AbstractThe potential sources of tritium contamination of the helium coolant of ceramic breeder blankets have previously been evaluated for the specific case of the European BIT DEMO blanket. This confirmed that the control of tritium losses to the steam circuit is a critical issue which demands development concerning (a) permeation barriers, (b) tritium recovery processes maintaining a very low tritium activity in the coolant, and (c) control of the coolant chemistry. The specifications of these developments required the evaluation of the tritium losses through the steam generators, and includes the definition of their operating conditions by thermodynamic cycle calculations, and their thermal—hydraulic design. For both tasks, specific computer tools were developed. The geometry obtained, the surface area and the temperature profiles along the heat-exchanger tubes were then used to estimate the daily tritium permeation into the steam cycle. Steam-oxidized Incoloy 800 austenitic stainless steel was identified as the best-suited existing material. Our results indicate that in nominal steady-state operation the tritium escape into the steam cycle could be restricted to less than 10 Ci per day. The conditions for this are specified, but their feasibility demands, in particular, the resolution of certain gas chemistry problems, and their validation in the more stringent environment of an operating blanket. Tritium permeation during temperature and pressure transients in the steam generator (destruction and possible self-healing of the permeation barrier) was identified as bearing a large tritium release potential. The problems associated with such transients are discussed and possible solutions are proposed.
セラミック増殖ブランケットのヘリウム冷却材へのトリチウム汚染の潜在的発生源は、欧州BITデモブランケットの特定ケースについて以前に評価されている。これにより、蒸気回路へのトリチウム損失の制御が重大な課題であることが確認され、以下の開発が求められることが明らかになった：(a) 透過バリア、(b) 冷却材中のトリチウム活性を極めて低く維持するトリチウム回収プロセス、(c) 冷却材化学の制御。これらの仕様の評価には、蒸気発生器を通じたトリチウム損失の評価が必要であり、熱力学サイクル計算による運転条件の定義と、それらの熱流動設計が含まれる。両方のタスクに対して、専用のコンピュータツールが開発された。得られた幾何形状、表面積、および熱交換器管に沿った温度プロファイルは、蒸気サイクルへの日次トリチウム透過量の推定に使用された。蒸気酸化処理されたIncoloy 800オーステナイト系ステンレス鋼が、最も適した既存材料として特定された。結果は、定常状態の公称運転において、蒸気サイクルへのトリチウム放出を1日あたり10 Ci未満に制限できることを示している。このための条件は明示されているが、その実現可能性は、特に特定のガス化学問題の解決と、運転中のブランケットのより厳しい環境下での検証に依存している。蒸気発生器内の温度および圧力過渡時におけるトリチウム透過（透過バリアの破壊と可能性のある自己修復）は、大きなトリチウム放出の潜在的発生源として特定された。このような過渡現象に伴う問題について議論し、可能な解決策を提案する。