Within the framework of activities on a pilot industrial hybrid reactor (pilot hybrid plant-PHP) development, the DEMO–FNS fusion neutron source is being designed in Russia. Russian fusion and fission community considers it as the main facility developing prospective nuclear technologies, which should update the results of the ITER researches in the field of physics and control of burning plasma. Progress in the development of the plant and simulations of the fusion fuel cycle allows starting the engineering design of basic fuel cycle systems. In this paper, we consider the new prospective of technological solutions for the tokamak fuel cycle. The possibility of their integration and the analysis of the technology readiness level for them in the Russian Federation are addressed as well. The code simulating the hydrogen isotope flows in a tokamak was significantly upgraded for evaluation of the specific technological solutions as well as for combined modeling of the fuel circulation in the core and divertor plasmas allowing for the pumping, processing, and fuel isotope content control in the plasma. The article describes the core and divertor plasma model used for the calculations and shows the D/T fuel throughput values, which should be provided by the fuel injection systems (NBI and pellets). The dependencies of the HFS and LFS pellet injection frequency necessary for the main plasma supply and ELM control are found for different core and divertor plasma parameters. For the DEMO–FNS core plasma, an operating window has been found in terms of fueling control parameters. It was shown that D and T throughputs of 40–50 Pa·m3 s−1 should be provided by the fuel injection systems (NBI and pellets) to maintain the fusion power up to 40 MW. For the DEMO–FNS core plasma, an operating window defined by the particle confinement times and fuel injection throughputs has been found.
パイロット工業用ハイブリッド炉（パイロットハイブリッドプラント-PHP）の開発に関する活動の枠組みの中で、ロシアではDEMO-FNS核融合中性子源が設計されている。ロシアの核融合・核分裂コミュニティは、これを、燃焼プラズマの物理と制御の分野におけるITER研究の成果を発展させるべき将来の核技術を開発するための主要施設と見なしている。プラント開発と核融合燃料サイクルのシミュレーションにおける進展により、主要な燃料サイクルシステムの技術設計を開始することが可能となっている。本論文では、トカマク燃料サイクルのための新しい技術ソリューションの見通しを考察する。また、それらの統合の可能性と、ロシア連邦におけるそれらの技術 readiness level（技術成熟度）の分析も扱う。トカマクにおける水素同位体フローのシミュレーションコードは、特定の技術ソリューションの評価と、コアおよびダイバータプラズマにおける燃料循環の複合モデリング（ポンプ処理、燃料同位体含有量の制御を考慮）のために大幅に改良された。本論文では、計算に使用されたコアおよびダイバータプラズマモデルについて説明し、燃料入射システム（NBIおよびペレット）によって供給されるべきD/T燃料流量の値を示す。異なるコアおよびダイバータプラズマパラメータに対して、主プラズマへの燃料供給とELM制御に必要なHFSおよびLFSペレット入射周波数の依存性が求められている。DEMO-FNSコアプラズマについて、燃料制御パラメータの観点から運転ウィンドウが発見された。核融合出力を最大40 MWに維持するためには、燃料入射システム（NBIおよびペレット）によって40〜50 Pa・m³・s⁻¹のD/T流量が供給されるべきであることが示された。DEMO-FNSコアプラズマについて、粒子閉じ込め時間と燃料入射流量によって定義される運転ウィンドウが発見された。