Thermal desorption of hydrogen isotopes from the JET Be plasma facing components
Thermal desorption of hydrogen isotopes from the JET Be plasma facing components
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JET Be 等离子体组件中氢同位素的热解吸
DOI：
10.1088/1402-4896/ab3c38
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发表时间：
2020
期刊：
影响因子：
2.9
通讯作者：
Avotina L
中科院分区：
文献类型：
--
作者：
Avotina L
从基础和技术方面来看，了解 ITER（国际热核实验反应堆）材料的燃料保留和释放过程非常重要。有关燃料保留和释放特性的详细信息将有助于估计聚变装置中的全球燃料库存，并表明开发脱氚方法和氚再利用的要求。在每次实验活动结束后，使用类 ITER 壁 (ILW) 从 JET 真空容器中提取选定的铍 (Be) 瓦片；所谓ILW1（2011-2012）、ILW2（2013-2014）和ILW3（2015-2016）。通过热解吸光谱法 (TDS) 分析取自内墙防护限制器 (IWGL)、外极向限制器 (OPL) 和转储板 (DP) 瓷砖的样品的氢同位素解吸。结果比较了 ILW1、ILW2 和 ILW3 的数据，并显示了 Be 限制器瓦中燃料保留的长期趋势。对于所有三个活动，保留水平与等离子体操作期间发生的侵蚀和沉积相关。氘保留范围为 0.01–1× 10 18 原子 cm–2。氘的释放发生在几个阶段，与不同类型的陷阱有关，这些陷阱可能位于 Be 块体的共沉积层内和/或表面下方，主要释放阶段约为 700–760、850–900 和 1020 K。在 ILW 活动 1–3 中，发现 Be 中氚的水平比氘低 10 4 倍。
Understanding of fuel retention and release processes from materials for ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) is important from fundamental and technological aspects. Detailed information regarding fuel retention and release characteristics will allow global fuel inventories to be estimated in fusion devices as well as indicate the requirements for development detritiation methods and the re-use of tritium. Selected beryllium (Be) tiles were extracted from the JET vacuum vessel after each experimental campaign period with the ITER-like wall (ILW); so called ILW1 (2011–2012), ILW2 (2013–2014) and ILW3 (2015–2016). Desorption of hydrogen isotopes of samples taken from the inner wall guard limiter (IWGL), outer poloidal limiter (OPL) and dump plate (DP) tiles were analysed by means of thermal desorption spectrometry (TDS). The results presented compare data across ILW1, ILW2 and ILW3 and show the long term trends of fuel retention in Be limiter tiles. For all three campaigns the level of retention correlates with erosion and deposition that takes place during plasma operations Deuterium retention varies from 0.01–1× 10 18 atoms cm–2. Deuterium release takes place in several stages, related to different types of traps which can be within the co-deposit layer and/or below the surface in the Be bulk, with the main release stages around 700–760, 850–900 and 1020 K. The level of tritium in Be was found to be 10 4 times lower than deuterium for ILW campaigns 1–3.
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DOI：
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