Interactions between the plasma and the vessel walls constitute a major engineering problem for next step fusion devices, such as ITER, determining the choice of the plasma-facing materials. A prominent issue in this choice is the tritium inventory build-up in the vessel, which must be limited for safety reasons. The initial material selection, i.e. beryllium (Be) on the main vessel walls, tungsten (W) on the divertor upper baffle and dome, and carbon fibre composite around the strike points on the divertor plates, results both from the attempt to reduce the tritium inventory and to optimize the lifetime of the plasma-facing components.In the framework of the EU Task Force on Plasma–Wall Interaction (PWI TF), the many physics aspects governing the tritium inventory are brought together. Together with supporting information from international experts represented by the ITPA SOL/DIV section, this paper describes the present status of knowledge of the in-vessel tritium inventory build-up. Firstly, the main results from present fusion devices in this field are briefly reviewed. Then, the processes involved are discussed: implantation, trapping and diffusion in plasma-facing materials are considered as well as surface erosion and co-deposition of tritium with eroded material. The intermixing of the different materials and its influence on hydrogen retention and co-deposition is a major source of uncertainty on present estimates and is also addressed.Based on the previous considerations, estimates for the tritium inventory build-up are given for the initial choice of ITER materials, as well as for alternative options. Present estimates indicate a build-up of the tritium inventory to the administrative limit within a few hundred nominal full power D : T discharges, co-deposition with carbon being the dominant process. Therefore, tritium removal methods are also an active area of research within the EU PWI TF, and are discussed. An integrated operational scheme to slow the rate of tritium accumulation is presented, which includes plasma operation as well as conditioning procedures.
プラズマと容器壁との間の相互作用は、ITERのような次世代核融合装置にとって主要な工学的問題であり、プラズマ対向材料の選択を左右する。この選択における顕著な課題は、容器内のトリチウムインベントリの蓄積であり、安全上の理由からこれを制限しなければならない。初期の材料選択、すなわち主容器壁へのベリリウム（Be）、ダイバータ上部バッフルおよびドームへのタングステン（W）、ダイバータ板のストライクポイント周辺への炭素繊維複合材料の使用は、トリチウムインベントリの低減とプラズマ対向部品の寿命最適化の両方を目指した結果である。EUプラズマ・壁相互作用タスクフォース（PWI TF）の枠組みにおいて、トリチウムインベントリを支配する多くの物理的側面がまとめられている。ITER機構（IO）によるSOL/ダイバータ物理に関する国際的な専門家の支援情報とともに、本論文は容器内トリチウムインベントリ蓄積に関する知識の現状を記述する。まず、現在の核融合装置におけるこの分野の主要な成果を簡潔にレビューする。次に、関与するプロセスについて議論する：プラズマ対向材料における注入、拡散、ならびに表面侵食および侵食材料とのトリチウム共堆積が考察される。異なる材料の混合と、それが水素保持および共堆積に及ぼす影響は、現在の推定における主要な不確実性の源であり、これも取り上げられる。上記の考察に基づき、ITERの初期材料選択および代替オプションに対するトリチウムインベントリ蓄積の推定値が示される。現在の推定では、炭素との共堆積が支配的なプロセスであり、数百回の定格フルパワーD：T放電でトリチウムインベントリが管理上の制限値に達することが示されている。したがって、トリチウム除去方法もEU PWI TF内での活発な研究分野であり、これについても議論される。さらに、プラズマ運転およびコンディショニング手順を含む、トリチウム蓄積速度を低減するための統合的な運転スキームが提示される。