AbstractDuring 1997 JET was operated for an extensive period using a D–T mixture (DTE1). Changes in the design and operation of diagnostic systems made over the years in preparation for this phase are described. A number of diagnostic techniques have been deployed to measure the deuterium and tritium content of the plasma during DTE1 and their results are compared. All diagnostics with a direct vacuum interface with the main vessel have been fitted with tritium compatible pumps and their exhaust gases have been re-routed to the active gas handling plant. All items on the torus which could lead to a significant leak in the event of failure, were required to have double containment. Therefore, all windows, and a majority of bellows and feedthroughs, were designed and installed with a double barrier. Heated fibre hoses were installed to transmit plasma light beyond the biological shield for spectroscopic purposes. Blind fibres and fibre loops were also installed to study the effects of higher neutron fluxes on these fibres. A radiation-hardened video camera was installed to monitor the plasma during the DTE1 discharges. Extra shielding was installed on a number of diagnostics to deal with the higher neutron fluxes during DTE1. The effect of neutron radiation on electronics in the Torus Hall was studied. During DTE1 the tritium fraction was measured at the edge and in the core using several diagnostic methods. High resolution Balmer α line spectroscopy gave a measurement typical of the plasma edge region. In the JET sub-divertor volume the tritium concentration of the neutral gas was measured using Balmer α spectroscopy of a Penning gauge discharge. Using Neutral Particle Analysis, the tritium concentration was measured typically in a zone 20–40 cm from the plasma edge. Local core measurements of the tritium fraction have been made using active Balmer α charge exchange spectroscopy. The error on this measurement is, however, large,∼30%. After the discharge the tritium fraction of the exhaust was measured using the exhaust monitoring system. Using short deuterium neutral injection pulses allowed neutron rate measurements of the tritium concentration in the core region. A further technique used the measured neutron rate and calculated neutron rate from other plasma parameters to determine the tritium concentration.
1997年、JETはD-T混合ガス（DTE1）を用いた大規模な運転期間を実施した。この段階に備えて長年にわたり行われてきた診断システムの設計と運用の変更について述べる。DTE1期間中に重水素およびトリチウム含有量を測定するために複数の診断手法が展開され、その結果が比較される。主真空容器と直接真空接続する全ての診断装置には、トリチウム対応ポンプが装備され、その排気ガスは活性ガス処理設備へと迂回された。また、故障時に重大な漏洩を引き起こす可能性のあるトーラス上の全ての構成要素には二重封止が要求された。そのため、全ての窓、および大部分のベローズとフィードスルーは、二重バリア構造で設計・設置された。加熱されたファイバー管は、生物学的遮蔽体を越えてプラズマ光を伝送するために設置された。また、ブランクファイバーとファイバーループも、高い中性子束がこれらのファイバーに及ぼす影響を研究するために設置された。放射線耐性のあるビデオカメラは、DTE1放電中のプラズマを監視するために設置された。DTE1期間中の高い中性子束に対処するため、複数の診断装置に追加の遮蔽が施された。トーラスホール内の電子機器に対する中性子放射線の影響が研究された。DTE1期間中、トリチウム濃度は複数の診断手法を用いてプラズマ周辺部と中心部で測定された。高分解能バルマーα分光法により、プラズマ周辺領域に典型的な測定値が得られた。JETのダイバータ下部領域では、ペニングゲージ放電のバルマーα分光法を用いて、中性ガスのトリチウム濃度が測定された。中性粒子分析を用いて、プラズマ端から20〜40cmの領域でトリチウム濃度が典型的に測定された。トリチウム濃度の局所的なコア測定は、活性バルマーα電荷交換分光法を用いて行われた。しかしながら、この測定の誤差は約30%と大きい。放電後、排気ガスのトリチウム濃度は排気監視システムを用いて測定された。短時間の重水素中性粒子ビーム入射パルスを用いることで、コア領域のトリチウム濃度の中性子測定が可能となった。さらに別の手法として、測定された中性子率と他のプラズマパラメータから計算された中性子率を組み合わせて、トリチウム濃度を決定する方法も用いられた。