ARCHIVES HISTORIQUES 
DE LA COMMISSION 
 
 
 
COLLECTION RELIEE DES 
DOCUMENTS "COM" 
 
 
 
 
COM ( 83) 550 
 
 
 
Vol. 1983/0 208 
  
 
Disclaimer  
Conformém ent au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique 
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, 
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003 
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents 
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit 
règlem ent. 
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Econom ic 
Communit y and the European Atom ic Energy Communit y (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as 
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243, 
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this 
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation. 
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom  1. 
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen 
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgem einschaft (ABI. L 43 vom  15.2.1983, 
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. Septem ber 2003 
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit 
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5 
der genannten Verordnung freigegeben. 
KOMMISSIONEN  FOR  DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER 
KOM(83) 550 endelig udg. 
Bruxelles,  den 18 november  1983 
BETYDNINGSFULDE EUROPÆISKE PROJEKTER 
(Anden statusrapport  til Rådet fra Kommissionen) 
KOM(83) 550 endelig udg. 

- 1 -
INDHOLDSFORTEGNELSE 
Side 
BETYDNINGSFULDE EUROPÆISKE PROJEKTER 
I: ET TRITIUMHÅNDTERINGSLABORATORIUM VED  FFC-ISPRA  2 
Anden statusrapport  1.1 
1. Indledning  1.4 
2 . R e s um e 1.6 
3. Egentlig  rapport  1.18 
II. ET VIBRATIONSBORD VED  FFC-ISPRA 
Anden statusrapport  II.1 
III. PERSPEKTIVERNE  FOR AT PLACERE EN FUSIONSMASKINE 
SOM IflfNITOR  PÅ FFC-ISPRA-ANLÆGGET 
Anden statusrapport  III.l 

- 2 -
Kommissionen  for De europæiske Fællesskaber 
Det fælles  Forskningscenter 
BETYDNINGSFULDE EUROPÆISKE PROJEKTER 
1. Indledning 
I marts 1983 blev der sat tre  indledende  undersøgelser i  gang 
efter at Rådet på  sit møde den 10. i  samme måned havde an­
modet Kommissionen  om at undersøge  projekter,  som er  egnede 
til at blive placeret  ved FFC-anlægget i  Ispra. 
Mandatet  omfattede  undersøgelse af: 
- hensigtsmæssighed og  behov på fællesskabsplan; 
- gennemførlighed ved  Ispra; 
- investeringsomkostninger 
De undersøgte  emner er: 
- et tritiumhåndteringslaboratorium 
- et vibrationsbord 
- Ignitor. 
Da disse emner er af  forskellig  natur, har der i  hvert 
tilfælde måttet  tages hensyn  til forskellige  elementer, 
og derfor er undersøgelserne  ikke skredet  lige hurtigt 
frem . 
2. Tritiumhåndteringslaboratorium 
Den anden  statusrapport  om, hvorvidt  det er  muligt at op­
føre et tritiumhåndteringslaboratorium i  Ispra, er nu nået 
så vidt at de udgør en fuldstændig  teknisk  undersøgelse. 
Den foreliggende rapport  er allerede forelagt  Det rådgi­
vende udvalg for Fusionsprogrammet  (CCPF),  som har  taget 
tritium med i sin første række  projekter  i forbindelse 
med fusioncteknologiprogrammet  for 1982-1986. 

- 3 -
Hensigtsmæssigheden af og  behovet  for europæisk  tritium-
håndteringclaboratorium  til fusionsreaktorforskningsprogram-
met, hvilket Fusionsrevisionspanelet  understregede  alle­
rede i 1981, er  klart påvist.  Rapporten  giver en detalje­
ret analyse  af de  problemer,  der forventes  at opstå i  for­
bindelse  med tritium  ved forundersøgelserne af  efter-Jet-
forsøgsreaktoren INTOR og af NET  (Next European  Torus). 
Tritiumkredsløbet i en  fusionsreaktor  stiller  helt andre 
og langt  mere komplekse  driftsmæssige og sikkerhedsmæssige 
krav end militære anlæg  til tritiumproduktion. 
FFC-Ispra  kan på  grundlag  af erfaringer inden  for hydrogeni-
sotopteknologi  påtage  sig at opføre og  drive et sådant  la­
boratorium  . 
Anlægget, der  skal stilles til  rådighed for  alle fusionsas-
socieringerne,  bliver  fleksibelt  og alsidigt  og skal kunne 
håndtere op  til 100 g  tritium.  Det skal hovedsageligt  be­
nyttes  til at undersøge  sikkerhedsproblemer  i forbindelse 
med tritium  og skabe mulighed  for håndtering og afprøvning 
af komponenter  og tritierede  dele fra fusionsreaktorer. 
Når laboratoriet  er i drift, anslås  dets samlede  personale 
til højst 25  personer  (heraf 7 akademikere).  Det tidligere 
skøn over laboratoriets  anlægsomkostninger på ca. 10. mio 
ECU (1983-værdi),  vurderes  i øjeblikket nøjere af et råd­
givende ingeniørfirma.  Resultaterne  af denne undersøgelse 
foreligger  den 15.  september. 
3. Vibrationsbord 
Den anden  statusrapport  om vibrationsborde  er i første 
række en  detaljeret  undersøgelse af  behevet  for anlæg 
af denne type og af,  hvor mange, der i øjeblikket  findes 
i Fællesskabet og den øvrige  verden.  Der gives desuden 
en oversigt  over igangværende  forskning  i seismikse  ana­
lyser med henblik  på at  vurdere  aktuelle  tendenser  på det­
te område. 

- K -
De fleste  medlemsstater  finder,  at de gældende  standarder  for 
jordslcælvsslkker  konstruktion  kan opfyldes  i tilstrækkelig  grad 
ved hjælp af  eksisterende  forsøgs- og analyseværktøjer. Der er 
imidlertid  over hele Fællesskabet en  fornemmelse  at, at et stør­
re vibrationsbord  end de  eksisterende  kunne være  til nytte som 
en fælleseuropæisk  indsats  for dels at standardisere  målinger 
af bevægelser af  jordbunden,  hvorved  der kan  oprettes  en euro­
pæisk database,  dels at udvikle  og afprøve  bedre modeller  og 
datamatkoder,  så det  bliver  muligt  bedre at forstå fænomenet og 
forbedre sikkerhedsstandarder. 
Der synes  ikke at være større  vanskeligheder  forbundet  med at 
placere et sådant  vibrationsbord  ved FFC-Ispra.  Der er dog  i-
gangsat undersøgelserskontrakter med  henblik  på ved hjælp af 
statiske  og dynamiske  geotekniske  forsøg at undersøge  egnethe­
den af den  valgte placering  på Ispra-anlægget. 
FFC vil  i de kommende  år fortsætte en nøjagtig  teknisk  og fi­
nansiel  vurdering  af dette projekt,  som har  aspekter  af stor 
betydning  for Fællesskabets  behov,  og som  passer godt ind i 
Det fælles  Forskningscenters generelle  sikkerhedsformål. 
i. Ignitor 
I denne anden statusrapport  er der  foretaget  en yderligere  under­
søgelse af tre  hovedpunkter,  der er  relevante  for placering  af 
IGNITOR ved FFC-Ispra,  nemlig  elforsyningsstern,  hovedbygning  og 
hjælpesystemer  samt godkendelse.  Især er anlægsomkostningerne 
og de årlige  udgifter  til elforsyningen blevet vurderet. 
Installeringen  i ESSOR-indeslutningsbygningen  kan frembyde  prak­
tiske fordele  i form af bestående  faciliteter  på dette område. 
Godkendelsesproceduren  synes ikke at rejse større  problemer. 
Den endelige vurdering  af alle omkostninger  i forbindelse  med 
Ignitor-anlægget  samt den fuldstændige  tekniske  undersøgelse 
vil indgå i en  slutrapport,  som foreligger  ved udgangen  af sep­
tember 1983. Hermed mener Det fælles  Forskningscenter  at have 
opfyldt sin forpligtelse  til at foretage  en gennemførligheds­
undersøgelse vedrørende  installering  af Ignitor  i Ispra. Det 
vil gå videre med sagen,  dersom  mindst  en af  fusionsassocie-
ringerne  fremsætter  anmodning  herom. 

KOMMISSIONEN  FOR DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER 
DET FÆLLES FORSKNINGSCENTER 
I. ET TRITIUMHÅNDTERINGSLABORATORIUM 
VED 
FFC-ISPRA 
Anden statusrapport. 

I. 2 
INDHOLDSFORTEGNELSE 
side 
1. INDLEDNING I. 4 
2. RESUME  1,6 
2. 1 Generelle  bemærkninger I. 7 
2. 2 NET's  behov I. 7 
2. 3 Oversigt  over eksisterende viden  og 
igangværende  aktiviteter.  1.8 
2. 4 FFC's  erfaringer  og nuværende  aktiviteter  I. 9 
2. 5 Formålet med  FFC's Tritiumlaboratorium  I.10 
2. 6 Beskrivelse  af laboratoriet  1.11 
2. 7 Beliggenhed  1.12 
2. 8 Procedurer  for godkendelse  1.12 
2. 9 Planlægning og  ressourcer  1.13 
2.10 Konklusioner  I.I4 
3'. EGENTLIG  RAPPORT 1.18 
3. 1 Bemærkninger vedrørende  fusionsreaktorer 
som formeringsreaktorer  1.19 
3. 2 NET's og  kraftreaktorers  behov vedrørende 
tritium I.21 
3.2.1. Indledning  ( 1.21 
3.2.2. Tritiumpermeation  og -beholdning  i 
strukturmateria.ler  1.21 
3.2.3. Tritiumbehandlingsanalyser  1.23 
3.2.4. Virkninger  af tritiumkontaminering  under 
normal  drift,  vedligeholdelse  og uheld 1.26 
3.2.5. Tritiumbeholdning  1.28 
3.2.6. Tidsplan  for F&U 1.29 

1.3. 
3.3 Oversigt  over eksisterende viden  og igangværende 
aktiviteter  1.30 
3.3.1 Erfaringer  fra fissionsreaktiorer  1.30 
3.3.2,Aktiviteter  til støtte for  fusion 1.31 
3.4 Hidtidige  og nuværende  aktiviteter  ved FFC 1.38 
3.4-.1 Praktiske erfaringer  med håndtering og 
overvågning af  tritium  1.38 
3.4.2 Forskning  inden for fusionsteknologi  med re- 1-4.1 
lation  til tritiumproblemer 
3.5 Formålet med  FFG's tritiumlaboratorium  1.47 
3 .5 .1 .Begrundelse  og retningslinjer  1.4-7 
3.5.2 Foreslået forsøgsprogram i  forbindelse 
med fusionsaktiviteter  ved FFC 1.4-8 
3.6 Beskrivelse  af laboratoriet  1.58 
3.6.1 Bygning  1.58 
3.6.2 Tritiumindeslutningssysteroer  1.58 
3.6.3 Laboratoriets  beliggenhed  1.60 
3.6.4- Procedurer  for godkendelse  I.6l 
3.6.5 Planlægning og  ressourcer  1.70 
3.6.6 Omkostningsvurdering  1.71 
3.7 Konklusioner  1.72 
BILAG 1: 
Første række  tritiumprojekter  opstillet  af 
Styregruppen  for Fusionsteknologi  1.73 

1.4 
1. Indledning 
I mange år har  landene  i Det europæiske Fællesskab  anvendt  tritium 
inden for biologisk,  biokemisk  og kemisk  forskning  og endog  til indu­
strielle  og kommercielle  anvendelsesformål.  Indeslutning  og konditio­
nering af tritieret  spildevand,  der opstår ved  oparbejdning  af nu­
klear brændsel, har også været  genstand  for forskning  i Fællesskabet. 
Tritium  vil blive benyttet  som brændsel i  fusionsreaktorer,  men hånd­
teringen  af store tritiumængder forudsætter  udvikling  af avanceret 
og sikker teknologi.  Der produceres  dog allerede store  mængder  tri­
tium i klassificerede  anlæg i de kernevåbenbessidende  stater,  dvs. 
Frankrig  og Det  forenede  Kongerige.  Disse to lande fremsatte  i 
december  1981 en erklæring i  atomgruppen  (ref. l) om, at de var 
rede til at frigive  den viden om tritiumteknologi,  som er  relevant 
for fusion.  Den britiske  repræsentants erklæring, som den  franske 
delegation  støttede  uden forbehold,  slutter  således: 
"Jeg er bemyndiget  til at erklære, at Det  forenede  Kongerige  med 
fornøjelse  vil bistå Kommissionen  og Fællesskabet ved at  stille 
sådanne  oplysninger  til rådighed vedrørende  dets erfaringer  med 
tritiumteknilogi,  som er  relevante  for Fællesskabets  program.  Jeg 
håber, at dette bidrager  til en nøjere  definition  af de områder, 
hvor der er  behov for at sætte nyt  arbejde igang." 
Den bekymring,  som Det europæiske  Fusionrevisionspanel  gav udtryk 
for i sin  rapport af december  1981,  nemlig at "kun en del af den 
fornødne know-how på  dette område' [d.vs  . håndtering af  tritium  med 
henblik på fusionstéknologi]  allerede  synes at findes ved klassi­
ficerede  laboratorier",  er imidlertid  forståelig,  hvis man tager 
i betragtning,  at sådanne  teknikker  her blev udviklet  med vidt for­
skellige  mål og  behov for øje.  Panelet  underbygger  sin udtalelse 
med, at USA har opført et  civilt  tritiumlaboratorium  i Los Alamos, 
som i særlig  grad er rettet mod fusion.  Et sådant  laboratorium fand­
tes hovedsagelig  nødvendigt for i  forbindelse  med godkendelseskrav 
at demonstrere  sikkerheden  af de tritiumhåndteringsteknikker, der 
anvendtes  til civile  fusionsformål.  Dette laboratorium  står dog  ikke 
fuldstændig åbent for  internationalt  samarbejde.  Panelet anbefaler,  at 
der i betragtning  af Europas  meget svage  stilling  på. d«tte område op­
føres et tritiumafprøvningsanlæg, der  udelukkende  skal udvikle teknolo­
gier som led i Fællesskabets  fusionsprogram. Panelet  peger  endvidere 
på, at der er  mulighed  for allerede  nu at tage fat på  fusions sikker­
hedsaspekter  og indvirkning  på miljøet,  problemer,  som vil opstå, når 
den tages i industriel  anvendelse  (ref .2).  'Tritiumhåndtering er nævnt 

1.5
som et af de vigtigste af disse sikkerhedsapsekter.
En IAEA-workshop gav udtryk for tilsvarende betydning over sikkerheds-  
aspekterne i forbindelse med tritium (ref. 3), og forskning og udvik-  
ling vedrdrende tritiumproblemer blev prioriteret hpjt.
Kommissionen for De europaeiske Fasllesskaber erkender problemet og har  
medtaget tritiumspprgsmalet i sin fdrste rakke projekter, der sigter  
mod at fordele F&U-aktiviteterne i Fcellesskabet under fusionsprogram-  
met for 1982-1986 (ref. U )  •
Referencer
1. Statement of the British and French delegations at the Atomic  
Questions Group offering the release of know-how in tritium  
technology relevant to fusion. Annex A and B to document ATO 98,  
10 December 1981.
2. Rapport du "European Fusion Reveiw Panel", Commission des Com-  
munoutes Europeennes.
CREST-EN/2l6b, SEC (81)1933, Brussels, 3 December 1981.
3. IAEA workshop on Fusion Safety, 23-27 March, 1981.
i. European Fusion Technology Programme 1982-1986, Tasks T1 to T6.  
(see appendix 1) .

I. 6
2 .  RESUME

I. 7
2.1 Generelle bemaarkninger
De vigtigste forhold vedrdrende tritiumkredslpbet i en efter-JET-for-  
sdgsreaktor (INTOR) og en fusionskraftreaktor er vist skematisk i  
tabel 1 og fig. 1. Dette kredsl0b stiller en rsekke krav, som er nye  
i .forhold til dem, der gselder for militsere anlaeg til tri tiuraproduktion.  
I sidstnaevnte tilfoslde findes der hverken plasmakammer,  behandling af  
udsugede f orbrsendingsrester eller genvinding fra kplemiddel. Der er  
heller ingen krav til tritiumformeringen, som der er i fusionskraft-  
vserket. Dette antyder, at der i en fusionsreaktors tritiumbrsendsels -  
kredslpb vil vsere mange komponenter og behandlingsenheder,  som ikke  
har noget modstykke i den hidtil udviklede teknologi, og som derfor  
krsever specifik F&U.
Tabel 1: Tritiumbalance i fusionsreaktorer
Tritiumgennem- Beholdning Opbrasndt tri- Tritium forme-
10b g/d kg tium kg/ar ring
INTOR^ 1600 4-5 12 0,6
KRAFTRE­
AKTOR (2) 8000 10-20 120 1,05
(l) fase III, disponibilitet 5 0 %  ; (2) 1 600 Mwe, disponibilitet .80$
2 . 2 .  NETs behov
For at pavise de specifikke forsknings- og udviklingsbehov i Europa  
er der foretaget en detaljeret analyse af de problemer, der forventes  
i forbindelse med tritium i NET (Next European Torus). Denne analyse  
bygger frem for alt pa INTOR-forunderspgelsen (fase 1 og 2a).
Fplgende hovedemner er underspgt:
a) tritiumpermeation, -beholdning og -udgasning i strukturmaterialer  
(fprste vaeg og reaktorkomponenter);
b) systemer med tilknytning til de forskellige dele af braendstofkreds-  
l0bet (tritiumindvinding fra plasmaforbrsendingsrester, kplemiddel  
og formeringsmateriale, brasndseltilfprsel samt behandling og bort-  
skaffelse af affald);
c) reaktorkontaminering under normal drift, vedligeholdelse og uheld;
d) behandling og bortskaffelse af strukturer og komponenter som affald.
De problemer vedrdrende tritiumimplantation og permeation i den fprste  
vseg, som falder under pkt. a), er komplekse, og de foreliggende data  
er utilstrsakkelige.  Der krsves en indsats dels for at overfpre de  
eksisterende data for H/D-permeation og -udgasning pa tritium, dels

1.8
for at unders0ge den samlede virkning af neutronbestraling og tritium.
Vedr0rende pkt. b) er der foreslaet forskellige metoder til behandling  
af plasmaf orbrsandingsres ter og neutralinj fektion„  brsendselstilfprsel,  
detritiering af kplemiddel samt indvinding af tritium fra kappen. Man  
er klar over behovet for at udvikle store tritiumforenelige komponenter.  
Det gselder isaer pumper (cryogene punper og turbomolekylarpumper)  ,  ven-  
tiler og andre kredslpbskomponenter.  Om stal med h0jt tritiumindhold  
kan svejses, bliver et afgprende spprgsmal.
Der er pavist en rsekke specifikke behov til de enkelte metoder. Det an-  
ses for vigtigt at udvikle apparatur med henblik pa at optimere de for­
skellige processer. Dette gselder isaer systemer til gasrensning (kulde-  
fselder, katalytisk oxidation) og isotopseparationsenheder (cryogen  
destination, gaskromatografi,  elektrolyse osv.) til udsugede plasma-  
forbraendingsrester.  Pa disse omrader vil de erfaringer, der hidrprer  
fra fi ssi onsreaktorer og militaere anvendelsesformal, vaere til saerlig  
hjcslp.
2.3 Oversigt over eksisterende viden og igangvserende aktjviteter
Den foreliggende viden om tritiumproblemer og issr om tritiumteknologi  
er hove.dsagelig baseret pa erfaringerne med drift af fissionsreaktorer  
(isaer tungtvandsreaktorer og HTGR-reaktorer)  og pa irdeslutning og kon-  
ditionering af spildevand fra anlaeg til oparbejdning af fissionsbraendsel,  
medens oplysningerne fra militaere anvendelsesformal endnu er begraensede.
Tungtvandsreaktorer rejser problemer i forbindelse med handtering og  
behandling af store msengder tritieret vand. Bade i Europa eg i den  
0vrige verden (isser i Canada) findes der betydelige erfaringer med dis­
se problemer.
Ved h0jfluxreaktoren i Grenoble er et detritieringssystem, der kan fjer­
ne en tritiummsengde pa op til 160 000 CE/ar fra tungt vand, i drift,  
og det er baseret pa en proces, GEA har udviklet.
For HTGR-reaktorers vedkommende er problemerne vedrprende trit-iumper-  
meation fra det primaere kplekredslpb blevet underspgt, og det er blevet  
foreslaet at reducere denne permeation ved hjselp af belasgninger.
Tritium optrseder ogsa som biprodukt fra kerneenergiproduktion (fission),  
hvor det bliver et problem navnlig ved oparbejdningen af det brugte  
brsendsel. Flere EF lande har som led i programmet for forvaltning og op­
lagring a. f  radioaktivt affald (DG XII) drevet forskning i behandling,  
konditionering og bortskaffelse af tritieret spildevand. I forbindelse  
med fusionsprogrammet er der i Europa sat nogle aktiviteter i gang for  
at lose tritiumproblemerne, nemlig:
- konceptformuleringsunderspgelser af braendselskredsldbet i forspgs-  
og kraftreaktorer;

I. 9
-  konstruktion af tri tiumanlaegget til drift af JET med tritium;
-  definition af et fbrste program for eksperimetel forskning.
Planen for JET indebserer drift med tritium i anden fase. Derfor vil der  
pa JET omradet blive installeret et tritiumanlaeg, som ska.1 rense de ud-  
breendte gasser fra plasmakammeret og neutralinjektorerne.  JET-personalet  
er nu i gang med en detailprojektering af tritiumanlaegget, som bestar af  
de vigtigste proceselementer.  Som led i de fusionsteknologiaktioner,  som  
styregruppen for Fusionsteknologi har vedtaget, bar Kommissionen for ny-  
lig ivaerksat et forskningsprograra med henblik pa at underspge ’  tritium-  
problemerne i forbindelse med udvikling af NET og kraftreaktorer.  De  
europaeiske fusionsaesocieringer har foreslaet undersbgelseskontrakter  
pa fplgende omrader:
-  system til oprensning af brsendsel,
-  genviding af tritium fra affaidsstrpmme;
■ *  tritiumdetektor;
-  elektrolysecelle;
-  dekontamineringssystem;
-  industriel udvikling af store komponenter;
-  tritiumindvinding fra kappen (flydende og faste formeringsmaterialer).
Der er allerede disponeret over i alt ca.  11 mio ECU. Forsbgsarbejdet  
strsekker sig over perioden 1984-1986.
I  USA er Tritium System Test Assembly (TSTA) ved Los Alamos nu fserdigop-  
f0rt, og de fprste forsbg med tritium forventes pabegyndt i dette efterar.  
Andre laboratorier sasom Mound Laboratory og Lawrence Livermore Laboratory  
beskseftiger sig med eksperimentel forskning. Komponenter til tritiumfor-  
sdgsanlaegget ved Princetons store tokamak TFTR er ligeledes konstrueret og  
specificeret.
I  Japan er et alsidigt tritiumbehandlingslaboratorium under opfprelse.  
If0lge planen skal det sasttes i drift i 1985.
4  FFC's erfaringer og nuvaerende' aktiviteter.
FFC-Ispra har i mange ar havt to tungtvandsforspgsreaktorer i drift, nem-  
lig Ispra-l-reaktoren og ESSOR-reaktoren.  Centret er derfor veludstyret  
til trit-iumovervagning, helsefysik og a.nalyser vedrprende kontrol i marken.  
Det har erfaringer i vedligehold og udskiftning af komponenter til tri-  
tiumkontaminerede vandkredslbb og materiel.
I  forbindelse med FFC's hydrogenprogram,  som nu naermer sig sin afslutning,  
er der opnaet, h0 j  t anerkendte erfaringer med problemer vedrprende hydro-  
genproduktion, handtering, korrosion osv.
Som led i FFC’s program for fusionsteknologi er der i Ispra en raekke ak­
tiviteter i gang vedrbrende tritium; disse aktiviteter blev sat i gang i  
1978 og falder i tre kategorier:
-  konceptformulering og vurdering af str0mskemaer vedrbrende brsendsels-  
kredslbbet i forsbgs- og kraftreaktorer;

I. 10
- maling af grundlaeggende data for H/D's vekselvirkning med metaller og  
formeringsmaterialer;
- eksperimenter med H/D med henblik pa at underspge gennemf0rligheden af  
vlsse processer i brsendselskredsl0bet (udvikling af elektrolyseceller,  
tritiumindvlnding fra flydende formeringsmaterialer).
2.5 Formalet med FFC’s tritiumlaboratorium
Analysen af de problemer, der im0deses med NET og kraftreaktorer,  og af  
den eksisterende viden n0dvendigg0r en kraftig indsats i de kommende ar.  
Pa baggrund af den ovenfor beskrevne situation, som har mange sider, me-  
nes det, at et tritiumlaboratorium ved FFC-Ispra, som hovedsagelig skal  
beskseftige cig med sikkerhedsproblemerne i forbindelse med tritiumtekno-  
logi til fusion, passer godt sammen med de planlagte aktiviteter i Fael-  
lesskabets medlemsstater.  Der er pa dette omrade en raekke faelles opgaver,  
som laboratoriet skal l0se, sasom:
.  at opna erfaringer med handtering af tritium i komplekse systemer under  
hensyntagen til savel operat0rernes sikkerhed under normal drift (gene-  
relle og individuelle beskyttelsesmidler)  som beskyttelse af milj0et  
(affaldsbehandling, npdrensning og overvagning);
.  at skabe mulighed for fors0g med procedurer til handtering af tritiere-  
de reaktordele og optimering af proceskomponenter med hensyn til sikker­
hed og tri tiumbeholdning.  Der bliver isser tale om:
a) at udfpre eksperimenter med tritiumholdige attraper af udskiftelige  
dele af NET-reaktoren med henblik pa dekontaminering og/eller yder-  
ligere behandling og lconditionering (hylstre, forseglinger og  
svejsninger) under ugunstige driftsforhold og ved hjaelp af fjernbe-  
tjening.
b) at afpr0ve nye metoder og komponenter, der er udviklet i de euro-  
pasiske laboratorier, sasom gaskromatografi,  elektrolysatorer,  kata-  
lysatorer og systemer til indvinding af tritium fra kappen;
c) at kontrcliere gyldigheden af fysisk-kemiske data, der er ekstrapo-  
leret fra H/D-opf0rsel til tritium. Sadanne datas palidelighed er af  
afgprende betyaning for hensigtsmsessig konstruktion af indeslutnings-  
og rensesystemer.
For at l0se disse opgaver synes et fleksibelt alsidigt anlseg mere egnet  
end et anlasg, der udelukkende arbejder med et specifikt problem eller  
system. I betragtning af formalet med laboratoriet kan man ved konstruk-  
tionen regne med en samlet tritiumbeholdning pa b.0jst 100 g.
Laboratoriet Vil blive benyttet til to formal,•nemlig:
- at huse forskergrupper fra de europaeiske associeringer,  som ikke har  
faciliteter til handtering af tritium,
- at udfpre fors0g med tritium i forbindelse med FFC's fusionsteknologi-  
program, nemlig;

