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Procédé de décontamination du tritium du premier mur d'une installation de fusion nucléaire
La présente invention concerne un procédé de dé- contamination du tritium du premier mur d'une installation dans laquelle on effectue des fusions thermonucléaires.
Les structures sollicitées mécaniquement du pre- mier mur d'une installation de fusion nucléaire sont refroi- dies et sont protégées contre les contraintes thermiques importantes par des carreaux en graphique ou en CFC (Compo- site à fibres de carbone). Les carreaux sont conçus pour le chauffage bref de la surface à des températures supérieures ou égales à 1200 C. Aux endroits de forte densité de flux de particules, on peut avoir des températures allant jusqu'à 1600 C pendant le fonctionnement. A ces endroits, le carbone est enlevé ; la contamination du tritium est pour cette rai- son par conséquent faible au niveau de ces surfaces. Le dépôt de tritium et de composés de tritium, en particulier le com- posé de carbone et de tritium, se produit au contraire dans des zones de plus faible densité de puissance et ainsi à plus faible température.
Il s'agit principalement du premier mur.
Ces effets ont pour conséquence qu'avec chaque décharge de plasma, l'inventaire du tritium immobilisé dans le tore de l'installation de fusion thermonucléaire augmente de manière gênante.
Il est connu que l'inventaire de tritium se dé- pose principalement dans les zones de la surface extérieure du premier mur. Cela découle des essais mais également de l'effet Knudsen selon lequel les atomes ou molécules d'hydrogène diffusent en direction de la température crois- sante selon la racine du rapport entre la température élevée et la température basse. C'est pourquoi il suffit pour une décontamination effective du tritium, de décontaminer la cou- che la plus à l'extérieur du premier mur.
L'invention a pour but de développer un procédé de décontamination du tritium du premier mur d'une installa- tion de fusion thermonucléaire.
A cet effet l'invention concerne une invention du type défini ci-dessus, caractérisé en ce que la surface libre
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du premier mur est chauffée sous une atmosphère de gaz pro- tecteur à une température à laquelle le tritium se libère, ce chauffage étant effectué à l'aide d'un brûleur à plasma.
Le terme tritium de symbole T désigne l'isotope le plus lourd de l'hydrogène de masse 3. La décontamination du tritium signifie selon l'invention que l'on élimine le tritium à la fois dans sa forme élémentaire et dans ses com- binaisons, comme par exemple dans de l'eau ou les hydrocarbu- res du premier mur. L'expression installation pour effectuer des fusions thermonucléaires désigne notamment les installa- tions d'essai mais également les réacteurs de fusion thermo- nucléaire.
Le procédé selon l'invention peut être exécuté sur place dans le tore ou à l'extérieur pour le traitement des carreaux une fois démontés.
Selon l'invention, pour la décontamination du tritium, on chauffe le premier mur sous une atmosphère de gaz inerte à haute température pour libérer le tritium et ses combinaisons. La température de la surface des carreaux doit au moins être égale à 800 C. Les températures supérieures à 2400 C sont en général inutiles. Un temps de chauffage de quelques secondes, par exemple de 1 à 10 secondes, est ainsi amplement suffisant. Dans la variante exécutée sur place, la température du côté arrière des carreaux ne doit pas dépasser 240 C pour ne pas endommager les matériaux nobles de la structure se trouvant derrière les carreaux. Comme gaz inerte, on utilise notamment de l'argon. Pour former les tem- pératures élevées, on applique un brûleur à plasma comme ceux utilisés par exemple pour souder des métaux.
Dans ces condi- tions, on atteint une décontamination élevée avec des coeffi- cients de décontamination allant jusqu'à 150 (radioactivité initiale/radioactivité finale).
Dans un brûleur à plasma, l'électrode est balayée par un flux d'argon pour permettre de souder en éliminant l'oxygène et protéger l'électrode elle-même contre les tempé- ratures élevées. Pour chauffer la surface des carreaux, selon l'invention, il faut mettre les carreaux à la masse, d'une manière connue en soi et tenir le brûleur à proximité de leur
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surface. On choisit de préférence une distance de quelques millimètres par rapport aux carreaux, par exemple 1 à 5 mil- limètres. On enlève ainsi une couche de quelques microns de la surface des carreaux, et cette couche contient pratique- ment tout l'inventaire de tritium, accumulé ce qui permet de continuer d'utiliser les carreaux.
