Mechanisms underlying the retention of fuel species in tokamaks with carbon plasma-facing components are presented, together with estimates for the corresponding retention of tritium in ITER. The consequential requirement for new and improved schemes to reduce the tritium inventory is highlighted and the results of ongoing studies into a range of techniques are presented, together with estimates of the tritium removal rate in ITER in each case. Finally, an approach involving the integration of many tritium removal techniques into the ITER operational schedule is proposed as a means to extend the period of operations before major intervention is required.
カーボンプラズマ対向機器を備えたトカマクにおける燃料種の保持メカニズムと、ITERにおける対応するトリチウム保持の見積もりを示す。トリチウムインベントリを低減するための新規かつ改良された手法の必要性が浮き彫りにされ、さまざまな技術に関する進行中の研究結果と、各ケースにおけるITERでのトリチウム除去率の見積もりが提示される。最後に、多くのトリチウム除去技術をITERの運転スケジュールに統合するアプローチが、大規模な介入が必要となるまでの運転期間を延長する手段として提案される。