Livre blanc du Tritium

138 Detritiation Systems at ITER ITER is of experimental character in a large number of aspects. However, the Fuel Cycle systems need to be based on proven technologies and built and operated such that all parts have a very high reliability. In particular safe handling and confinement of tritium need to be assured under all conditions in support of the ITER mission and to develop fusion energy as a reliable resource. Performance specifications with respect to fuel supply rates and compositions, to pumping, to tritium removal and detritiation, to tritium recovery and even to side stream processing, e.g. tritiated water, have to be met from the beginning and for all operational modes of ITER. Deuterium and tritium for ITER operations will essentially be supplied from external sources2. By the time of the ITER D‑T phase at least 20 – 25 kg of tritium will be available through ongoing extraction from heavy water moderated fission power plants. Tritium transported to ITER will be placed into a quarantined area in the Tritium Depot for subsequent assay by the Storage and Delivery System. It can then be returned to the Tritium Depot for storage if not immediately required in the Fuel Cycle. The Tritium Depot forms a separate Material Balance Area (MBA 2); all remaining processing parts of ITER belong to a common MBA (MBA 1). The Storage and Delivery System supplies the gases necessary for machine operation to Fuelling Gas Distribution (Gas Puffing and Pellet Injection) and to Neutral Beam heating. Figure 1: Block Diagram of the ITER Fuel Cycle ITER présente un caractère expérimental à de nombreux égards. Toutefois, les systèmes du cycle du combustible doivent faire appel à des technologies éprouvées et être conçus et exploités de manière à ce que l’ensemble de leurs composants présentent une très haute fiabilité. En particulier, il faut assurer la sûreté des opérations de manipulation et de confinement du tritium en toute situation, conformément à la mission d’ITER, et développer l’énergie de fusion pour en faire une ressource fiable. Les cahiers des charges relatifs aux taux d’alimentation en combustible et aux compositions de celui-ci, au pompage, à l’élimination du tritium et à la détritiation, à la récupération du tritium, voire même au traitement des flux secondaires, par exemple l’eau tritiée, doivent être respectés dès le départ et pour tous les modes d’exploitation d’ITER. Le deutérium et le tritium destinés à l’exploitation d’ITER proviendront essentiellement de sources externes2. D’ici la phase D‑T d’ITER aux alentours de 2026, au moins 20 à 25 kg de tritium seront générés par l’extraction actuelle des centrales à fission modérée par eau lourde. Le tritium transporté vers ITER sera placé dans une zone de quarantaine, dans le dépôt de tritium, (suivre sur la figure 1) afin d’être analysé par le système de stockage et de distribution. Il pourra ensuite être renvoyé au dépôt de tritium pour y être stocké s’il n’est pas immédiatement nécessaire dans le cycle du combustible. Ce dépôt de tritium est une zone de bilan-matière distincte (MBA 2), l’ensemble des autres installations de traitement d’ITER faisant partie d’une MBA 1 commune. Le système de « Stockage et de Distribution » fournit les gaz nécessaires au fonctionnement du Tokamak à travers le système « Distribution des gaz du combustible » (Injection de Gaz et Injection de glaçons) et le chauffage par « Injection de Faisceau de Neutres ». Figure 1 : Schéma de principe du cycle du combustible d’ITER 2 All ITER member states are planning to install different breeding Test Blanket Modules. Tritium produced from interactions of fusion neutrons with lithium will need to be extracted and removed from blanket purge and cooling streams, accounted for and eventually merged into the ITER Fuel Cycle through Tokamak Exhaust Processing or through the Detritiation Systems in case of low amounts of tritium and high protium-to-tritium ratios. Nevertheless, the quantities of tritium made available from Test Blanket Modules will be very small and even not be comparable to the amounts of tritium decaying in ITER. 2 Tous les pays membres d’ITER prévoient d’installer différents modules de couverture expérimentaux tritigènes. Le tritium généré par les interactions entre les neutrons de fusion et le lithium devra être extrait et éliminé des circuits de refroidissement et de purge de la couverture, pris en compte et, à terme, intégré au cycle du combustible d’ITER via le système de traitement des rejets du Tokamak ou les systèmes de détritiation, si les volumes de tritium sont faibles et les rapports protium/tritium élevés. Toutefois, les quantités de tritium provenant des modules de couverture expérimentaux seront minimes et non comparables aux volumes de tritium disparaissant par désintégration naturelle dans ITER.

RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=