La présente invention sera décrite ci-après de manière plus détaillée à l'aide d'exemples de réalisation et d'une figure.
L'unique figure montre une prise d'échantillons sur un carreau selon l'exemple 2.
Exemple 1 Elimination du tritium d'une petite plaque de graphite :
Pour effectuer des essais, on a choisi d'utiliser un carreau de CFC (149 x 86,1 x 20 mm) en forme de losange, utilisés dans la machine de fusion JET de Culham pour proté- ger le premier mur ; la surface de ce carreau avec des dépôts de tritium a été exposée au plasma. On a pris plusieurs échantillons minces de graphite de la face avant de ce car- reau qui contenait du tritium comme cela a pu être vérifié.
On a divisé l'un de ces échantillons (9 x 36,3 x 1 mm) en deux moitiés sensiblement égales. Une moitié (poids : 716,6 mg) a été brûlée complètement dans un appareil à circu- lation avec de l'air humide d'environ 850 C. Le tritium libé- ré principalement en eau mais en partie également comme hydrogène moléculaire et comme hydrocarbure, a été oxydé par voie catalytique sur un catalyseur Cu/CuO, à la même tempéra- ture, de façon complète pour donner de l'eau (H20 et HTO) ; le produit a été recueilli dans deux flacons contenant chacun 50 ml d'eau, placés l'un derrière l'autre. La quantité de tritium retenue dans les deux flacons a été définie de ma- nière classique selon le procédé de scintillation de liquide.
Par rapport à la quantité de graphite de départ, la concen- tration de tritium dans l'échantillon de graphite était de 13935 Bq/g. La concentration moyenne en surface de tritium sur le carreau a été obtenue en outre avec un petit compteur proportionnel sans fenêtre (diode pin) et a donné 42254 Bq/cm2.
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La surface de la seconde moitié de l'échantillon de graphite, exposée au plasma (poids 652,2 mg) a été chauf- fée pendant une durée de 5 secondes avec un brûleur à plas- ma/argon (120 Amp, 9 1/min argon) à des températures très élevées. Ce court traitement conduit à une faible perte de poids de seulement 5 mg correspondant à 0,8%. A la surface de l'échantillon CFC, on a constaté une très mince couche grise- blanche constituée probablement d'oxydes de métaux. La teneur en tritium obtenue après combustion complète de l'échantillon n'était plus que de 71 Bq/g. Cela permet d'évaluer un coeffi- cient de décontamination DF d'environ 100. La concentration résiduelle de surface, mesurée selon le procédé avec la diode pin, en tritium étant d'environ 2 Bq/cm2 (DF=200).
Exemple 2 Décontamination du tritium d'un carreau de graphite :
Au cours d'autres essais, on a montré qu'un brû- leur à plasma permettait d'éliminer efficacement le tritium contenu dans un carreau. Pour les essais on a utilisé un car- reau en graphite en forme de losange ; ce carreau a été uti- lisé pendant les premières campagnes deutérium/tritium (DTEl) dans le tore de la machine de thermofusion JET. Avant les es- sais de décontamination du tritium, on a mesuré la réparti- tion en surface de la concentration de tritium sur le carreau en utilisant un compteur proportionnel sans fenêtre. Bien qu'un tel compteur ne puisse détecter le tritium que dans des couches d'une épaisseur de l'ordre de 1 micron, ces essais ont montré que le tritium de la face de carreau exposé au plasma n'était pas réparti de manière homogène.
Les positions approximatives prises des échantillons sont données dans la figure. Les échantillons extraits sont indiqués en chiffres gras.
Au cours d'une étape suivante, on a prélevé par forage quelques échantillons cylindriques dans le carreau (échantillons 1 à 4 selon la figure) et on a scié dans la face des échantillons cylindriques, exposés au plasma, des rondelles d'une épaisseur de l'ordre de 1 mm. Ces rondelles ont été examinées selon le procédé de combustion décrit à l'exemple 1 pour en déterminer leur teneur en tritium. Puis
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on a chauffé les zones des carreaux pendant un temps très court avec un brûleur à argon à des températures très éle- vées ; on a veillé à ce que les zones chauffées présentent un diamètre supérieur au diamètre des échantillons cylindriques.
