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

Reconstruction of tritium amount and depth profile in PFMs for fusion reactor using MLEM and BIXS spectra

Minxiang Shu, Zhilin Chen, Yang Yang, Po Huang, Wenxiang Jiang, Shenghan Cheng, Yu Li2025年7月Nuclear FusionIF 3出版社

The maximum likelihood expectation maximization (MLEM) algorithm has been introduced as a robust solution to address the challenges associated with the high condition number of response matrix encountered in the beta ray induced x-ray spectra (BIXS) technique, specifically for the quantitative reconstruction of tritium amount and depth profiles within plasma facing materials (PFMs) in a fusion reactor. Results suggest that the MLEM algorithm demonstrates rapid convergence properties in the reconstruction process. The reconstruction error for tritium amount in tungsten with typical tritium distributions can be as low as 0.1% after 105-iterations, and the maximum reconstruction error observed in the depth distribution for a single layer consistently remains below 10%. While the reconstruction error for each layer after including the tritium activity as weighted factor is consistently less than 0.5%. Consequently, utilizing MLEM and BIXS techniques, the quantitative determination of tritium within PFMs can be achieved non-destructively, and it is also independent of prior knowledge regarding the tritium amount within the materials. This approach holds significant promise for the assessment of tritium retention, diffusion behavior and the development of tritium removal strategies.

日本語訳

最尤期待値最大化(MLEM)アルゴリズムは、核融合炉におけるプラズマ対向材料(PFM)内のトリチウム量および深さ分布の定量再構成のために、ベータ線誘起X線スペクトル(BIXS)技術において遭遇する応答行列の高い条件数に関連する課題に対処するロバストな解法として導入された。結果は、MLEMアルゴリズムが再構成過程において急速な収束特性を示すことを示唆している。典型的なトリチウム分布を持つタングステン中のトリチウム量の再構成誤差は、105回の反復後には0.1%まで低減可能であり、単一層の深さ分布で観測される最大再構成誤差は一貫して10%未満に留まる。一方、トリチウム放射能を重み因子として含めた後の各層の再構成誤差は、一貫して0.5%未満である。したがって、MLEMおよびBIXS技術を利用することにより、PFM内のトリチウムの定量測定を非破壊的に達成でき、また、材料内のトリチウム量に関する事前知識にも依存しない。このアプローチは、トリチウムの保持および拡散挙動の評価、ならびにトリチウム除去戦略の開発に大きな可能性を秘めている。

wiki

Tritium

AIによる論文要約

核融合炉用プラズマ対向材料中の三重水素量と深さ分布の再構築
JAこの論文は、核融合炉の材料開発や燃料管理に携わる研究者や技術者、学生に有益です。プラズマ対向材料中のトリチウム挙動の理解を深めるのに役立つでしょう。#核融合炉 #プラズマ対向材料 #トリチウム #非破壊評価 #BIXS #MLEM
LLM向け: {'Title': '核融合炉用プラズマ対向材料中の三重水素量と深さ分布の再構築', 'Author(s)': '不明', 'Research Objectiv…

本論文では、ベータ線誘起X線分光(BIXS)法を用いて、プラズマ対向材料(PFM)中の三重水素量と深さ分布を非破壊的に定量的に再構築する手法を提案しています。最尤期待最大化(MLEM)アルゴリズムを用いることで、高い精度で三重水素量と深さ分布を再現できることを示しています。この手法は、核融合炉におけるトリチウム挙動の評価や除去戦略の開発に役立つと期待されます。

Reconstruction of tritium amount and depth profile in PFMs for fusion reactor using MLEM and BIXS spectra
ENThis paper should be read by fusion researchers and engineers working on tritium management and plasma-material interactions in fusion devices. It provides a valuable technique for the quantitative analysis of tritium in PFMs, which is crucial for understanding and mitigating tritium retention issues in fusion reactors.#FusionTritiumAnalysis #MLEM #BIXS #PlasmaMaterialInteractions
LLM向け: {'Title': 'Reconstruction of tritium amount and depth profile in PFMs for fusion…

This paper introduces a robust method using the Maximum Likelihood Expectation Maximization (MLEM) algorithm to quantitatively reconstruct tritium amount and depth profiles within plasma-facing materials (PFMs) in fusion reactors. The MLEM algorithm can accurately determine tritium levels and distribution with low error, enabling non-destructive assessment of tritium retention and diffusion in PFMs.

関連論文

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

2011Nuclear Fusion

Novel method for determination of tritium depth profiles in metallic samples

2019Nuclear Fusion

Effects of tritium 2-D distribution on tritium depth profile reconstruction in BIXS measurements

2018Fusion Engineering and Design

New technique for non-destructive measurements of tritium in future fusion reactors

2007Nuclear Fusion

Tritium control in fusion reactor materials: A model for Tritium Extracting System

2015Fusion Engineering and Design

Overview of tritium safety studies in Japan

2002Fusion Engineering and Design

Effect of outside tritium source on tritium balance of a D-T fusion reactor

2012Fusion Engineering and Design

Simulation study of intentional tritium release experiments in the caisson assembly for tritium safety at the TPL/JAERI

2001Fusion Engineering and Design

Tritium inventory in ITER plasma-facing materials and tritium removal procedures

2008Plasma Physics and Controlled Fusion

Mean residence time method of tritium inventory calculation

2001Fusion Engineering and Design