ITER fuel cycle R&amp;D: Consequences for the design

Glugla, M.; Murdoch, D.; Antipenkov, A.; Beloglazov, S.; Cristescu, I.; Day, Christian; Laesser, R.; Mack, A.

doi:10.1016/j.fusengdes.2005.07.038

Cited by 96 publications

(37 citation statements)

References 14 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Вопросы обеспечения термоядерным топливом и оборота трития на термоядерных установках рас-сматривались во многих странах, в частности, на установках JET и TFTR, а также при проектировании установки ИТЭР [4][5][6]. В Институте физики плазмы Китайской академии наук (ASIPP) рассматривался гибридный реактор FDSMFX [7][8][9] в качестве многофункциональной экспериментальной установки в поддержку гибридного реактора ДEMO.…”

Section: т а б л и ц а 1 параметры установок тин-ст демо-тин/опгуunclassified

Cycle for a Fusion Neutron Source

Ananyev¹,

Spitsyn²,

Kuteev³

2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

В России разрабатывается концепция стационарного термоядерного источника нейтронов (ТИН) на основе токамака для научных исследований (нейтронная дифракция и пр.), тестирования конструкционных материалов будущих термоядерных реакторов, утилизации ядерных отходов, наработки топлива и управления подкритическими ядерными системами. Для установки принципиальной является система топливного цикла, которая обеспечивает оборот и переработку топливной смеси во всех системах термоядерного реактора: вакуумной камере, системе нейтральной инжекции, криогенных насосах, системах очистки, разделения и хранения трития, а также тритий-воспроизводящем бланкете. Существующие тритиевые технологии нуждаются в существенном развитии, так как технические решения проекта ИТЭР могут быть использованы в ТИН лишь частично, учитывая значение коэффициента использования установленной мощности более 0,3 потоков трития до 200 м 3 Па/с и высоких температур элементов реактора до 650 ºС. В работе рассматривается концепция дейтерий-тритиевого топливного цикла стационарного ТИН. Описан расчётный код TC-FNS, разработанный для оценки распределения трития в системах гибридного реактора и «тритиевого завода». Код позволяет осуществлять расчёт тритиевых потоков и запасов в системах токамака, таких, как вакуумная камера, крионасосы, система нейтральной инжекции, системы очистки топливной смеси и разделения изотопов, а также системе хранения трития. Код учитывает механизмы потери трития в топливном цикле, связанные с термоядерным выгоранием и -распадом во всех системах. Для рассмотренных вариантов ТИН-СТ и ДЕМО-ТИН количество топливной смеси, необходимой для бесперебойной работы всех систем топливного цикла, составляет 0,9 и 1,4 кг. Расход трития для осуществления термоядерной реакции и потери составят 0,3 и 1,8 кг в год, включая распад трития во всех системах ТИН -35 и 55 г в год.Ключевые слова: термоядерный источник нейтронов ДЕМО-ТИН, токамак, гибридный реактор, топливный цикл, тритий. CYCLE FOR A FUSION NEUTRON SOURCE S.S. Ananyev, A.V. Spitsyn, B.V. Kuteev NRC «Kurcharov Institute»; Moscow, RussiaThe stationary thermonuclear neutron source based on the tokamak concept for scientific research (neutron diffraction, etc.), testing structural materials of future fusion reactors, nuclear waste transmutation, fission reactor fuel production and for sub-critical nuclear systems control (fusion-fission hybrid reactor) was developed in Russia. The fuel cycle system is mandatory one for these facilities. It provides a deuterium-tritium fuel mixture circulation and recycling in all systems of a fusion reactor: the vacuum chamber, the neutral injection system, cryogenic pumps, purification systems, separation system and tritium storage, tritium-reproducing blanket. Existing technologies require significant development since the technical solutions chosen in the ITER project can be used in such plants only partially (including the value of capacity factor higher than 0.3, flow of tritium up to 200 m 3 Pa/s and high temperatures of the reactor elements). The paper ...

show abstract

Section: т а б л и ц а 1 параметры установок тин-ст демо-тин/опгуunclassified

Cycle for a Fusion Neutron Source

Ananyev¹,

Spitsyn²,

Kuteev³

2014

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…The fuelling scenarios in ITER have 25% duty factor for various burn pulses with one to one DT ratio, such as 450 s burn and 1350 s dwell; 1000 s burn and 3000 s dwell; 3000 s burn and 9000 s [1][2][3].…”

Section: Fuelling Scenarios Of Sdsmentioning

confidence: 99%

“…The hydrogen isotope separation system in ITER has been designed to produce a tritium rich steam (T2: 90%-T, 10%-D) and two deuterium rich streams (D2(T): less than 0.6%-T for pellet injection and gas puffing; D2: less than 0.05%-T for neutral beam injection) [2]. Based on the proposals of many researchers [1][2][3][4][5], three kinds of scenarios are considered in this work as follows (Table 1):…”

Section: Fuelling Scenarios Of Sdsmentioning

confidence: 99%

Process simulation for fuel delivery from storage and delivery system in fusion power plant

Chang¹,

Cho²,

Kang³

et al. 2011

Fusion Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

“…Meanwhile, fusion energy under development in International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), which generates tremendous power by burning plasma of deuterium and tritium without emitting high level radioactive waste, is regarded as the main energy source for human in the future [2]. Since hydrogen isotopes (protium, deuterium and tritium) are supplied as fuels for these two sustainable energies, developing a safe and efficient hydrogen storage and delivery technology is key important for the practical applications of the hydrogen-related energies [3,4].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

“…The metal hydride beds, which are designed to rapidly and safely store and supply the deuterium/tritium fuel gas according to the plasma operation scenarios in ITER, are very important for deuterium-tritium fusion energy [4,18]. For the practical application in ITER, each metal hydride bed is required to own a nominal storage capacity of 100 g tritium and a hydrogen delivery rate of not less than 20 Pa m 3 /s [4]. Although extensive research has been devoted to the metal hydride bed for ITER, the rapid delivery and recovery target value still can not be satisfied completely so far [32][33][34][35].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%