Carbon-14 Source Terms and Generation in Fusion Power Cores

Khripunov, V.; Kurbatov, D. K.; Subbotin, M.L.

doi:10.1007/s10894-008-9145-2

Cited by 8 publications

(7 citation statements)

References 9 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Using a neutron wall loading to electric power conversion ratio of ∼2.2 MW(DT-n)/m 2 /MW(e) drawn in [10], the specific 39 Ar production in a power fusion reactor may be estimated based only on a simplified power blanket radial build-up.…”

Section: Ar-39 Production In Power Blanketsmentioning

confidence: 99%

“…Based on the available material specifications the total 39 Ar generation per 1 GW(e)a produced in three types of the blankets has been estimated as follows: The determined range of the specific 39 Ar activity of ∼2-20 TBq/GW(e)a induced by the near-term water-cooled, gascooled and advanced liquid lithium (and probably lithium-lead) self-cooled fusion power reactors is of the same level as determined in [10] for 14 C.…”

Section: Ar-39 Production In Power Blanketsmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Argon generation in fusion reactor materials

Khripunov

2015

Fusion Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

Section: Ar-39 Production In Power Blanketsmentioning

confidence: 99%

Section: Ar-39 Production In Power Blanketsmentioning

confidence: 99%

Argon generation in fusion reactor materials

Khripunov

2015

Fusion Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

“…W will form radioactive Re, Os, and Ta and C will form He and Be via the (n, a) reaction [14] (some 14 C will also form, although the amount will be much smaller than from N in steels, e.g. Eurofer'97 [15]). Be is toxic, which presents an added safety concern for a LOCA.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Ablation resistance of tungsten carbide cermets under extreme conditions

Humphry-Baker

Ramanujam

Smith

et al. 2020

International Journal of Refractory Metals and Hard Materials

View full text Add to dashboard Cite

A cobalt-free tungsten carbide cermet (WC-FeNi) has been subjected to oxyacetylene flame tests to simulate extreme operating conditions such as a worst-case fusion reactor accident. In such an accident, air-ingress to the reactor may impinge on components operating at surface temperatures in excess of 1000°C, leading to tungsten oxide formation and its subsequent hazardous volatilisation. Here, the most challenging accident stage has been simulated, where the initial air-ingress could lead to extremely rapid air-flow rates. These conditions were simulated using an oxidising oxyacetylene flame. The separation between flame nozzle and sample was varied to permit peak surface temperatures of ~950-1400°C. When the peak temperature was below 1300°C, the cermet gained mass due to the dominance of oxide scale formation. Above 1300°C, the samples transitioned into a mass loss regime. The mass loss regime was dominated by ablation of the scale rather than its volatilisation, which was confirmed by performing a systematic thermogravimetric kinetic analysis. The result was unexpected as in other candidate shielding materials, e.g. metallic tungsten, volatilisation is considered the primary dispersion mechanism. The unusual behaviour of the cermet scale is explained by its relatively low melting point and by the lower volatility of its FeWO4 scale compared to tungsten's WO3 scale. The substantially lower volatility of the WC cermet scale compared to metallic W indicates it may have a superior accident tolerance.

show abstract

“…Удельная активность 14 C, образующегося в Ве, V-сплавах и стали, определяется, главным образом, содержанием азота (N). В воде, бетоне и керамиче-ских материалах для воспроизводства трития она определяется изотопом 17 O. В углеродно-волокнистом и SiC-композитах заметный вклад даёт изотоп 13 C. На рис. 7 показаны поперечные сечения ос-новных нейтронных реакций, приводящих к обра-зованию Энергия нейтрона, эВ Рис.…”

unclassified

“…было рассчитано с помощью вычислительной системы EASY-2003 [12]. При этой оценке, в отличие от исследований, проводившихся в рамках проекта ARIES, мы рассматривали освоенные промышленностью материалы [13].…”

unclassified

Some Technological Problems of Fusion Materials Management

Kolbasov¹,

El-Guebaly²,

Khripunov³

et al. 2013

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

В рамках программы Международного энергетического агентства по экологии, безопасности и экономике термоядерных энергетических установок (ТЭУ) проведено международное исследование обращения с радиоактивными материалами термо-ядерных реакторов с целью определения требований к этим материалам на завершающей стадии обращения с ними. Стратегия обращения с материалами, активированными в ТЭУ, предусматривает три возможных пути: вывод очень низкоактивных мате-риалов из-под контроля надзорных органов (КНО) с передачей их на рынок товаров промышленного назначения (клиренс), возвращение материалов в производственный цикл в рамках ядерной промышленности (рециклинг) и захоронение в геологиче-ских или приповерхностных могильниках в зависимости от уровня радиоактивности. В настоящее время усиливаются между-народные попытки избежать захоронения радиоактивных материалов, в частности, отработавших свой срок службы в ТЭУ, в геологических формациях. Компоненты, обращённые к плазме (дивертор и бланкет), обычно сильно радиоактивны и не могут быть выведены из-под КНО. Так как вывод из-под КНО крупногабаритных компонентов (таких, как биологическая защита, корпус криостата, вакуумный корпус, некоторые элементы магнита) весьма желателен, мы определили источники радиоизото-пов, препятствующих этому выводу, и исследовали влияние уменьшения примесей. В другом исследовании было оценено на-копление радиоактивности при повторном использовании дивертора, изготовленного из сплава W-La 2 O 3. Влияние примесей на обращение с активированными материалами иллюстрируется на примерах образования 14 С и активации примесей в бетоне био-логической защиты. Мы думаем, что анализ сценариев обращения с активированными материалами, представленный в данной статье на примере замены бланкета и дивертора, также представляет интерес.Ключевые слова: термоядерная энергетическая установка, возврат радиоактивных материалов в производство, вывод малора-диоактивных материалов из-под контроля надзорных органов, захоронение радиоактивных материалов, углерод-14. Within the framework of the International Energy Agency Program on Environmental, Safety and Economic Aspects of Fusion Power, an international collaborative study on management of fusion radioactive materials has been carried out to examine the back-end of the materials cycle. The strategy for handling fusion activated materials calls for three potential schemes: clearance, recycling and disposal. There is a growing international effort to avoid geologic disposal, for fusion in particular. Plasma facing components (divertor and blanket) usually contain high radioactivity and are not clearable. As clearance of sizeable components (such as biological shield, cryostat vessel, vacuum vessel, and some constituents of magnets) is highly desirable, we identified the source of radioisotopes that hinder the clearance of these components and investigated the impact of impurity control. Another study assessed radioactivity build up under repeated use of the divertor made of W-La 2 O 3 alloy. Effect of impurities on activated ...

show abstract

Carbon-14 Source Terms and Generation in Fusion Power Cores

Cited by 8 publications

References 9 publications

Argon generation in fusion reactor materials

Argon generation in fusion reactor materials

Ablation resistance of tungsten carbide cermets under extreme conditions

Some Technological Problems of Fusion Materials Management

Contact Info

Product

Resources

About