The tritium content after the ILW1 campaign was greater than after the ILW3 campaign. This is attributed to the steadily decreasing amount of carbon impurities in JET from campaign to campaign. The majority of tritium was retained in shallow regions in the grooves, up to 2 mm from the entrance to the gap. It was comparable on all sides of the castellation, i.e. no difference has been detected between the toroidal and poloidal gaps. Secondly, the tritium retention in the gaps was similar on all specimens independent of their position in the tokamak, while the retention on the plasma-facing surfaces clearly depended on the tile position. The tritium deposition patterns in the castellation were also compared with the deuterium distribution determined in earlier studies.
JETのITER類似壁(ILW)を備えたベリリウムリミターのカステレーション構造におけるトリチウム保持について、最初の(ILW1)、3回目の(ILW3)、および全3回の(ILW1-3)キャンペーン中に調査および評価した。トリチウムは、重水素、ベリリウム、酸素、炭素、およびニッケル、銅、タングステンなどの少量の金属不純物とともに、カステレーション溝内の表面に堆積した。トリチウム含有量はILW1キャンペーン後がILW3キャンペーン後よりも多かった。これは、JETにおける炭素不純物の量がキャンペーンごとに着実に減少していることに起因する。トリチウムの大部分は、溝の浅い領域、すなわちギャップ入口から最大2 mmの範囲に保持された。これはカステレーションのすべての側面で同等であり、すなわちトロイダル方向とポロイダル方向のギャップ間で差異は検出されなかった。第二に、ギャップ内のトリチウム保持は、トカマク内の位置に関係なくすべての試料で類似していたが、プラズマ対向面での保持はタイル位置に明確に依存していた。カステレーション内のトリチウム堆積パターンは、以前の研究で決定された重水素分布とも比較された。