Puis on a prélevé d'autres échantillons cylindriques du mi- lieu des zones chauffées (échantillons 5, 8, 9, 10, 11, 12) pour vérifier dans quelle mesure le traitement thermique se répercute sur des zones plus éloignées du carreau ; on a en outre prélevé un échantillon d'une zone située à proximité des deux zones du carreau qui ont été chauffées à des tempé- ratures élevées avec le brûleur à plasma (échantillon 6). Les informations concernant les échantillons et les résultats des mesures de tritium sont regroupées dans les tableaux I et II.
Les résultats montrent qu'avec la puissance du brûleur à plasma, le taux de libération de tritium augmentait considérablement. La montée en température constatée dans le carreau lorsqu'une zone du carreau était traitée avec le brû- leur à plasma n'est pas suffisante pour produire une libéra- tion du tritium des zones voisines. Le traitement répété avec le brûleur à plasma à forte puissance s'est révélé comme par- ticulièrement efficace (155 Amp) pour des périodes courtes de seulement 5 secondes. Les coefficients de décontamination donnés dans le tableau II concernent une concentration en tritium mesurée à la surface des carreaux. Comme la concen- tration en tritium en surface subit des variations considéra- bles, ces valeurs ne doivent être considérées que comme des évaluations grossières.
Les données recueillies par les essais montrent qu'un brûleur à plasma fonctionnant avec une intensité de 140 à 165 Amp et un débit d'argon de 5 à 15 1/min et de préfé- rence de 9 à 10 1/min permettait de libérer une fraction éle- vée du tritium combiné à la surface d'un carreau. Pour la décontamination du tritium de tout un carreau dans une ins- tallation de fusion ou à l'extérieur de celle-ci, on propose d'utiliser une large batterie de brûleurs à plasma. Les dif- férents carreaux peuvent également être conduits dans un dis- positif formé de plusieurs petits brûleurs à plasma, dans lequel on maintient la distance constante.
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Tableau I : Essais effectués sur des échantillons de graphite (voir la figure) .
EMI6.1
<tb>
N <SEP> de <SEP> Poids <SEP> Traitement
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<tb> le <SEP> traitement <SEP> avec <SEP> un <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> ar-
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> gon.
<tb>
<tb>
<tb>
3 <SEP> 2,6572 <SEP> Aucun <SEP> ; <SEP> échantillon <SEP> prélevé <SEP> avant
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<tb>
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<tb> le <SEP> traitement <SEP> avec <SEP> un <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> ar-
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> gon.
<tb>
<tb>
<tb>
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4- <SEP> Aucun <SEP> ; <SEP> échantillon <SEP> prélevé <SEP> avant
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<tb>
<tb> le <SEP> traitement <SEP> avec <SEP> un <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> ar-
<tb>
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<tb>
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<tb> gon.
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6 <SEP> 2,5638 <SEP> Aucun, <SEP> toutefois <SEP> l'échantillon <SEP> a
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<tb> été <SEP> prélevé <SEP> après <SEP> le <SEP> traitement <SEP> de
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<tb> zones <SEP> voisines <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à
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<tb>
<tb>
<tb>
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5 <SEP> 2,5283 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
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<tb> d'environ <SEP> 10 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
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<tb>
8 <SEP> 2,5251 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> à <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> pendant <SEP> une <SEP> durée
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<tb>
<tb> d'environ <SEP> 10 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
9 <SEP> 2,5508 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
<tb>
<tb>
<tb> à <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> pendant <SEP> une <SEP> durée
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> d'environ <SEP> 10 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
10 <SEP> 2,6509 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> à <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> pendant <SEP> une <SEP> durée
<tb>
<tb>
<tb> d'environ <SEP> 10 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
11 <SEP> 2,6169 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> à <SEP> 165 <SEP> Amp <SEP> pendant <SEP> une <SEP> durée
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> d'environ <SEP> 10 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
12 <SEP> 2,7973 <SEP> Traitement <SEP> avec <SEP> le <SEP> brûleur <SEP> à <SEP> argon
<tb>
<tb>
<tb> à <SEP> 155 <SEP> Amp <SEP> pendant <SEP> une <SEP> durée
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<tb>
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<tb> ¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯ <SEP> d'environ <SEP> 5 <SEP> secondes.
