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Tritium management in ITER test blanket systems port cell for maintenance operations

Yingwu Jiang, Jiewei Wu, Fuhao Ji, Yuqing Wang, Muyi Ni, Man Jiang2024年6月Nuclear FusionIF 3出版社

Four Test Blanket Systems (TBS) will be tested in the International Thermonuclear Experimental Reactor equatorial ports #16 and #18 to verify tritium breeding and heat extraction technology. A significant quantity of tritium would be produced in TBM, and partly released into the port cell from the pipework of TBS or other high-temperature components due to its strong mobility and high permeation. The port cell should be accessible during equipment maintenance and human intervention. This work built a multi-dimensional geometric model to characterize HTO transport in the port cell, absorption/desorption, and diffusion in walls and discussed the effect of paint thickness, ventilation rate, source term, and epoxy properties on detritiation efficiency. The results suggest that a 0.1–0.16 mm paint with the lowest HTO solubility is optimal from the compromise between quick cleanup and tritiated waste decommission. A higher ventilation rate could accelerate detritiation while minimizing the radioactive source by a tritium-resisting layer is the most direct method. The optimized design options for reducing the time required to reach 1 DAC in 12 h still need further discussion because of the delayed HTO source from epoxy paint and dead zone of the flow field.

日本語訳

4つのテストブランケットシステム(TBS)は、国際熱核融合実験炉の赤道ポート#16および#18で試験され、トリチウム増殖と熱抽出技術を検証する。TBM内ではかなりの量のトリチウムが生成され、その強い移動性と高い透過性により、その一部はTBSの配管やその他の高温コンポーネントからポートセル内へ放出される。ポートセルは、機器のメンテナンスおよび人間の介入中にアクセス可能であるべきである。本研究は、ポートセル内のHTO輸送、吸収/脱離、および壁内拡散を特徴付ける多次元幾何学モデルを構築し、塗料の厚さ、換気率、ソース項、およびエポキシ特性が除トリチウム効率に及ぼす影響を検討した。結果は、最も低いHTO溶解度を持つ0.1~0.16 mmの塗料が、迅速な浄化とトリチウム汚染廃棄物の廃止措置との間の妥協点から最適であることを示唆している。より高い換気率は除トリチウムを加速できる一方、トリチウム耐性層によって放射性ソースを最小化することが最も直接的な方法である。12時間以内に1 DACに到達するために必要な時間を短縮するための最適化された設計オプションは、エポキシ塗料からの遅延HTOソースと流れ場のデッドゾーンのために、さらなる議論が必要である。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERTritiumTest blanket module

AIによる論文要約

ITERの試験ブランケットシステムにおけるトリチウム管理
JAこの論文は、ITERのトリチウム管理に関心のある核融合研究者や設計者、学生などが対象です。トリチウムの挙動と最適な設計オプションを理解することで、ITERの安全性向上に貢献できます。#ITER #TritiumManagement #PortCell #Maintenance #RadiationExposure

この論文は、ITERの試験ブランケットシステムのポートセルにおけるトリチウムの挙動を解析し、メンテナンス時の放射線被ばくを低減するための最適な設計オプションを提案しています。トリチウムの高い移動性と透過性から、ポートセル内にトリチウムが放出される可能性があり、人の介入が必要な際の被ばく低減が重要です。本研究では、ペイント厚さ、換気率、トリチウム発生量などの影響を評価し、最適な設計を検討しています。

ENThis paper is relevant for fusion researchers and engineers working on the design and operation of ITER test blanket systems, as well as those interested in tritium management in nuclear fusion reactors.#ITERTestBlanketsTritiuMManagement #PortCellDesignOptimization #FusionReactorSafetyAndMaintenance

This paper models the transport and absorption of tritium in the port cell of the ITER test blanket systems, which will produce significant amounts of tritium. The goal is to optimize the design to quickly reduce tritium levels during maintenance, considering factors like paint thickness, ventilation, and epoxy properties.

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