The tritium aspects of the DT fuel cycle embody some of the most challenging feasibility and attractiveness issues in the development of fusion systems. The review and analyses in this paper provide important information to understand and quantify these challenges and to define the phase space of plasma physics and fusion technology parameters and features that must guide a serious R&D in the world fusion program. We focus in particular on components, issues and R&D necessary to satisfy three 'principal requirements': (1) achieving tritium self-sufficiency within the fusion system, (2) providing a tritium inventory for the initial start-up of a fusion facility, and (3) managing the safety and biological hazards of tritium. A primary conclusion is that the physics and technology state-of-the-art will not enable DEMO and future power plants to satisfy these principal requirements. We quantify goals and define specific areas and ideas for physics and technology R&D to meet these requirements. A powerful fuel cycle dynamics model was developed to calculate time-dependent tritium inventories and flow rates in all parts and components of the fuel cycle for different ranges of parameters and physics and technology conditions. Dynamics modeling analyses show that the key parameters affecting tritium inventories, tritium start-up inventory, and tritium self-sufficiency are the tritium burn fraction in the plasma (fb), fueling efficiency (ηf), processing time of plasma exhaust in the inner fuel cycle (tp), reactor availability factor (AF), reserve time (tr) which determines the reserve tritium inventory needed in the storage system in order to keep the plant operational for time tr in case of any malfunction of any part of the tritium processing system, and the doubling time (td). Results show that ηffb > 2% and processing time of 1–4 h are required to achieve tritium self-sufficiency with reasonable confidence. For ηffb = 2% and processing time of 4 h, the tritium start-up inventory required for a 3 GW fusion reactor is ∼11 kg, while it is <5 kg if ηffb = 5% and the processing time is 1 h. To achieve these stringent requirements, a serious R&D program in physics and technology is necessary. The EU-DEMO direct internal recycling concept that carries fuel directly from the plasma exhaust gas to the fueling systems without going through the isotope separation system reduces the overall processing time and tritium inventories and has positive effects on the required tritium breeding ratio (TBRR). A significant finding is the strong dependence of tritium self-sufficiency on the reactor availability factor. Simulations show that tritium self-sufficiency is: impossible if AF < 10% for any ηffb, possible if AF > 30% and 1% ⩽ ηffb ⩽ 2%, and achievable with reasonable confidence if AF > 50% and ηffb > 2%. These results are of particular concern in light of the low availability factor predicted for the near-term plasma-based experimental facilities (e.g. FNSF, VNS, CTF), and can have repercussions on tritium economy in DEMO reactors as well, unless significant advancements