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
5
<tb>
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Tableau II Résultat d'un traitement de courte durée d'un carreau de graphite avec un brûleur à argon
EMI7.1
<tb> Cylindre <SEP> Poids <SEP> Tritium <SEP> Tritium <SEP> Teneur <SEP> to- <SEP> Activité <SEP> Activité <SEP> Coefficient
<tb> dans <SEP> le <SEP> dans <SEP> le <SEP> tale <SEP> en <SEP> tri- <SEP> par <SEP> unité <SEP> par <SEP> surface <SEP> de <SEP> décontapremier <SEP> second <SEP> tium <SEP> dans <SEP> la <SEP> de <SEP> masse <SEP> exposée <SEP> au <SEP> mination*
<tb> flacon <SEP> de <SEP> flacon <SEP> de <SEP> rondelle <SEP> en <SEP> plasma <SEP> (Cyl.Nr/Cyl.
<tb> lavage <SEP> lavage <SEP> graphite <SEP> Nr)
<tb> N <SEP> (g) <SEP> (Bq) <SEP> (Bq) <SEP> (Bq) <SEP> (kBq/g) <SEP> (kBq/cm <SEP> ) <SEP> ) <SEP> ¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯
<tb> 1 <SEP> 336229 <SEP> 21089 <SEP> 357318 <SEP> 455,
2 <SEP> - <SEP>
<tb> 2- <SEP> 2092660 <SEP> 34768 <SEP> 2127428 <SEP> - <SEP> 2710,1-
<tb> 3 <SEP> 2,6572 <SEP> 751662 <SEP> 33653 <SEP> 785315 <SEP> 205,5 <SEP> 100,4-
<tb> 4 <SEP> - <SEP> 699579 <SEP> 52006 <SEP> 751585 <SEP> - <SEP> 957,4
<tb> 6 <SEP> 2,5638 <SEP> 601800 <SEP> 26024 <SEP> 627824 <SEP> 244,8 <SEP> 799,8 <SEP> 1,3 <SEP> (3/6)
<tb> 5 <SEP> 2,5283 <SEP> 11681 <SEP> 619 <SEP> 12300 <SEP> 4,9 <SEP> 15,7 <SEP> 29,0(1/5)
<tb> 8 <SEP> 2,5251 <SEP> 10377 <SEP> 151 <SEP> 10528 <SEP> 4,2 <SEP> 13,4 <SEP> 202,2(2/8)
<tb> 9 <SEP> 2,5508 <SEP> 99950 <SEP> 4659 <SEP> 104609 <SEP> 41,0 <SEP> 133,3 <SEP> 7,5(3/9)
<tb> 10 <SEP> 2,6509 <SEP> 57850 <SEP> 12026 <SEP> 69876 <SEP> 26,4 <SEP> 89,0 <SEP> 10,8(4/10)
<tb> 11 <SEP> 2,6169 <SEP> 29629 <SEP> 1158 <SEP> 30787 <SEP> 11,8 <SEP> 39,2 <SEP> 25,5(3/11)
<tb> 12 <SEP> 2,7973 <SEP> 1210 <SEP> 475 <SEP> 1685 <SEP> 0,6 <SEP> 2,
1 <SEP> 1209,5(2/12)
<tb>
*Coefficient de décontamination respectif rapporté à l'activité d'une rondelle voisine.
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Tritium decontamination process for the first wall of a nuclear fusion installation
The present invention relates to a process for decontaminating tritium from the first wall of an installation in which thermonuclear fusions are carried out.
The mechanically stressed structures of the first wall of a nuclear fusion installation are cooled and are protected against significant thermal stresses by graphic or CFC (Carbon Fiber Composite) tiles. The tiles are designed for short heating of the surface to temperatures greater than or equal to 1200 C. In places with a high density of particle flux, temperatures up to 1600 C may be obtained during operation. In these places, the carbon is removed; tritium contamination for this reason is therefore low at these surfaces. The deposition of tritium and tritium compounds, in particular the carbon and tritium compound, on the contrary occurs in areas of lower power density and therefore at lower temperature.
