Detritiation studies for JET decommissioning

Some Technological Problems of Spent Fusion Materials Management

“…Концентрация трития на поверхности диверторных пластин, контак-тировавшей с плазмой, была до 83 МБк/см 2 , а на поверхности, экранированной от плазмы, -до 3,3 ГБк/см 2 [25,26]. Также неоднородно распределение трития в других элементах ТЭУ [27]. При прогреве компонентов, контактирующих с плазмой, во время их обезгаживания тритий может проникать в теплоноситель и из него в находящееся за пределами вакуумного корпуса оборудование первых контуров соответствующих систем охлаждения.…”

“…В работе [27] для удаления трития из металлических элементов термоядерного реактора in situ ре-комендуется изотопное вытеснение трития протием. При применении этого метода в течение 3 ч при температуре 300 ºC из элементов токамака JET, изготовленных из нержавеющей стали, было удалено 73% трития, при 500 ºC -99,5%, при 600 ºC -99,7% и при 700 ºC -99,8% трития (предполагается, что при температуре выше 450 ºC этот метод будет применяться в горячих камерах).…”

“…При 600 ºC за 3 ч было удалено из бериллия 97%, из инконеля-600 -98,5% и из меди -99,9% трития [27].…”

“…Применение этого метода in situ при температуре более 380 ºC на воздухе признано нецелесообразным, так как оно вызывает окисле-ние металлов, что затрудняет их последующую детритизацию в горячих камерах [27].…”

“…С помощью обработки углеродных пластин дивертора токамака JET влажным озоном и продувки их инертным газом при радиочастотном или пламенном нагреве до 490 ºC удавалось удалить более 99% приповерхностного трития и до 95% трития, находящегося в глубине пластин [26]. Нагрев углеродных пластин дивертора в плазме горелки, работающей на природном газе, позволил уменьшить содержание трития в пластинах в ~1500 раз (с 74 МБк/г до 50 кБк/г) [27]. Последний метод рассматривается как воз-можный способ детритизации таких пластин in situ.…”