I. 11
.  unders0gelse af D/T-udgasning fra den f0rste vaeg;
.  simulering af handtering og behandling af typiske reaktorkomponenter  
(som f.eks. kappe- og afbpj er/begraenser-segmenter)  ved hjaelp af at-  
trapper;
.  optimering af visse processystemer sasom elektrolyseceller og gaskroma-  
tografiteknikker til isotopseparation;
.  indvinding af tritium fra flydende formeringsmaterialer.
Disse emner svarer til det arbejde, der allerede er i gang ved Ispra med  
ikke radioaktive stoffer (dvs. hydrogen og deuterium), og/eller til kon-  
struktionsaktiviteterne i forbindelse med INTOR/NET-arbejdet.
Disse forspgsaktiviteter f orudsaetter,  at der findes egnede og palidelige  
systemer og procedurer med hensyn til sundhedsbeskyttelse og sikkerhed,  
og de kan derfor ikke a priori vsre emne for forskning. Det er imidler-  
tid hensigten at vurdere og karakterisere systemer og procedurer sasom:
,  systemer til overvagning af overfladekontaminering,
,  beskyttelsesdragter og -ludstyr,
,  dosimetri og overvagning af operatprer,
.  spredning i miljpet og miljpkontrol,
.  systemer til rensning af den sekundasre indeslutning og til behandling  
af spildgasser,
.  procedurer for indgreb og vedligeholdelse,
.  handskeboksteknikker,
.  materialer og udstyr, der er forenelige med tritium,  
pa baggrund af deres effektivitet i praksis.
Resultaterne vil gpre det lettere at formulere henstillinger vedrprende  
fremtidige faciliteter og isaer vedrprende hensigtsmasssig konstruktion  
af fusionsreaktorsystemer.
6 .  Beskrivelse af laboratoriet
En plan af laboratoriet er vist i fig. 2. Det omfatter:
-  en procesudviklingshal (HPD) pa ca.  3 000 m ,  udstyret til at rumme  
handskebokse med inert atmosfaere, saledes at der kan installeres og  
handteres udstyr, der indeholder store maengder tritium. HPD gpres luft-  
taet ved hjaelp af indbyrdes forbundne dpre og holdes lidt under atmos-  
fsretryk ved hjaelp af et egnet "radioaktivt" ventilationssystem.  I til-  
faelde af et unormalt hpjt tritiumudslip fra den sekundasre indeslutning  
til luften i HPD vil et npdrensesystem (ECU), som automatisk saettes i  
gang, kunne reducere tritiumkoncentrationen i selve hallen og tritium-  
udslippet til miljpet til et tilladeligt niveau. HPD kommer til at om-  
fatte en supplerende facilitet (udvidet omrade) bestaende af en helt
taet og Sffirskilt ventileret stalboks pa 500 m^.  Den skal tj ene som in­
deslutning for store komponenter og vil give mulighed for eksperimentel
afprpvning af detritiering og handtering af dem.

I. 12
- En raekke laboratorier (ca. 4.50 nr) til eksperimenter med lav tritium-  
beholdning.
- Et laboratorium til konditionering af tritieret flydende affald, hvori  
systemerne til behandling af spildgasser (GWT) findes.
For at opfylde de gaeldende bestemmelser for nukleare anlseg vil laborato-  
riet endvidere omfatte helsefysikum,  helsefysikmagasin og overvagnings-  
station.
2.7 Beli ggenhed
Anvendelse af ESSOR-kuplen som tertiaer indeslutning indebserer nogle ulem-  
per, som hurtigt kan opVeje fordelen ved at fa bygningen. til radighed  
inkl.  luftkonditionering, ventilering og skorsten. Kuplens kolossale vo-  
lumen (ca. 38 000 nr) og byggematerialernes art vil krseve, at der opf0res  
yderligere en indeslutningsskal inden i kuplen for at holde nddrensesyste-  
met inden for en rimelig st0rrelse bade af hensyn til investeringsom-  
kostninger og driftseffektivitet.  I praksis synes ESSOR-bunkerne kun at  
kunne anvendes til installation af et allerede udviklet og veldefineret  
pilotanlaeg, der skal f j  ernbetj enes (sasom cryogen destination eller  
vanddestillation)  .  Dette skyldes de vanskelige adgangsforhold til bun-  
kerne og deres saerlige form (de er uforholdsmsessigt h0je i forhold til  
gulvarealet) .
Et tredje potentielt omrade inden for ESSOR-komplekset ligger naer skor-  
stenen og reaktorkuplen.  Der er to muligheder, hvoraf den ene vil g0re  
det muligt at indlemme den bygning, der rummer Super-Saras kraftforsy-  
ningssystem. Den anden mulighed er at reationalisere indretningen ved  
at opf0re en ny bygning naer skorstenen (fi’ g. 3).
2•8 Procedurer for godkendelse
I henhold til de italienske bestemmelser for nukleare anlaeg er proceduren  
for myndighedernes godkendesle af et laboratorium, der handterer tritium  
i maengder pa over 100 Ci, normalt fastsat i artikel 55 i lov DPR 13.2.1964,  
nr. 185, og det er said van lig vis en orastasndelig procedure. Situationen er  
gunstigere, hvis et sadant laboratorium bygges ved FFG-Ispra pa det om­
rade, der er orafattet af ESSOR-reaktorens gasldende dritstilladelse,  under  
anvendelse af visse af sidstnsevnte faciliteter.  sasom skorsten, system  
for overvagning af gasudslip, kraftforsyning (herunder npdforsyning  
og andre.
Pa et m0de med reprassentanter for Italiens juridiske og tekniske godken-  
delsesmyndigheder pa det nukleare omrade mente fOrstneevnte,  at et tri-  
tiumlaboratoium derfor ma betragtes som en del af ESSOR-komplekset og  
godkendes som sadan efter fremgangsmad.en for eendring af bestaende nukle­
are anlaeg (som begynder med artikel 4 - 2  i D.P.R. 185). I dette tilfeelde vil  
byggetilladelse muligvis kunne opnas pa mindre end et ar.
Det er yderligere en fordel, at graenserne for radioaktive udslip fra  
ESS0R fortsat vil vaere gyldige ogsa for tritiumlafcoratoriet.  Det

I. 13
risikopotentiel,  laboratoriets samlede tritiumbeholdning (100 g) udg 0rl
vil faktisk vsere lavere end den eksisterende referencevaerdi for centrets  
eksterne npdplan.  Denne plan er baseret pa et stprst tasnkeligt uheld i  
ESSOR-reaktoren,  soci medfprer en forventet dosis pa k rem for voksne,  
der bor i den naermeste landsby, medens det stprste tritiumudslip (selv  
pa oxidform) fra ESSOR’s 80 m hpj e skorsten vil give en dosis pa rnindre  
end 1 rem.
)  Planlaegning og r-essourcer
Med en positiv afgprelse i Radet som udgangspunkt kan man regne med fpl-  
gende faser i opfdrelsen af tritiumlaboratoriet:
A )  Udarbejdelse af den forelbbige sikkerhedsrapport, som sammen med an-  
modningen om sendring af ESS0R-tilladelsen skal fremsendes til indu-  
stri- og handelsministeriet;
B )  Sikkerhedsmyndighedernes godkendelse af anmodningen samt pavisning af  
cikkerhedsrelevante punkter ("progetti particolareggiati");
C )  Projektering af laboratoriet (ekskl. forspgsudstyr);
D )  Opfprelse aamt montering af strukturer og komponenter;
E )  Funktionsafprpvning og ibrugtagning;
F )  Opstilling af forspgsudstyr.
Bet er hensigten at lade fase C til E gennemfpre af et eksternt arki-  
tekt/ ingeniprfirma,  som fat til opgave at klargpre laboratoriet bortset  
f r a  videnskabeligt udstyr.
Det FFC-personale, der er npdvendigt til tilsyn med en sadan kontakt og  
t i l  gennemfdrelsen af Fase A og B, vil i begyndelsen vaere begraenset til  
t o  akademikere og et vist antal teknikere. Nar bygpingen er opfprt og  
taget i brug med ikke radioaktivt materiale, kommer der yderligere tek­
nikere og operatprer til,, op til h0j st ca.  14- personer, herunder mekanik-,  
elektronik- og ventilationsspecialister.
Samtidig vil forskningsspecifikt udstyr blive konstrueret, opstillet og  
afprdvet (pkt. F). Denne opgave vil blive palagt de grupper ved FFC, der  
allerede foretager malinger med H/D med henblik pa at vurdere processer  
f o r  tritiumhandtering (fusionssikkerhedsprogram) .
P a  denne baggrund anslas det samlede personale til h0jst 25 personer,  
beraf 7 akademikere, nar laboratoriet er i drift. I disse ta.1 er der na-  
turligvis ikke taget hensyn til de forskergrupper og tekniske grupper  
i i d e f r a ,  som matte 0nske at gennemfpre specifikke forspg i Ispra-labora-  
toriet.
I  tabel 2 er der vist en opdeling dels af tidsplanen for fase A til F,  
b e l s  af det samlede personale til laboratoriet (for at tage hensyn til  
F F C ' s  stpttefunktioner og faste omkostninger er det ovenfor nsevnte labo-  
toriepersonale multipliceret med 2,2).

I. u
TABEL 2
TIDSPLAN FOR OG ARBEJDSSTYRKE TIL TRITIUMLABORATORIUM
1 2Y e a r s
3 4 5
.  A  
B 
C
D
E
FP r e l i m .  S a f e t y  r e p o r t  A >  
P . S . R .  a p p r o v a l
E x e c u t i v e  d e s i g n  -  c o n t r a c t o r  s e l e c t .
-  p r o j e c t  e l a b .
C o n s t r u c t  -t- M o u n t  -  c o n s t r u c t ,  s e l e c t i s .
-  c o n s t r u c t  +  m o u n t
F u n c t .  t e s t i n g
E x p e r i m .  e q u i p .  -  p r o j e c t s
-  p r e p a r a t i o n
-  c o l d ,  t e s t s
-  i n s t a l l . ,  h o t  t e s t sB « - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -
C *
-
F  • ------------------------C « - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -
D  
• -
D  ♦ - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -
.  
— —  , ■ +E <
M e n  p o w e r  -  A  t o  E  
-  F8
62 0
620
1 02 2
1 73 0
2 5
T o t a l 1 4 2 6 3 0 3 9 5 5
Et eksternt ingenibrfirma er i gang med en forel0big omkostningsvurde-  
ring, Resultaterne foreligger den,15. September.
2.10 Konklusioner
Analyser, viser, at de problemer, tils tedevaerelsen af tritium i fusions-  
reaktors braendselskredslpb medfprer, er komplekse.
De data og oplysninger, der allerede foreligger eller forventes at komme  
frem pa grundlag af klassificeret arbejde, synes utilstraekkelige til at  
lbse disse problemer. Der krasves omfattende forspgsprogram for at op-  
fylde NET's og store kraftreaktorers behov.
Pa grundlag heraf er det. vist, at et laboratorium for tritiumhandtering  
ved FFC kunne yde et vsesentligt bidrag til den europseiske indsats pa dette  
omrade.  Hovedformalet med et sadant laboratorium bliver at give mulig-  
hed for at afprpve komponenter og proceduerer til stptte for konstruk-  
tion og bygning af NET. Dette formal vil kunne tilgodeses pa fplgende  
made :
- ved forsbgsmcsssigt at bekraefte begreber i forbindelse med brasndsels-  
kredslpbet og reaktordriften efter forslag fra den europseiske associe-  
ring og NET-gruppenj

I ' ,  15
-  ved at viderefdre de tritiumorienterede aktiviteter, som er pabcgyndt  
ved FFC i forbindolse raed dets fusionsteknologiprogram.
Dette forudssetter naert samarbejde med de europaeiske fusionsforsknings-  
centre og NET-gruppen allerede fra. konstruktionsfasen pa samme made,  
som det sker pa de dvrige omrader vedrprende fusionsteknologi,  hvor  
FFC er involveret.
Herunder vil der blive lagt Scsrlig vssgt pa at opna erfaringer inden  
for de sikkerhedsmaessige apekter vedr0rende drift med tritium, en  
opgave, som stemmer overens med FFC's generelle funktioner, som  
Ministerradet fornylig har billiget.

The .mall 
arrows indicate 
losses due to 
leakage / and 
decay y
In a seif-sustaining reactor
p i  .  p i  .  p i  d
Fig.l :  Tritiumkredsl 0bet i en-fusions-  
reaktor vist skematiskFig.2  ;  ~  Plan oer tritiumlaboratoriet

Fig. 3  :  Plan over ESSOR-komplekset

I. 18
3. EGENTLIG RAPPORT

I. 19
1 , 1  Bemaerknin ger vedr0rende fusionsreaktorer som f ormerir.gsreaktorer .
Et fusionskraftvaork pa 1  GWe vil forbruge 120 kg tritium om aret.
Den samlede tritiumproduktion i CANDU-reaktorer var i 1980 pa 1,4- kg  
(installeret effekt ca,  6 GWe). Det er indlysende, at fusionskraft  
skal vaere selvforsynende,  for at kunne spille en betydende roller i  
energi0konomien.  Ever reaktor ma for at vaere selvf orsynende producere  
mere tritium, end det er nddvendigt at tilfdre plasmaet. Det over-  
skydende tritium skal benyttes til
.  tilbagelevring af den oprindelige maengde efter nogle ars drift;
.  kompensation for tab som fdlge af udslip og radioaktivt henfald;
.  levering af tritium til nye kraftvaerker.
Det ideelle tritiumformeringsforhold (TBR) hertil er 1,05. Det m a .  
formodes, at denne vaerdi er vanskelig at opna, hvilket vil have stor  
indflydelse pa reaktorens konstruktion.  De grundlaeggende parametre  
for tritiumkredslpbet i INTOR og en fusionskraftreaktor findes i  
tabel 1 .
TABEL 1 Tritiumbalance i fusionsreaktorer
Tritium- Beholdning Opbraendt Tri- Tritiumformerings
gennemldb (kg) tium (kg/ar) forhold
tg/.d)
INTOR1)  1600 5-6 12 0,6-0,7
Kraft-
reaktor2)8000 10-20 120 1,05
( l )  fase III, disponibilitet 50$ ;  (2) 1000 MWe, disponibilitet 80$
D e vigtigste elementer og behandlingstrin i en fusionsreaktors brsend-  
selskredslpb er vist i fig. 1.
Firkanterne angiver behandlingstrin, eg cirklerne angiver de reaktor-  
enheder, hvorigennem der strpmmer tritium. De pile, der peger vaek fra  
systemets dele angiver udslip og radioaktivt'henfald.  Kravet om et  
TBR pa over 1 betyaer, at stpmmen til lageret skal vaere stprre end  
str0mmen fra lageret til plasmaet under hensyntagen til udslip og hen­
fald. I et militaert anlseg til tritiumproduktion findes der hverken  
plasmakammer,  behandling af forbraendingsrester eller o;envind.ing fra  
k0lemiddel. Endvidere er der ingen begraensninger pa TBR.
I  begge tilfaelde er det nddvendigt at minimere stralingsrisikoen og  
udslippene for at optimere tritiumkredslpbet, men for en fusionsreak-  
tors vedkommende kan begraensnihgen TBR stprre end 1 kun overholdes ved  
e n  vaesentlig reduktion af det radioaktive henfald, hvilket kraever mi-  
nimale beholdninger og oparbe j  dnings tider.
Dette grove billede viser, at der i en fusionsreaktors tritiumbraend-  
selskredslpb er mange fysiske faenomener, komponenter og behandlings-  
enheder, som ikke har noget modstykke i den eksisterende teknologi,  
o g som derfor kraever specifik F&II.

The small
arrows indicate
losses due to
leakage / and
decay /
/
a self-sustaining reactor 
pi + p2 + p3 >  q
Fig.I- Tritiumkredsl0bet i en fusionsreaktor vist  
.  skematisk

I. 21
3,2 NET’S og kraftreaktorers behov vedrdrende tritium
3.2.1 Indledning
I  den Nseste Europasiske Torus, kommer tilstedevaerelsen af tritium til at  
spille en vigtig rolle. Det er derfor vigtigt at klarlsegge do mest rele-  
vante problemer vedrdrende tritium i en maskine af denne art og at vurdere  
den forskning og udvikling, der er nddvendig under konstruktions-,  bygge-  
gg driftsfasen. Ldsningerne pa tritiumproblemerne vedrendende NET vil i  
vid udsktraskning ogsa gaelde for fusionskraftreaktorer.  Disse kraf tveerkers  
vigtigste tritiumsystemer vil faktisk allerede findes i NET-maskinen.  For  
nogle problemers vedkommende, f.eks. permeationen gennem den fdrste vseg  
og kappestrukturerne,  vil der vasre forskelle hidrdrende fra driftstempe-  
raturen (der er hdjere for en kraftreaktor)  og fra bestralingstiden.  Der  
ma ligeledes forventes en opskalering af hovedkomponenter, sasom pumper,  
ventiler osv. Imidlertid skulle der pa grundlag af forskning vedr 0rende 
NET kunne extrapoleres til forholdene i en kraftreaktor.
Disso problemer er behandlet indgaende under INTOR-forundersdgelsen  
(ref. 1 og 2) .  Vi vil derfor i vid udstraekning henvise til dette arbejde,  
hvad angar klarlaeggelsen af de kritiskc emner og den nddvendige forskning  
og udvikling.
De vigtigste omrader, der krsever undersdgelse, er f 0lgende:
.  tritiumpermeation, -beholdning og -udgasning i strukturmaterialer  
(fdrste vasg og reaktorkomponenter);
.  systemer med tilknytning til de forskellige dele af brsendselskredslobet  
(tritiumindvinding fra udsugede .forbrsendingsrester, k 0lemiddel og for-  
meringcmateriale,  braendselstilf 0rsel samt rensning og bortskaffelse af  
affald);
.  reaktorkontaminering under normal drift, vedligeboldelse og uheld;
.  oparbejdning og bortskaffelse af affald:
I  det fdlgende skitseres omfanget af den nuvserende viden pa disse omrader;  
dernsest vurderes den forsdgsindsats og den tidsramme, son er nddvendig for  
at opfylde kravene til teknisk konstruktion og bygning af NET.
3.2.1 Tritiumpermeation og -beholdning i strukturmaterialer
Tritiumpermeationen gennem den fdrste vaeg, begraenserne og afbdjningskol-  
lektorerne styres af impla.nteri n g af fluksen af neutrale partikler, der  
er dannet ved ladningsbytte i zonen test ved overfladen, rekombination af  
disse atomer til molekyler ved grasnsefladerne mellem plasma og fdrste vseg  
samt mellem kplemiddel og fdrste vasg og endelig ved diffussion i selve  
vsggen.
Hvor der ikke sker tritiumimplantation (f,eks. i kdlelanalerne til den  
fertile kappe), er modelleringen af fsenomenet noget simplere, da permea-  
tionen styres af bedre kendte fysisk-kemiske fsenomener.
I  modellerne for beregning af implantation af fluksen af neutrale partik-

I. 2 2
ler, der er dannet ved ladningsbytte,  er overfladegraensebetingelserne  
karakteriseret ved en rekombinationskonstant,  som afhaenger af migrations-  
aktiveringsenergien, opldsningsvarmen og Sievert’s konstant.
Der tages hensyn til overfladens renhed gennem en molekylesticking-koef-  
ficient. Pa k0lesiden f0rer tilstedevaerelsen af oxidlag og hydrogen, der  
dannes ved radiolytisk dekomponering~af vand, til komplekse overfladebe-  
tinge.lser, som tilnaermes ved rekombinationsbegraenset kinetik eller dif-  
fusionsbegraensede betingelser. Diffuoionen i.laget beskrives ved en tem-  
peraturuafhaengig diffusionskoefficient, idet der ligeledes tages hensyn  
til en termisk radient (Soret-effekt)  .  Neutronbeskadigelse af vaeggen  
tages der hensyn til med en indfangninskoncentration og en l0srivelsese-  
nergi.
Hvad INTOR angar, ligger de beregnede permeationshastigheder for den
f0rste vaeg (vaegoverflade (rustfrit stal) 4.00 m2 T. j : mdre200 - 300° C,
Tydre100° Cm t = 0,5 - 1,3 cm) i et bredt interval fra_210til 0,2 g/d.
De st0rste permeationshastigheder fas ved uren indre overflade og ren  
ydre overflade (dvs. lav rekombinationshastighed pa plasmasiden og h 0j 
rekombinationshastighed pa kplesiden).
Pa samme made afhaenger tritiumbeholdningen i den fprste vaeg af rekombi-  
nationen og indfangningen =  For INTOR er der anslaet vaerdier pa 0,7 - 7kg.  
Bade tritiumpermeation og -beholdning aftager raed vaegtykkelsen.  Varia-  
tioner i driftstiden har ringe indflydelse. Vaerdier for tritiumpermea­
tion og -beholdning i begraenser/afb0jningskollektorerne er af samme st0r-  
relsesorden som i f0rnaevnte tilfselde.
Den relative betydning af tritiumpermeation gennem og tritiumindfangning  
i vaeggen haenger n0je sammen med temperaturen pa den ydre overflade (k0-  
lesiden).  For INTOR’  vedkommende er denne temperatur lav (100°C), mens  
den for en kraftreaktor vil vaere langt h0jere (ca. 300°C), hvilket medf0-  
rer en kraftig fordgelse af tritiumpermeationen i k 0lemidlet og mulig  
reduktion af beholdningen.  Sp0rgsmalet om temperaturen af kplemidlet til  
den f0rste vaeg er, hvad NET angar, stadig abent, idet den valgte tempe­
ratur kan ligge mellem 100°C og 300°C .  Dette n0dvendigg0r eksperimentel  
forskning over et bredt temperaturinterval for bade den indre og den ydre  
side af vaeggen .
Sp0rgsmalet om tritiumudgasning i tiden mellem pulserne og efter nedluk-  
ning af reaktoren anses for at vaere et at de mest kritiske. Afgivelsen af  
D og T i perioderne mellem pulserne vil indvirke pa vacuumbetingelserne  
o p dermed kravene til oumoer. Vacuumkammeret skal Dumoes ned til bap-
- 5grundstrykket (ca .  10 torr);  samtidig skal gasafgivelsen fra vaeggene  
reduceres til et sa lavt niveau, at det ikke vaesentligt pavirker DT-blan-  
dingens sa.mmensa9tning under strdmopstarten og den ohmske opvarmning. Be-  
regningerne i forbindelse med INTOR-unders0gelsen har vist, at det af­
haenger af antagelserne om mekanismen for gasdesorption og af overflade-  
forholdene, om disse krav kan opfyldes. Den sammersikkerhed g0r sig

I. 23
gasldende i forbindelse med nedlukning af reaktoren. Viden om udgasnings-  
hastigheden er absolut npdvendig for at kunne afgpre, hvad der skal fore-  
tages (ventetid, udbagning, pumpning),  f0r reaktorkomponenterne i va-  
kuumkammeret kan fjernes. En forel0big beregning har vist, at den fprste  
v$g£ indhold af tritium kan reduceres betydeligt ved udgasning. Udbag-  
ning ved 350°C i 100 timer skulle frig0re ca.  90$ af dot optagne tritium  
i  en vseg af 13 mm rustfrit stal. Der er dog hverken taget hensyn til re-  
kombination eller indfangning, og disse resultater ma vurderes pa ny.
3 , 2 . 3  Tritiumbehandlingssysterner  
Vacuumkrav og pumpning
Til NET og kraftreaktorer bliver der behov for en raekke vakuumsystemer,  
hvoraf mange vil findes i et milj0 med tritium. Dette gselder isser for­
brsendingsres ter fra plasmaet, plasmaopvarmning og (neutralinjektion) og  
tritiumindviding fra kappen.  Pumpebehovet for torusvacuumsystemet til  
INTOR fase I er vurderet (ref. 3). Dette system skal kunne klare f0l-  
uende :
.  udnumnninp af toruskamraeret til et baeerundstrvk na 10“7torr f0r den
fdrste opstart og til et baggrundstryk pa ca. 3x10"5torr i mellem pul-
serne.
,  udsugning af en gasmsengde svarende til den msengde brsendsbl, der til-  
f0res under brsendetiden.
Der beregnedes en nominel pumpekapacitet pa 10^ l/s til rensning f0r op-
starten, medens pumpebehoveb under og mellem pulserne blev sat til ca.
(xlO5l/s. Antages der at vasre 12 pumpeenheder,  skal de hver have en ka-
pacitet pa ca. 3x10^ l/s. Det blev foreslaet at vselge compound cryopum-
per med mikroporbse sorbenter pa cryosorptionspladerne til udsugning af  
forbrsendingsrester under brsendetiden, medens pumpning f0r opstart og un­
der renseprocessen kan ske ved hjaelp af turbomolekylarpumper eller meka-  
niske pumper. De vigtigste problemer at l0se i forbindelse med cryopum-  
perne er:
.  pumpehastigheden for He (sammenlignet med D og T)
.  varmebelastningen og virkningen af bestraling;
.  tritiumoplagring i cryopladerne.
Problemerne ved turbomolekvlaroumoer vedrbrer den industrielle ooskalerine
( d e n  maksimale kapacitet er nu 3,5xl03 l/s), virkningerne af det elektro-
uagnetiske felt og foreneligheden med tritium (ingen smpremidler) .  Dette  
gadder ligeledes de mekaniske pumper. De pvrige vacuumsystemer skal op-  
fylde tilsvarende krav pa pumpesiden.
Behandling_af forbrsendingsres ter fra plasmaet og neutrale straler  
D e r  foreslaet forskellige systemer til behandling af de forbraendingsre-  
s t e r ,  der pumpes ud gennem afb0jnings/begrasnserkanalerne fra vacuumkam-  
leret. Der er tre hovedtrin i denne process

