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

Monitoring of tritium and impurities in the first wall of fusion devices using a LIBS based diagnostic

H.J. van der Meiden, S. Almaviva, J. Butikova, V. Dwivedi, P. Gasior, W. Gromelski, A. Hakola, X. Jiang, I. Jõgi, J. Karhunen2021年被引用 31Nuclear FusionIF 3出版社

Laser-induced breakdown spectroscopy (LIBS) is one of the most promising methods for quantitative in-situ determination of fuel retention in plasma-facing components (PFCs) of magnetically confined fusion devices like ITER and JET. In this article, the current state of understanding in LIBS development for fusion applications will be presented, based on a complete review of existing results and complemented with newly obtained data. The work has been performed as part of a research programme, set up in the EUROfusion Consortium, to address the main requirements for ITER: (a) quantification of fuel from relevant surfaces with high sensitivity, (b) the technical demonstration to perform LIBS with a remote handling system and (c) accurate detection of fuel at ambient pressures relevant for ITER. For the first goal, the elemental composition of ITER-like deposits and proxies to them, including deuterium (D) or helium (He) containing W–Be, W, W–Al and Be–O–C coatings, was successfully determined with a typical depth resolution ranging from 50 up to 250 nm per laser pulse. Deuterium was used as a substitute for tritium (T) and in the LIBS experiments deuterium surface densities below 1016 D/cm2 could be measured with an accuracy of ∼30%, confirming the required high sensitivity for fuel-retention investigations. The performance of different LIBS configurations was explored, comprising LIBS systems based on single pulse (pulse durations: ps–ns) and double pulse lasers with different pulse durations. For the second goal, a remote handling application was demonstrated inside the Frascati-Tokamak-Upgrade (FTU), where a compact, remotely controlled LIBS system was mounted on a multipurpose deployer providing an in-vessel retention monitor system. During a shutdown phase, LIBS was performed at atmospheric pressure, for measuring the composition and fuel content of different area of the stainless-steel FTU first wall, and the titanium zirconium molybdenum alloy tiles of the toroidal limiter. These achievements underline the capability of a LIBS-based retention monitor, which complies with the requirements for JET and ITER operating in DT with a beryllium wall and a tungsten divertor. Concerning the capabilities of LIBS at pressure conditions relevant for ITER, quantitative determination of the composition of PFC materials at ambient pressures up to 100 mbar of N2, the D content could be determined with an accuracy of 25%, while for atmospheric pressure conditions, an accuracy of about 50% was found when using single-pulse lasers. To improve the LIBS performance in atmospheric pressure conditions, a novel approach is proposed for quantitative determination of the retained T and the D/T ratio. This scenario is based on measuring the LIBS plume emission at two different time delays after each laser pulse. On virtue of application of a double pulse LIBS system, for LIBS application at N2 atmospheric pressure the distinguishability of the spectra from H isotopes could be significantly improved, but further systematic research is required.

日本語訳

レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)は、ITERやJETのような磁気閉じ込め核融合装置におけるプラズマ対向機器(PFC)中の燃料保持量を定量的にその場測定するための最も有望な手法の一つである。本稿では、既存の研究成果の包括的なレビューに基づき、新たに得られたデータを補足して、核融合応用のためのLIBS開発の現状を提示する。この研究は、EUROfusionコンソーシアム内で設立された研究プログラムの一部として実施され、ITERの主要な要求事項に対処することを目的としている:(a)高感度での関連表面からの燃料定量、(b)遠隔操作システムを用いたLIBS実施の技術的実証、および(c)ITERに関連する周囲圧力条件下での燃料の正確な検出。第一の目標に対しては、ITER類似の堆積物およびその代替材料(重水素(D)またはヘリウム(He)を含むW-Be、W、W-Al、Be-Oコーティング)の元素組成が、レーザーパルスあたり50〜250 nmの典型的な深さ分解能で正常に決定された。重水素はトリチウム(T)の代替として使用され、LIBS実験では、D表面密度が10¹⁶ D/cm²未満でも約25%の精度で測定可能であり、燃料保持調査に必要な高感度が確認された。異なるLIBS構成の性能も調査され、単一パルス(パルス持続時間:ps〜ns)および異なるパルス持続時間を備えたダブルパルスレーザーシステムに基づく構成が検討された。第二の目標に対しては、フラスカティ・トカマク・アップグレード(FTU)内で遠隔操作によるLIBSシステムの実証が行われ、コンパクトな遠隔制御LIBSシステムが多目的デプロイヤーに搭載され、容器内保持モニターシステムが提供された。停止期間中に、大気圧条件下でLIBS測定が実施され、ステンレス鋼製FTU第一壁およびチタン・ジルコニウム・モリブデン合金製トロイダルリミッターの異なる領域の組成と燃料含有量が測定された。これらの成果は、ベリリウム壁とタングステンダイバータを備えたDT運転中のJETおよびITERの要求事項を満たす、LIBSベースの保持モニターの能力を裏付けるものである。ITERに関連する圧力条件におけるLIBSの能力に関しては、N₂中100 mbarまでの周囲圧力下でPFC材料の組成を定量的に決定でき、D含有量は約25%の精度で測定可能であった。一方、大気圧条件下では、単一パルスレーザーを使用した場合、約50%の精度であることが判明した。大気圧条件下でのLIBS性能を向上させるために、保持されたTおよびD/T比を定量的に決定する新しいアプローチが提案されている。このシナリオは、各レーザーパルス後の2つの異なる時間遅延でLIBSプルーム発光を測定することに基づいている。N₂大気圧下でのLIBS適用において、ダブルパルスLIBSシステムの使用により、水素同位体のスペクトルの識別能が大幅に向上する可能性があるが、さらなる系統的研究が必要である。

装置

iter中精度(概要文一致)jet中精度(概要文一致)

wiki

Plasma diagnosticsTritiumImpurityFirst wall
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Quantitative analysis of deuterium retention on HL-3 graphite tiles using combined LIA-QMS and LIBS

2026Nuclear Fusion

Towards ultra-sensitive in situ helium retention monitoring in high-Z fusion materials via combined laser-induced breakdown spectroscopy and laser-induced desorption– quadrupole mass spectrometry

2025Nuclear Fusion

Temperature dependence of liquid lithium film formation and deuterium retention on hot W samples studied by LID-QMS. Implications for future fusion reactors

2018Nuclear Fusion

Introduction and development of machine learning models for LIBS for thermonuclear fusion

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Characteristics of glow-discharge LIBS in a rarefied environment

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Experiments with lithium limiter on T-11M tokamak and applications of the lithium capillary-pore system in future fusion reactor devices

2006Plasma Physics and Controlled Fusion

Deuterium retention in co-deposition with lithium in Magnum-PSI: experimental analysis and comparison with SOLPS-ITER

2024Nuclear Fusion

Ex situ investigation of boron, hydrogen, and oxygen distributions on W7-X divertor surfaces using picosecond-LIBS under vacuum

2026Nuclear Fusion

The role of temperature, deuterium pressure and residual gases in deuterium retention and outgassing of lithium deuterium co-deposits

2025Nuclear Fusion

Deuterium retention characteristics in Li film by coating and during flowing liquid Li limiter operation in experimental advanced superconducting tokamak

2021Plasma Physics and Controlled Fusion