エネルギー増倍率
1950年代以降、ほとんどの商業用核融合炉の設計は、重水素と三重水素(トリチウム)を主燃料とするものであった。トリチウムは放射性物質であり、安全上の懸念となり、このような炉の設計と運転のコストを増大させる。
コストを下げるため、多くの実験装置は、トリチウムを除いた水素または重水素のみの試験燃料で運転するように設計されている。この場合、水素または重水素単独で運転した場合の性能に基づいて、D-T燃料で運転した場合に期待される性能を定義するために、外挿ブレークイーブンという用語が使われる。
外挿ブレークイーブンの記録は、科学的ブレークイーブンの記録より若干高い。JETとJT-60は、D-D燃料で運転中に1.25前後の値に達している。JETで行われたD-T燃料の実験では、最大性能は外挿値の約半分である。
2023年現在研究されているほとんどの核融合炉の設計はD-T反応に基づいている。 この反応は、エネルギーのほとんどを高エネルギーの中性子1個の形で放出し、アルファ線の形ではエネルギーの20%しか放出しない。従って、D-T反応では fch = 0.2.である。つまり、自己加熱が外部加熱に匹敵するようになるのは、Q = 5のときである。
効率は、詳細設計にもよるが、効率はηheat = 0.7 (70%) 、ηelec = 0.4 (40%)の範囲である。核融合炉の目的は電力を生産することであり、電力を再循環させることではないので、実用炉ではfrecirc = 0.2程度でなければならない。もっと低い方がいいが、実現は難しいだろう。これらの値を用いると、実用的な原子炉ではQ = 22となる。
これらの値を用い、ITERについて考えると、炉は50MWの供給で500MWの核融合出力を生み出す。つまりQ = 10である。出力の20%が自己加熱だとすると、400MWが放出されることになる。ηheat = 0.7、ηelec = 0.4を仮定すると、ITERは(理論的には)112MWの加熱を行うことができる。これは、ITERが工学的ブレークイーブンで運転されることを意味する。しかし、ITERには電力取り出しシステムが装備されていないため、原型炉のような後続機が登場するまでは理論的な話にとどまる。
もうひとつの関連用語である工学的ブレークイーブンは、炉からエネルギーを取り出し、それを電気エネルギーに変え、その一部を加熱システムに戻す必要性を考慮したものである。 核融合から加熱システムに電気を戻すこの閉ループは、再循環として知られている。この場合、基本的な定義は、これらのプロセスの効率を考慮するために、Pfus側に追加の用語を追加することで変更される。
D-T反応は、エネルギーのほとんどを中性子として放出し、アルファ粒子のような荷電粒子として放出される量はそれより少ない。中性子は電気的に中性であり、どのような磁気閉じ込め核融合(MCF)設計からも飛び出す。また、慣性閉じ込め核融合(ICF)設計に見られるような非常に高い密度にもかかわらず、中性子は容易に燃料の塊から抜け出す。これは、反応による荷電粒子のみが燃料内に捕獲され、自己加熱を起こすことを意味する。荷電粒子の形で放出されるエネルギーの割合をfchとすると、荷電粒子のパワーはPch = fchPfusとなる。この自己加熱プロセスが完全であれば、つまりPchがすべて燃料に吸収されれば、発電に利用できる電力は、((1 − fch)Pfusということになる。
D-T燃料のように、実用的なエネルギーの大半を中性子が担う場合、中性子エネルギーは通常、リチウムが含まれる「ブランケット」に捕獲され、さらに炉燃料に使用されるトリチウムを生産する。様々な発熱反応や吸熱反応により、ブランケットはパワーゲイン係数MRを持つことがある。
ブレークイーブンの最終的な定義は商業的ブレークイーブンであり、再循環の後に残る純電力の経済価値が炉の費用を賄うのに十分な場合に成立する。 この値は、炉の建設費とそれに関連する資金調達コスト、燃料やメンテナンスを含む運転コスト、電力のスポット価格に依存する。
商業的ブレークイーブンは、炉の技術以外の要因に依存しており、工学的ブレークイーブンをはるかに超えて運転される完全な自己点火プラズマを持つ炉でさえ、採算を取るのに十分な電力をすぐには発電できない可能性がある。ITERのような主流のコンセプトがこの目標を達成できるかどうかは、その分野において議論されている。