I. 24
.  gasrensning;
.  He-separation;
.  separation af hydrogenisotoper.
Ved underspgelsen af INTOR fase IIA blev der foreslaet et diagram for sy-  
stemer til behandling af forbraendingsrester og neutrale straler (ref.4 - ) .  
Ifblge dette renses de to str0mme, der kommer ud fra torusen og neutral-  
injektorerne,  i kuldefaelder (palladium-s0lvmembraner)  og getters kan ogsa  
benyttes). H, D og T fordrabes i en kondensator, medens gasformigt He  
skilles fra og ledes videre til andre behandlingsenheder (f.eks. kappe-  
indvindingssystemet).  Hydrogenisotoperne separeres i cryodestillations-  
kolonner, som kan forbindes med andre behandlingssystemer som f,eks. kap-  
peindvinding og kplemiddeloparbejdning.
Der er foreslaet andre fremgangsmader til oparbejdning af forbrsendings-  
rester (jf. kap. 5), hvor disse efter udskillelse af urenhederne oxideres  
til (h,d,t)2o i en katalysisk omssetter og ledes til hydrogenisotopsepa-  
rationssystemet.  Her ledes vseskestrpmmen diskontinuerligt til en sepa- -  
rationselektrolysecelle,  hvor en protiumberiget fraktion af isotoperne e-  
lektrolyseres.  Isotoperne separares i gasform ved gaskromatografi .  Den  
ikke-elektrolyserede rest, der hovedsageligt bestar af DTO, ledes til en  
anden elektrolysecelle,  der drives ved lav vseskebeholdning, og hvori det  
omdannes til D,T.
Tilfprsel af braendsel
I INTOR kan brsndsel tilfpres plasmakammeret ved gasindpustning og/eller  
med en pilleinjektionssystem.  Der findes tolv vinduer til gasinjektion.  
Der er mulighed for savel kontinuerlig som pulserende styring af den valg-  
te gas. Pa hver sin side af torusen er anbragt to brsendselspilleinj ekto-  
rer. Med fjernbetjente ventiler styres den gas, der sendes ind i forbra-  
berne, der er anbragt inden i den isolerede brsendselsinj'ektor.  Den pa-  
regnede pilleinj ektionshastighed er 2x10^ m/s (afhsengigt af udviklingen  
kan der anvendes pneumatiske injektorer eller centrifugalinjektorer).
Indvinding af_tritium fra kappen  
Faste formeringsmaterialer
I INTOR-referencekonstruktionen (Li20 som formeringsmateriale ved 400-  
600°C, vand som k0lemiddel) kan tritium udvindes med helium som skyllegas  
(ref.4). I processen indgar modstr0msk0ling af heliumet, som forlader  
kappen ved ca.  600°C og indeholder tritium med et partialtryk pa ca.  0,1  
Pa. Ved analysen blev det antaget dagligt at indvinde alt det formerede  
tritium (R0 p/d)i den ti Isvarende heliumstr0mnine, shastip, hed blev bere?net
til 7 800 m3/h, fordelt pa konstruktionens 12 kappesegmenter.  Tritiumet
oxideres f0rst fuldstcendi gt i et katalysatorle j  e (ca. 200°C) I nseste trin  
afk0l.es det til flydende nitrogens temperatur, hvor tritieret vand op-  
fanges som is. Heliumet opVarnres til ca.  400 C, fprend det ledes tilbage  
til kappen. Det tritierede vand udtages i flydende form og dekomponeres  
i en elektrolysecelle, Tritiumet ledes til enheden for behandling af

I. 25 
forbrændingsrester med  henblik  på rensning,  og oxygenet  returneres  til 
katalysatorlejet.". 
Dette system  er udarbejdet  til det tilfælde  hvor heliumet  kun benyttes 
til tritiumindvinding,  medens kølingen foregår med  vand. Der er  desuden 
udarbejdet  et forslag  som benytter helium  til både køling og  tritiumud-
vinding,  især med  henblik  på anvendelse  i kraftreaktorsysterner  (ref.5). 
I dette tilfælde kan der  benyttes  en lignende  fremgangsmåde  til fjernelse 
af tritium  fra gassen,  selvom der forventes  større  vanskeligheder  som 
følge af  dels heliumkølemidlets højere  tryk og massestrøm,  dels den lave­
re koncentration  af tritium og T^O i kølemidlet og  dels ønsket om at  und­
gå afkøling af  heliumet  til meget lav temperatur  i udvindings  systemet  for 
af opretholde  en rimelig  høj termohydraulisk  effektivitet  ved elektrici-
tetsproduktionen. 
Flydende  formeringsmaterialer 
Der er foreslået  forskellige  systemer  til indvinding  af tritium  fra  fly­
dende formeringsmaterialer,  især fra Li-^Pbg^,  som tegner gunstigt  til 
NET. De består i  enten at pumpe vacuüm  direkte  over formeringsmaterialet 
eller at benytte  en skyllegas  i kontakt  med væsken. I kap. 5  findes en me­
re detaljeret beskrivelse  af fordele  og ulemper  ved disse metoder  og af 
den forskning,  der er nødvendig for at  belyse dem. 
Detritiering  af kølevand 
Under vurderingen  af INTOR er  flere processer  til detritiering  af vand 
blevet undersøgt. De  mest egnede er beskrevet  nedenfor: 
a) Katalytisk udskiftning  i dampfase/cryogen  destillation  (VPCE/CD).  Tri­
tium fra let eller tungt vand bringes  på grundstofform  i en reaktor 
til katalysi.sk udskiftning.  Der benyttes.cryogen  destillation til  se­
paration  af isotoperne,  der findes på grundstofform. 
b) Direkte elektrolyse/cryogen  destillation  (DEL/CD).  Vandet  elektrolyse­
res til hydrogen  og oxygen.  Hydrogenet  destilleres  i en cryogen  kolon­
ne til isotopseparation.  Det detritierede  hydrogen  omsættes med  oxygen 
fra elektrolysecellen  og returneres  til kølekredsløbet. 
c) Kombineret  elektrolyse  og katalysisk udskiftning/cryogen  destillation 
(CECE/CD).  Her sker der ved  elektrolyse  og katalyse  en foreløbig  iso­
topseparation,  hvor der dannes  frit hydrogen,  hvorefter  processen  af­
sluttes med cryogen  destillation. 
d) Vanddestillation/elektrolyse/cryogen  destillation  (WD/EL/CD).  Vandde­
stillation  leverer svagt beriget  vand til en elektrolysator.  Det frie 
hydrogen  ledes  til et system med cryogen  destillation til  den endelige 
isotopseparation. 
Der er foretaget  en sammenlignende  analyse  af disse processer  under  anta-
gelse at en  tritiumpermeation  på 10" Ci/d (0,1 g/d) gennem den første væg 
og en tritiumkoncentration  i kølevandet på 1  Ci/l. Det tilsvarende  be­
handlede  volumen  var 1 000  l/d. 
Sammenligningen  gav følgende  resultater: 
. fra et økonomisk  synspunkt  synes CECE/CD og  WD/EL/CD  at være de  mest 
lovende  processer; 
. med CEC/CD kan  vandet  detritieres  i en sådan  grad, at det  uden begræns­
ninger kan ledes ud i miljøet, og  systemet  kan behandle  strømme med 
forskellige  tritiumkoncentrationer,  hvilket  skulle  betyde  at flere 
tritiumsysterner  kan behandles  sammen.  Ulempen  er begrænsede  driftser-

I. 26 
faringer,  og at der pa  indgangssiden  ma behandles  tritieret  vand med 
en koncentration, der er h0jere end de 0vrige processers; 
. man har  mange  ars kommerciel  erfaring med  WD/EL/CD  til produktion af 
tungt vand.  Med denne  proces  kan man  behandle  str0mme  med forskellig 
tritiumkoncentration. Med den konstruktion, der valgtes  til den 0kono-
miske analyse,  ville vand ikke blive  tritieret  til et niveau, der  til-
lader udledning i milj0et. I dette  tilfaelde  vil behandling  i flere  trin 
vsere n0dvendig; 
. DEL/CD  synes brugbar,  da der foreligger praktiske erfaringer med elek-
trolyse  af vand med lavt tritiumindhold og  cryogen  destillation  af hy-
drogenisotoper,  sk0nt  de ikke har vaeret  brugt sammen  i stor skala; 
. VPCE/CD  synes ikke egnet  til rensning af let  vand med lavt tritiumind­
hold . Processen  vil muligvis  vsare af interesse, hvis der  benyttes  tungt 
vand til k0ling af den f0rste  vaeg. 
3.2 .L Virknineer af tritiumkontaminerine  under  normal  drift,  vedligeholdel-
se og uheld 
System  til detritierine  af reaktorhallen 
Bestemraelse  af tritiumkoncentrationon i de st0rste  reaktorrum  (vakuumkam-
mer, reaktorhal osv.)  bliver  et vigtigt  punkt under konstruktionen af NET 
og koraraer  til at danne grundlag  for optimering af de  forskellige  kompo-
nenter og reaktoroperationer  under  normale  og unormale  forhold. Der er 
for INTOR  foretaget et groft  sk0n over alle tritiurakilder  i reaktorrura-
met, og det har  f0rt  til f0lgende  samlede  vasrdier for tritiumfrig0relsen: 
. normal  dnit lO-JU  Ui/^ag 
. vedligeholdelse op  til 10 Ci/dag 
. uheld (enkelt udslip) op  til 105 Ci 
Under INTOR-forunders0gelsen  blev der  opstillet  f0lgende  sikkerhedskrite-
rier med henayn  til tritiumkontaminering: 
. 10 000 Ci/ar  frigjort  til milj0et  under normal  drift; 
. 5.10" 6 Ci/m 3 h0jeste  tilladte  koncentration for  ubeskyttede  arbejdere. 
Denne grasnse  kan hasves  til 5.10" 1* Ci/m 3, hvis arbejderne  er if0rt be-
skyttelsesdragt. 
Man kan leegge  forskellige  strategier for at na disse mal. De  afhaenger  og-
sa af andre antagelser, isaer  vedr0rende  den tid, der  mindst  er n0dvendig 
for menneskelige  indgreb  efter nedlukning  af reaktoren. Ved opstillingen 
af disse mai ma. der  endvidere  tages hensyn  til andre  stralingskilder, 
hovedsagelig sou f0lge af neutronaktivering. 
De f0rste vurderinger  under"  TN-TOR-unders0gelsen  (reaktorhallens volu-
men: 6a.  1,5*10 3 m3) har  vist, at 
. luften fra reaktorhallen  under normal  drift kan ledes direkte til 
skorstenen, hvis frig0relsen  bliver  ca. 10 Ci/d; 
. et luf tdetritieringssystem  er pakreevet  for et h0j ere  normalt  tritium-
udslip.  Et sadant  system  skal besta af ventilatorer,  forvarmere,  kata-
lytiske  reaktorer, efterk0lere og  systemer  til fjernelse af  vand.  Den 
n0dvendige  str0mningshastighed  og bmkostningerne  blev beregnet  som 
funktion af tritiumkoncentrationen. Ved en frig0relse pa. 30  Ci/dag,  ma 
der typisk forventes  omkostninger  pa. 75 mio $  til lufttritieringssy-
steme't,  hvis betingelserne for arbejdere i reaktorhallen (5  uCi/m 3 
skal opfyldes.  Hvis koncentrationen  kunne  0ges  til 500 uCi/m 3 ville 
omkostningerne  blive reduceret med en faktor lo. De tilsvarende sam-
lede omkostninger  til ti ars  drift vil blive henholdsvis oa. 200 og 
16 mio $.  Dette  tilskynder  til at reducere  detritieringsluftens  volu-
men sa meget  som muligt, f.eks. ved at  opdele  reaktorhallen i  flere 
rum . 

I. 27 
. Ved en  vedligeholdelse  eller i tilfælde af  uheld vil  et luftdetriti-
eringssystem,  som giver arbejderne  mulighed  for adgang  inden for 
2k timer efter nedlukning  af reaktoren,  blive for dyrt og uigennem­
førligt.  En såkort  tidsfrist  vil desuden  kræve en  ekstra torusaf­
skærmning med en  tykkelse  på 1,5 m,  sammenlignet  med det  strengt  nød­
vendige  til beskyttelse  af de superledende  spoler mod neutron-  og 
gammabestråling..Alternativet er, at  arbejderne benytter beskyttel­
sesdragter,  (hvilket  dog vil betyde  lavere  effektivitet)  eller  fjern­
betjening. 
Kcmtaminering  af vakuumkammeret  og indvendig vedligeholdelse 
Som ovenfor  nævnt  vil vakuumkammeret  ved nedlukning  af reaktoren  blive 
kontamineret  med tritium,  der desorberes  fra dets overflader,  og som 
følge af  neutronaktivering  af strukturerne.  I INTOR  forventes  4-0 - 100 
Ci/cm 3 (107 rem/h berøringsdosis) i den første væg og  gennemsnitligt 
10 Ci/cm 3 i kappestrukturerne, hvilket giver  en samlet  nedlukket  akti­
vitet på 109  Ci . Formentlig vil  en del af  denne aktivitet  hidrøre fra 
støv (l mm  erosion  af INTOR's første væg  svarer  til ca.3 t). De eks­
treme arbejdsbetingelser,  der hersker  i plasmakammeret,  vil kræve automa­
tiske og fjernbetjente inspektions-  og vedligeholdelsessystemer.  De skal 
være i stand  til at nå  hele den indre overflade  af plasmakammeret  med 
henblik på at udføre  reparationer  på stedet og udskifte  mindre  dele. Mere 
omfattende  reparationer  eller fuldstændig  udskiftning  af reaktorkompo­
nenter vil kræve demontering  af store og tunge (op  til 150 t)  struktu­
rer og transport  af disse  til hot cells. 
Det kan vises, at de vanskeligste  punkter  er: 
. kontrol-  og reparationssystemer  til reaktorens indre  komponenter  med 
mulighed  for visualisering  og/eller fuldautomatisk  drift; 
. demontering/montering  af svejste  og boltede flanger; 
. transport  og nøjagtig  positionering  af store og tunge emner. 
Alle førnævnte  indgreb  medfører tab af  indeslutning,  og princippet  ved 
vedligeholdelsen  må være at  reducere  spredningen  af kontaminering  i form 
af tritium  og erosionsprodukter  til det mindst  mulige.  Anvendelse  af mid­
lertidige  tuneller  eller transportbeholdere  mellem  indeslutningsafsnit 
(f.eks.  torus og hot  cells) er mulige løsninger. 
Behandling  og brotskaffelse  af affald 
Gasser 
Tritiumholdig  spildgas fra reaktorsys ternet  (plasmakammer,  neutralstråle-
enheder,  kappe og tritiumanlæg) må  detritieres  før udledning  i miljøet. 
Systemet  skal kunne behandle  organiske forbindelser.  Den proces,  der fo­
slås til INTOR, består i et  uranleje (ca.  600 °C),  hvor vand og organi­
ske forbindelser  omdannes  til uranforbindelser  og hydrogen.  Hydrogenet 
diffunderer  gennem en palladium-sølvmembran,  hvorfra  det ledes  til be­
handlingssystemet  for forbrændingsrester. Den  detritierede  gas ledes ud 
gennem skorstenen. 

I. 28 
Konditionering  af reaktorkomponenter 
Vedligeholdelse  af reaktorkomponenter  i hot  cells omfatter detaminering 
og metoder  til fjernelse  af indsivet  tritium.  Her kan  varmebehandling 
under vakuum udføres ved højere  temperatur  end i  torusen. Slutdeponering 
af fast affald  kan kræve  volumenformindskelse  ved sammenpresning  eller 
smeltning. 
3.2.5 Tri tiurabeholdning 
I tabel 1 er der for  INTOR-fase  Ila vist en opdeling  af tritiumbehold-
ningen, når der er  tale om fast formeringsmateriale.  Ved en  mere detal­
jeret analyse  af de  enkelte punkter  bør følgende  tages i betragtning: 
. fra systemet  til udsugning  af forbrændingsrester kommer  hovedbidraget 
til beholdningen  fra cryodestillationen  (120 g),  cryopumperne  (120 g) 
og gaslagererihederne  (120 g); 
. selve kappens  behandlingssystem indeholder  ca. 1 kg tritium,  hvoraf den 
største mængde kommer  fra kuldefælden med  flydende nitrogen  (700 g). 
Dette tal  gælder for  kapper af fast stof; 
. brændselstilførselssystemet har en  beholdning  på 200 g, men  dette me­
nes at være en øvre grænse; 
. for flydende formeringsmateriale vil beholdningen  være på 100 - 200 g. 
INTOR-arbejdsgruppen  søgte at  skelne mellem  såkaldt sårbar og ikke-sårbar 
beholdning.  Den forsøgsvise  opdeling blev  på 1,4- kg (sårbar) og 2,9 -
4·,3 kg (ikkersårbar)  . I sikkerhedsanalyserne  mentes  udslip  til miljøet 
som følge af et  enkelt uheld  at kunne blive på højst 10 g.  Dette tal 
synes imidlertid  nu for  optimistisk. 
Tabel 1. Tritiumbeholdning  (fast  formeringsmateriale)  - INT0R fase Ila 
Udsugning  af plasmaf  orbrasndingsres ter  og 
neutralinjektorer  370 g 
Formeret  tritium  74-6 g 
Detritiering  af primssrt k0lemiddel  65 g 
Affald ikke anslaet 
Atmosfasre  1 g 
Tilf0rsel  til neutraliniektorer  og torus 2A5 g 
1 427 g 
Lager 2 300 s 
Formeringskappe  500- 1 000 g 
F0rste vesg 100- 1 000 g 
I alt 4. 330 5 730 g 

I. 29 
3.2.6 Tidsplan  for F&U 
Hvis der for NET  antages: 
. påbegyndelse af  konstruktion 
. påbegyndelse af  bygning 
. opstart 1987-1988 
1992-1993 
1998-1999 
kan følgende  tidsplan  for F&U vedrørende  tritiumproblemer  anslås: 
kredsløbsprocesser  osv.: 1984-1986 
. kontrol  af disse data med tririum:  1986-1989; 
. udvikling  af store komponenter::1985-1993; 
. afprøvning af  NET-delsysternet  med tritium:  1988-1993; 
. udvikling  af systemer  til bortskaffelse  af affald:  1989-1995. 
Referencer: 
1. G. Casini (EC) D. Leger (EC), Rogers  (USA),  G. Shatalov  (USSR), 
T. Suzuki (Japan),  INTOR,  phase IIa, Final  Report,  Ch. 8:  Tritium 
and Blanket,  under  publication. 
2. European  Contribution  to INTOR,  Phase IIa, CH.8,  Tritium Blanket 
and Safety, edited  by G.  Casini,  P. Rocco,EUR  FU BRU/XII-132/82/EDV 
30 )De cember 1982) 
3. European  Contribution  to INTOR,  Phase I, Ch. XI, Vacuum and  Tri­
tium Systems,  edited by D. Leger and F. Reiter.  FUR FU  BRU/XII-
132/82/EDV  2 (April 1982) 
4·. D. Leger, M.H. Plouzennec,  INTOR  Tritium  Systems  CEA report 
; DCAEA/SECF/82-103/DL/AM,  June 1932 (also reported  in ref. 2). 
5 Conceptual  design of en'Electricity  Generating  Tritium  Breeding 
Blanket Sector  for INTOR/NET,  edited by Bond and P.  Reynolds, 
NET-contact  085/FU  (UK),  final report  (May 1983) . basisinformation  om H/D-simuleringsdata  for permeation, brænds els-

I. 30 
3.3. Oversigt  over eksisterende viden  og igangværende  aktiviteter 
Den foreliggende, viden  om tritiumproblemer  og især om  tritiumteknolo-
gi er hovedsagelig baseret  på erfaringer  med drift af f issionsreakto-
rer (især tungtvands-  og HTGR-reaktorer)  og på  indeslutning  og kondi­
tionering  af spildevand fra  anlæg  til oparbejdning  af fissionsbrændsel, 
medens oplysningerne fra  militære anvendelsesformål  endnu er begrænsede. 
Nedenfor  gives en kort oversigt  over eksisterende viden  om tritium,  og 
den vigtigste  igangværende  eller planlagte fusionsforskning  i Europa 
og den øvrige  verden  skitseres. 
3.3.1 Erfaringer fra fissionsreaktorer 
I tungtvandsreaktorer  produceres  der tritium  i moderatoren  ved neutron­
absorption.  Dette medfører, at der  skal løses en række  problemer  i for­
bindelse  med håndtering og  behandling  af store mængder  tritieret  vand. 
Der er både i  Europa,  og i den øvrige  verden (især i  Canada)  høstet be­
tydelige  erfaringer  med disse problemer.  Et system  til detritiering  af 
tungt vand, som kan  fjerne en tritiummængde på op  til 160 000 Ci/år, er 
i drift ved højfluksreaktoren i  Grenoble,  og det er  vaseret  på en  pro­
ces, CEA har  udviklet. Til  adskillelse  af frie hydrogenisotoper  benyttes 
cryodestillation.  På grund af den  viden, der er opnået gennem  driften 
af dette  anlæg, er  denne teknik i dag den  bedste  mulighed  for tritium-
separation  og indvinding  i fusionsreaktorer (ref. l). 
I HTGR-reaktorer  dannes  der tritium  i det prinære kølemiddel  (helium), 
hvorfra det delvis trænger gennem varmevekslingsvæggen ind i  vandet  til 
dampgeneratoren  i en mængde, som  uden særlige  rensningsforanstaltninger 
kan holdes  inden for acceptable  grænser. I  HTGR-reaktorer,  der benyttes 
som varmekilder  til produktion  af energibærere  (hydrogen,  kulbrinter), 
skulle tritiumhastigheden  nedbringes  af sikkerhedsgrunde.  Forsøg ved KFA 
i J'ülich  har vist, at der  kunne opnås en  reduktionsfaktor  på ca. 100 ved 
belægning af  ferri tisk stål med et  oxidlag. Disse oxidlag viste sig imid­
lertid at have ringe  stabilitet  ved temperaturændringer.  Oxidlag  på 
Incology  gav bedre resultater. 
Tritium er også et  biprodukt  ved (fissions-)kernekraftproduktion,  hvor 
det for letvandsreaktorers  vedkommende  bliver et problem  ved oparbejd­
ningen af det  brugte brændsel. I  tabel 1 gives en oversigt  over T-behold-
ninger i og affaldsmængder  fra et oparbejdningsanlæg.  EF-landene  har 
gennem Kommissionens  program  for indirekte aktioner,  der indgår i  pro­
grammet for forvaltning  og oplagring  af radioaktivt  affald (GD XII) 
deltaget  i forskning  vedrørende  behandling,  konditionering  og bortskaf­
felse af tritieret  spildevand,  som anført i  tabel 2. 
Reference 
1. J. Chatoux,  ¥. Eisermann,  Atomwirtschaft, Vol.  14. (1969),  25-31 

I. 31 
Tabel 1 - Anslåede  data for beskrivelse  af alternative  muligheder  for 
. forvaltning  af 3H- affald 
Oparbejdningskapaci  tet tU/âr 1500 
3H-beholdning  i brugte LWR-braendselselemeter raCi/âr 1 
3H-beholdning  i indkapslingerne MCi/âr 0,5 J 
dH-beholdning  i det f0rste ekstraktionskredsl0b MCi/ar 0, 5 
Mœngde tritieret  spildevand (l6  mCi/1) m3 fkr 32-10 3 
Msengde tritieret  spildevand  ved genanvendelse  og 
3H-vaskning  (166 mCi/l) m 3 /âr 3000 
Det tritierede  vands (300 m3/âr)  @/y-aktivitet raCi/1 0,1 
Det tritierede  vands indhold af tungraetal  (uran) g/m3 1 
(plutonium) mg/ra  3 1 
(vand/cernent)forhold - 0, 5 
Tabel 2 - Forsningskontrakter  vedr0rende  tritiumholdigt  affald fra 
opar.be j dning 
Program 
péri ode Kontrakt 
nummer Kontraktin 
"dehaver Kommi ssio-
heris bidrag 
i 1 000 ECU Titel 
75/79 
80/82 090-78-7 WSA B 
WAS-159-B(D) CEN MOL 
CEN MOL 371' 
393' Adskillelse  af T 
fra spildevand 
IT 
83/84 292 ' II 
75/79 088-78 -1 WAS D KFK Karlsruhe 83' T-berigning  pâ hy-
drofob katalysator 
75/79 046-77 -10 WAS D UKAEA Harwell 25* T-immobilisering 
75/79 075-79 -7 WAS UK ii 30* T-immobili  serin g 
ved binding  i uor-
ganiske faste stof-
f er 
80/84 KFK Karlsruhe 58* Karakterisering  af 
konditioneret ind-
kapslingsmateriale 
(T-frigivelse) 
3.3.2. Aktiviteter  til støtte for; fusion 
Aktiviteter  i Europa 
Forundersøgelser vedrørende  drift af JET med  tritium 
Joint European  Torus skal ifølge planen drives i anden fase med tritium 
med henblik på at fastlægge parameterområdet  for det nukleare plasma. 
Hertil er det  hensigten af brænde en  blanding af lige dele deuterium  og 
tritium; det planlagte antal  pulsstød med  D-T-plasma  er 10 000. I be­
tragtning af brændslets  lave udbrændingsgrad og  problemerne  i forbindel­
se med dets oparbejdning  andetsteds  blev det besluttet  at oparbejde  de 
brugte gasser  lokalt  efter hvert  pulsstød før  reinjektion  i torusen. 