in RAMI are made. There is a linear dependency between the tritium start-up inventory and the fusion power. The required tritium start-up inventory for a fusion facility of 100 MW fusion power is as small as 1 kg. Since fusion power plants will have large powers for better economics, it is important to maintain a 'reserve' tritium inventory in the tritium storage system to continue to fuel the plasma and avoid plant shutdown in case of malfunctions of some parts of the tritium processing lines. But our results show that a reserve time as short as 24 h leads to unacceptable reserve and start-up inventory requirements. Therefore, high reliability and fast maintainability of all components in the fuel cycle are necessary in order to avoid the need for storing reserve tritium inventory sufficient for continued fusion facility operation for more than a few hours. The physics aspects of plasma fueling, tritium burn fraction, and particle and power exhaust are highly interrelated and complex, and predictions for DEMO and power reactors are highly uncertain because of lack of experiments with burning plasma. Fueling by pellet injection on the high field side of tokamak has evolved to be the preferred method to fuel a burning plasma. Extrapolation from the DIII-D penetration scaling shows fueling efficiency expected in DEMO to be <25%, but such extrapolations are highly uncertain. The fueling efficiency of gas in a reactor relevant regime is expected to be extremely poor and not very useful for getting tritium into the core plasma efficiently. Gas fueling will nonetheless be useful for feedback control of the divertor operating parameters. Extensive modeling has been carried out to predict burn fraction, fueling requirements, and fueling efficiency for ITER, DEMO, and beyond. The fueling rate required to operate Q = 10 ITER plasmas in order to provide the required core fueling, helium exhaust and radiative divertor plasma conditions for acceptable divertor power loads was calculated. If this fueling is performed with a 50–50 DT mix, the tritium burn fraction in ITER would be ∼0.36%, which is too low to satisfy the self-sufficiency conditions derived from the dynamics modeling for fusion reactors. Extrapolation to DEMO using this approach would also yield similarly low burn fraction. Extensive analysis presented shows that specific features of edge neutral dynamics in ITER and fusion reactors, which are different from present experiments, open possibilities for optimization of tritium fueling and thus to improve the burn fraction. Using only tritium in pellet fueling of the plasma core, and only deuterium for edge density, divertor power load and ELM control results in significant increase of the burn fraction to 1.8–3.6%. These estimates are performed with physics models whose results cannot be fully validated for ITER and DEMO plasma conditions since these cannot be achieved in present tokamak experiments. Thus, several uncertainties remain regarding particle transport and scenario requirements in ITER and DEMO. The safety standard requirements for protection of the public and release guidelines for tritium have been reviewed. General safety approaches including minimizing tritium inventories, reducing tritium permeation through materials, and decontaminating material for waste disposal have been suggested.
