The evaluation of hydrogenic retention in present tokamaks is of crucial importance to estimate the expected tritium (T) vessel inventory in ITER, limited from safety considerations to 350 g. In the framework of the European Task Force on Plasma Wall Interaction (EU TF on PWI) efforts are underway to investigate gas balance and fuel retention during discharges, and to compare the data obtained with those from post-mortem analysis of in-vessel components exposed over whole experimental campaigns. This paper summarizes the principal findings from coordinated studies on gas balance and fuel retention from a number of European tokamaks, namely, ASDEX-Upgrade (AUG), JET, TEXTOR and Tore Supra (TS). For most devices, the long-term retention fraction deduced from integrated particle balance is ∼10–20%. This is larger than the ∼3–4% deduced from post-mortem analysis of plasma facing components (PFCs). However, from the database available for tokamaks with their main PFCs made of carbon, the important conclusion is that the T inventory limit (set by the working guideline for operations) could be reached in ITER within fewer than 100 discharges. This, therefore, would seriously impact on operation of the device unless efficient T removal processes are developed.
現在のトカマクにおける水素同位体保持の評価は、安全上の考慮から350 gに制限されているITERにおける予想トリチウム(T)容器インベントリを推定する上で極めて重要である。欧州プラズマ壁相互作用タスクフォース(EU TF on PWI)の枠組みにおいて、放電中のガスバランスと燃料保持を調査し、得られたデータを実験キャンペーン全体にわたって曝露された容器内構成部品の事後分析から得られたデータと比較する取り組みが進行中である。本論文は、ASDEX-Upgrade(AUG)、JET、TEXTOR、Tore Supra(TS)という複数の欧州トカマクにおけるガスバランスと燃料保持に関する協調研究から得られた主要な知見を要約するものである。ほとんどの装置において、統合粒子バランスから推定される長期保持率は約10〜20%である。これは、プラズマ対向部品(PFC)の事後分析から推定される約3〜4%よりも大きい。しかしながら、主要なPFCが炭素で作られたトカマクについて利用可能なデータベースから得られる重要な結論は、ITERにおけるTインベントリ制限(運転の作業ガイドラインによって設定される)が100回未満の放電で到達し得るということである。したがって、これは、効率的なT除去プロセスが開発されない限り、装置の運転に深刻な影響を及ぼすことになる。