I. 32 
Derfor vil'der på JET-området  blive  installeret  et tritiumanlæg med 
følgende  hovedfunktioner: 
. rensning  af gasserne fra  plasmakammeret  og neutralinjekticnerne; 
. isotopseparation 
Anlægget er  karakteriseret  ved følgende  driftskrav,  som" har  stor ind­
flydelse  på udformningen: 
. lav behandlet  mængde,  nemlig ca.  2 kg over hele  levetiden 
. kort levetid,  ca . 2 år 
. uændrede  opgaver 
. paralelle  kredsløb muliggør  udskiftning  uden afbrydelse  af driften 
. aktiv håndtering af  komponenter  og affaldsbortskaffelse  foreligger 
på stedet 
. lille størrelse 
. cryoteknik,  ultrahøjt  vakuum og fjernbetjeningsfaciliteter  findes  alle 
inden for JET.  Cryogen  pumpning  vil blive benyttet  i vidt omfang. 
Gasrensningen sker  i kuldefælder,  hvorved gasformige  urenheder  kan fjer­
nes, uden at der  fremkommer  fast affald. 
Man har  valgt isotopseparation  ved gaskromatografi  for at opnå den hø­
jeste proceseffektivitet  og den  laveste tritiumbeholdning. 
Hele behandlingsenheden,  ink.1.  gasanalyseapparaturet, vil  blive anbragt 
i handskebokse.  Luften  i handskeboksene  vil kontinuerligt  blive behand­
let af to  rensesystemer.  Det første er  tilsluttet  handskebokse  med høj 
kontaminering,  såsom dem  til reparation  og vedligeholdelse,  medens det 
andet bil blive tilsluttet  handskebokse  med lav  kontaminering,  såsom 
dem, hvori processen  foregår. 
Tritiumrummet  vil normalt  blive  ventileret  med et  standardventilations-
og luftkonditioneringssystem,  medens der i tilfælde af  kontaminering 
bliver behov for et nødrensesystem.  Alle luftbehandlingssystemerne vil 
blive anbragt  i lukkede  rum ('baissons") .  Alle disse systemer anbringes 
på forskellige  etager  i en bygning,  som bliver afspærret for  arbejde un­
der pulsdrift  af maskinen.  Der planlægges en  tilbygning  til støttefunk­
tioner,  laboratorier,  processtyring  og sikkerhedsovervågning. 
JET-personalet  er nu i  gang med en  detaljeret  specifikation  af tritium-
anlægget, der  omfatter  følgende  hovedprocesser: 
. fjernelse  af kemiske  aktive  urenheder  fra udsugede  gasser fra torusen 
og neutralinjektorerne 
. fjernelse  af helium 
. fjernelse  af protium 
. separation  af T- og  D-isotoper 
. lagring  af adskilte  hydrogenisotoper 
. oplagring  af affald 
. pumper 
. ventiler 
. instrumenter  til processtyring  og beholdningsovervågning 
. input/outpus-grænseflader 
Forskningsaktiviteter  i EUR-associeringer 
Som led i  fusionsteknologiprogrammet  1982-1986,  som Styregruppen  for 
Fusionsteknologi  har opstillet,  har Kommissionen  for nylig iværksat et 

I. 33 
forskningsprogram  med henblik  på at undersøge  tritiumproblemerne  i for­
bindelse  med udvikling  af fusionskraftreaktorer.  I bilag I er anført 
de områder, på  hvilke de europæiske  fusionsassocieringer  har foreslået 
undersøgelseskontrakter,  tillige  med angivelse  af, hvor langt  man or 
nået med  hensyn  til godkendelse  af disse forslag.  De pågældende områder 
er: 
. system  til oprensning  af brændsel; 
. genvinding  af tritium  fra affaldsstrømme; 
. tritiumdetaktor; 
. elektrolysecelle; 
. dekontamineringssystem; 
. industriel  udvikling  af store komponenter; 
. tritiumindvinding  fra kappen  (flydende  og faste formeringsmaterialer) 
Forslagene  er generelt baseret  på tidligere  erfaringer  fra fissionsreak 
torer; i visse tilfælde  bygger de på  specifikke  forsøg, der er udført 
i forbindelse  med fusionsaktivi  teter før 1983, og på  konceptformulering 
arbejde vedrørende  fusionsreaktorsystemer  i Europa. 
Aktiviteter  uden for Europa 
Los Alamos-laboratoriet 
TSTA-anlægget er færdigbygget og afprøvet med  hydrogen.  Der planlægges 
drift med tritium  mod slutningen  af 1983. Hovedformålet med  dette anlæg 
er: 
. at demonstrere  brændselskredsløbet for  DT-fusionsenergisystemer; 
. at udvikle  og vurdere systemer  til beskyttelse  af personale  og miljø; 
. at have et anlæg, som kan  give en pålidelig  database  for tritium-
håndteringssysterner; 
. at udvikle  tritiumf  orenelige  komponenter  med langtidspålidelighed.' 
I fig. 2 er  vist et blokdiagram over  brændselstilførselssystemet og 
systemet  til behandling  af plasmaforbrændingsrester,  hvoraf det fremgår 
at der kræves følgende  vigtigste  delsystemer: 
. system  til evakuering  af plasmakammeret  ved cryogen  pumpning; 
. transportpumpning; 
. brændselsoprensning, der  fjerner  alle urenheder  (inkl. He); 
. separation  af hydrogenisotoper  ved cryogen  destillation; 
. affaldsbehandling  og -bortskaffelse; 
. brændselsinjektion; 
. sikkerhedskontrol  og -overvågning; 
. nødrenseanlæg 
Følgende  andre systemer  eller delsystemer  er forbundet  med anlægget: 
. simulering  af urenheder; 
. neutralstråleinjektion; 
. gasanalyse; 
. generel datafangst  og kontrol. 

I. 34 
I dette anlæg, som  behandler  500 mol DT pr. dag, er  tritium  indeslut­
tet på tre  niveauer: 
. det primære  niveau,  som består af  konstruktionsmaterialet  til det 
apparatur,  der indeholder  tritium; 
. det sekundære  niveau,  som består af  handskebokse  til maskiner  og kom­
ponenter,  der benyttes  til håndtering af størstedelen af  tritiumet; 
. det tertiære  niveau,  der består af et  stort rum med en  tritiumkon-
centration  på under 1=105 Ci/m 3, som opretholdes  ved et  normalt ren­
sesystem og et nødrensesystem (der sættes i  drift i tilfælde af u-
held). 
Dette anlæg, der  findes i en gammel  bygning  på 3 000 m3, har en  tritium-
beholdning  på under 200 g. 
Andre laboratorier  i USA 
For nylig har Mound  Laboratory koncentreret  det meste af sin  udvikling 
af tritiumteknologi  om tritiumindeslutning  og miljøkontrol. Hovedmå­
lene er: 
. helt at forhindre  udslip af tritium  i miljøet og at  genvinde  det tri-
titium, der frigives  i laboratoriet; 
. at demonstrere  CECE/CD-systemet  til detritiering  af vand. G.E. har 
fremstillet  en elektrolysecelle,  som har  fungeret  i lang tid  ved en 
tritiumkoncentration  på 10 Ci/m 3; 
. at udvikle  et system  til injektion  i TFTR-torusen; 
. at konstruere beholdere  til flydende  tritiumholdigt  affald. 
Hovedaktiviteterne  ved Lawrence  L.L. er: 
. genvinding  af tritium  fra luften ved hjælp af  enheder  med katalytisk 
oxidati  on.; 
. udvikling  af organiske getters,  som under tilstedeværelse af  luft 
minimerer  dannelsen  af det  farligere  tritierede  vand; 
. måling og  korrelation  af hydrogenisotopers  fysiske  og kemiske  egen­
skaber under 30 K. 
Med henblik  på drift af TFTR med  tritium  er der ved  Princeton  Plasma 
Physics  Laboratory  opført et område med  tritiumsysterner  (fig. 3) i 
overensstemmelse  med behovet  for lokal opbevaring  af tritium,  og hvor 
det ikke  er forsøgt  hverken  at genvinde, rense  eller genanvende  tritium. 
Ifølge forsøg på Mound  Laboratory forsynes  der automatisk  og hurtigt 
med tritium  i en mængde på højst 4-00  curie eller 0,4- g/s på 15 m.s. Der 
er truffet  adskillige  forholdsregler  for at  hindre,  at der kommer  par­
tikler ind i  torusen,  og for at  fjerne  3He og  urencheder.  Hovedkompo­
nenterne  fremstilles  af 316  rustfrit  stål,  idet der benyttes helsvejste 
konstruktioner,  undtagen  hvad angår de  forbindelser,  der er nødvendige 
for vedligeholdelse  af komponenter  og udskiftning  af enkeltdele. Hele 
området er  tilsluttet  et rensesystem,  der i hovedtrækkene er som  TSTA's 
men i mindre  dimensioner,  da luftvolumenet  og tritiumbeholdningen  er 
stærkt begrænset. 

I. 35 
Fig. 2 - Str0mskema  for TSTA  behandlingssystemet 
aktiviteter  i Japan 
Et tritiumlaboratorium  (TPL) er under opførelse, og det  bliver sat i  drift 
i 1985 . Det er  udformet som et  alsidigt anlæg, og  dets konstruktion  har 
følgende hovedtræk: 
.anvendelse  af flertrinsindeslutning  og systemer  til fjernelse  af tri­
tium ; 
i klar opdeling  i zoner og installation  af egnede ventilationssystemer; 
. udvælgelse af  materialer  og komponenter,  som er hensigtsmæssige  til 
håndtering af  tritium. 
Hygningens dimensioner  er ca. 4-8 x 26 m,  hvoraf det kontrollerede  område 
gør 1 080 m2  . 
Handskeboksene  er anbragt i forsøgslokalet, som er 15 m højt.  Resten af 
bygningen består af tilbehørsrum,  hvor forskellige  typer systemer  til fjer­
nelse af tritium er anbragt, (fig« i).  Hver handskeboksblok  har individuel 
ventilation  og trykregulering  og forsynes fra  lufttætte  kasser med tilpas­
sede vakuumpumper.  Der er tre indeslutningssystemer,  hvor det første be­
står af apparaturets  materiale,  og det andet, som er systemet  til fjer­
nelse af tritium, består af: 

I. 36 
Fig. 3- Tritiumsysteraer  - ge-
nerel udformning  ved. 
TFTR 
I fJo>Thnt for îralvi» 3 «4n*rbo»  fnr tiora« 
3 fin^TOo*  for cr\rtf*n«r  multiuon I finvrooi fnr pr.jv u* i i b* HJ m muturtmrm 5 fjjovvbot foi rocowtr* r» fjovcont  for (Jicrm»l  difluson 7 fia««a0%  îor como«»ni  u\i -I ftruran  for punfKJUon 9 JOo*rnoi  for uitdtfictt  ion 10 |ioveoot  far intium — mo*»J irtl H e*ncu»bls  firtvrtvu  for irimi'ct 12 e*iQjit>tf  yjnwhni  for trimfcr 1} pinboi  for IOJCIPt intj jnojanr M p>i foi ttiimi uptr^Yn*  cnicmn 13 pi (or dtàtru/r 16 Srliym  icffitcmoi I? conirol  panel Il \UDD*v H contrat  pjncit 13 ai (or dfkin^iT 16 Srlium  icfnteraïoi I? conirol  panel Il \upotv 14 contrui  pjncit |7 conirol  panel Il MipDIV 14 contrui  p^ncit Fig. 4- - indret 
•ning af 
TPL " ' 
( Japan) 

I. 37 
. et handskeboksrensesystera  til fjernelse  af tritium  og oxygen; 
, en trykregulering  til hver blok  for at  forhindre  udlækning af  tritium 
fra handskeboksene  og for at undgå at udsætte operatørerne for bestrå­
ling under noramie  og unormale  driftsforhold. 
Et rensesystem  til rumluften  under normal  drift udgør det  tredje  inde-
slutningssystem.  I tilfælde af  uheld kobles  et nødrensningssystem  auto­
matisk ind. 
Ifølge det  planlagte  program  skal handskeboksene  i det lufttætte  hand-
skeboksrum  indeholde  enheder  til systemer  til måling og  analyse  af tri­
tium, oplagring  af tritium,  cryogen  destillation,  væske dampligevægts-
måling og  termisk  diffusion,  tritiumrensning  og -udskillelse,  omdannelse 
af flydende  affald til  fast form samt afprøvning af  tritiumindeslutning 
og -f j ernelse  . 
Aktiviteter  i Canada 
I Canada er der  etableret  et projekt  vedrørende fusionsbrændselsteknologi, 
Rom er koncentreret  om tritium  og tritiumteknologi,  og som har  mandat  til 
at udstrække og  tilpasse  eksisterende CANDU- tritiumteknologi  til brug i 
internationale  fusionsprogrammer.  I Canada  produceredes  der allerede  i 
1980 ca. 1,4- kg  tritium  årligt, og der  vil blive fremstillet  stadig  mere 
konstante lagre  af tritium  i takt med udviklingen  af dets kerneenergipro­
gram . 
Canada har en  kolossal  erfaring  af viden inden  for håndtering af  tritium-
oxidholdige  væsker og  komponenter,  konstruktion  af dynamisk  og statisk 
(tæt) indeslutning,  erhvervsmæssig påvirkning  samt modeller  for spredning 
i miljøet. Man har  udviklet  særdeles  effektive  overvågningssystemer, be­
skyttelsesdragter  og fjernbetjeningsteknikker  og -værktøj  til erhvervs­
mæssig modenhed.  I den nærmeste  fremtid vil  der blive sat to anlæg  til 
separation  af T fra  tungt vand i drift; det første, der er  til kommerciel 
brug, er baseret  på CEA-processen  med isotopudveksling  i gasfase,  medens 
det andet er et pilotanlæg  baseret  på isotopudveksling  i væskefase 
)udviklet  i Canada).  Begge benytter cryogen  destillation til  endelig 
T-rensning  og getters  til langtidsopbevaring  af tritium. 

I. 38 
3.4. Hidtidige  og nuværende  aktiviteter  ved FFC 
3.4.1 Praktiske erfaringer  med håndtering og overvågning af  tritium 
Indledning 
Det første  nukleare  anlæg, der  frembragte tritiumoxidholdigt spildevand, 
blev sat i  drift ved FFC i 1959.  Siden da har man  systematisk  overvåget 
tritiumindholdet  i luft- og vandprøver  (miljø),  biologisk materiale  og 
afløbsvand  fra anlægget. I  denne periode  er prøvetagnings- og målemetoder­
ne hele tiden blevet revideret  og tilpasset  til den tekniske udvikling 
med henblik  på forbedring  af deres følsomhed. 
Tritiumproducerende  anlæg 
ISPRA-1,  DgO-kølet og  -moderet  forskningsreaktor  med en  nominel  effekt på 
5 MWt, i  drift fra 1959  til 1973.  D20-beholdningen  var på ca. 7 m3 med en 
endelig  T-aktivitet  på 2,1  Ci/l. T-overvågning i  reaktoren  og afløbsvand 
herfra fortsattes  til 1977. 
ESSOR-forskningsreaktor  (kritisk  1967),  modereret  og kølet med DgO i to 
adskilte  kredsløb.  Nominel  effekt på 25 og 17 MWt i  henholdsvis  kernens 
fødezone og forsøgszone.  D^O-beholdningen  i disse to zoner er på  henholds­
vis 8 og 12 m3. I sidstnævnte er  tritiumaktiviteten  nu oppe på 3,2  Ci/l. 
Den samlede  tritiummærigde i det  tunge vand ved Ispra er ca. 7 g. 
Tritiumcvervågning 
Prøvetyper 
Luft fra driftsområder, fra  spildgas  fra forsøgsloops,  fra afgasningssy-
stemer og fra området  omkring  anlæggene. 
Vand fra afløbsvand,  fra kølevand  til forsøgsloops, fra affaldsstrømme, fra 
lagerbassiner  til bestrålede brændselselementer, fra  regn og overfladevand 
samt fra grundvandspejelet  og vandforsyningssystemet. 
Processtrømme, såsom E^^' ^e °? ^2 
Fødekæde og miljø, såsom grønsager,  frugt, mælk,  jord osv. 
Biologiske  prøver, især  urin  til bestrålingskontrol af operatørerne. 
Overfladekontamineringskcntrol  på driftsarealer. 
Anvendte  teknikker  og metoder 
Der foreligger  detaljerede oplysninger  herom i en række  rapporter (ref.1-6 
(ref. 1-6). Den i øjeblikket  foretrukne  måleteknik er væskecintillation 
tilpasset  til, hvorledes  prøven er  forberedt  (destillation,  frysetørring, 
centrifugering,  elektrolytisk  isotopberigning). 
Den løbende  kontrol  af kontamineringsniveauet  på driftsarealer  og i ud­
ledte gasser sker  med ioniseringskamre  med eller uden kompensation  fer 

I. 39 
ekstern bestråling, afhænger af de  specifikke krav. Overfladekontamine-
ringskontrollen  ih situ sker med gasflowproportionaltællere  uden vinduer. 
Prøveudtagning  til kontrol  af den  omgivende  lufts kontaminering sker  ved 
at lede luften gennem  destilleret  vand eller over kolonner  med R^O  selek­
tive molekylesier.  Kemiske  og cryogene  teknikker  er forladt. 
Målingernes følsomhed 
Ioniseringskamre, direkte  måling: 5 x 10~6- 5 x 10"5  Ci/m3  luft. 
vseskescintillatorer: 
. luftprøver: 10~8- 10~12  Ci/m3. ved elektrolytisk  berigning  kan man nå 
en nedre  grænse på 5 x  10"11* Ci/m3,  således at den  naturlige  atmosfæres 
baggrundsstråling kan  vurderes. 
, vand- og materialeprøver  fra miljøet: 10"1* - 10~7  Ci/m3; med elektroly-
tisk berigning  kommer  grænsen ned på ca. 5 x 10"3'  hvilket  igen er til­
strækkeligt  til at vurdere  den naturlige  baggrundsudstråling. 
. biologiske  prøver  (urin):  10~5 uCi/ml;  denne værdi er  mindre end 0,1% 
af "den maksimale  legemsbelastning",  som er det  niveau,  der resulterer 
i den højest  tilladte  dosis for arbejdere,  der påvirkes erhvervsmæssigt. 
Laboratorier  og udstvr på FFC-Ispra 
Laboratorium  for procesanlæg 
Dette radiokemiske laboratorium  i ESSOR-komplekset  er udstyret  til ved 
hjælp af væskescintillation at  behandle  og måle prøver med  forholdsvist 
højt T-indhold,  og det har  betydelig praktisk  erfaring  på dette område. 
Laboratorium  for helsefysik 
Målinger ved  lave T-indhold foretages  i dette laboratorium,  som bLa. rå­
der over en afdeling  til forbehandling  ved frysetørring,  elektrolytisk  be­
rigning (eget projekt  og egen fremstilling)  osv. samt forskellige  vseske­
scintillatorer.  Personalet  ved dette laboratorium  har lang erfaring  i 
håndtering af prøver af  forskellig  art, udførelse af måling og  vurdering 
af resultattrne  (jf. årsrapporter,  ref. 7). 
Kontrol i marken. 
Afdelingen  for helsefysik  anvender  for'tiden  transportable instrumenter 
til kontrol  i marken af kontaminering  af luft og jord med tritium.  An-r 
læggenes  lokale  overvågningsinstrumenter  findes endvidere  i denne afde­
ling. 

I. 40 
Radiotoksikologisk  laboratorium 
Dette laboratorium,  som er  opdelt i en radiokemisk afdeling  til prøvefor­
beredelse  og en  analyseafdeling  med væskescintillationsudstyr, har  foreta­
get mere end 9 000  kontrolmålinger  af intern tritiumkontaminering  af ar-
be j dere . 
Biologisk  laboratotium 
I dette laboratorium  er der forskning  i gang vedrørebde  mikrofordelingen 
af T i levende  organismer  og planter  samt vedrørende  dets biologiske  virk­
ninger (ref.  8-12). 
l!~_S..®££&_!è2_?2r  med_tritium  ved  drift og vedligeholdelse 
Driften af ISPRA-1 og ESSOR-reaktoren  har krævet  stadige indgreb  til ruti­
nemæssig  vedligeholdelse  og udskiftning  samt undtagelsesvis  i T-kontami-
nerede tungtvandskredsløb  og komponenter  i en atmosfære  kontamineret 
med tritiumoxid.  Operatørernes  beskyttelsesmidler  er blevet udvalgt  med 
omhu. FFC's teknikere  har i samarbejde  med leverandører  af dragter,  masker 
og andre beskyttelsesmidler udviklet  eller modificeret disse  for at for­
bedre deres  effektivitet  og tilpasse  dem de  særlige  krav, brug i tritium-
kontaminerede  tungtvandskredsløb  stiller.  Der sker omfattende  informations­
udveksling  om disse emner med andre nukleare centre  med tilsvarende pro­
blemer. 
Referencer 
1. V.  Camera,  G. Dominici, Determinazione di tritio  (DTO)  nell'aria, con scintillatoti  liquidi, 
EUR-Ispra-514  (10.1463). 
2. D. D'Adamo,  M. De Borfoci, G. Dominici, Prelievo di vapore d'acqua tritiata mediante selacci 
molecolari e misure in scinrfllatore liquido con coincidenza multiple. Giornale di Fisica  Fumitaria, 
Voi. 14,  N.l, pp.31-37,  1/3, 1970. 
3. G. Dominici, A. Fenzi, E.  Momiroci,  Concentrazione di tritio in alcune acque naturali dell'Italia  · 
Settentrionale, Energia Nucleare, Voi.  26, N.l  1, 11 - 1979. 
4. R. Cazzaniga, G. Dominici,  Tritio  in acque naturali della zona di Ispra,  EUR-7349U,  1981. 
5. G. Dominici, Misure di tritio in campioni acquosi ambientali, Bollettino  dell'AIPF,  N.50/51, 
Anno  IX, Nov.-Dec,  1982. 
6. G. Dominici, La misura dell tritio in  aria  al CCR-Ispra  (in corso di pubblicazione). 
7. Series of annual reports on  "Misure di  radioattività  ambientale",  1978 · 1982  (EUR-£ó32i, 
72S0Ì, 7958Ì, S572Ì). 
8. Margaret  Merlini  and  R. Van Steenwinkel, The evolution of biological  studies  on tritium toxicity, 
1979,  Eur-6369EN,  JRC-Ispra,  preprint. 
9. Libero  Cerici,  Margaret  Merlini  and  M.J.  Carroll,  The  effects  of tritiated compounds on the eariy 
mouse  embryo in culture. Campagnari, F., Van Steenwinkel R. and  Merlini  Margaret,  Molecular 
aspects  of tritium contamination of  DNA.  Tritium-hydrogen  exchanges  at the C-8 position of 
purines. Both talks  were  presented at the Meeting of the Committee for Internal Emitters of the 
European  Late Effects Project, St. Bartholomew's Hospital,  London,  September  1980. 
10. L. Cerici,  M.J.  Carroll,  Margaret  Merlini,  Luisa  VercsOini  and F.  Campagnari,  The toxicity of 
tritium:  the  effects  of tritiated amino acids on preimplanted  mouse  embr/os. Int _J.Rad.3iol. (in press). 
11. Margaret  Meriini  and  Libero  Cerici,  Toxicological  aspects  of tritium.  Talk  to be presented at the 
2nd Int.Symp.on  Environ-Pcllution  and its Impact on  Life  in the Mediterranean Region. Iraklion, 
Crete,  Greece. September  6-9, 1983. 
12. Paper in preparation: The uptake and incorporation of tritiated precursor macromolecules in the 
ceils  of the  mouse  embryos. L.  Cerici  and Margaret  Meriini. 

I. 41 
• i.2. Forskning inden  for fusionsteknologi  med relation  til tritiumpro -
blenrer 
Gennem flere år har  der i flere forskningsgrupper  og laboratorier  ved 
FFC-Ispra  været  aktiviteter  i gang vedrørende  tritiumproblemer  med rela­
tion til fusionsteknologi. Disse  aktiviteter  består i undersøgelser  af 
basisparametre,  såsom  hydrogen-metalvekselvirkning,  og teknologiske  aspek­
ter, og de  omfatter  såvel  teoretisk  som eksperimentel arbejde.  Sidstnævn­
te er naturligvis  hidtil foregået  med de  lettere  isotoper  H og D  til si­
mulering af og  ekstrapolering  til tritiums  opførsel, medens bekræftelse 
af og radioaktive  isojtop  afventes. 
Undersøgelse  af vekselvirkningen_mellem_hydrogenisotoper_og_metaller 
Laboratoriet  for overfladetermodynamik  har i  omkring  ti år været aktivt 
inden for fusionsteknologi,  idet man har  undersøgt  plasma-overfladeveksel­
virkninger  og fusionsmaterialers fysisk-kemiske  egenskaber  (f.eks.  af 
første væg).  Der er  foretaget  målinger af: 
. desorptionsspektre, adsoprtionstilstande,  overfladedækningsgrad  og sti-
cking-sandsynligheder  for systemerne  Mo-^ og Mo-H^  (ref. 1-3); 
. initialværdien for  den termiske  udgasning  efter  forskellige  overflade­
behandlingsmetoder,  termiske desorptionsspektre, desorptionshastigheder 
i ligevægt  samt overfladedækhingsgrad  i ligevægt for  forskellige  materi­
aler: Inconel,  rustfrit  stål og aluminium  (ref.  4.-10); 
. H og D's  diffusivitet  i legeringer  af Inconel-typen (ref.  11 og 12). 
Igangværende  og planlagte  a.ktiviteter  er: 
. målinger  af hydrogens  (H, D)  opløselighed  og diffusivitet  i den  første 
væg og materialer,  der kan tænkes anvendt  til strukturer; 
. bestemmelse  af udgasningshastigheder  for implanteret  H og D som  funktion 
af tiden. 
. Målinger  af termodynamiske  egenskaber  og damptryk  for Li-^yPbg^  (re£> 13). 
. H og D's  opløselighed  og diffusivitet  i Li^Pbg^ 
For at fremskaffe diffusionsdata  med henblik  på vurdering  af tritiumtabet 
gennem ledningerne  i kølesystemerne  til en flydende  kappe bestående  af 
Liir,Pb QQ er der konstrueret  et forsøgsapparatur.  Der er ved  hjælp af et 
ultrahøj vakuumanlæg  foretaget  adskillige  målinger  af permeationsfluksen 
for deuterium  gennem  membraner  af rustfrit  stål ved forskellige  temperaru­
rer. Der er  foretaget  visse målinger  med oxiderede  membraner. 
Referencer 
1. F. Reitcr, J. Camposilvan, Desorption spectra and adsorption  States  of die  system  Mo-M^, 
EUR-5404  (1975). 
2. F. Reiter, J. Camposilvan, Surfacs  coverages  and sticking probabilities of ihe  system  Mo-N2) 
EUR-5762  (1977). 
3. F. Reiter, Desorption  studies  from Mo-surfaces, 9th  SOFT,  Garrnish-Partenkirchen  (FRG), 
14 -18 June 1976. 
4. F. Reiter, J. Camposilvan, Thermal desorption of Inconel, EUR-5792  (1977). 
>. F. Reitcr, Thenml  outgnssing  behaviour of Inconel after different meihods of  sunacs  preparation, 
Vacuum,  2S (1978),  559. 

