In order to achieve a ratio of total fusion output to injected power (Q) of more than one, with minimum tritium consumption in reacting plasma experiments, tritium pellet injections into deuterium plasmas heated by neutral deuterium beams with Ebeam > 100 keV are promising. In the computation presented, a tokamak transport code is combined with a pellet ablation code based on a neutral shielding model including fast ion effects in the ablation process. Q > 1 is realized during half a second by injecting a pellet with a radius of 2 mm and a velocity of 5 km·s−1 into a plasma of Ti(0) = 25-30 keV, Te(0) = 9.5 keV and ne(0) = 8.5 × 1013 cm−3, i.e. a 'hot ion mode' plasma. The tokamak parameters are: a (minor radius) = 0.9 m, R0 (major radius) = 3.0 m, Bt (toroidal magnetic field) = 4.5 T, and Ip = 2.7 MA. The anomalous electron transport is assumed to follow Alcator scaling and the ion transport is assumed to be faster than neoclassical. The total neutral beam power is 17 MW. The total energy confinement time is approximately 0.5 s and the average electron density is around 6.5 × 1013 cm−3 during Q > 1. For larger pellet radii, smaller injection velocities appear feasible.
反応性プラズマ実験において、最小限のトリチウム消費で核融合出力と入射パワーの比（Q）を1以上達成するためには、Ebeam > 100 keVの中性重水素ビームで加熱された重水素プラズマへのトリチウムペレット入射が有望である。本計算では、トカマク輸送コードと、アブレーション過程における高速イオン効果を含む中性シールドモデルに基づくペレットコードを組み合わせた。Ti(0) = 25-30 keV、Te(0) = 9.5 keV、ne(0) = 8.5 × 10¹³ cm⁻³の「ホットイオンモード」プラズマに、半径2 mm、速度5 km·s⁻¹のペレットを入射することにより、Q > 1が0.5秒間達成された。トカマクパラメータは、a（小半径）= 0.9 m、R0（大半径）= 3.0 m、Bt（トロイダル磁場）= 4.5 T、Ip = 2.7 MAである。異常電子輸送はアルカター則に従うと仮定し、イオン輸送は新古典論より速いと仮定した。全中性ビームパワーは17 MWである。Q > 1の期間中の平均電子密度は約6.5 × 10¹³ cm⁻³であり、全エネルギー閉じ込め時間は約0.5秒である。より大きなペレット半径に対しては、より小さな入射速度が実現可能であると思われる。