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Current investigations on tritiated dust and its impact on tokamak safety

C. Grisolia, F. Gensdarmes, S. Peillon, G. Dougniaux, E. Bernard, A. Autricque, G. Pieters, B. Rousseau, S. Feuillastre, S. Garcia-Argote2019年被引用 15Nuclear FusionIF 3出版社

During International Thermonuclear Experimental Reactor operation, due to plasma–wall interaction, particles/dust will be created in sizes ranging from nanometers to tens of microns. The dust properties, especially their ability to be covered by a thin oxide electrostatic insulating layer, and surface topology deeply affect their tritium inventory. Consequently, physico-chemical properties specific to tritiated tungsten particles and consequence on particle behavior in the facility and environment must be carefully assessed. For size-relevant tungsten particles, the measured tritium inventory is ~10 GBq g−1. However, it varies with the particle specific surface area. Due to tritium beta decay and the oxide-insulating layer, dust exhibits a positive electrostatic self-charging. For a 5 µm particle in diameter with a 10 GBq g−1 tritium inventory, self-charging rate could lead to 5.5 104 elementary electric charges per day. These electrostatic properties could change the adhesion of dust on walls. In the case of a single particle, the adhesion will be reinforced due to image and dielectric forces. However, if the tritiated particle is part of an aggregate, the adhesion remains unknown. Due to the limited free path of the β emission in material, the tritium inventory carried by airborne particles cannot be measured in real time by conventional continuous radioactive aerosols monitors, and a new measurement strategy is needed for atmospheric surveillance in the workplace and of facility exhaust. Toxicity studies dealing with exposure to untritiated/tritiated tungsten particles of 100 nm have been undertaken. It was shown that these particles are rapidly dissolved in biologic media. Finally, after collection, dust must be confined to avoid its spreading into the environment. Different technical solutions are presented in this paper.

日本語訳

国際熱核融合実験炉の運転中、プラズマと壁の相互作用により、ナノメートルから数十ミクロンのサイズ範囲の粒子・ダストが生成される。ダストの特性、特に薄い酸化物静電絶縁層で覆われる能力と表面トポロジーは、そのトリチウムインベントリに深く影響する。したがって、トリチウム化タングステン粒子に固有の物理化学的特性と、施設内および環境中における粒子挙動への影響を慎重に評価する必要がある。サイズ的に有意なタングステン粒子の場合、測定されたトリチウムインベントリは約10 GBq g−1である。しかし、これは粒子の比表面積によって変化する。トリチウムのベータ崩壊と酸化物絶縁層により、ダストは正の静電的自己帯電を示す。直径5 µm、トリチウムインベントリ10 GBq g−1の粒子の場合、自己帯電率は1日あたり5.5×10⁴個の素電荷に達する可能性がある。これらの静電特性は、壁面へのダストの付着を変化させる可能性がある。単一粒子の場合、鏡像力と誘電力により付着は強化される。しかし、トリチウム化粒子が凝集体の一部である場合、付着は未知のままである。材料中におけるβ放出の自由行程が限られているため、浮遊粒子が運ぶトリチウムインベントリは、従来の連続放射性エアロゾルモニターではリアルタイムに測定できず、作業場および施設排気の大気監視には新たな測定戦略が必要である。100 nmの未トリチウム化/トリチウム化タングステン粒子への曝露に関する毒性研究が実施されている。これらの粒子は生体媒体中で急速に溶解することが示された。最後に、採取後、ダストは環境中への拡散を避けるため封じ込めなければならない。本論文では、さまざまな技術的解決策が提示されている。

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