I. 42 
6. F. Reiter,  J. Camposilvan, Thermal  outgassing  propenies of  stainless  steel  316  L after different 
methods  of surface preparation, 10th  SOFT,  Padova  (Italy),  4-8 September  1978. 
7. F. Reiter,  J. Camposilvan, Thermal  outgassing  propenies of smooth and rough Inconel  600 
surfaces, Sth Int. Vacuum Congress, Cannes (Francs),  22-29  September  1980. 
8. J. Camposüvan.  F. Reiter,  Thermal desorption spectra, equilibrium desorption  rates  and 
equilibrium  surface  coverages  of mechanically polished and of sand-and bead-blasted Inconel  600 
surfaces, EUR-71 14 (1980). 
9. F. Reiter,  J. Camposilvan, Initial thermal  outgassing  properties of aluminium from  20°C  up to 
320° C, 9th Symp. on Engineering Problems of Fusion Research, Chicago  (USA),  26-29  October 
1981. 
10. F. Reiter,  J. Camposilvan, Thermal  outgassing  properties of mechanically polished and of 
sand- and bead-blasted Inconel  600  surfaces  up to  500°C,  Vacuum,  32, (1982),  227. 
11. M. Caoriin,  J. Camposilvan,  F. Reiter,  Solubility and diffusivity  measurements  of hydrogen in 
fusion reactor candidate materials, VIII Congresso Italiano sulla Scienza e Tecnologia del Vuoto, 
L'Aquüa  (Italy),  11-15  April  1983. 
12. G. Gervasini, J. Camposiivan,  F. Reiter,  Solubility and diffusivity  measurements  of protium and 
deuterrum in Inconel  625,  to be presented at the 9th Int. Vacuum Congress,  Madrid  (Spain), 
16-30  September  1983. 
13. F. Reiter,  R. Rota,  J. Camposilvan,  Thermodynamic propenies  of Lx^?b^-,  12th  SOFT,  Jülich 
(FRG),  13-17  September  1982. 
14. O. Gautscü.,  G. Hodapp, EUR repon in press. The permeation of deuterium through  austenitic 
stainless  steel. 
Tritiumbehandling 
Konceptformuleringsundersøgelser 
I 1978 påbegyndtes gennemførlighedsundersøgelser  af en række tænkte  pro­
cesser til behandling  af plasmaferbrændingsrester,  idet Los Alamos's 
blev benyttet  som udgangspunkt.  Formålet  med disse undersøgelser var  at 
finde frem til enklere og mere kompakte  processer,  som måske kunne øge 
et sådant anlægs  samlede  sikkerhedsstandard  og derudover  give besparelser 
i investeringer  og driftsomkostninger.  Man har  lagt sig fast  på to  metoder 
(ref. 2 og  3), som er  vist i fig. 5 og 6.  Sidstnævnte  metode har den  af­
gørende  fordel  frem for den første, at den  har lavere T-beholdning,  da den 
endelige separation  af H fra D og T  sker ved gaskromatografi  og ikke ved 
destillation  af vand. 
I begge metoder  er nøgleprocessen  elektrolyse.  I første  trin benyttes  den­
ne proces  til indledende  isotopberigning  (af H) og i  andet  trin til  omdan­
nelse af oxiderne  til frit DT. 
Et gunstigt resultat  med disse nøgleprocesser afhænger  af tre faktorer: 
. at der opnås  en separationsfaktor  på mindst 10 (i celle l); 
. at der udvikles  en elektrolysator  med mindst  mulig væskebeholdning  og 
samtidig  (forholdsmæssig)  høj kapacitet; 
. at disse cellers  konstruktion  og materialer  gøres  forenelige  med høj 
koncentration  af T-oxid. 
En endelig sikkerhedsvurdering  af disse metoder  afhænger  af svarene på 
disse spørgsmål. 

I. 43 
STREAM  in mw 
put dmiUM» QiM  BVf 
H.O » 2- H, 15 
0,0 120 I.4-I0-* 170 
r,o 130 O0-* T, 120 Fig. 5 
$T"EAM  * modfl 
'"•VI 
H. | 
0^3 120 
i.a m •Wl IUI 
M. IJ 
0, 120 
T. 120 Fig. 6 

i. u 
Detritiering  af kølemiddel 
Tab af tritium  fra kappen  til det primære He-kølekredsløb  er blevet ana­
lyseret  (ref. 4) for en f ustionsreaktor  af FINEOR-D» typen. Under den rea­
listiske  antagelse,  at der i et sådant kredsløb også  vil findes  noget vand 
som følge  af indsivning  fra det (sekundære) dampgeneratorkredsløb,  vil der 
ved isotopudskiftning  af H med T med  tiden akkumuleres  HTO (tritieret  vand) 
i en uacceptabel  mængde.  Denne udskiftning giver  på den  anden side mulig­
hed for at benytte en oxid-hydroxid-ligevægtsreaktion  til dehydrering  og 
dermed detri tiering af He-strømmen. Undersøgelser  af kinetikken  for vand-
sorptionsreaktionen  SrO +  H20^Sr(OH)foretaget  ved temperaturen  på den 
kolde side  af He-kredsløbet har  vist (ref. 5), at kredsløbets  indhold  af 
tritieret  vand ved hjælp af denne reaktion  kan holdes på et  acceptabelt 
niveau, uden at den  termodynamiske  effektivitet  reduceres. 
Udvikling  af elektrolyseceller 
For at bestemme  forskellige  katodematerialers H-D-isotopseparationsfakto­
rer blev der sat forsøgsarbejde  i gang med henblik på at  verificiere  ka­
todepotentialer,  (ref. 6 og 7). Ni-  eller Fe-elektroder belagt  med NiS 
viste sig at være de mest lovende  materialer. 
Samtidig blev  der konstrueret,  bygget og med  held afprøvet  en ny  cellekon­
struktion  til omdannelse  af DTO  til D-T. For at  undgå væskeindhold  i cel­
lerummene  (= høj  T-beholdning)  er kun  separatoren  fyldt med elektrolyt, 
der sprøjtes ind  i anoderummet  som en  aerosol. Separaticnsmaterialet  til 
disse forsøg  blev fremstillet  af asbestfibre  og elektroderne  af Ni. Der er 
opnået høje strømtætheder,  så en  forholdsvis  lille enhed  vil kunne have 
den nødvendige  kapacitet  til en fusionsmaskine  af INTOR-typen. 
Ved at lade denne nye celletype  indgå i isotopberigningsforsøgene  er der 
opnået en betydelig forbedring  af separationsfaktorerne  (større  end 10  for 
H/D), hvilket  tilskynder  til yderligere forskning  i endnu mere effektive 
materialer  til egnede  katoder  og separatorer (befugtning  samt modstandsdyg­
tighed over for bestråling  på trods af berigning)  og i optimering  af 
driftsbetingelserne. 
Referencer 
1. G. Pierini, H. Dwonxhak, B. Spelta, C. Rizzello, S. Sansolini,  A. Tata,  Feasibility on  exhaust 
plasma  processes,  Proc.  Tritium  Technology in Fission, Fusion and  Isotopic  Applications, 
Dayton,  Ohio,  April  29 ·  May  1, 1980, ANS  (19S0)  119-124. 
2. G.  Pierini, Reprocessing of  spent  plasma, UK Patent  2.040.S99B,  1982  published,  1981  application. 
3. Process  for removing helium and other impurities from a mixture containing deuterium and 
tritium  especially from a fusion reactor, European Patent  0032327,  1983  published,  1982 
application. 
4. F. Lanza,  P. Rocco, F. Van Ruttcn, A  system  for the control of tritium  losses  in primary and 
steam  circuit of a fusion power plant, Proc. of the Fusion Technology  1978, Padova, 1978. 
5. F.  Van  Rutten,  Helium purification by a tritiated  water  absorption  system,  Proc. of Fusion 
Technology  1980,  Culham,  1980. 
6. G. Pierini  et al.. Experimental investigation on key equipments related to an alternative  exhaust 
plasma process, 9th Symp. on Engineering Problems of Fusion Research, Chicago,  El.,  October 
26-29,  1981,  V cl. Et, ?p.2C30-33. 
7. G. Pierini,  3. Speita, Alternative processing  modes  to cryogenic hydrogen  isotopes  separation in 
exhaust  fuel treatment. Contribution to a special  issue  of Nuclear Engineering and Design.  1983. 

I. 45
Indvinding_af_tritium fra kapgen
1  nogle ar er der ved FFC-Ispra gennemfprt teoretiske og eksperimentelle 
underspgelser med henblik pa at finde den bedste metode til indvinding 
af tritium fra det flydende formeringsmateriale Li-^yPbg^. Der er foreta- 
get malinger af hydrogenisotopers oplpselighed og absorptionskinetik i 
Lii?Pbgg ved forskellige temperaturer (ref. 1-3). Pa grundlag af disse 
data har forskellige modeller for indvinding af tritium fra kappemateria- 
let vseret under overvejelse.
De fprste to modeller var baseret pa. direkte pumpning pa enten en stille- 
staende smelte eller en ideelt omrprt smelte. For en kappe af INTOR-typen 
beregnedes i fprste tilfselde en T-beholdnihg pa ca.  19 kg.og i andet til- 
faelde mindre end 160 g, begge under forudsastning af stationasre forhold.
Da det er umuligt at omrpre smelten "in situ", vil direkte pumpning i 
praksis kun kunne ske pa en sidegren af legeringen uden for kappeomradet 
som vist skematisk i fig. 7, metode A, saledes at den endelige T-behold- 
ning i dette tilfselde overvejeride afhsenger af smeltens strpmningshastig- 
hed i sidegrenen. En tredje model er baseret pa modstrpmsstripning af 
smelten med inert gas i en fyldlegemekolonne.  Den er vist skematisk i 
fig. 7, metode E.
Hvis T-beholdningen skal holdes helt nede pa 200 g i et- samlet kappevolu-
O  3 3men pa 76 m ,  skal der daglig behandl.es ca. 50 m^. Hertil krseves en 1,7 m 
h0j kolonne med en diameter pa 0,15 m og ca.  520 nr He (ref. 4) •
Til den tekniske konstruktion af et sadant anlasg krseves der imidlertid 
palidelige data om legeringens h.ydrodyna.miske karakteristika, sasom vi- 
skositet og overfladespaending,  samt om desoprtionshastigheden for hydro­
gen. Til bestemmelse af sidstnaevnte er der konstrueret en forspgsopstil- 
ling som skal bygges ved FFC,  og hvori der kan foretages enten direkte 
pumpning eller stripning med gas i modstrpm (jf. kapitel 6).
Ref erencer
1 . G. Pierini, A „V 1. Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Tritium recovery from liquid Li17PbS 3  alloy, blanket 
material. Nuclear Engineering and Design, in press, 1983.
2 . G. Pierini, A_M . Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Tritium recovery from liquid L in ^ s a . paper pre­
sented at die 12th SOFTJuilch, September 13-17, 1982 (in press).
3 . A_\l. Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Kinetics of hydrogen absorption on liquid Pb3 3Lil7 alloy, 
to be published.
t  G. Pierini, A.M. Polcaro, P.F. Ricri, A. Viola, Perspectives for tritium recovery from liquid 
PbS3Lil7 alloy, EUR report, in press, 1983.

I. 46
Me t od e a
Com p. A B C
T2 50 g/d 50 g/d TRACES
He 65.57 g/d 66.67 g/d
riETODE B
Comp. A B C D E
T2  136 g 86 g 50 g/d / 50 g/d
He / /518 mVd 518 mJ /d /
Li: 7 Pb„ 5.105Kg/d 5.105Kg/d / / /
Fig. 7 Metoder til indvinding af tritium '  .fra kappen  
(formeringsmateriale:  Li17Pb8C?)

I. 47
3.5. Formalet med FFC’s tritiumlaboratorium 
3.5.1. Begrundelse og retningslin.j er
Man blev fbrst rigtig lclar over, hvilke problemer anvendelse og tilstede- 
vasrelse af tritium i fusionsmaskiner rejser, da man begyndte at konstru- 
ere store maskiner med T-forbraending. Det er ikke sa meget et spprgsmal 
om at demonstrere deres tekniske gennemfprlighed med hensyn til f.eks. 
plasmaantaendelse og -kontrol, men i hpjere grad hurtigst muligt at be- 
kraefte deres anvendelighed i praksis, isaer hvad angar de specifikke 
krav, hensynet til driftssikkerhed og miljpbeskyttelse stiller. I et 
fusionsvaerk skal det tritium, der produceres i reaktoren, kontinuerligt 
indvindes in situ; endvidere skal tritiumindholdet i formeringsmateria- 
let vaere meget lavt, saledes at tri'tiumbeholdningen bliver lav, hvilket 
er Pnskeligt af hensyn til sikkerhed og pkonomi .  Hertik kraeves der mu- 
ligvis tritiumindvindingsmetoder,  der ikke tidligere har vasret pa tale.
Et andet eksempel er tritiums permeation og indfangning i den fprste vaeg. 
Som vist i kap. 3 vil den kendsgerning, at tritium forefindes som hpj- 
energipartikler (100 - .1000 eV), og at der samtidig finder neutronbe- 
straling sted, muligvis staerkt pavirke implattations-, diffusions- og 
indfangningsraekanismerne i metalstrukturerne.
Et tredje punkt er den type operationer, der ma forventes i en fusions- 
reaktor. Som naevnt ma man regne med at handtere store emner af tritiere- 
de materialer i et meget vanskeligt miljp og med stramme sikkerhedskrav, 
isaer med hensyn til den hpjest tilladte koncentration af tritium.
Endelig er der problemet vedrprende konditionering af brugte reakto.rdele 
(til genanvendelse eller bortskaffelse som affald), som bade er tritie- 
rede og aktiverede, og som er tunge og af kompleks form. Ogsa her vil 
der vaere utallige nye problemer at Ipse.
Pa baggrund af en situation med sa mange facetter menes det, at et tri­
tiumlaboratorium :ved FFC-Ispra, som hovedsageligt skal beskaeftige sig 
med sikkerhedsproblemer vedrbrende tritiumteknologi til fusion, passer 
saerdeles godt ind i de igangvaerende og planlagte aktiviteter i Faelles- 
skabets medlemsstater.  Pa dette omri.de er der en raekke faelles opgaver, 
som laboratoriet skal hellige sig, sasom:
.  at opna erfaringer med handtering af tritium i komplekse systemer^un- 
der hensyntagen til save! operatprernes sikkerhed under ssdvanlig 
drift (generelle og individuelle beskyttelsesmidler)  som beskyttelse 
af miljpet (affaldsbehandling, npdrensning og overvagning);
.  at skabe mulighed for forspg med procedurer til handtering af tritie- 
rede reaktordele og optimering af proceskomponenter med hensyn til 
sikkerhed og tritiumbeholdning.  Der bliver isaer tale om:
a) under ugunstige driftsforhold og ved hjaclp af f j ernbetjening at ud- 
fpre eksperimenter med tritiumholdige attrapper af udskiftelige de­
le af NET-reaktoren med henblik pa at vurdere procedurer til dekon- 
tamineripg, konditionering (hylstre, forseglinger og svejsninger), 
samling og kvalitetskontrol.

I. 48
b) at afprpve nye metoder og koraponenter, der er udviklet i de eu- 
ropaeiske laboratorier, sasom gaskroraatografi,  elektrolysatorer,  
katalysatorer og systemer til indvinding af tritium fra kappen.
c) at kontrollere gyldigheden af fysisk-kemiske data, der er ekstra- 
poleret fra H/D-opf0rsel til tritium. Sadanne datas palidelighed 
er af afgprende betydning for hensigtsmsessig konstruktion af in- 
deslutnings- og renaesystemer.
For at Ipse disse opgaver kraeves der et fleksisbelt alsi.digt anlaeg og 
ikke et anlasg, der udelukkende arbejder med et specifikt problem eller 
system, sasom f.eks. TSTA (Los Alamos). For en sadan afgprelse spiller 
tidsfaktoren naturligvis ogsa en vigtig rolle.
Da der blev truffet afgprelse om TSTA i sidste havldel af 1970'erne, var 
TNS (nasste trim) og EFP (eksperimentel kraftreaktor)  planlagt til hen- 
holdsvis 1984 og 1990 med tririumbeholdninger pa henholdsvis 0,25 og 4»6 
4,6 kg. Det tidsrum, der var til radighed, f0r der ville blive behov for 
et palideligt system til tritiumhandtering til egentlige driftsformal 
var ganske kort. Den eneste mulighed var d'erfor at bygge pa tilstraskke- 
lig velkendte teknikker, sasom vanddestillation eller cryogen hydrogen- 
destillation,  og at h0ste erfaringer med en enkelt udvalgt komplet pro- 
ces i et pilotanlaeg af representstiv stprrelse.
I en forspgsreaktor som NET/INTOR forventes der en tritiumbeholdning pa 
flere kilo. 'Det ser dog ud til, at stprsteparten af denne beholdning 
vil findes i mellemlagre eller stationaert i kappen. I TSTA regnes der 
med en tritiumbeholdning pa 150 g, hvo'raf en betydelig del findes i 
cryodestillatotionskolonnen.  I betragtning af formalet med FFC-tritium- 
laboratoriet vil en endnu lavere tritiumbeholdning, nemlig pa ea. 50- 
100 g vsere tilstraekkelig til realistisk drift.
Laboratoriet skal benyttes til to formal,  nemlig:
.  at huse forskergrupper fra laboratorier i Det europaeiske Fsellesskab, 
som ikke har faciliteter til handtering af tritium med henblik pa 
eksperimentel beskaeftigelse ved h0j radioaktivitet;
.  at udfpre forspg med tritium i forbindelse med FFC’s fusionsteknolo- 
giprogram.
Nedenfor skitseres de aktiviteter, FFC .foreslar.
3.5.2 Fcreslaet fors0gsprogram i forbindelse med fusionsaktiviteter ved 
FFC
Tritium permeation, -beholdning og -udgasning i metalstrukturer
Man vil elcsperimentelt underspge udgasningen af deuterium og tritium 
til plasmakammeret i tiden mellem pulserne samt tritiumpermeation og 
-indfangning i den fprste vasg.
Maleprogrammet omfatter:

I. 4-9
.  bestemmelse af udga.sningshasti gheder for implanterede hydrogenisoto- 
per fra et raal af rustfrit stal,  Inconel eller et andet materiale, 
der kan tsenskes anvendt til den f0rste vaeg eller afbpjere, som funk- 
tion af tiden
- ved forskellige maltemperaturer (200 - 600°C),
- ved forskellige partialenergier (0,1 - 5 keV),
- ved forskellige partikelstraletaetheder (op til 1015cm-2s 1);
.  bestemmelse af rekombinationskonstanten pa malets indre overflade;
.  bestemmelse af malmaterialets diffusivitet og permeabilitet;
.  undersbgelse af in situ-dannede diffusionsbarrierers indflydelse pa 
malets permeabilitet;
.  bestemmelse af hydrogenbeholdningen som funktion af antallet- af re- 
akticnscykler;
.  sammenligning af de eksperimentelle resultater for implanteret hy­
drogens opfbrsel i tidsrummet mellem pulserne med resultaterne fra 
eksisterende modeller (TRIT, PERI ,  DIFFUSE), og muligvis udvikling 
af nye teorier.
Som nsvnt vil aktiviteterne begynde med malinger med protium og deute­
rium i et laboratoriu , i  til ikke radioaktive materialer fra 1984. - 1986, 
hvorefter de fortssetter med tritium. Forspgsopstillingen er vist skema- 
tisk i fig. 8. Forspgsbetingelserne skal simulere INTOR’s brasnde- og 
hvileperioder (henholdsvis 100, 200 og 20 s).
Fig. S-Skematisk afbildninp; af en opstilling til undersbgelse 
af implanteret hydrogens •  (H,D,T)  opfprsel i en termo- 
nuklear fusi onsreaktors fbrste vaeg.

I. 50
Rehandling af tritierede komgonenter
Overalt, hvor strukturmaterialer (metaller) er i kontakt med tritium, 
bliver dette adsorberet pa., og isser ved h0j ere temperaturer, oplpst i me- 
tallet proportionaltmedkvadratroden af dets partialtryk. Dekontamine- 
ring kan ske ved udgasning med en tryk- og temperaturafhaengig .  has ti ghed.  
Der ma udvikles egnede opvarmnings- og tritiumudskillelsessystemer,  som 
ogsa kan fjernbetjenes og handtere komplekse og omfangsrige strukturer 
og komponenter fra vedligeholdelse og reparation og torusunderenheder.  
Eksperimenteren med sadanne teknikker ved hjaslp af attrapper indeholdene 
tritium fremstillet i nsert samarbejde med NET-designgruppen ved FFC er 
endnu et emne for forskning ved FFC. Attrapperne kan bygges i reduceret 
malestok men skal vaere af en sadan stprrelse, at kritiske emner (f.eks. 
rprforbindelser og svejste forbindclser)  kan indga med de sande demensio- 
ner. Attrapperne b0r bygges af de samme materialer, som paregnes anvendt 
til reaktoren, muligvis med reduktion af af skaarmningslagenes tykkelse og 
vaegt.  Alle fjernbetjeningsoperationer b0r simuleres, idet der tages hen- 
syn til:
.  bestraling som f0lge af neutroninduceret aktivering;
.  kontaminering med tritium og erosionsprodukter;
.  erosionsstpvs mulige pyrofore effekt (brandrisiko).
I sserdeleshed skal fplgende emner underspges:
.  neutronbeskadigede materialers udgasningsegenskaber;
.  tritiumgenvindingsmetoder.
Isasr vil der desuden blive lagt saerlig vaegt pa yderligere behandling, 
konditionering og kara.kterise.ring af disse rester af tritieret affald. 
Sk0nt dette problem allerede bliver behandlet i forbindelse med fissicns- 
reaktorer, krasver det ny opmaerksomhed pa grund. af den forventede vold- 
somme forpgelse af sadanne affaldsstrdmmes stprrelse. Eksempler pa struk­
turer, der skal reproduceres til simulering af vedligeholdelse,  er vist 
i fig. 9-11.
Afgrbvning af grocesser
Elektrolyse
I de forskellige metoder til indvinding og genanvendelse af tritium, som 
FFC bar vurderet (se kap.  5.2.2.), er elektrolyse af tritiumoxid en 
npgleproces. Uanset hvilken proces der matte blive benyttet til behand­
ling af hovedstrpmmen og kappen, ma. indvinding af tritium fra stserkt tri­
tieret spildevand dog under alle omstaendigheder anses for absolut n0d- 
vendig i et fusionsrea.ktorsystem .  Der foreslas afprpvning af:
.  egnede separatorer, der kan modsta de ugunstige driftsforhold som f0lge 
af den meget h0je bestraling. Der planlsegges en rsekke sma celler (en 
separatordimentsion pa ca.  4-OxAO mm2)  forsynet med en katalytisk om- 
ssetter, hvorfra oxidet lpber tilbage til cellerne (fig. 12)