It is mainly the first wall.
These effects have the consequence that with each plasma discharge, the inventory of tritium immobilized in the torus of the thermonuclear fusion installation increases in a troublesome manner.
It is known that the tritium inventory is mainly deposited in the areas of the exterior surface of the first wall. This follows from the tests but also from the Knudsen effect according to which the atoms or molecules of hydrogen diffuse in the direction of the increasing temperature according to the root of the ratio between the high temperature and the low temperature. This is why it is sufficient for effective decontamination of tritium to decontaminate the outermost layer of the first wall.
The object of the invention is to develop a process for decontaminating tritium from the first wall of a thermonuclear fusion installation.
To this end, the invention relates to an invention of the type defined above, characterized in that the free surface
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the first wall is heated under a protective gas atmosphere to a temperature at which the tritium is released, this heating being carried out using a plasma burner.
The term tritium with the symbol T designates the heaviest isotope of mass hydrogen 3. Decontamination of tritium means according to the invention that tritium is eliminated both in its elementary form and in its combinations , such as in water or hydrocarbons from the first wall. The expression installation for carrying out thermonuclear fusion notably designates test installations but also thermonuclear fusion reactors.
The method according to the invention can be carried out on site in the torus or outside for the treatment of the tiles once dismantled.
According to the invention, for the decontamination of tritium, the first wall is heated under an atmosphere of inert gas at high temperature to release the tritium and its combinations. The temperature of the surface of the tiles must be at least 800 C. Temperatures above 2400 C are generally unnecessary. A heating time of a few seconds, for example from 1 to 10 seconds, is thus amply sufficient. In the variant executed on site, the temperature on the rear side of the tiles must not exceed 240 C so as not to damage the noble materials of the structure behind the tiles. Argon is used in particular as the inert gas. To form high temperatures, a plasma burner is used, such as those used for example to weld metals.
Under these conditions, high decontamination is achieved with decontamination coefficients of up to 150 (initial radioactivity / final radioactivity).
In a plasma burner, the electrode is swept by a stream of argon to allow welding by eliminating oxygen and protect the electrode itself against high temperatures. To heat the surface of the tiles, according to the invention, the tiles must be grounded, in a manner known per se, and keep the burner close to their
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area. It is preferable to choose a distance of a few millimeters from the tiles, for example 1 to 5 millimeters. This removes a layer of a few microns from the surface of the tiles, and this layer contains practically all the inventory of accumulated tritium, which allows the tiles to continue to be used.
The present invention will be described below in more detail with the aid of exemplary embodiments and a figure.
The only figure shows taking samples on a tile according to Example 2.
Example 1 Removal of tritium from a small graphite plate:
To carry out tests, we chose to use a diamond-shaped CFC tile (149 x 86.1 x 20 mm), used in Culham's JET fusion machine to protect the first wall; the surface of this tile with deposits of tritium was exposed to plasma. Several thin graphite samples were taken from the front of this tile which contained tritium as could be verified.
One of these samples (9 x 36.3 x 1 mm) was divided into two substantially equal halves. Half (weight: 716.6 mg) was burned completely in a circulating apparatus with humid air of about 850 C. The tritium released mainly in water but partly also as molecular hydrogen and as hydrocarbon, was oxidized catalytically on a Cu / CuO catalyst, at the same temperature, completely to give water (H2O and HTO); the product was collected in two flasks each containing 50 ml of water, placed one behind the other. The quantity of tritium retained in the two bottles has been defined in a conventional manner according to the liquid scintillation process.
Relative to the amount of starting graphite, the concentration of tritium in the graphite sample was 13,935 Bq / g. The mean surface concentration of tritium on the tile was also obtained with a small proportional counter without window (pin diode) and gave 42,254 Bq / cm2.
