Livre blanc du Tritium

140 Detritiation Systems at ITER As outlined above control of helium and impurity contents in the bur- ning plasma requires continuous pumping of the neutral gas flux at the divertor and hence a continuous supply of fresh fuel to the Tokamak vessel. At a Fuel Cycle inventory level of about 2 kg ITER will even- tually need to recycle large amounts of tritium and at turnovers orders of magnitude higher than any preceding tritium facility worldwide. Additional complexity comes from requirements to separate hydrogen isotopes, from the need to recover tritium from tritiated water and from off-gas detritiation prior to any discharge. Figure 2 shows a simplified flow chart of the ITER closed deuterium-tritium loop. Figure 2: Simplified ITER Deuterium-Tritium Flow Chart Recycling of deuterium and tritium in the main loop shown in the left part of Figure 2 can be characterized by a certain time constant τ 1 . Since the tritium inventory in the Fuel Cycle is above all determined by a prompt recycle a short τ 1 is one of the important design criteria, parti- cularly for Tritium Plant systems. Tritiumbearing systems in ITER are usually confined throughmore than one physical barrier. Processing systems for example are housed in glove boxes with the glove box atmosphere served by a Detritiation System. In this way tritium from e.g. permeation, systems leaks, desorption during maintenance or incidents/accidents is captured through oxidation to water, followed by a (tritiated) water trap. A unique feature of ITER is that also the Tokamak and Tritium Plant building atmospheres can be detritiated in case of tritium spills. For this purpose the atmospheres of the buildings are segregated into sectors as further explained in the next chapter. Another unique feature of ITER is that the tritiated water generated in Detritiation Systems or from other sources is not given to waste but pro- cessed for the removal and recovery of tritium. This can not be compa- red with detritiation (tritium extraction) used in heavy water moderated fission reactors. While the heavy water is recycled after tritium strip- ping, the products from the Water Detritiation System in ITER need to be essentially tritium free for discharge into the environment; therefore in comparison to heavy water tritium extraction in fission plants the Water Detritiation System in ITER has to have at least five orders of magnitude higher decontamination factors. Comme indiqué précédemment, le contrôle des teneurs en hélium (par- ticules alpha produite par la réaction de fusion) et en impuretés (gaz d’ensemencement essentiellement) du plasma en combustion nécessite un pompage continu du flux de gaz qui se fait au niveau du divertor, et donc un approvisionnement continu de la chambre à vide du Tokamak en combustible neuf. Avec un inventaire du cycle du combustible de l’ordre de 2 kg, ITER aura à terme besoin de recycler une quantité de tritium considérable, des ordres de grandeur supérieurs à celle de toute autre installation de tritium dans le monde. La nécessité de séparer les isotopes de l’hydrogène, de récupérer le tritium de l’eau tritiée et de détritier les dégagements gazeux avant tout rejet accroît encore la com- plexité de l’installation. La figure 2 présente un schéma simplifié des process de la boucle deutérium-tritium fermée d’ITER. Figure 2 : Schéma simplifié des process de la boucle deutérium-tritium d’ITER Le recyclage du deutérium et du tritium dans la boucle principale repré- sentée sur la gauche de la figure 2 peut être caractérisé par une constante de temps τ 1 . L’inventaire de tritium du cycle du combustible étant avant tout déterminé par la rapidité du recyclage, une constante τ 1 brève est un critère de conception important, en particulier pour les systèmes du bâtiment tritium. Dans ITER, les systèmes renfermant du tritium sont généralement confi- nés par plusieurs barrières physiques. Les systèmes de traitement, par exemple, sont enfermés dans des boîtes à gants, l’atmosphère de ces boî- tes à gants étant raccordée à un système de détritiation. Ainsi, le tritium provenant, par exemple, de la perméation, des fuites des systèmes, de la désorption lors des opérations de maintenance ou des incidents/accidents est capté par oxydation en eau puis traverse un piège à eau (tritiée). L’une des caractéristiques propres à ITER est la possibilité de détritier l’at- mosphère des bâtiments du Tokamak et du bâtiment tritium en cas de fuite de tritium. A cet effet, l’atmosphère des bâtiments est cloisonnée en secteurs, comme expliqué plus en détail dans le chapitre suivant. Autre caractéristique remarquable d’ITER, l’eau tritiée issue des systèmes de détritiation ou d’autres sources n’est pas considérée comme un déchet mais traitée afin d’en retirer le tritium et le récupérer. Cette solution n’est pas comparable avec la détritiation (extraction du tritium) utilisée dans les réacteurs à fission modérés par eau lourde. Alors que l’eau lourde est recyclée après extraction du tritium, les produits provenant du système de détritiation d’eau d’ITER doivent être quasiment exempts de tritium avant d’être rejetés dans l’environnement. Par conséquent, le système de détritiation d’eau d’ITER doit présenter des facteurs de décontamination au moins cinq fois supérieurs à ceux des systèmes d’extraction du tritium de l’eau lourde mis en œuvre dans les centrales à fission.

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