I. 51
.  absolut tset celle, der kan samles ved hj aelp af f j ernbetj ening. I
betragt.ning af tritiumoxids hdj e toksicitet b0r der ved vedligeholdel- 
sen af en sadan enbed ikke anvendes manuelle operationer.
.  procedurer til detritiering af separator- og omseettermaterialer fpr 
fj ernelse.
Sd jlekromatografi
Denne teknik har en saedeles hdj iboende sikkerhed sammenlignet med de 
dvrige isotopseparationsprocesser.  I modseetning til cryogen destination 
eller vanddestillation er tritiumforsinkelsen ("hold-up") under statio­
ner drift "nul", eg der er derfor ingen konstant beholdning, saledes at 
anlsegget er "rent", nar det ikke er i drift. Der kan anvendes to metoder. 
Den fdrste benytter den klassiske gasadsoprtionskromatografiteknik,  og 
den har vseret afprdvet ved IPP, Garching (ref. l), men charger pa op til 
2 liter pr. cyklus med fyldning af aluminiumoxid (+ 1% SiO^). Isotop- 
blandingen adskilles i seks strdmme, dvs.  ,  HD, B^, HT,  DT,  pa ca.
2 timer ved flydende nitrogens temperatur. For at kunne anvendes ma dens 
kapacitet 0ges enten gennem kortere cyklustider, hdjere chargevolumener,  
parallelle enheder eller en kombinationsaf disse muligheder. De parame- 
tre, der skal undersdges med henblik herpa, er kolonnediameter,  arbejds- 
temperatur, gassens strdmningshastihed og endelig andre bserermaterialer 
der har kortere retentionstid.  Sadanne materialer er beskrevet i litte- 
raturen. (ref. 2), men deres forenelighed med tritium skal bevises eks- 
perimentelt. Et forsdgsloop er vist skematisk i fig. 13.
Det andet system benytter kemisorption pa palladium pa baererkorn af alu­
miniumoxid. De tre isotoper udvindes i ren form i raekkefplgen T o g  
H£.  CEA har foreslaet denne teknik til JET's tritiumrensesystem.  Frem- 
gangsmaden er beskrevet i ref. 3. De volumener, der behandles pr. cyklus, 
er stprre end for det fprste system, men der kreeves en betydelig laengere 
cyklustid, saledes at den daglige ka.pacitet ogsa i dette tilfaelde ma 0- 
ges betydeligt, f^rend teknikken bliver anvendelig i fuld industriel ska- 
la. Denne opskalering synes teoretisk set mulig, men det ma vises ekspe- 
rimentclt. Et forenklet forsdgsloop er vist i fig. 14-.
Tritiumindvinding fra kappen
Pa grundlag af resultaterne fra igangvaerende forspg med ikke radioaktivt 
materiale vil udvinding af tritium fra. flydende kappemateriale finde sted 
med den mest egnede model. Der vil blive benyttet et forsdgsloop svarende 
til det, der anvendes til de ikke radioaktive eksperimenter (fig. 15).
Det bestar af:
.  gastilfdrsels- og -rensningssystem;
.  en "msetter", hvori der tilvej ebringes den dnskede koncentration af tri­
tium (eller andre hydrogenisotoper) i legeringen ved at lade en triti- 
umholdig He-str0m boble gennem legeringen;

I. 52.
.  en "reaktor", hvori den maettede legering tilfpres kontinuerligt i 
en ensartet tynd strale.
I reaktoren kan tritiums desorptionskinetik males med He enten i mod- 
strpm eller uden gennemstrpmning.
Valget mellem den dynamiske og den statiske driftsform afhaenger fprst 
og fremmest af den mest egnede foreliggende analyseteknik.  Til afprpv- 
ning med tritium synes den statiske teknik bedst egnet. Pa denne made 
kan det kredslpb, der fprer He tilbage til reaktoren (delvis inden for 
den punkterede linj e pa figur 15) undvaares, hvorved der opnas en for- 
enkling af forspgsloopet og en reduktion af dets samlede tritiumbehold- 
ning.
Sikkerhed under driften
Forspgsaktiviteter som de i de foregaende beskrevne f orudsaetter,  at der 
findes egnede og palidelige systemer og procedurer med hensyn til sund- 
hedsbeskyttelse og sikkerhed, og de kan derfor ikke a priori vaere emne 
for forskning. Det er imidlertid hensigten at vurdere og karakterisere 
systemer og procedurer sasom:
.  systemer til overvagning af overfladekontaminering,
.  beskyttelsesdragter og -udstyr,
.  dosimetri og overvagning af operatprer 
.  spredning i miljpet og miljpkontrol,
.  systemer til rensning af den sekundasre indeslutning og til behandling 
af spildgasser,
.  procedurer for indgreb og vedligeholdelse,
.  handskeboksteknikker,
.  materialer og udstyr, der er forenelige med tritium, 
pa baggrund af deres effektivitet i praksis
Resultaterne skal gpre det lettere at formulere henstillinger vedrprende 
fremtidige faciliteter og isaer vedrprende hensigtsmaessig konstruktion af 
fusionsreaktorsystemer.
Referencer
1. H. Weichselgartner, H. Frischmuth, J. Perchermeier, A. Stimmelmayr, Garching EURATOM 
Association, Optimisation of a iarge scale gas chromatograph for separating tritium and
DT from other H isotopes, presented at Knoxville Conf., 1983.
2. M. Bonivcnto, U. C'roatto, R. Ganzerla and G. Michel'on, Isotopic separation of mix­
tures by gas-chromatography, Annuali di Chimica, 68, 1978, p.63-70.
3. Le Tritium, BIST No. 178, Fevrier 1973, Pag.13-14.

F ig . 9- 'Kalvperinanente torusdele og indre udskiftellge^segmenter. der tilsammen udg0r en af 
de 12 sektorer

DIVERTOR CASSETTE
M A T E R IA L S : A IS I 316, W , C u  W E IG H T  s ' 30 tons
Fig. 10- INTOR-NET .a* 2A.

fig. li-  INTOR-NET a* 2A
TJdskiftelige kappe- 
segmenter (Jf. lpsnin- 
gen med poloideal afbpjer)
M ATERIALS: AISI 316, BREEDER, SHIELD (Fe)
W EIG HTS:
S EG M E N T A £  150 Ions  
SEG M E N T B £  100 Iona

I. 56
Fig. 12 - Indretning til af- 
pr0vning af 3-strale- 
beskadigelse af elek- 
trolyseceliesepa- 
ratorer (flere -cel- 
ler elektrisk paral- 
lelt forbundne) vist 
skematisk
Fig. 13-  Kromatografi enbed  
i halv malestokLHGHNDA
Vt . „ VALVES. ELECTRO PNEUMATIC
MP MEMBRANE PUMPS
F.M. MASS FLOW METER
M MANOMETER
S.V . SAMPLE VOLUME
He I.D. He IONIZATION DETECTOR
G,. . SAES GETTERS
LP.G. IMPURITY PURIFICATION GET
B .V . BUFFER VOLUME

I. 57
LEGEND,
V r,.A
PNEUMATIC VALUES
He I.D. He IONISATION DETECTOR
M MANOMETER
F.M. MASS FLOWMETER
MP m e m b r a n e  p u m p
F i g. 14- Kromatografienhed
med aluminiumcxid _
be
lagt med palladium'
LS G E N O A : H.E H E A T  E X C H A N G E S
TR C  T H E R M O C O U P L E  
TM P  T U R B O M C L E C 'J L A R  PUM P 
MF M ASS rL C W M E T E P .
M gF m a g n e t i c  f l o w m e t e r
Fig. 15 -  Skemati sk fremstilling af apparaturet til ind-
vinding af tritium fra flydende Li,r ,Pb001 / o J

I. 58
3.6. Beskrivelse af laboratoriet
3.6.1 Bygning ■
Bygningen vil blive opfbrt i armeret beton og delvis opdelt i to eta- 
ger. En plan af laboratoriet er vist i fig. 16. Det omfatter:
En procesudviklingshal (HPD), som logger beslag pa ca.  3 000 m3.  Den 
er udstyret til at rumme handskebokse med inert atmosfaire, saledes at 
der kan installeres og handteres udstyr, der indeholder store msengder 
tritium. HPD gpres lufttast ved hjaelp af indbyrdes forbundne dpre og 
holdes lidt under atmosfaaretryk ved hjselp af et egnet "radioaktivt" 
ventilationssystem.  I tilfaelde af et unormalt hpj t tritiumudslip fra 
den sekundsere indeslutning til luften i HPD vil et nddrensesystem 
(ECU), som automatisk saettes i gang, kunne reducere tritiumkoncentra- 
ticnen i selve hallen og tritiumudslippet til miljpet til et tillade- 
ligt niveau.
HPD kommer til at omfatte et udvidet omrade bestaende af en helt tset 
og saerskilt ventileret stalboks pa 500 m3.  Den skal tj ene som indeslut­
ning for store komponenter og vil give mulighed for eksperimentel af- 
prbvning af detririering og handtering af dem.
• 3Fire laboratorier (ca.  4-50 m'') til eksperimentel forskning vedrprende 
emner, der kreever sofistikeret apparatur, men som har begraenset tri- 
tiumbeholdning.  Disse laboratorier er derfor ikke forbundet til ECU.
Et saarskilt laboratorium vil blive udstyret til behandling og kondi- 
tionering af tritieret affald. Det er anbragt under det omrade, der 
indeholder de forskellige systemer til behandling af spildgasser, og 
er forbundet til ECU. Ventilationsanlaegget og apparaturet til fjernelse
3
af tritium fra spildgasser vil laegge beslag pa ca.  1 4-00 m pa 0ver- 
ste etage.
For at opfylde de gaeldende bestemmelser for nukleare anlaeg vil der end- 
videre findes fplgende systemer:
.  omklaadningsrum,  helsefysikrum, helsefysikmagasin og overvagningssta- 
tion, som laegger beslag pa ca.  250 m3 af det hpjaktive omrade;
.  tritiumlager- og regnskabsomra.de pa ca.  250 m3
.  omrade til opbevaring af affald pa ca.  150 m3
3.6.2 Tritiurnindeslutningssystemer
Princippet med et "indeslutningssystem med flere barrierer" vil bli­
ve fulgt ved planlasgningen af anl^gget. Dette princip gar ud pa, at 
tritiumspredningen holdes inden for hvert barrieresystem, saledes at 
det kan fj ernes, inden det trsenger ud i naeste indeslutningsomra.de. 
Princippet bygger pa et primasrt indeslutningssystem med hpj integri- 
tet, hvilket norrnalt er behandlingsudstyret, for-bindelsesr0r,  opbeva- 
ringsbeholdere osv.

I. 59
Store dele af dette udstyr er indelukket i handskebokse, som udgbr'det 
sekundaere indeslutningssystem og indebolder en atmosfaere af inert'gas, 
der kontrolleres for tritium.
Hele laboratoriet er lukket inde i en lufttset tillukket bygning, som ud- 
g0r den tertiaere indeslutning, og som kan forsegles hermetisk i tilfselde 
af uheld.  Overvagning og fjernelse af tritium fra hver indeslutning be- 
sbrges af fblgende gasbehandlingssystemer:
.  behandling af spildgasser (GWT) stammende fra den primaere indeslutning;
.  system til.rensning af inert atmosfaere (IAP) til handskebokse og andet 
sekundaert indeslutningsapparatur;
.  rensesystem (ECU) til HPD, det udvidede omrade og laboratoriet til 
behandling af tritieret affald.
Behandling af spildgasser (GWT)
Refereneestrbmskemaet for dette system er vist i fig. 17. A1 spildgas 
fra tritiumlaboratoriet behandles i GWT-system fbr udledning i atmosfae- 
ren.  Spildgasserne kommer ind i GWT-systemet gennem afb0jningsseparato- 
rer og kulfiltre, der fjerner organiske dampe hovedsageligt hidrbrende 
fra vakuumpumpeolien.  Disse trin er n0dvendige for at forhindre eventuel 
forgiftning af katalysatorlejet.  Efter kulfilteret ledes gassen ind i 
et stort reservoir, der holdes ved lavt tryk.  Denne beholder er forsynet 
med trykfplsomme kontakter. Nar trykket i beholderen nar den hbjeste vasr- 
di,  saettes en kompressor i gang, som f0rer gassen fra beholderen til be- 
handlingssystemet.  Nar trykket i beholderen har naet den laveste vaerdi, 
standser kompressoren og dermed gasstrbmmen.  Gassen ledes gennem en elek- 
trisk forvarmer og en katalytisk reaktor, hvor hydrogenisotoperne og 
kulbrinterne omsaettes katalytisk til vanddamp ©g carbondioxid ved reak- 
tion med oxygenet i gasstrbmmen ved en temperatu.r pa ea. 500°C .  Kataly- 
satoren bestar af en ringe procentdel aedelmetal pa en aluminiumoxidbae- 
rer med stor overflade. Efter den katalytiske reaktor ledes gasstrbmmen 
gennem. en gaskbler, hvor den ved hjaelp af koldt vand kbles ned til 25°C. 
De tritierede dampe fj ernes fra gasstrbmmen ved hjaelp af tre tbrrebe- 
holdere med fast leje, hvoraf en er i drift, en under regenerering og 
den sidste i reserve. Tbrrebeholderne er fyldt med molekylesier.  Drif- 
ten af disse tbrrebeholdere sker i to trin med fugttilsaetning indimellem, 
saledes at tritiumoxidmsangden yderligere reduceres ved isotopfortynding. 
Den rensede gas ledes enten til skorstenen, eller den returneres til re- 
servoirbeholderen, hvis tritiumindholdet stadig er for hbjt. 
Tbrrebeholderne regenereres ved opvarmning og skylning; ,med gas i mod- 
strbra. Skyllegassen afkbles, den kondenserede fugt udskilles, og gassen 
returneres til lavtryksreservoiret.
rensning af inert atmosfasre (IAP)
Referencestrbmskemaet for dette system er vist i fig. 18. Dette system 
skal holde den inerte atmosfaere i handskeboksene fri for urenheder.

I. 60
Rensningsanlaegget bestar af en raekke molekylesitprrere til fjernelse af 
vand efterfulgt af kobberoxidlejer til fjernelse af oxygen. To parallelt 
forbundne ventilatorer transporterer gassen. Di_sse ventilatorer er ikke 
hermetisk forseglede, men er anbragt i en forseglet kasse, der kdles med 
vand for at undga for store temperatursvingninger i ventilatorerne.  Et 
opvarmet getter-leje indgar som en del af IAP-systemet.  Dette leje kan 
opfange tritium og nitrogen. Nar lejet er maettet med nitrogen, ma det 
udskiftes. Nar det pnskes, kan nitrogenindholdet reduceres til lave ppm 
vasrdier pa denne made; pa grund af getter-lej ets begraensede kapacitet 
gennemstrpmmes det imidlertid ikke konstant men kobles kun ind, nar 
det er npdvendigt at reducere nitrogen- eller tritiummaengden i handske- 
boksene. Tprrebeholderne regenereres, nar enten oxygen- eller vandind- 
holdet begynder at stige. De regenereres ved opvarmning og modstrpms- 
skylning med hydrogen, hvad lejet til fjernelse af oxygen angar, og med 
inert gas for molekylesitprrernes vedkommende. Efter at vaare kommet ud 
af beholderne afkples regenereringsgasstrdmmen, hvorefter den ledes til 
GWT-systemet,  hvor alt det saledes dannede tritierede vand fjernes,
Npdrensesystem (ECU)
Referencestrpmskemaet for dette system er vist i fig. 19. ECU er et ‘ luft- 
detritieringssystem med stor kapacitet, som kan sssnke tritiumkoncentrationen 
i arbejdsomradet og tritiumudslippet til miljpet til et tilladeligt ni­
veau. ECU sasttes automatisk i gang, hvis overvagningssystemet konstate- 
rer en unormalt hpj tritiumkoncentration i det kontrollerede omrade.  Sam- 
tidig ma den normale ventilation standses, saledes at atmosfseren i det 
kontrollerede omrade isoleres. Gasbehandlingssystemet under bade normale 
og unormale forhold er vist skematisk i fig. 20 og 21. Tritiumet fjernes 
fra gasstrpmmen ved hjaelp af bade katalytisk oxidation og adsorption pa 
lejer med molekylesier.  Rummet holdes ved lavere tryk end de pvrige rum, 
hvorved udstrpmning af kontaminering til sidstnssvnte begrasnses .  Den ren- 
sede gas fra ECU returneres til det kontrollerede omrade, hvilket 0ger 
lufttritieringens ■  effektivitet.. ECU udg0r en del af den tertiaere inde- 
slutning og ma konstrueres afhasngigt af det tertiaere indeslutningssystems 
0vrige karakteristika.  De vigtigste af disse er:
.  den tertiaere indeslutnings stprrelse og taethed;
.  fdlsomhed og responstid for tritiumovervagningsenhederne i det kontrol­
lerede omrade. Den anden parameter afhaenger staerkt af, hvor de er an­
bragt;
.  den tid, der kraeves til at standse den normale ventilation, og den tid, 
ECU fekal k0re i stationer tilstand;
.  den mulige adsorption af tritium pa overfladerne i laboratoriet,  Dette 
kan medfpre en vis forsinkelse, der 0ger den tid, ECU skal vasre i drift.
3.6.3 Laboratoriets beliggenhed
I forunderspgelsen af laboratoriet, som er beskrevet under de foregaende

I. 61.
punkter, er der ikke taget hensyn til muligheden a.f at benytte allerede 
eksisterende bygninger eller strukturer (undtagen skorstenen) for objek- 
tivt at kunne identi.ficere alle krav uden begrsensninger hidrprende fra 
sadanne strukturer. Det vides Imidlertid, at der med nedlukningen af 
ESSOR-reaktoren vil blive en raskke faciliteter til radighed, som i prin- 
cippet vil kunne udnyttes til at huse tritiumlaboratoriet.
I det f0lgende vil vi pa baggrund af struktionskravene vurdere, hvilke 
muligheder der ligger i ESSOR-komplekset for at gpre dette.
Anvendelse af ESSOR-kuplen som tertiasr indeslutning indebserer nogle u- 
lemper, som hurtigt kan opveje fordelen ved at fa bygningen til radighed 
inklusive luftkonditionering, ventilering og skorsten. Kuplens kolossale 
volumen (ca. 38 000 m3)  og byggematerialernes art vil krasve, at der op- 
fbres yderligere en indeslutningsskal inden i kuplen for at holde n0d- 
rensesystemet inden for en rimelig st0rrel.se bade af hensyn til inve- 
steringsomkostninger og driftseffektivitet.  Pa den anden side synes 
ESSOR-bunkerne kun i praksis at kunne anvendes til installation af et al- 
lerede udviklet og veldefineret pilotanlaeg, der skal f j ernbetj enes (sa- 
som cryogen destination eller vanddestillation)  .  Dette skyldes de van- 
skelige adgangsf orhold til bunk erne og deres sasrlige form (de er ufor- 
holdsmaessigt h0je i forhold til gulvarealet) .
Et tredje potentielt omrade inden for ESSOR-komplekset ligger naer skor­
stenen og reaktorkuplen.  Der er to muligheder, hvoraf den ene vil g0re 
det muligt at indlemme den bygning, der rummer Super-SARAS kraftforsy- 
nings system.
Den anden mulighed er at rationalisere indretningen ved at opf0re en ny 
bygning nser skorstenen, hvilket er vist i figur 22.
3.6.4 Procedurer for godkendelse
I henhold til de italienske bestemmelser for nukleare anlaeg er procedu- 
ren for myndighedernes godkendelse af et laboratorium,  der handterer tri­
tium i masngder pa over 100 Ci, normalt fastsat i artikel 55 i lov 
D.P.R. 13.2.1964, n. 185. Der opstar imidlertid en saerlig situation for 
et sadant laboratorium, hvis det bygges ved FFC-Ispra pa det omrade, der 
er omfattet af ESSOR-reaktorens driftstilladelse, under anvendelse af 
visse af sidstnsevntes faciliteter sasom skortsten, system for overvagning 
af gasudslip, kraftforsyning (herunder nddforsyning) og andre.
Pa et m0de med repraesentanter for industri- og handelseministeriets di- 
rektorat for energiressourcer og svserindustri samt for ENEA-DISP, som er 
henholdsvis de juridiske og tekniske myndigheder pa det nukleare omrade 
i Italien, mente f0rstnasvnte,  at en godkendelsesprocedure i henhold til 
artikel 55 for et T-laboratorium i praksis er uforenelig med ovennaevnte 
saarlige situation. Det skyldes, at der med hensyn til overvagning af ud-

I. 62
slip og sikkerhedskontrolprocedurer bade ved normal drift og ved uheld 
vil opsta konflikt med ESSOR-tilladelsen.
Et tritiumlaboratorium ma derfor betragtes som en del af ESSOR-komplek- 
set og godkendes som sadan efter fremgangsmad.en for aondring af bestaende 
nukleare anlaeg (som begynder med artikel 4-2 i D.P.R.185). I dette til- 
faelde vil byggetilladelsen muligvis kunne opnas pa mindre end et ar,
Der vil vaare en yderligere fordel, at grsenserne for udslip fra ESSOR 
fortsat vil vaere gyldige ogsa for T-labora.toriet.  Ved normal drift kan 
der udledes 2 000 Ci tritiumoxid om aret gennem den 8o m h0je skorsten.
Dosisbelastningen som fplge af udledning af 106 Cix gasformigt tritium 
fra en 100 m h0j skorsten vil kun vaere 10 prem. I det h0jst utaenkelige 
tilfaside, hvor samme masngde ledes ud i form af tritieret vand, skal der 
multipliceres med 10s,  hvilket giver en dosis pa 1 rem.  Det risikopoten- 
tiel, denne tritiumbeholdning repraesenterer,  selv pa oxidform, ligger 
inden for den eksisterende referencevaerdi for centrets eksterne npdplan, 
som derfor ikke behpver at asndres. Denne plan er baseret pa et stprst 
taenkeligt uheld i ESSOR-reaktoren,  som medfprer en forventet dosis pa 
4 -  rem for voksne, der bor i den naermeste landsby.
xCa. 100 g tritium

PLAN AT -1 - 0.00 LEVEL  
(SCALE 1:200)
|) p/lfc'S iC lN O
2) LAVA]Olllf£S
3) ||O T AflEA 
T) A||1 TOOK
&
0 4
PLAN AT -j- 4.80 LEVEL  
(SCALP 1:200)
L 'ig - |6

Fte P- Behandling af spildgasser

Vk-18- Behandling af inert atmosfære

Fig. 19- Nødrensesystem

■ QTRflMSKEA UNDER NORMALS DRIFTSFORHQLD (TRITIUMUDSLIP TIL HPD)
STACK
Fig. 2 0

STR0MSKEMA UNDER-'UNORMALE DRIFTSFORHOLD (TRITIUMUDSLIP TIL HrD)
STACK
Fig. 21

M Atli
l l i l f a u t

I. 70
3.6.5 Planlægning og resourcer
Med en positiv afgørelse i Rådet som udgangspunkt kan man regne med  
følgende faser i opførelsen af tritiumlaboratoriet:
A) udarbejdelse af den foreløbige sikkerhedsrapport, som sammen med  
anmodningen cm ændring af ESS0R-tilaldelsen skal fremsendes til  
industri- og handelsministeriet.
B) sikkerhedsmyndighedernes godkendelse af anmodningen samt påvisning af  
sikkerhedsrelevante punkter ("progetti particolareggiati");
C) projektering af laboratoriet (ekskl. forsøgsudstyr);
D) opførelse samt montering af strukturer og komponenter;
E) funktionsafprøvning og ibrugtagning..
Det er hensigten at udbyde faserne C) til E) til et eksternt arkitekt/  
ingeniørfirma, som bliver ansvarlig for hele laboratoriet med undta­
gelse af videnskabeligt udstyr. Det FFC, personale, der er nødvendigt  
til tilsyn med en sådan kontrakt og til gennemførelsen af fase A) og B),  
vil i begyndelsen være begrænset til to akademikere og et vist antal  
teknikere. Når bygningen er opført og taget i brug med ikke radioak­
tivt materiale, kommer der yderligere teknikere og operatører til, op  
til højst ca.  H  personer, herunder mekanik-, elektronik- og ventila­
ti on s spe ci ali s t er .
Samtidig vil forskningsspecifikt udstyr blive kons.trueret, opstillet  
og afprøvet (pkt. F på figur 23). Denne opgave vil blive pålagt de  
grupper ved FFC, der allerede foretager målinger med H/D med henblik  
på at vurdere processer for tritiumhåndtering (fusionssikkerhedspro­
gram )  .
På denne baggrund anslås det samlede driftspersonale og videnskabelige  
personale til FFC-tilknyttede forskningsaktiviteter (ekskl. teknisk  
og administrativt støtte) til højst 25 personer, heraf 7 akademikere.  
Dette personale vil være nødvendigt, når fuld drift påbegyndes. I de  
første K år må der allokeres 10 personer til denne aktivitet.
I disse tal er der naturligvis ikke taget hensyn til de forskergrupper  
og tekniske grupper udefra, som måtte ønske at gennemføre specifikke  
forsøg i dette laboratorium. I fig. 23 er der vist en opdeling dels  
af tidsplanen for de forskellige forberedelses- og idriftsætningsfaser  
desi af det samlede personale til laboratoriet (for at tage hensyn til  
FFC's faste tekniske og administrative omkostninger er der multipli­
ceret med 2,2).

I. 71
3.6.6 Omkostningsvurdering
En foreløbig vurdering af konstruktion og fomkostninger er i gang.  
Resultaterne af disse undersøgelser vil blive forelagt på FTSC’s  
møde den 16. september 1983. ,
/
Fig. 23. TIDSPLAN FOR OG ARBEJDSSTYRKE TIL TRITIUMLABORATORIUM
1 2Y e a rs
3 i £
A
e
c
D
E
FP re lim . S a fe ty  re p o rt A< 
P .S .R . a p p ro v a l
E x e c u tiv e  d e s ig n  - c o n tr a c to r  s e le c t.
-  p ro je c t e la b .
C o n s tru c t -p M o u n t -  c o n s tru c t, s e le c tis .
- c o n s tr u c t -p m o u n t
F u n c t. te s tin g
E x p e rim . e q u ip . -  p ro je c ts
-  p re p a r a tio n
- c o ld , tes ts
-  in s ta ll., h o t tes tsB "----------------
c  —
F
« --------------C  *---------------
D  —
D
 ·----------------
.......... .... .^E<
M e n  p o w e r ■  - A  to  E  
- F8
620
620
1022
17:
T o ta l14 26 3 0 3 9

I. 72
3.7 Konklusioner
Analysen viser, at de problemer, tilstedeværelsen af tritium i fu-_  
sionsreaktorers brændselskredsløb medfør.er, er komplekse. De data  
og oplysninger, der allerede foreligger eller forventes at komme  
frem på grundlag af klassificeret arbejde, synes utilstrækkelige til  
at løse disse problemer. Der kræves et omfattende forsøgsprogram for  
at opfylde NET’s og store kraftreaktorers behov.
På grundlag heraf er det vist, at et laboratorium for tritiumhånd-  
tering ved FFC kunne yde et væsentligt bidrag til den europæiske  
indsats på dette område. Hovedformålet med et sådant laboratorium  
bliver at give mulighed for at afprøve komponenter og procedurer  
til støtte for konstruktion og bugning af NET. Dette formål vil kun­
ne tilgodeses på følgende måde:
.  ved forsøgsmæssigt at bekræfte begreber i forbindelse med brænd-  
kredsløbet og reaktordriften efter forslag fra den europæiske as­
sociering og NET-gruppen
.  ved at videreføre de tri tiumori enterede aktiviteter, som er påbe-»  
gyndt ved FFC i forbindelse med dets fusionsteknologiprogram.
Dette forudsætter nært samarbejde med de europæiske fusionsforsk­
ningscentre og NET-gruppen allerede fra konstruktionsfasen på samme  
måde, som det sker på de øvrige områder inden for fusionsteknologi,  
hvor FFC er involveret.
Herunder vil der blive lagt særlig vægt på at opnå erfaringer inden  
for de sikkerhedsmæssige aspekter vedrørende drift med tritium, en  
opgave, som stemmer overens med FFC’s generelle funktioner, som Mi­
nisterrådet for nylig har billiget.