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The surface of the second half of the graphite sample, exposed to the plasma (weight 652.2 mg) was heated for a period of 5 seconds with a plasma / argon burner (120 Amp, 9 1 / min argon) at very high temperatures. This short treatment leads to a low weight loss of only 5 mg corresponding to 0.8%. On the surface of the CFC sample, a very thin gray-white layer was found, probably made up of metal oxides. The tritium content obtained after complete combustion of the sample was no more than 71 Bq / g. This makes it possible to evaluate a DF decontamination coefficient of around 100. The residual surface concentration, measured according to the process with the pin diode, of tritium being around 2 Bq / cm2 (DF = 200).
Example 2 Decontamination of tritium from a graphite tile:
In other tests, a plasma burner has been shown to effectively remove the tritium from a tile. For the tests, a diamond-shaped graphite tile was used; this tile was used during the first deuterium / tritium campaigns (DTEl) in the torus of the JET hot-melt machine. Before the tritium decontamination tests, the surface distribution of the tritium concentration on the tile was measured using a windowless proportional counter. Although such a counter can only detect tritium in layers of the order of 1 micron, these tests have shown that the tritium on the face of the tile exposed to the plasma is not evenly distributed. .
The approximate positions taken from the samples are given in the figure. The extracted samples are indicated in bold numbers.
In a next step, a few cylindrical samples were taken from the tile (samples 1 to 4 according to the figure) and sawn into the face of the cylindrical samples, exposed to plasma, washers with a thickness of around 1 mm. These washers were examined according to the combustion method described in Example 1 to determine their tritium content. Then
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the areas of the tiles were heated for a very short time with an argon burner to very high temperatures; care has been taken that the heated zones have a diameter greater than the diameter of the cylindrical samples.
Then, other cylindrical samples were taken from the medium of the heated zones (samples 5, 8, 9, 10, 11, 12) in order to verify to what extent the heat treatment has repercussions on zones further from the tile; in addition, a sample was taken from an area near the two areas of the tile which were heated to high temperatures with the plasma burner (sample 6). The information concerning the samples and the results of the tritium measurements are collated in Tables I and II.
The results show that with the power of the plasma burner, the release rate of tritium increased considerably. The rise in temperature observed in the pane when an area of the pane was treated with the plasma burner is not sufficient to produce a release of tritium from the neighboring areas. Repeated treatment with the high-power plasma burner has been found to be particularly effective (155 Amp) for short periods of only 5 seconds. The decontamination coefficients given in table II relate to a tritium concentration measured on the surface of the tiles. As the surface tritium concentration undergoes considerable variations, these values should only be considered as rough estimates.
The data collected by the tests show that a plasma burner operating with an intensity of 140 to 165 Amp and an argon flow of 5 to 15 1 / min and preferably 9 to 10 1 / min allowed to release a high fraction of the tritium combined on the surface of a tile. For decontaminating the tritium of an entire tile in or outside of a melting installation, it is proposed to use a large battery of plasma burners. The different tiles can also be run in a device formed by several small plasma burners, in which the distance is kept constant.
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Table I: Tests carried out on graphite samples (see figure).
EMI6.1
<Tb>
N <SEP> of <SEP> Weight <SEP> Treatment
<Tb>
<Tb>
<tb> the sample <SEP> (g)
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> 1- <SEP> None <SEP>; <SEP> sample <SEP> taken <SEP> before
<Tb>
<Tb>
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<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
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2- <SEP> None <SEP>; <SEP> sample <SEP> taken <SEP> before
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<Tb>
<Tb>
<tb> <SEP> treatment <SEP> with <SEP> a <SEP> burner <SEP> at <SEP> ar-
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> gon.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
3 <SEP> 2.6572 <SEP> None <SEP>; <SEP> sample <SEP> taken <SEP> before
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> <SEP> treatment <SEP> with <SEP> a <SEP> burner <SEP> at <SEP> ar-
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> gon.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
4- <SEP> None <SEP>; <SEP> sample <SEP> taken <SEP> before
<Tb>
<Tb>
<tb> <SEP> treatment <SEP> with <SEP> a <SEP> burner <SEP> at <SEP> ar-
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> gon.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
6 <SEP> 2.5638 <SEP> None, <SEP> however <SEP> the sample <SEP> has
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> been <SEP> collected <SEP> after <SEP> the <SEP> treatment <SEP> of
<Tb>
<Tb>
<tb> neighboring <SEP> zones <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> argon.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
5 <SEP> 2,5283 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<tb> of about <SEP> 10 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
8 <SEP> 2,5251 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<tb> of about <SEP> 10 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
9 <SEP> 2,5508 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> of about <SEP> 10 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
10 <SEP> 2,6509 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 140 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<tb> of about <SEP> 10 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
11 <SEP> 2.6169 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 165 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> of about <SEP> 10 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
12 <SEP> 2.7973 <SEP> Treatment <SEP> with <SEP> the <SEP> burner <SEP> at <SEP> argon
<Tb>
<Tb>
<tb> at <SEP> 155 <SEP> Amp <SEP> for <SEP> a <SEP> period
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> about <SEP> 2 <SEP> times <SEP> a <SEP> duration
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<tb> ¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯ <SEP> about <SEP> 5 <SEP> seconds.
