Nucleaire fusie is een veelbelovende kandidaat voor schone en veilige energieproductie voor toekomstige generaties. Het vertegenwoordigt echter een uitdagende taak die vereende krachten vereist van wetenschappers en ingenieurs van over de hele wereld. De internationale experimentele reactor ITER, momenteel in aanbouw in Frankrijk, zal hete, door magneetvelden opgesloten deuterium-tritium plasmas gebruiken om de wetenschappelijke en technologische haalbaarheid van energieproductie door fusie aan te tonen. Het contact van het plasma met de binnenste reactormaterialen is een onvermijdbare vereiste voor het succesvol extraheren van het geproduceerde fusievermogen. Daarom vormen de levensduur van de binnenste reactormaterialen en de accumulatie van de radioactieve tritium brandstof in deze materialen kritieke kwesties. Bijzonder zorgwekkend is de retentie van brandstof ten gevolge van codepositieprocessen in van het plasma afgeschermde gebieden en spleten van gekanteelde reactorcomponenten in contact met het plasma. Tot zover zijn er geen effectieve methodes beschikbaar voor het verwijderen van het opgeslagen tritium uit deze locaties. Deze thesis draagt bij tot de problematiek rond onzuiverheidsdepositie en brandstofretentie in van het plasma afgeschermde en afgelegen gebieden in fusiereactoren gebaseerd op magnetische opsluiting door de ontwikkeling en toepassing van simulatiecodes en het gebruik van toegewijde experimenten voor het valideren van deze codes.