I. 73
BILAG 1 -  Første række tritiumprojekter opstillet af Styregruppen for  
Fusion steknologi
Projekterne foreligger i form af skemaer, efter at Kommissionen i decen  
ber 1982 indkaldte forslag, nemlig:
,  system til brændselsoprensning,
.  tritiumindvinding fra affaldsstrømme,
.  tritiumdetektor,
.  elektrolysecelle,
.  dekontamineringssystem,
.  industriel udvikling af store komponenter,
.  tritiumindvinding fra kappen (fast og flydende formeringsmateriale)
Hvert skema indeholder:
.  en beskrivelse af den ønskede aktivitet (dok. FTSC 418)
.  et resume af de aktioner associeringerne foreslår (FTSC 5/3.3)
.  status over beslægtede kontrakter med associeringen (dok. FTSC 5/6 og
6/9)
Tritium 1
System til brændselsoprensning
Skrivebcrdsundersøgelse al alternative.løsninger til systemet til brænd­
selsoprensning, Udgangsspecifikationen er en gasstrøm på 1,5 kg pr. dag  
bestående af en blanding af lige dele deuterium og tritium og med et ind­
hold af urenheder, bortset fra helium, på mindre end 1%, hvilket svarer  
til INTOR’s krav. De vigtigste urenheder er 0^, H ^0 '  og CH^ ,  men det
forventede indhold af disse urenheder kendes ikke. Man bør bestræbe sig  
på at bestemme disse indhold, og selv om de nøjagtige data mangler, bør  
der foretages særskilte modelundersøgelser med høje indhold af hvert  
af disse stoffer. Det samlede indhold af urenheder i gassen, der ledes ud  
fra brændselso-orensnini?ssvstemet. skal være under 1 ppm.
Forslag fra. D, F
D: Forslaget omfatter:
a) igangværende forsøgsarbejde med metalgetters til fjernelse af uren­
heder;
b) en skrivebordsundersøgelse efterfulgt af konstruktion og bygning af  
et forsøgsanlæg til cryogen destillation (1982-1986).
F: Foreslået undersøgelse (der nøjagtigt modsvarer indkaldelsen af for­
siae (1983-1984):
.  accepteret kontra.kt/loft/tidsplan:  F - 0,4 mio ECU - 1983 - 1984
D -  m - !  n ECU -  1QR? -  1QS/
.  den tyske tekniske beskrivelse ma ændres i overensstemmelse med det
reducerede loft, saledes at overlapning med den franske kontrakt undgås«

I. 74
Trit.jum 2
Tritiumindvinding fra affaldsstrømme
Undersøgelse af indvindingen af tritium fra urenheder, der er udskilt  
i brændselsoprensningssysternet.  Det omfatter både gasformigt og kemisk  
bundet tritium. Dette tritium må indvindes for at begrænse den udledte  
mængde. Følgende processer kan komme i betragtning:
.  dekomponering af vand og kulbrinter på metallejer efterfulgt af hydro­
gen! sotoppermeation gennem en membran af palladiumlegering;
.  oxidation af alle urenheder i et katalysatorleje efterfulgt af udskil­
lelse og dekomponering af de tritierede vand;
.  separation af urenhederne ved hjælp af en kromatografikolonne. Disse  
urenheder kan enten forbrændes og opsamles som vand eller dekomponeres  
og adskilles på yderligere en kromatografikolonne.
Alle disse metoder bør i første omgang undersøges teoretisk. Problemer  
som forgiftning af palladiummembranen med vand eller kulbrinter bør imid­
lertid anføres, således at den første forsøgsfase kan påbegyndes så hur­
tigt som muligt. Undersøgelsen af disse processer bør omfatte en vurde­
ring af den producerede mængde tritieret affald.
Forslag fra B, D, F
B foreslår:
a) eksperimentel F&U vedrørende laserseparation af T fra vand (1983—
1985)
b) en undersøgelse efterfulgt af bygning af et kredsløb til T-indvin-  
ding fra affaldet fra brændselsrensningen (1983-1986)
D foreslår:
a) eksperimentel F&U vedrørende indvinding af T fra tritieret vand og  
methan (1984-1986)
b) eksperimentel undersøgelse af forgiftningen af Pd-Ag-membraner (til  
påbegyndelse i 1985)
F foreslår:
a) en skrivebordsundersøgelse af
i) metållejer
ii) oxidation
iii) kromatografi (1983-1984)
b) eksperimentel undersøgelse af forgiftningen af Pd-Ag-membraner med  
eksisterende loop (1983-1986)
c)  i) eksperimentel undersøgelse af nogle kritiske komponenter, der
sætter grænser for T-indhol'det i '  affaldsstrømmene (elektro­
lysecelle, pakning i cryodestillationskolonner)
ii) vurdering af T-indholdets indflydelse på ekstraktionsproces­
serne.

I. 75
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplnn :  F -  1,2 m . i  o K01J -  1  983 -  1986
...den tekniske beksrivelse bør ændres, således at eksperimentelle un­
dersøgelser ud over forgiftning af palladium-sølvmembraner udgår.
.  det belgiske laserforslag blev udsat til et senere tidspunkt.
Tritium 3
Tri tiumdetektor
Udvikling af en tritiumdetektor, der kan detektere tritiummængder, der  
er små i forhold til baggrundsmålingen. Tritiumdetektionssystemet bør  
under disse forhold kunne måle en tritiummængde på ca.  1 MPC med en re­
sponstid på mindre end nogle få minutter.
For s lap f r a . .  B, D, UK
B: ville udvikle proportionaltæller til luft eller id. (eller GM) med
individuel gasstrøm; prototype omkring 1986
D: ville udvikle sensoren i henhold til det krævede T-niveau og over­
vågningsenhedens miljø. Start 1981, prototype 1986.
UK: ville udvikle metode til at skelne mellem T-gas og vand og en sen­
sor til kontinuerlig drift i et nukleart anlæg (1983-1981).
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan.
Det ser ud til, at der i Canada er udviklet en overvågningsenhed, der  
svarer nær til den i denne opgave specificerede. I det omfang B og D  
fa.stholder deres forslag, vil Kommissionen analysere situationen og  
rapportere til FTSC.
Tritium 1
Elektrolysecelle
Undersøgelse af en elektrolysecelle, der kan behandle op til 100 ml pr.  
dag, under særlig hensyntagen til vedligeholdelse og affald, til reduk­
tion af små mængder tri tieret vand.
Forslag fra B, F, UK, FFC
B: foreslår opskalering af igangværende udvikling af elektrolysecel­
ler til 100-1000 Ci, op til det i opgave T-4. krævede niveau, in­
klusive bygning af en prototype i 1986.
F: foreslår at undersøge kritiske problemer, såsom membranmateriale
og fjernbetjening, og at bygge (1985) og afprøve en aktiv proto­
type ved indhold på 10G  C-i/l (1986 eller senere).

I. 76
UK: foreslår trinvis udvikling:
i) 10-100 Ci
ii) 100-1.000 Ci
iii) afslutning med henstillinger vedrørende konstruktion af et  
elektrolysecellesystem til 1 MCi/dag (1986).
FFC :  har siden 1981 undersøgt elektrolyseceller med lavt væskeindhold
med henblik på separation af hydrogenisotoper. Kun inaktive eks­
perimenter. Projektet afsluttes i 1984..
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan
.  der er endnu ikke nået konklusioner mellem B og F, men drøftelserne  
fortsætter, og der vil blive taget stilling til projektet i den nærme­
ste fremtid.
Tritium 5
Dekontaminerings system
Skrivebordsundersøgelse af, om behandling af store luftmængder, der er  
kontamineret med tritium, er økonomisk gennemførlig, herunder overslag  
over omkostninger, udslip til miljøet og vedligeholdelsesproblemer. De-  
kontamineringsenheden skal sætte personalet i stand til at komme ind i  
rea.ktorhallen uden særlig beskyttelse 24 timer efter nedlukningen. Ud­
slip, normale eller som følge af uheld, til hallens luft kan ligge i  
intervallet 1 - 1.000 ppm af beholdningen pr. dag.
Luften i handskeboksene og den sekundære: indeslutning skal rutinemæssigt  
behandles. Den normale proces består i oxidation af tritium og udskil­
ning af vandet. Katalysatorlejer, der arbejder ved meget lave tritium-  
koncentrationer,  bør vurderes, og om nødvendigt bør forskningen rettes  
mod at øge de bedste katalysa.torers effektivitet.
Forslag fra B, D, F
B: tilbyder
a) at undersøge den økonomiske gennemførlighed af behandling af sto­
re luftmængder;
b) eksperimentel F&U til dekontaminering af og muligvis T-indvinding  
fra. handskeboksenes skyllesystem med inert gas (1983-1986) .
D: foreslår at udvikle organometalliske getters, hvori T fikseres irre­
versibelt, således at slutdeponeringen er let (1883-1986).
F: foreslår
a) en skrivebordsundersøgelse bestående af identificering af T-kilde-  
begreber, koncentrationer, udformning og økonomisk optimering af  
rensesysterner (1983-1984);
b) afprøvning af kommercielle katalysatorer i et stort parameterom­
råde og udvikling af de mest lovende mod en optimal løsning  
(1983-1986).

I. 77
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan:  D - 1,7 mio ECU -  1983-1986
F - 1,6 mio ECU -  1983-1986
.  yderligere drøftelser af forslagenes eksperimentelle del var nødvendig
,  den tekniske beskrivelse af det tyske forslag bør være mere detaljeret.
Tritium 6
Industriel udvikling af store komponenter
Industriel udvikling af specifikke store komponenter, der er fuldstændigt  
forenelige med tritium, herunder turbomolekularpumper med kapacitet på  
500 - 10.000 liter pr. sekund og store ventiler med en diameter på  
1,5-2 meter. De forskellige trin skulle være følgende:
.  At anmode de laboratorier, som har ekspertise inden for tritiumhånd-  
tering, om forslag til en enhed, hvori den endelige afprøvning af så­
danne komponenter med tritium kan foregå. Dette anlæg skal foreligge  
på det tidspunkt, programmets udvikling kræver det.
.  At foretage sonderinger i industrien med henblik på at vurdere, hvor  
langt udviklingen af specifikke tritium-kompatible komponenter er nået.
.  Sammen med industrien at igangsætte en undersøgelse af tritium-kompati­
ble komponenter, der endnu ikke kan opfylde de til fusion nødvendige  
specifikationer.
Forslag fra D,_F
D: foreslår
a) undersøgelse i industrien
b) gennemførlighedsundersøgelse af komponenter (pumper og ventiler)
c) planlægning af en afprøvningsfacilitet (1985) (denne kunne blive  
efterfulgt af fremstilling af komponenter og som andet trin op­
førelse af afprøvningsfaciliteten i 1986/87).
F: foreslår
a) undersøgelse i industrien
b) undersøgelse og udvikling af komponenter
c) tilpasning og udrustning af en eksisterende afprøvningsfacilitet  
(som fusionsprogrammet skulle leje) (1983-1986)
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan:  D og F (i fællesskab) -  2,85 mio ECU
- 1983/86
.  undersøgelsen i industrien og gennemførlighedsundersøgelsen vil blive  
udført i fællesskab af D og F
.  den eksisterende franske afprøvningsfacilitet vil blive stillet til rå­
dighed for alle associeringerne, og spørgsmålet om leje vil blive drøf­
tet vderlieere.

I. 78
Kappe 8
Udvinding af _tritium £ :  _gennembobling_med_inert_gas
Der bør udføres laboratorieforsøg af demonstrationstypen for at bestemme  
metodens potentiel. Der bør først udføres forsøg med hydrogen i stillestå­
ende Li^^Pbg^· Det anvendte eutektikum må være veldefineret, og optagel­
sen af urenheder under forsøget skal måles. I anden fase bør metodens  
gyldighed bekræftes ved eksperimenter med tritium. Det vil blive nødven­
digt at foretage yderligere eksperimenter for at bestemme, hvorledes hy­
drogens og dets isotopert opløselighed i Li-^Pbg^ afhænger af temperatu­
ren os partialtrvkket.  (Sieverts lov).
Forslag fra D, F, FFC
D: a) målinger af H-opløselighed og andre fysisk-kemiske undersøgelser
(1982 -1986 )
b) afprøvning af gasgennemboblingsmetoden i laboratorieskala (uspeci­
ficeret )
F: a) afprøvning af metodens gennemførlighed (1983-1986)
b) måling af H-opløselighed og-diffusionskoefficient (1982-1985)
c) demonstrationsenhed (1986).
FFC: a) målinger af opløselighed og diffusion (1983-1984., Universitetet  
i Cagliari)
b) eksperimentel bekræftelse af metoden (1983-1985).
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan:  D - 0,4- mio ECU - 1983/84-
F - 0,3 mio ECU - 1983/84
Kappe 9
Tritiumudvinding baseret på anvendelse af faste getters
Termodynamisk set er det muligt at udvinde tritium fra lithium eller  
Li^yPbgg ved hjælp af et fast gettermateriale såsom yttrium. Imidlertid  
vil denne metodes potentiel være bestemt af reaktionskinetikken, getter-  
regenereringen og hastigheden for forgiftning med urenheder. Det bør  
endvidere tages i betragtning, at gettermaterialet muligvis kan reagere  
med det flydende formeringsmateriale eller en af dets komponenter, såsom  
Pb. I første fase udføres eksperimenterne med hydrogen i statiske appa­
rater. I anden fase indgår bekræftelseseksperimenter med tritium .
Forslag fra B, D, F, I
B: a) vurdering af reaktionskinetikken med Li og Li-Pb; regenerering af
faste getters (Y, .  =  .) (1983-1984.)
b) demonstration af metoden i forsøgsloop (1984--1986)

I. 79
D: a) Gatsvise eksperimenter vedrørende opløselighed op reaktioner
med Li-Pb; getterforgif tn.ing (Y,·. ..) (1983-1984)
b) loopforsøg med op til 10 mg tritium (198.5-1986)
c) samme med op til 1 g tritium (1986-
F: eksperimentel undersøgelse af reaktionskinetik og udvinding fra for­
skellige getters (1984.-198 5).
I: a) (satsvise) eksperimenter i kapsler vedrørende reaktioner med li­
thium og relevante parametre; getterforgiftning (Y, Y-baserede  
legeringer) (1983-1984)
b) udvinding i loop (1985).
.  accepteret kontrakt/loft/tidsplan
.  efter drøftelser mellem B og D vil midlerne blive fordelt således:  
B: 0,26 mio ECU  
D: 1 . 4 . 4 .  mio ECU
Kappe 16
Tritiumindviding
Der vil blive tilrettelagt eller foreslået et forsøg til et bestrålingsan­
læg, hvormed det ved hjælp af en egnet T-indvindingsmetode vises direkte,  
at tritium fra de faste formeringsmaterialer afhænger af bestrålingstem-  
peraturen og udbrændingen (eller dosen). Prøverne vil endvidere blive  
benyttet til at bestemme egenskabernes ændringer til sammenligning med  
opgave B-15 inden for de grænser, undersøgelsen af T-udvinding sætter.
Forslag fra B, D, F, I
B: foreslår on-line overvågning og udskilning af T afgivet fra ventile­
rede kapsler (jf. B-15)
D: foreslår et loopeksperiment i DIDO bestående i overvågning af T i
bæregassen ved hjælp af et ioniseringskammer efter reduktion af T„0  
i hedtmetal leje.
F: foreslår bestråling i SILOE og systematisk undersøgelse af udvin­
dingsmetoder for Tg og tritierede stoffer.
I: foreslår at bestråle en LiAL0„ i et He-gasloop i TRIGA RC-1 og udskil­
le tritiumet i gassen ved hjælp af cryogene systemer og gettersyste-  
mer.
.  budgettildeling endnu ikke afgjort.

KOMMISSIONEN FOR DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER  
Det fælles Forskningscenter
II. ET VIBRATIONSBORD  
ved
FFC - ISPRA  
Anden statusrapport

II. 2
INDHOLDSFORTEGNELSE
side
1. INDLEDNING II. 3
2. GENNEMGANG AF DEN LØBENDE FORSKNING VEDRØRENDE II. 3
SEISMISK ANALYSE
3. GENNEMGANG AF EKSISTERENDE VIBRATIONSBORDE II. k
i.  OVERVEJELSER VEDRØRENDE EF'S BEHOV FOR ET STORT
VIBRATIONSBORD II. k
4..1. Konklusioner fra den italienske ad-hoc  
arbejds gruppe
U .2 Situationen i Frankrig
4 - .  3. Situationen i Det forenede Kongerige
i. i. Situationen i Grækenland
k .  5 .  Situationen I  Forbundsrepublikken  
TysklandII. K 
II. 5 
II. 6 
II. 6 
II. 7
5. VURDERING AF ISPRAS EGNETHED FOR PLACERING II. 8
6. KONKLUSION II. 9
7. FREMTIDIG UDVIKLING II. 9

II. 3
1. INDLEDNING
Denne rapport er den anden statusrapport vedrørende vibrationsborde  
udarbejdet af FFC’s ad hoc-arbejdsgruppe,  hvis mandat er at vurdere, om  
det vil være i Fællesskabets interesse ved FFC-ISPRA at placere et vi­
brationsbord i mellemstørrelse (100-300 t).
Denne rapport omfatter:
1. En gennemgang af den forskning, som foregår vedrørende seismisk ana­
lyse, og en gennemgang af den relevante brug af vibrationsborde.
2. En gennemgang af eksisterende vibrationsborde.
3. EF’s behov for et stort vibrationsbord.
4. Vurdering af, cm ISPRA kan anvendes.
5. Afsluttende bemærkninger.
6. Fremtidig udvikling.
2 e  Gennemgang af løbende forskning vedrørende seismisk analyse og under­
søgelse af relevansen af vibrationsborde
Fællesskabet
- Der gennemføres kvalificerings- og modelvalideringsprøvninger på  
mellemstore borde.
- Der gennemføres ikke i øjeblikket storskalaprøvninger, men der har  
har været udtrykt interesse herfor (se del 3).
- Der gøres en indsats i øjeblikket for at udvikle modeller og da­
tamatkoder for seismisk analyse. Men udviklingen hæmmes bl.a.
af mangel på repræsentative data vedrørende referencejordbevæ­
gelser .

II. K
Japan
-  Der foregår omfattende forskning vedrørende alle aspekter inden for  
seismisk analyse.
-  En række storskalademonstrationsprøvninger (vedrørende nukleare og  
petrokemiske anlæg) er planlagt for et Tadotsu 15 m x 15 m, 1 000 t  
rystebord.
- Pseudostatiske (reaktionsvæg) prøvninger, der har været gennemført på  
op til 5 etagers bygninger: Gentagne modsatrettede sideværts kræfter  
forøget trinvis (Tsukuba).
USA
- En række forskningsaktiviteter hovedsageligt betalt af National  
Science Foundation og National Regulatory Commission.
- Aktiv forskning vedrørende jordskælvssikker konstruktion af bygninger  
under anvendelse af både pseudostatiske prøvninger, og det 4 - 5  t-vi-  
brationsbord, som findes ved University of California, Berkeley.
- Samarbejde med Japan ved prøvning af meget store modeller.
3. Gennemgang af eksisterende vibrationsborde
Der er udarbejdet fire tabeller, som nævner de væsentligste vibra­
tionsborde i verden og deres hovedparametre.  Disse er angivet i bi­
laget til dette papir. De største borde findes i Japan, hvor der er  
6 i størrelsesordnen 100 - 1 000 t. Det største bord i USA er det  
4 - 5  t-bord, som findes ved Berkeley. Det største bord i Fællesskabet  
er sandsynligvis det 1 4 .  f t ·  x 1 4 -  ft biaxiale bord til 100 t, instal­
leret ved GEC Power Enginieering Stafford Mech. Lab. i Det forenede  
Kongeri ge.
4. Muligt behov i Fællesskabet for et stort bord
4-.1 Konklusion fra den italienske ad hoc-arbejdsgrugge
I marts 1983 blev der nedsat en ad hoc-arbejdsgruppe af ENEA med det  
formål:
a) at indsamle aktuelle oplysninger om dynamisk afprøvning af bygninger?
b) at analysere behovet i Italien for et stort vibrationsbord;
c) at udarbejde de optimale karakteristika for et sådant bord.

II. 5
Arbejdsgruppens rapport blev modtaget i juli, og hovedkonklusionerne kan  
resumeres som følger:
- man er i princippet interesseret i at få et stort vibrationsbord med  
en kapacitet i størrelsesordnen 100-300 t. Dette giver
.  mulighed for at afprøve komplekse komponenter i det ikke liniære om­
råde
.  mulighed for at udvide det nuværende kendskab til dynamiske struktu­
rers opførelse og dermed øge sikkerheden både på det nukleare og på  
andre områder.
- En vurdering af omkostningerne er meget usikker både for driften af  
bordet og for bygningen af komplekse sitorskalamodeller.
- Adgang ad landevejen til indenlandske placeringer indebærer begræns­
ninger både i størrelse og vægt af det udstyr, som vil kunne afprøves.  
Anvendelsen af det japanske bord på 3 .  000 t ville være en ideel løs­
ning for meget store modeller.
- I øjeblikket er det potentielle "marked" i Italien nok ikke stort nok  
til at retfærdiggøre et stort bord. Imidlertid vil situationen kunne  
ændre sig dersom de nuværende standarder ændres væsentligt.
- En endelig udtalelse kan kun gives, når behovet fra andre lande i Fæl­
lesskabet er fuldstændig vurderet.
- Det store bord bør ikke ses som et isoleret værktøj,  men som et led i  
en eksperimentel sammenhæng inden for jordskælvsforskning, som klart  
indebærer, at der også skal anvendes andet eksperimentelt udstyr. Det  
bør også påpeges, at den nødvendige forskningskompetence bør sikres.
i.3. Situationen_i Frankrig
Der er to organisationer i Frankrig, som måske vil være interesserede:
a) I henhold til FRAMATOME er der mangel på eksperimentelt udstyr i Fæl­
lesskabet til jordskælvssikring af stort udstyr. Problemet er især  
aktuelt for steder med stor jordskælvsrisiko, idet ikke lineære fæno­
mener bør tages i betragtning, og storskalamodeller derfor bør byg­
ges og afprøves. Blandt de problemer, der skal tages i betragtning,  
nævner man :
- Det primære kølekredsløb i en PWR og det dertil knyttede udstyr;
- Dampgeneratorer (rørbundternes adfærd);
- Anlæg til lagring af brugte brændsels stave i vandbassiner;
- Kraners opførsel.

II. 6 
b) "Centre  Scientifique  et Technique  du Batiment"  (CSTB)  har i samar­
bejde med "Laboratoire  Central  des Pcnts et Chaussees"  til hensigt 
at bygge et vibrationsbord,  som er  triaxialt  og 6 m x 8 m  til mak­
simal udstyrsvægt på 100 t.  Bygningen  af dette bord  er ikke endelig 
afgjort af de  franske  myndigheder,  men CSTB er fuldstændig  overbe­
vist om, at et  stort vibrationsbord  er et afgørende værktøj  til: 
- forskning  vedrørende  bygninger bygget  af præfabrikerede  elementer. 
Ved samlingen  mellem  elementer  findes  knudepunkter,  som det er u-
muligt at modellere  analytisk,  og hvor eksperimenter  med et  stort 
bord er den  eneste måde at undersøge de  havaritilstande,  som frem­
kaldes af jordskælvsbelastning; 
- at forbedre  jordskælvssikre  konstruktions-  og byggemetoder; 
- at udvikle  teknikker  til at øge jordskælvsmodstandsdygtigheden af 
eksisterende  bygninger; 
- at udvikle  modeller,  der kan  gengive  den faktiske  strukturelle  op­
førsel, og at  validere  beregningsmetoder; 
- at vurdere  fuldskalaudstyr  og bygningskonstruktioner  i en konkret 
jord skæl vs situation  , 
4.3. Situationen_i  Det_forenede_Kongerige 
Ud fra kontakter  med UKAEA, CEC-B og  Nuclear  Installations  Inspectorate 
ser det ud  til, at jordskælvskravene, som de er  formuleret  i Det  for­
enede Kongerige,  kan opfyldes  ved hjælp af  eksisterende  vibrationsborde. 
Jordskælvskrav  anses ikke for særlig  relevante  i Det forenede Kongerige. 
National  Engineering Laboratory  i Glasgow,  som har tre  borde, er villig 
til samarbejde. 
Man har også  taget kontakt  med Building  Research Establishment,  men har 
endnu ikke fået noget svar. 
4.4·. Situationen  i Grækenland 
Professor  P.G* Cattydis,  som er  professor  for jordskælvsforskning ved den 
polytekniske  højskole i  Athen, besøgte i  juli FFC-Ispra  og beskrev  den 
jordskælvsfacilitet, som i øjeblikket  bygges i hans institut. 
I henhold  til professor Carydis  bør EF bestræbe  sig på 

TI. 7 
- at indsamle  og udbrede  oplysning  om jordskælv 
- at installere  standardiseret seismografudstyr,  der kan  registrere 
stærke jordbevægelser, og  oprette  en tilhørende  database;  -  ; 
- at oprette  et europæisk net for  vibrationsborde  med en  central informa­
tionstjeneste,  der kan  give oplysninger  om de  enkelte  bordes  specifi­
kationer; 
- at supplere  ovennævnte net med et  bord med stor kapacitet; 
- at udvikle modeller,  der beskriver konstruktioners  dynamiske  opførsel 
under realistiske  jordbevægelser, og  rundsende  det resulterende data­
matprogram  . 
4-. 5 . Situationen  i Forbundsrepublikken_Tvskland 
I Forbundsrepublikken Tyskland  er der i de  sidste  10 år sket en styrkelse 
af forskningen inden  for jordskælvskonstrukticn, især i  forbindelse  med 
bygningen  af kernereaktorer.  Det har  vist sig, at denne erfaring  nu over­
føres til byggeindustrien.  Dynamisk  afprøvning af  modeller og/eller  kom­
ponenter  er begrænset  til anvendelsen  af mindre  vibrationsborde  og til 
anvendelsen  af vibrationssystemer  på eksisterende konstruktioner.  For 
seks måneder  siden påbegyndte man  drift af et 25  t-rystebord  ved HRB 
Julien (se tabel l). 
Kontakterne  i Forbundsrepublikken Tyskland omfatter: 
i) reaktorfabrikanter  (KWU, HRB) 
ii) godkendende myndigheder (IRS,  KÓ'ln) 
iii) forskningsinstitutter  (Den tekniske  højskole i  Darmstadt,  KFK's 
HDR-projekt). 
Reaktorsystemfabrikanter  har en  tendens  til at foretrække prøvning af 
prototyper  i 1:1  skala især inden for væskedynamik (brændselselementer, 
dampgeneratorer  osv.). Forskningsinstitutterne  foretrækker de  mindre vi­
brationsborde  til detaljeret eksperimentel kontrol  af de væsentlige  blok­
ke i datamatprogrammerne.  De licensudstedende  myndigheder  er nærmest 
indstillet  på at følge  forskningsinstitutterne,  dvs.  stole på datamat­
programmerne  til simulering  af store konstruktioner  og den forudsætning, 
at konstitutionslovene  på det ikke-lineære område kan  bevises  ved hjælp 
af eksperimenter. Generelt  er interessen  i Forbundsrepublikken Tyskland 
ligesom i Japan og USA for  meget store vibra.tionsborde faldende,  og man 
foretrækker at  anvende pseudodynamiske metoder  til at kontrollere store 
konstruktioner.  De væsentlige  grunde er cost/benefit,  idet et vibratiens-
bord koster ca. 100 $/kg. 
De forskellige  organisationer  i Forbundsrepublikken Tyskland,  som er  ble­
vet kontaktet,  er positivt  indstillet  over for Kommissionens  initiativ. 