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
<Tb>
5
<Tb>
<Desc / Clms Page number 7>
Table II Result of a short-term treatment of a graphite tile with an argon burner
EMI7.1
<tb> Cylinder <SEP> Weight <SEP> Tritium <SEP> Tritium <SEP> Content <SEP> to- <SEP> Activity <SEP> Activity <SEP> Coefficient
<tb> in <SEP> <SEP> in <SEP> <SEP> tale <SEP> in <SEP> tri- <SEP> by <SEP> unit <SEP> by <SEP> area <SEP> of < SEP> decontapremier <SEP> second <SEP> tium <SEP> in <SEP> the <SEP> of <SEP> mass <SEP> exposed <SEP> to <SEP> mination *
<tb> <SEP> bottle of <SEP> <SEP> bottle of <SEP> washer <SEP> in <SEP> plasma <SEP> (Cyl.Nr/Cyl.
<tb> wash <SEP> wash <SEP> graphite <SEP> Nr)
<tb> N <SEP> (g) <SEP> (Bq) <SEP> (Bq) <SEP> (Bq) <SEP> (kBq / g) <SEP> (kBq / cm <SEP>) <SEP> ) <SEP> ¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯¯
<tb> 1 <SEP> 336229 <SEP> 21089 <SEP> 357318 <SEP> 455,
2 <SEP> - <SEP>
<tb> 2- <SEP> 2092660 <SEP> 34768 <SEP> 2127428 <SEP> - <SEP> 2710.1-
<tb> 3 <SEP> 2.6572 <SEP> 751662 <SEP> 33653 <SEP> 785315 <SEP> 205.5 <SEP> 100.4-
<tb> 4 <SEP> - <SEP> 699579 <SEP> 52006 <SEP> 751585 <SEP> - <SEP> 957.4
<tb> 6 <SEP> 2.5638 <SEP> 601800 <SEP> 26024 <SEP> 627824 <SEP> 244.8 <SEP> 799.8 <SEP> 1.3 <SEP> (3/6)
<tb> 5 <SEP> 2.5283 <SEP> 11681 <SEP> 619 <SEP> 12300 <SEP> 4.9 <SEP> 15.7 <SEP> 29.0 (1/5)
<tb> 8 <SEP> 2.5251 <SEP> 10377 <SEP> 151 <SEP> 10528 <SEP> 4.2 <SEP> 13.4 <SEP> 202.2 (2/8)
<tb> 9 <SEP> 2.5508 <SEP> 99950 <SEP> 4659 <SEP> 104609 <SEP> 41.0 <SEP> 133.3 <SEP> 7.5 (3/9)
<tb> 10 <SEP> 2.6509 <SEP> 57850 <SEP> 12026 <SEP> 69876 <SEP> 26.4 <SEP> 89.0 <SEP> 10.8 (4/10)
<tb> 11 <SEP> 2.6169 <SEP> 29629 <SEP> 1158 <SEP> 30787 <SEP> 11.8 <SEP> 39.2 <SEP> 25.5 (3/11)
<tb> 12 <SEP> 2.7973 <SEP> 1210 <SEP> 475 <SEP> 1685 <SEP> 0.6 <SEP> 2,
1 <SEP> 1209.5 (2/12)
<Tb>
* Respective decontamination coefficient related to the activity of a neighboring washer.