FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Overview of fuel retention and recovery in JET deuterium–tritium operation

A. Widdowson, S. Brezinsek, T. Dittmar, D. Douai, R. Felton, G. Gervasini, M. Hook, I. Jepu, R. Knipe, D. Kos2025年11月Nuclear FusionIF 3出版社

Tritium inventory build-up is a safety and economic issue for next step fusion devices and power plants. JET with a beryllium wall and tungsten divertor brings a unique contribution on fuel retention and recovery in a metallic device, as it has operated with deuterium, tritium and deuterium–tritium (DT) plasmas. This paper documents the JET fuel retention programme and results focusing on the tritium, DT campaigns and tritium clean-up in 2023. In addition specific experimental details are presented in order to provide lessons learned for fuel retention and inventory assessment procedures for regulators and operators of future fusion devices. Fuel retention results from gas balance and Laser-Induced Desorption with gas detection using Quadrupole Mass Spectrometers (LID-QMS) are discussed. Gas balance has shown that there is no significant isotopic dependence of in-vessel global fuel retention, however a faster decrease in outgassing rate has been observed with increasing mass, likely associated with the difference in concentration and depth profile of tritium and deuterium. LID-QMS data has provided new local in-vessel fuel retention data demonstrating capability for measuring fuel retention, monitoring changes in fuel retention during an operating period as well as providing direct measurement of increased near-surface fuel concentration due to diffusion of hydrogen isotopes to the surface at elevated baking temperature and removal of fuel by inner strike point heating.

日本語訳

トリチウムインベントリの蓄積は、次段階の核融合装置および発電所にとって安全上および経済上の問題である。ベリリウム壁とタングステンダイバータを備えたJETは、重水素、トリチウム、および重水素–トリチウム(DT)プラズマで運転されてきたことから、金属製装置における燃料保持と回収に関して独自の貢献をもたらす。本論文は、2023年のトリチウムおよびDTキャンペーンとトリチウム除去に焦点を当てたJET燃料保持プログラムとその結果を記録する。さらに、将来の核融合装置の規制当局者と運転者向けに、燃料保持およびインベントリ評価手順に関する教訓を提供するために、具体的な実験の詳細を示す。ガスバランスと、四重極質量分析計を用いたガス検出を伴うレーザー誘起脱離(LID-QMS)による燃料保持の結果について議論する。ガスバランスは、容器内全体の燃料保持に有意な同位体依存性がないことを示したが、質量が増加するにつれて脱ガス速度のより速い減少が観察されており、これはおそらくトリチウムと重水素の濃度および深さプロファイルの差に関連している。LID-QMSデータは、燃料保持の測定、運転期間中の燃料保持の変化の監視、ならびに高温ベーキング温度での水素同位体の表面への拡散による表面近傍燃料濃度の増加と内側ストライクポイント加熱による燃料の除去の直接測定の能力を実証する、新しい局所的な容器内燃料保持データを提供した。

装置

jet高精度(タイトル一致)

wiki

JETTritiumDeuteriumDeuterium-tritium

AIによる論文要約

JET重水素-トリチウム運転における燃料保持と回収の概要
JA核融合燃料保持に関心のある研究者、将来の核融合炉の運転者や規制当局#核融合 #トリチウム #燃料保持 #JET #プラズマ
LLM向け: {"Title": "JET重水素-トリチウム運転における燃料保持と回収の概要", "Authors": "Not specified", "Research …

核融合炉ではトリチウムインベントリーの蓄積が安全上・経済上の課題です。JETはベリリウム壁とタングステンダイバータを備え、重水素・トリチウム・重水素-トリチウム(DT)プラズマ運転を行い、金属壁装置における燃料保持と回収に関するユニークなデータを提供しています。本論文では、2023年のトリチウムおよびDTキャンペーンとトリチウムクリーンアップに焦点を当て、燃料保持プログラムと結果を報告します。ガスバランス法により、トリチウムと重水素の同位体依存性はほとんどないが、質量が大きいほど脱ガス速度の低下が速いことが示されました。また、LID-QMS法は、炉内燃料保持の局所測定や運転中の変化の監視、昇温時の表面拡散による燃料濃度増加の直接測定を実証しました。これらの知見は、将来の核融合装置の規制当局や運転者にとって重要な教訓を提供します。

関連論文

Physics and technology considerations for the deuterium–tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiency

2021Nuclear Fusion

Burn performance of fast ignited, tritium-poor ICF fuels

1997Nuclear Fusion

Fusion energy production from a deuterium-tritium plasma in the JET tokamak

1992Nuclear Fusion

The JET preliminary tritium experiment

1992Plasma Physics and Controlled Fusion

Influence of DT fuel composition on the energy output and its implications on reactor safety and environmental acceptability

1996Fusion Engineering and Design

The tritium fuel cycle of ITER-FEAT

2001Fusion Engineering and Design

Tritium retention in displacement-damaged tungsten exposed to deuterium-tritium gas mixture at elevated temperatures

2021Fusion Engineering and Design

Experiments on the release of tritium from the first wall of JET

1993Nuclear Fusion

Tritium well depth, tritium well time and sponge mechanism for reducing tritium retention

2011Nuclear Fusion

Jet tritium inventory-control and measurement during DT, shutdown and DD operational phases

2001Fusion Engineering and Design