The complexity and significance of multiscale phenomena in fusion energy systems make advanced modeling necessary for designing, optimizing, and safely deploying fusion plants. Tritium accountancy is one of those challenges for deuterium–tritium fusion systems. Its availability is constrained by its short half-life (12.33 years) and limited natural abundance, which require fusion plants to breed tritium onsite. Therefore, accurate tritium accountancy is essential for effective resource management, safety, and economics in fusion plants. Through the U.S. Department of Energy milestone program, Tokamak Energy Ltd is developing a fusion pilot plant design and evaluating tritium retention and loss in key components and their effect on the fuel cycle. To rapidly explore design trade-offs and quantify design decisions on tritium management, this study presents a multiscale analysis to investigate tritium diffusion, trapping, and recovery in key plasma-facing components. To enhance computational efficiency, we integrate surrogate models at the component-level within a fuel cycle model at the system-level, enabling rapid evaluation of tritium recycling dynamics and inventory under various operational scenarios. The goal of this study is twofold: (1) demonstrate the feasibility of utilizing surrogate models to increase the accuracy of fuel cycle modeling, and (2) rapidly evaluate the performance of fusion technologies to accelerate design iterations. This multiscale model provides the tritium transport and retention behavior and supports the plasma-facing components design optimization in normal and bake-out operations. The work is implemented using the Tritium Migration Analysis Program, Version 8 (TMAP8), an open-source application for tritium transport analysis in fusion systems.
核融合エネルギーシステムにおけるマルチスケール現象の複雑性と重要性から、核融合プラントの設計、最適化、および安全な展開には高度なモデリングが必要である。トリチウム収支管理は、重水素–トリチウム核融合システムにおけるそうした課題の一つである。その利用可能性は、短い半減期（12.33年）と限られた天然存在比によって制約され、そのため核融合プラントはオンサイトでトリチウムを増殖させる必要がある。したがって、正確なトリチウム収支管理は、核融合プラントにおける効果的な資源管理、安全性、および経済性にとって不可欠である。米国エネルギー省のマイルストーンプログラムを通じて、Tokamak Energy Ltdは核融合パイロットプラントの設計を進めており、主要構成要素におけるトリチウムの保持と損失、およびそれらが燃料サイクルに及ぼす影響を評価している。設計上のトレードオフを迅速に探索し、トリチウム管理に関する設計決定を定量化するために、本研究では、主要なプラズマ対向構成要素におけるトリチウムの拡散、捕捉、および回収を調査するマルチスケール解析を提示する。計算効率を高めるため、システムレベルの燃料サイクルモデル内に構成要素レベルのサロゲートモデルを統合し、さまざまな運転シナリオの下でトリチウムリサイクル動態とインベントリの迅速な評価を可能にする。本研究の目的は2つある：(1) 燃料サイクルモデリングの精度を高めるためのサロゲートモデルの利用可能性を実証すること、および (2) 核融合技術の性能を迅速に評価して設計の反復を加速することである。このマルチスケールモデルは、トリチウム輸送および保持挙動を提供し、通常運転およびベークアウト運転におけるプラズマ対向構成要素の設計最適化を支援する。本研究は、核融合システムにおけるトリチウム輸送解析用のオープンソースアプリケーションであるTritium Migration Analysis Program, Version 8 (TMAP8)を用いて実施される。