New simulation results are predicted in a fusion reactor operation process. They are somewhat similar to, but quite different from, the xenon poisoning effects resulting from fission-produced iodine during the restart-up process of a fission reactor. We obtained completely new results of tritium well depth and tritium well time in magnetic confinement fusion energy research area. This study is carried out to investigate the following: what will be the least amount of tritium storage required to start up a fusion reactor and how long the fusion reactor needs to be operated for achieving the tritium break-even during the initial start-up phase due to the finite tritium-breeding time, which is dependent on the tritium breeder, specific structure of the breeding zone, layout of the coolant flow pipes, tritium recovery scheme and applied extraction process, the tritium retention of plasma facing component (PFC) and other reactor components, unrecoverable tritium fraction in the breeder, leakage to the inertial gas container and the natural radioactive decay time constant. We describe these new issues and answer these problems by setting up and solving a set of equations, which are described by a dynamic subsystem model of tritium inventory evolution in a fusion experimental breeder (FEB). Reasonable results are obtained using our simulation model. It is found that the tritium well depth is about 0.319 kg and the tritium well time is approximately 235 full power operation days for the reference case of the designed FEB configuration, and it is also found that after one-year operation the tritium storage reaches 0.767 kg, which is more than the least amount of tritium storage required to start up another FEB-like fusion reactor. The results show that the tritium retention in the PFC is equivalent to 11.9% of tritium well depth that is fairly consistent with the result of 10–20% deduced from the integrated particle balance of European tokamaks. Based on our experimental and theoretical studies, some new mechanisms are proposed for reducing the tritium retention in PFC and structure materials of tritium-breeding blanket. In this paper, a qualitative analysis of the 'sponge effect' is carried out. The 'sponge effect' may help us to reduce tritium retention by ∼20% in the PFC.
核融合炉運転プロセスにおいて、新たなシミュレーション結果が予測される。それらは、核分裂炉の再起動プロセス中に核分裂生成ヨウ素によって生じるキセノン毒作用といくぶん類似しているが、かなり異なっている。我々は、磁場閉じ込め核融合エネルギー研究分野において、トリチウム井戸深さとトリチウム井戸時間に関する完全に新しい結果を得た。本研究は、以下のことを調査するために実施される：核融合炉を起動するために必要とされる最小トリチウム貯蔵量はいくらか、そして、トリチウム増殖時間が有限であることにより、初期起動段階中にトリチウム・ブレークイーブンを達成するために核融合炉をどれだけ長く運転する必要があるか。このトリチウム増殖時間は、トリチウム増殖材、増殖領域の具体的構造、冷却材流路の配置、トリチウム回収方式および適用される抽出プロセス、プラズマ対向機器（PFC）およびその他の炉構成機器のトリチウム保持、増殖材中の回収不能トリチウム割合、不活性ガス容器への漏洩、ならびに自然放射性崩壊時定数に依存する。我々は、これらの新しい課題を記述し、核融合実験増殖炉（FEB）におけるトリチウムインベントリ進展の動的サブシステムモデルによって記述される一連の方程式を設定して解くことにより、これらの問題に答える。我々のシミュレーションモデルを用いて妥当な結果が得られる。設計されたFEB構成の基準ケースについて、トリチウム井戸深さは約0.319 kgであり、トリチウム井戸時間は約235全日出力運転日数であることが見出され、また、1年間の運転後にはトリチウム貯蔵量が0.767 kgに達し、これは別のFEB類似核融合炉を起動するために必要とされる最小トリチウム貯蔵量を上回ることも見出された。結果は、PFC中のトリチウム保持がトリチウム井戸深さの11.9%に相当し、これは欧州トカマクの統合粒子バランスから推定される10〜20%の結果とかなり一致することを示している。我々の実験的および理論的研究に基づいて、PFCおよびトリチウム増殖ブランケットの構造材料におけるトリチウム保持を低減するためのいくつかの新しいメカニズムが提案される。本論文では、「スポンジ効果」の定性的解析が実施される。「スポンジ効果」は、PFC中のトリチウム保持を約20%低減するのに役立つ可能性がある。