Tritium (T) distribution on the plasma-facing surfaces (PFSs) and inside castellation of Be limiter tiles from the JET tokamak with the ITER-like wall (ILW) was analyzed using imaging plate (IP) technique and β-ray induced X-ray spectrometry (BIXS). Regarding to PFSs, the outer poloidal limiter (OPL) showed significantly higher T concentrations than the inner wall guard limiter (IWGL) and upper dump plate (DP). The concentration of T on OPL was high at the central part. However, deuterium (D) and metallic impurities showed maximum concentration at the edges. This difference in distributions indicated different deposition and retention mechanisms between T and D. In contrast, deposition profiles of T concentrations on the castellated surfaces extended up to ∼ 5 mm into the gap, i.e. were similar to those of D and metallic impurities found by ion beam analysis.

中文翻译：

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使用成像板技术和 β 射线诱导 X 射线光谱法对 JET-ITER 类墙活动中的 Be 限制器瓷砖进行氚分布分析

使用成像板 (IP) 技术和 β 射线诱导 X 射线分析了具有类 ITER 壁 (ILW) 的 JET 托卡马克的 Be 限制器瓦片的面向等离子体表面 (PFS) 和内部城堡形上的氚 (T) 分布。射线光谱仪（BIXS）。关于 PFS，外极向限制器 (OPL) 的 T 浓度显着高于内壁防护限制器 (IWGL) 和上转储板 (DP)。 OPL 上 T 浓度在中心部分较高。然而，氘 (D) 和金属杂质在边缘处表现出最大浓度。这种分布差异表明 T 和 D 之间的沉积和保留机制不同。相反，城堡形表面上 T 浓度的沉积分布延伸至间隙中约 5 mm，即与通过离子发现的 D 和金属杂质的沉积分布相似。光束分析。