II. 8 
5. Vurdering  af Ispras egnethed  for placering 
Der er blevet igangsat  undersøgelseskontrakter for  statisk og dy­
namisk at undersøge, om den  valgte placering  ved FFC-Ispra  af det 
store vibrationsbord  er egnet. 
Prøvningerne  skal omfatte: 
- udarbejdelse  af et  lodret  stratigrafisk  kort over stedet. 
- geomekanisk  karakterisering  af jordbunden  (standardpenetrations-
prøvninger,  laboratorieanalyse  af jordprøver,  kontrol  af grundvand); 
- dynamiske  konsolideringsprøvninger; 
- anvendelse  af særlige  dynamiske  rystemekanismer  til at måle dæmp­
ningen af seismiske  bølger som  funktion  af deres frekvens  og dermed 
vurdere den mulige  virkning  af bordets  drift på nærliggende  instal­
lationer  og bygninger. 
Kontakter  med det  lokale el-værk  (ENEL)  har vist, at den nødvendige 
elforsyning  uden vanskelighed  kan fås. 
For så vidt angår tilkørsel  til FFC-Ispra  har det nuværende  vejnet 
gjort det muligt at transportere  komponenter  til tre forsøgsreaktorer 
(ispra I, ECO og ESSOR)  . Konstruktion  af ny vej  mellem FFC og den nær­
liggende  hovedvej  kan også  overvejes. Transport  af besværligt og  tungt 
udstyr var også et  problem  i USA (rumfart-  og kerneprogrammer).  Man 
har overvejet  en løsning  baseret  på luftskibe.  Lignende  undersøgelser 
har fundet sted  i Europa. 
Ikke desto  mindre  vil transport  af de komplette  modeller  kunne undgås 
i mange tilfælde.  Samling  på stedet er mulig ved FFC-Ispra  under an­
vendelse  af eksisterende  faciliteter. 
For så vidt angår tilstedeværelsen af den nødvendige  kompetence,  og 
selv om FFC  ikke i øjeblikket beskæftiger  sig med seismisk analyse, 
er der ekspertise  på følgende områder: 
- dynamisk  afprøvning 
- instrumentering, datafangst 
- numerisk  analyse  af strukturer 
som vil kunne anvendes  i det nævnte  projekt.  Det er  klart, at ansæt­
telse af nogle få specialister  vil være nødvendig for at  opbygge  et 
kompetent  hold. 

11·. 9 
6. Afsluttende  bemærkninger 
Ovennævnte analyse viser, selv om den er ufuldstændig,  følgende: 
- med undtagelse  af Grækenland mener alle andre medlemsstater,  at de 
nuværende standarder  for jordskælvskonstrukticn  kan opfyldes  i til­
strækkelig grad ved anvendelse  af allerede nu eksisterende eksperi­
mentelle og analytiske  værktøjer. | 
- et stort antal  små og endog  mellemstore  vibrationsborde eksisterer, 
hvoraf nogle har seks frihedsgrader, hvilket  muliggør en mere' rea­
listisk simulering af  den forventede bevægelse af jordbunden. 
- et antal organisationer i  Fællesskabet  har udtrykt reel interesse 
for et stort vibrationsbord.  Dette antyder, at ikke alle fænomener 
indtil nu har kunnet modelleres enten ved prøvninger  i lille skala 
eller analytisk. \ 
- et europæisk samarbejde  vil være en fordel på følgende område^: 
1 
. standardisering af  måling af jcrdbevægels  er og oprettelse af  en 
europæisk database;  j 
•udvikling af bedre modeller og datamatkoder  efterprøvet med eks­
perimentelt udstyr,  som enten allerede findes  eller skal bygges, 
så det bliver muligt bedre at forstå fænomener  og om muligt redu­
cere sikkerhedsmargener. 
7. Fremtidig udvikling 
Følgende undersøgelser  vil blive gennemført og nedfældet i en rapport, 
som skal udsendes i midten af 1985J j 
- evaluering af  undersøgelseskontrakterne  til gennem statiske og-
dynamiske geotekniske prøvninger  at vurdere, om Ispra er egnet til 
placering af et stort vibrationsbord;  ^ 
- yderligere vurdering af  Fællesskabets  interesse heri. 
- beskrivelse af en  mulig forskningsaktivitet; 
- foreløbigt  overslag over personalebehov  og omkostninger. 
Resultaterne af disse  undersøgelser  vil gøre det muligt at  afgøre, 
om man kan bygge et vibrationsbord i Ispra, og at starte  en detaJil-
projektering,  som skal være færdig  i slutningen af 1986.  ,· - et antal organisationer i  Fællesskabet  har udtrykt reel interesse 
for et stort vibrationsbord.  Dette antyder, å't ikke alle fænomener 
indtil nu har kunnet modelleres enten ved prøvninger  i lille skala 
eller analytisk. \ 
- et europæisk samarbejde  vil være en fordel på følgende område^: 
1 
. standardisering af  måling af jcrdbevægels  er og oprettelse af  en 
europæisk database;  j 
•udvikling af bedre modeller og datamatkoder  efterprøvet med eks­
perimentelt udstyr,  som enten allerede findes  eller skal bygges, 
så det bliver muligt bedre at forstå fænomener  og om muligt redu­
cere sikkerhedsmargener. 
7. Fremtidig udvikling 
Følgende undersøgelser  vil blive gennemført og nedfældet i en rapport, 
som skal udsendes i midten af 1985J j 
- evaluering af  undersøgelseskontrakterne  til gennem statiske og-
dynamiske geotekniske prøvninger  at vurdere, om Ispra er egnet til 
placering af et stort vibrationsbord;  ^ 
- yderligere vurdering af  Fællesskabets  interesse heri. 
- beskrivelse af en  mulig forskningsaktivitet; 
- foreløbigt  overslag over personalebehov  og omkostninger. 
Resultaterne af disse  undersøgelser  vil gøre det muligt at  afgøre, 
om man kan bygge et vibrationsbord i Ispra, og at starte  en detaJil-
projektering,  som skal være færdig  i slutningen af 1986.  1· - et europæisk samarbejde  vil være en fordel på følgende område^: 
. standardisering af  måling af jcrdbevægels  er og oprettelse af  en 
europæisk database;  j 
•udvikling af bedre modeller og datamatkoder  efterprøvet med eks­
perimentelt udstyr,  som enten allerede findes  eller skal bygges, 
så det bliver muligt bedre at forstå fænomener  og om muligt redu­
cere sikkerhedsmargener. 
7. Fremtidig udvikling 
Følgende undersøgelser  vil blive gennemført og nedfældet i en rapport, 
som skal udsendes i midten af 1985J j 
- evaluering af  undersøgelseskontrakterne  til gennem statiske og-
dynamiske geotekniske prøvninger  at vurdere, om Ispra er egnet til 
placering af et stort vibrationsbord;  ^ 
- yderligere vurdering af  Fællesskabets  interesse heri. 
- beskrivelse af en  mulig forskningsaktivitet; 
- foreløbigt  overslag over personalebehov  og omkostninger. 
Resultaterne af disse  undersøgelser  vil gøre det muligt at  afgøre, 
om man kan bygge et vibrationsbord i Ispra, og at starte  en detaJil-
projektering,  som skal være færdig  i slutningen af 1986.  1· 

II. 10 
Kommentarer  til tabel 1 til Uz 
1. Istituto  Sperimentalemodelli  e strutture  S.p.a. 
2. Nationci  1 Engineering  Laboratory 
3. 
4·· Commissarieat  a l'Energie  Atomique 
5. Société  pour le Perfectionnement  des Matériels et  Equipements 
Aérospatiaux 
6. Hochtemperatur  Reaktorbau  GmbH 
7. Construction Engineering  Res. Lab. (US Army) 
8. National  Research  Centre for Disaster Prevention, 
9. Science  and Technology  Agency 
10. The Nuclear  Power Engineering Test  Centre 
11. Institute  of Industrial  Science,  University  of Tokyo 
12. Railway Technical  Research  Institute,  Japan  National Railway 
13. Public Works Research  Institute,  Ministry  of Construction 
14·. Central  Research  Institute  of Electric  Power Industry 
15. Takasago  Research  Institute,  Mitsubishi  Heavy Industries 
16. National  Research  Institute  of Agricultural  Engineering, 
Ministry.of  Agriculture 
17. Port and Harbour  Research  Institute,  Ministry  of Transport 
Shimizu Construction  Co. Ltd. 
18. Kanuma Construction  Co. Ltd. 
19. Building  Research  Institute,  Ministry  of Construction 
20. Ohbayashi-gumi  Construction  Co. Ltd. 
21. Disaster Prevention  Research  Institute,  Kyoto University 
DOF Frihedsgrader 
EHSS Elektro-Hydraulik  Servo System 
EVS Elektrodynamisk Vibrations  System 
H Horisontal 
V Vertikal Nøgleord  : 

TABELgl - De væsentligste  vibraticnsborde  i Europa 
Placering 
1.1 Anralr.o Tr.ir>ianti "piV.sy.US" 
donova-T t al i en 
1.2 ÜI:: 1-;!' 1 
Πθϊ';'ΐίν.ιθ-Ι  tali en 
1.3 ϊ!'··:ΐ. 2 
Glt-ìfirjovMIK 
1 .Λ tti-'C 3 • •'.latfitond-UK CtüPfoi-c-UK 
1.5 C-ΛΥ. ' "Vésuve" 
Γ· i'.c  1 ay- Fr aak ri g 
1 .6 CiìA "TOUlilIAGOL" 
f; ne 1 ay- Fr ai% -T±g 
1.7 ί>ΟΙ·'ϊϊΊ?Λ- > Υ ο 1 i '.-.y-Vi 11 cicoubl ay Γ·'ΐ viterie 
1 .1'. \Υ:ίΦ C-.lbH "LA-'COW" 
Julie-:- FR-Tyskland 
1 .S' ίΐ.-α-Ίο·ν·.ι Tech. I'nivorrn' ty Athen Grækenland Bordparame  tre Ydelse 
Bordstørrels e (m) Frekv.område 
Gi"-) Pa:c ir o del vægt (t) kontrollere D. 0. F. i'ax disp. (xm) Maks .hast. ' r,v. '/r.oc \'\'.' recel. 
3.5 x 3.5 0-60 2 H + 70 
V ± 70 CCO 
550 2.4 
2.5 x 4 0.1-50 2 ± 35 400 
3 x 3 0-33 20 3 il ± 125 
v± 125 
3.85 x 3.2 
14i't x Mft 1-33 
3-1000 25 100 2 o 
3.1 x 3.1 1st resonans Pre^.200Hz 20 1 ± 100 1000 1.G 
2 y. .2 Ir-t resonans fro.-.200Hz 10 2 II ± 125 
Vi 100 2200 1200 
o ~> 0-50 10 2 II i 110 
v± no r>oo 
600 3 
5 x 5 0.5-100 25 ± 200 1000 1.5 
4 x 4 0-60 10 6 ;i ± ioo 
\r + ir. r> eso 1.5 
·->  # n 

TABEL 2 væsentlige vibrationsbordé  i USA 
Placering Bordparametre 
BordsteJrrelse  Frekv.omg|  Maks .model Kbntroll" Maks .forsk Maks.Hast.  Maks. accel 
(ui) (Hz)  vE6P-i(t)  D.O.F.  (mm)  mm/scc  (u's) Ydelse 
2.1 University  of Illinois,  Urbana, Illinois (Uniaxial,  1968) 3.65 x 3.65 0-50 4.5 1 H ± 51 381 5 
2.2 University  of California,  Berkeley, California  (Biaxial,  1971) 6.1 x 6.1 0-50 45 5 11 ± 152 V ± 51 635 254 0.67 0.22 
2.3 CURL 7, Champaign, Illinois  (Biaxial,  1973) 3.65 x 3.65 0-200' 6 5 11 + 73 V ±35 813 686 15 
30 
2.4 Union  Carbide,  Oak Ridge,  1.83x1.83 0-20 7 2 11+193 305 0.25 Tennessee  (Diaxi.il,  1980) V±I93  305 0.25 
2.5 SUNY,  Buffalo,  N.Y. (Biaxial,  1983) 3.65 x 3.65 0.i 1-60 20 5 11 + 150 · 
V± 150 635 318 1.0 1.0 
2.6 NASA,  Marshall  Space  Flight Center,  AL (Biaxial,  1969) 3 x 4.5 — 0.9 6 2438 100 
2.7 Cornell  University,  Ithaca, 
N.Y. (Biaxial,  1982) 2.1x2.1 . 0-50 0.27 2 II ±76 V±76 800 800 6 
2.8 Wcstinghousc,  Pittsburg, 
Pa (Biaxial,  1978) 4.9x4.9 0-100 17.8 3 II ± 305 
V± 305 762 762 3.5 

TABEL 3 -Væsentlige  vibraticnsborde  i Japan 
Bordparametre  . Ydelse 
Pia cering Bordstørrelse . 
(m) Frcq. rnnge 
(Hz) Max model 
(«) Controlled 
n.o.F. Max displ. (min) M:ixHast. 
mm/scc h\:\\  necci. 
(S's) 
3.1 NisCQP  STA 8  
Tstikubo-Ibavagi 15x15 EIISS 0-50 500 2 II ± 30 
V ± 30 370 
370 0.55 1 
3.2 NUPEC 9 
Ta <] o {sci- Ta ka  ma ί su I5x 15 EHSS  " 1000 2 Il ± 200 
V± 100 750 
375 1.8 
0.9 
3.3 US, UT 10 , CliibcL- 10x2 EIISS 170 1 ± 100 0.4 
3.4 RTRI,  JNR n 
Κ usi» ìschi, Tokyo lOx 2 100 1 ± 30 0.4 
3.5 PWRI,  MC". Tsusubcv 6x8 EHSS 0-30 100 I ± 75 600 0.8 
3.6 CRII-PI 13, Abiko,  Chiba. 6.5 χ 6 EIISS 125 I ± 50 600 1.2 
3.7 NRCDP  STA 8 Tbiikubou 6x6 EIISS 0-50 75 3 II ± 100 
V ± 50 SOO 
600 1.2 1 
3.8 TRI ΜΠΙ 14  
llìmcji,  llyogo 6x6 EIISS 50 2 11 ± 50 
V± 50 420 
420 1.2 1.2 
3.9 NR1AEMA 15, Tsukubo. 6 χ 3.2 EVS- 0-50 30 1 ±50 320 0.4 
\ 

Tabel 3. fortsat 
Bordparametre Ydelse 
Placering_ Bordstørr. 
(m) Frc(j. range 
' (HO Max model 
WlMJjht  (t) Conlrollcd 
D.O.F. Max displ. 
(min) Max hast. 
min/icc Max aecd. 
3.10 PURI,  MT 16 
Yokosuka,  Fanng.imc 5.5x2 EVS 17 1 ± 50 150 0.5 
3.11 S1I1MIZU 17, Tokyo 5 x 4 EHSS 12 l ± 100 720 1 
3.12 KAJ IMA 18  
Tokyo 4x4 E1ISS 20 2 II ± 150 
V ±75 1140 
455 1.2 
2 
3.13 PURI,  MT", Yokosuka 4 x 3.5 EVS 30 l ± 50 250 0.45 
3.14 URI MC",  Tsukubc 4x3 EHSS  0-50 20 1 ± 75 600 1 
3.15 OHOAYASHI,  Tokyo 20 4x3 EHSS 10 1 ± 100 · 1 
3.16  Dl'Rl 21, Kyoto 3x3 EHSS 12 1 ± 100 0.5 
3.17 DTRI 21 
Kyoto 2.5 x 2.5 EVS 8 2 H± 50 
V±50 500 
500 0.5 
0.5 

TABEL 4-væsentlige  vibrationsborde andet steds (uden for  EF, USA og  Japan 
Bordparametre Yde; ser 
Placering Bordstørr  Freq.  range  Max  modet  Controlled  hhx  disnl. Max  hast.  Max  acccl. 
(m) {Uz)  weicht  (t) D.O.F.  (nun)  mm/scc  (y'.s) 
4.1 University of  Kin'I ami 
Mctoilü,  Scopie,  Yugoslavia 
(Biaxial,  1980) 5x5 0-30 40 5 II ± 125 
V ± 50 635 
380 0.67 
0.4 
4.2 Arya  Mcliz  University, 
Teheran,  han 
(Uniaxial) 5x5 0 - SO 50 1 II ± 50 0.6 
4.3 University of  Pahlavi, 
Siniz,  Iran 
(Uniaxial) 4x4 0-50 20 1 II ± 50 1.1 
4.4 University of  Mexico, 
Mexico  City,  Mexico 
(Uniaxial,  1975) 4.5 x 2.5 0-50 20 H±51 381 1.2 
4.5 Tonn  Ji UNIVERSITY, 
Shanghai,  PRC 
. (niaxial,  1982) 4x4 10 6 II i 100 
V± 100 890 
625 1.5 
2.7 0-60 1 

KOMMISSIONEN  FOR DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER 
Det fælles  Forskningscenter 
III. PERSPEKTIVERNE FOR AT PLACERE EN FUSIONSMASKINE 
SOM IGNITOR PÅ FFC-ISPRA-ANLÆGGET 
Anden statusrapport 

III. 2 
INDHOLDSFORTEGNELSE 
side 
1. INDLEDNING  III.  3 
2. ELFORSYNING  III.  3 
3. HOVEDBYGNING OG HJÆLPEFUNKTIONER  III.  4 
4. GODKENDELSE  III.  4 
5. OMKOSTNINGSVURDERING  III.  5 

III. 3 
1. Indledning 
I den foregående  statusrapport  fra maj 1983 "(KOM  (83) 398 
endelig ud g.) anførtes  resultaterne  af en foreløbig  vurdering 
af de tre hovedspørsgmål i  forbindelse  med placering  af 
IGNITOR ved Ispra: elforsyningssystem,  hovedbygning  og: 
hjælpefunktioner,  godkendelse. 
Siden da er  disse spørgsmål  blevet yderligere  undersøgt med 
særlig overvejelse  af anvendelse  af de  faciliteter,  ESSOR-
anlæggene  tilbyder.  Overvejelsen  af mange  detaljerede  og 
praktiske  aspekter  er blevet  gjort mulig på den ene  side af 
en bedre  definition  af de  forskellige  k.erneenergiakti  vi te-
ter, der er  planlagt  i ESSOR-området  inden for rammerne  af 
det foreslåede flerårige  program  for FFC  (K0M(83)327  endelig 
udg.), og på den  anden side ved, at  detaljerede  ajourførte 
oplysninger  er blevet tilgængelige om IGNITOR-forsøgets 
hovedtræk og  behov. 
2. Elforsyning 
Vi har modtaget  et detaljeret  svar fra ENEL på spørgeskemaet 
med de nøje  angivelser  af forsyningsbehovene.  Gennemførlig­
heden af forsyning direkte  fra 380  kV-ledningen  ved afgræns­
ningen  til Ispra.-centret  er blevet bekræftet  officielt.  Om­
kostningerne  ved tilslutning til  ledningen  er blevet anført 
sammen med kontraktvilkår for  forsyning  i perioden  1989-1991. 
I referencetilfældet med strømstød/dag kan  tilbuddet  opstil­
les således: 
. Installationsomkostninger:  820 mio  lire 
o Opførelsestid: 2U måneder 
. Årlig  el-afgift:  565 mio  lire (forudsat  et forbrug  på 
120 000 kWh/år. 
. For energi,  der afgives  i transformeren,  opkræves en  til­
lægsafgift på 75  lire/kWh. 

III.  k 
Den eneste  betingelse  pålagt  elforsyningen  er, at stødene  anmeldes 
på forhånd. Det foreslås  yderligere  at driveanlægget i den  normale 
arbejdstid  på arbejdsdage,  når kortslutningseffekten  er størst, og 
strømstødene forårsager  mindst  forstyrrelse  på elnettet. 
Transformerstationens beliggenhed inden  for centret  er blevet 
bestemt,  og man har  fastlagt  ledningsføringen  til højspændings-
understationen  i nærheden af  hovedbygningen  for IGNITOR. 
3. Hovedbygning  og hjælpefunktioner 
I betragtning af,  at der  ikke foreslås  anden anvendelse  af ESSOR-
indeslutningsbygningen,  og på  grundlag  af de ajourførte  oplysninger 
om IGNITOR's  udformning  samt drifts-  og godkendelseskrav,  har man 
overvejet  at installere  IGNITOR  i denne bygning.  På baggrund  af de 
nye indhentede  oplysninger  var den  tidligere  bedømmelse af  vanske­
lighederne  ved at  placere  maskinen  inden i indeslutningen  således 
forkastet. 
Den løsning, der påtænkes nu, er at  installere  maskinen  på arbejds-
gulvniveau (fig. l),  som synes at give mange praktiske fordele. 
Afskærmningen kan ske ved  flytbare  blokke,  der manipuleres  af den 
bestående 50  t-kran.  Mange hjælpefunktioner, såsom  fordelings  sta­
tionen for flydende nitrogen, findes allerede  i bygningen.  Andre 
hjælpefunktioner,  herunder  midlertidig  oplagring  af aktiveret  ma­
teriale,  kan nemt  pla.ceres  i de forskellige  bestående rum med  di­
rekte adgang  til hot cells (fig.  2). Den  store indeslutningsbyg-
ning forbundet  med en 80 m høj  ventilationsskorsten  sikrer  rigelig 
beskyttelse  mod ethvert  maksimalt  hypotetisk udslip  af tritium  el­
ler aktiveret  støv. 
Den indbyrdes placering  af IGNITOR  og de andre laboratorier  og 
programmer  inden for ESSOR-anlægget er  vist på fig. 3. 
4. Godk endelse 
Der er blevet taget orienterende kontakt  med de  italienske  myndig­
heder for at  vurdere den mulige fremgangsmåde ved  godkendelse  af de 
forskellige  mulige  nye kerneenergiaktiviteter  i ESSOR-komplekset, 
herunder  IGNITOR. 
Den foreslåede fremgangsmåde er at  indlemme  alle disse  aktiviteter 
under den eksisterende  godkendelse  og at behandle  dem som "ændring 
af anlægget". I  denne hypotese,  som højst  sandsynligt vil  blive fulgt 
som generel  retningslinjei  godkendelsesproceduren,  vil det for IG­
NITOR ikke engang  blive nødvendigt at følge den  procedure,  der kræves 

III. 5 
i artikel  55 DPR 13.2. 1964 n. 185, der  blev nævnt i den foregående 
statusrapport.  I dette tilfælde  vil den forenklede  procedure  i ar­
tikel 12 DPR 185  blive anvendt. 
5. Omkostningsvurdering  · 
Man er i øjeblikket ved at  vurdere  omkostningerne  ved det  forbe­
redende  arbejde  (herunder  elforsyningssystem  og bygninger),  til­
pasning af de  forskellige  hjælpefunktioner,  elforsyning  og tek­
niske funktioner, baseret  på en opførelsesperiode på ca. 3 år 
(1984.-1987)  og en firårig  driftsperiode  (1988-1991).  Denne vur­
dering vil  foreligge  sammen  med den  tekniske rapport  ved udgangen 
af september. 

III. 6 
t 
Fig. 1 : Installering  af IGNITOR 
i ESSOR-reaktorbygningen 
Vertikalt  snit 

III. 7 
Fig. 2 : Installering  af IGNITOR 
i ESSOR-reaktorbygningen 
Placering  af hjælpefunk­
tion 

III. 8 
Fig. 3 : Placering  af IGWITOR og 
andre laboratorier  og 
programmer  inden for ESSOR 
komplekset