DT燃料サイクルのトリチウムに関する側面は、核融合システムの開発における最も困難な実現可能性と魅力の課題の一部を体現している。本レビューと解析は、これらの課題を理解し定量化し、世界の核融合プログラムにおける本格的な研究開発を導くべきプラズマ物理と核融合技術のパラメータおよび特徴の位相空間を定義するための重要な情報を提供する。我々は特に、以下の3つの主要な要件を満たすために必要な構成要素、課題、研究開発に焦点を当てる：(1) 核融合システム内でのトリチウム自己充足の達成、(2) 核融合施設の初期起動のためのトリチウムインベントリの提供、(3) トリチウムの安全性と生物学的ハザードの管理。主要な結論は、現在の物理と技術の最先端では、DEMOおよびそれ以降の商業用発電所がこれらの要件を満たすことはできないというものである。我々は、これらの要件を満たすために必要な目標を定量化し、物理と技術の研究開発のための具体的な領域を定義する。時間依存のトリチウムインベントリと、燃料サイクルのすべての部分における流量を、さまざまなパラメータ範囲と物理・技術条件に対して計算するために、強力な燃料サイクル動態モデルが開発された。動態モデリング解析は、トリチウムインベントリ、起動用トリチウムインベントリ、およびトリチウム自己充足に影響を与える主要パラメータが、プラズマ中のトリチウム燃焼率（fb）、燃料供給効率（ηf）、内部燃料サイクルにおけるプラズマ排気の処理時間（tp）、原子炉稼働率（AF）、貯蔵システム内の予備トリチウムインベントリを決定する予備時間（tr）—これはトリチウム処理システムのいずれかの部分に故障が発生した場合にプラントを運転継続するために必要である—、および倍増時間（td）であることを示している。結果は、ηf fb > 2% および処理時間 1～4 時間が、合理的な確信を持ってトリチウム自己充足を達成するために必要であることを示している。ηf fb = 2% および処理時間 4 時間の場合、3 GW の核融合出力を有する原子炉に必要な起動用トリチウムインベントリは約 11 kg であり、ηf fb = 5% および処理時間 1 時間の場合には 5 kg 未満となる。これらの厳しい要件を達成するためには、物理と技術の両方における本格的な研究開発プログラムが不可欠である。プラズマ排気ガスから同位体分離システムを経由せずに直接燃料供給システムへ燃料を輸送するEU-DEMO直接内部リサイクル概念は、全体の処理時間とトリチウムインベントリを削減し、必要なトリチウム増殖比（TBRR）にプラスの効果をもたらす。重要な発見は、トリチウム自己充足が原子炉稼働率に強く依存することである。シミュレーションは、トリチウム自己充足が以下の通りであることを示している：任意のηf fbに対してAF < 10% では不可能、AF > 30% かつ 1% ⩽ ηf fb ⩽ 2% では可能、AF > 50% かつ ηf fb > 2% では合理的な確信を持って達成可能。これらの結果は、近距離のプラズマベースの実験施設（例：FNSF、VNS、CTF）で予測される低い稼働率を考慮すると特に懸念されるものであり、RAMIにおける大幅な進歩がなければ、DEMO原子炉のトリチウム経済にも影響を及ぼす可能性がある。起動用トリチウムインベントリと核融合出力の間には線形関係がある。100 MW の核融合出力を有する核融合施設に必要な起動用トリチウムインベントリはわずか 1 kg である。商業用核融合発電所は経済性向上のために大きな出力を有することから、トリチウム処理ラインの一部に故障が発生した場合にもプラズマを継続して燃料供給し、プラントの停止を回避するために、トリチウム貯蔵システム内に「予備」トリチウムインベントリを維持することが重要である。しかし、我々の結果は、24 時間という短い予備時間でも、許容不可能な予備インベントリと起動インベントリの要件につながることを示している。したがって、数時間を超える継続的な核融合施設運転に十分な予備トリチウムインベントリを貯蔵する必要性を回避するためには、燃料サイクル内のすべての構成要素の高い信頼性と迅速な保守性が不可欠である。プラズマ燃料供給、トリチウム燃焼率、粒子および出力排気の物理的側面は高度に相互関連しており複雑であり、DEMOおよび商業用発電所に対する予測は、燃焼プラズマを用いた実験の不足により高度に不確実である。トカマクの高磁場側へのペレット入射による燃料供給は、燃焼プラズマへの燃料供給の好ましい方法として確立されてきた。DIII-Dのペネトレーションスケーリングからの外挿は、DEMOで期待される燃料供給効率が 25% 未満であることを示しているが、このような外挿は高度に不確実である。炉心関連条件におけるガス燃料供給の効率は極めて低いと予想され、トリチウムを炉心プラズマに効率的に供給する方法としてはあまり有用ではない。しかし、ガス燃料供給はダイバータ運転パラメータのフィードバック制御には有用であろう。ITER、DEMOおよびそれ以降の装置について、燃焼率、燃料供給要件、燃料供給効率を予測するために広範なモデリングが実施されてきた。Q = 10 のITERプラズマを運転するために必要な燃料供給速度は、許容可能なダイバータ熱負荷条件を提供するために必要な炉心燃料供給、ヘリウム排気、および放射ダイバータプラズマ条件を提供するように計算された。この燃料供給が 50–50 DT 混合比で行われる場合、ITERのトリチウム燃焼率は約 0.36% となり、核融合システムの動態モデリングから導出された自己充足条件を満たすには低すぎる。このアプローチをDEMOに外挿すると、同様に低い燃焼率が得られるであろう。提示された広範な解析は、ITERおよび核融合炉における周辺中性子動態の特定の特徴が、現在の実験とは異なり、トリチウム燃料供給を最適化し、それによって燃焼率を改善する可能性を開くことを示している。ペレット燃料供給において炉心プラズマへの燃料供給にのみトリチウムを使用し、周辺密度、ダイバータ熱負荷、ELM制御には重水素のみを使用することで、燃焼率は 1.8–3.6% に大幅に増加する。これらの推定値は、ITERおよびDEMOのプラズマ条件に対して完全には検証できない物理モデルを用いて実施されており、これらの条件は現在のトカマク実験では達成できないため、粒子輸送およびシナリオ要件に関しては依然としていくつかの不確実性が残る。公衆の保護およびトリチウムの放出に関する安全基準要件がレビューされた。トリチウムインベントリの最小化、材料を通したトリチウム透過の低減、廃棄物処理のための材料の除染を含む一般的な安全アプローチが提案されている。