Livre blanc du Tritium

139 Detritiation Systems at ITER The Analytical System assists in the characterization of the gases and in accountancy procedures. Tritium containing off-gases are moved by Roughing Pumps into the Tokamak Exhaust Processing system, while contaminated or tritium-free gases are routed through the Detritiation Systems or to the release point, respectively. Hydrogen isotopes removed in the Tokamak Exhaust Processing are transferred to the Isotope Separation System for fuel recovery, while the remaining detritiated waste gas is sent to the Detritiation Systems for decontamination purposes prior to release into the environment. The fuel loop is closed by return of unburned deuterium and tritium from the Isotope Separation System to the Storage and Delivery System. With the exception of the Water Detritiation System no tritium process off-gases or potentially tritium-contaminated gases are released without being treated in the Detritiation Systems; the latter are based on the oxidation of tritium and tritiated compounds followed by trapping of the produced tritiated water. A particularity is the return line for the protium product of the Isotope Separation System into Water Detritiation System for ultimate decontamination (see Figure 1). Safe operation of the ITER Tritium Plant systems is through the Fuel Cycle Automated Control System and Interlock System, which forms part of the ITER central control, central safety and central interlock system. Tritium processing systems and confinement systems are situated in the Tritium Plant building; Fueling Gas Distribution and the large and distributed Vacuum Systems are mainly located in the Tokamak building. Fuel Cycle systems play a key role in reliable plasma density and plasma detachment control; heat loads to the divertor are limited by injection of seeding gases. Pellet Injection is the main tool to supply fuel particles deep inside the plasma with high efficiency of delivery. Another important mission of Pellet Injection is to control the frequency of so called Edge Localized Modes (ELMs) and to avoid damages to the first wall. Le « Système d’Analyses » intervient dans la caractérisation des gaz et dans les procédures de comptabilisation. Les dégagements gazeux provenant directement du Tokamak et contenant du tritium sont envoyés vers le « Système de traitement des rejets du Tokamak » par des « Pompes primaires » alors que les gaz contaminés sont acheminés vers les « Systèmes de Détritiation de l’atmosphère et de ventilation ». Les gaz exempts de tritium sont acheminés vers le « Point de rejet ». Les isotopes de l’hydrogène récupérés dans le « Système de traitement des rejets du Tokamak » sont transférés vers le « Système de séparation isotopique » pour récupération du combustible alors que les autres effluents gazeux résiduels et détritiés sont transférés à la « Détritiation de l’atmosphère et de la ventilation » à des fins de décontamination avant rejet dans l’environnement. La boucle du combustible est fermée par le retour du deutérium et du tritium imbrûlés du système de « Séparation isotopique » vers le système de stockage et de distribution. A l’exception du « Système de détritiation d’eau », aucun dégagement gazeux issu du procédé tritium et aucun gaz potentiellement contaminé par le tritium ne sont évacués sans avoir été traités dans les systèmes de « Détritiation de l’atmosphère et de la ventilation », ces derniers fonctionnant par oxydation du tritium et des composés tritiés suivie d’un piégeage de l’eau tritiée produite. Particularité à signaler, une canalisation de retour renvoie le protium produit par le « Système de séparation isotopique » dans le « Système de détritiation d’eau » pour une ultime décontamination (voir figure 1). Une exploitation sûre du bâtiment Tritium est assurée à travers le « Système de Contrôle Automatique et Interlock » qui fait partie du système de contrôle central d’ITER, du contrôle de sûreté central et de l’interlock central. Les systèmes de traitement du tritium et les systèmes de confinement sont situés dans le bâtiment tritium. Les systèmes de distribution des gaz combustibles et les vastes installations de vide distribué sont principalement situés dans le bâtiment du Tokamak. Les systèmes du cycle du combustible jouent un rôle déterminant dans l’obtention d’une densité nécessaire pour le plasma et le contrôle de ses propriétés physiques ; les charges thermiques supportées par le divertor sont limitées par l’injection de gaz d’ensemencement fourni aussi par ce système. L’injection de glaçons est le principal outil utilisé pour apporter les particules de combustible au cœur même du plasma, avec une grande efficacité de distribution. L’injection de glaçons remplit une autre mission importante : elle permet de contrôler la fréquence des modes localisés de bord (ELM), phénomènes propres au plasma, et d’éviter les détériorations de la première paroi.

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