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. 
KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(83) 550 endg.
Bruxelles, den 26. Oktober 1983
VORHABEN VON EUROPÄISCHER BEDEUTUNG
(Zweiter Fortschrittsbericht 
der Kommission an den Rat)
KOM(83) 550 endg.

-  1 - GFS/28/83-DE
INHALTSVERZEICHNIS
Seite
VORHABEN VON EUROPÄISCHER BEDEUTUNG 2
I. EIN LABOR ZUR HANDHABUNG VON TRITIUM IN DER GFS ISPRA
Zweiter Fortschrittsbericht I. 1
1. Einleitung I. 4
2. Zusammenfassung I. 6
3. Hauptbericht I. 18
II. EINE RUTTELTISCHANLAGE IN DER GFS ISPRA
Zweiter Fortschrittsbericht II. 1
III.AUSSICHTEN FÜR DIE AUFNAHME EINER FUSIONSMASCHINE 
WIE IGNITOR IN DER ANSTALT ISPRA DER GFS 
Zweiter Fortschrittsbericht I I I .  1

KOMMISSION
DER
EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN-  2 -GFS/28/83-DE
8. September 1983
Gemeinsame Forschungsstelle
VORHABEN VON EUROPÄISCHER BEDEUTUNG
1. Einleitung
Nach der Ratssitzung vom 10. März 1983, auf der die Kommission aufgefordert 
worden war, Vorhaben zu prüfen, die für eine Unterbringung in der Anstalt 
Ispra der Gemeinsamen Forschungsstelle geeignet sind, wurden im März drei 
vorläufige Studien in Angriff genommen.
Das Mandat umfaßte die Prüfung von
- Zweckdienlichkeit und Bedarf auf Gemeinschaftsebene,
- Durchführbarkeit in Ispra,
- Investitionskosten.
Die geprüften Themen waren
- ein Labor zur Handhabung von Tritium,
- eine Rütteltischanlage,
- Ignitor.
Da sich diese Themen ihrer Natur nach unterscheiden, mußten in jedem Falle 
unterschiedliche Elemente berücksichtigt werden, so daß nicht in allen 
Fällen der gleiche Fortschritt erzielt werden konnte.
2. Labor zur Handhabung von Tritium
Der zweite Fortschrittsbericht über die Durchführbarkeit des Baus eines 
Labors zur Handhabung von Tritium in Ispra ist nun so vollständig, daß er 
eine umfassendere technische Untersuchung darstellt. Dieser Bericht wurde 
bereits dem Beratenden Ausschuß für das Programm Fusion (BAPF) vorgelegt,

- 3 - GFS/28/83-DE
der das Thema Tritium in seine Aktion der "Vorhaben der ersten Runde" im 
Rahmen des Programms über Fusionstechnologie 1982/86 einbezogen hat.
Die Zweckdienlichkeit und der Bedarf an einem europäischen Labor zur 
Handhabung von Tritium im Dienste des Forschungsprogramms für Fusions­
reaktoren wurde bereits vom "Fusion Review Panel" 1981 betont und ist nun­
mehr eindeutig nachgewiesen. Im Bericht werden die erwarteten Probleme im 
Zusammenhang mit dem Nach-JET-Versuchsreaktor INTOR und mit NET (Next 
European Torus) im einzelnen analysiert. Für den Tritiumkreislauf in einem 
Fusionsreaktor gelten betriebliche und sicherheitsrelevante Anforderungen, 
die sich von denen in militärischen Anlagen zur Tritiumerzeugung unter­
scheiden und sehr viel komplexer sind als jene.
Die GFS Ispra kommt aufgrund ihrer früheren und derzeitigen Erfahrung mit 
der Wasserstoffisotopentechnologie als Bewerber für den Bau und den Betrieb 
eines solchen Labors in Frage.
Die Anlage, die allen Assoziierungspartnern am Fusionsprogramm zur Verfügung 
gestellt werden soll, wäre eine flexible Mehrzweckanlage, in der bis zu 
100 g Tritium aufgearbeitet werden können. Die Anlage würde in erster Linie 
zur Untersuchung von sicherheitsrelevanten Problemen im Zusammenhang mit 
Tritium eingesetzt, und sie sollte die Voraussetzungen zur Handhabung und 
Erprobung von Komponenten sowie der tritiierten Teile der Fusionsreaktoren 
bieten.
Der Personalbestand des Labors nach der Betriebsaufnahme wird auf höchstens 
25 Personen veranschlagt (davon 7 Wissenschaftler).  Die frühere Bewertung 
der Anlagekosten des Labors - etwa 10 Mio ECU (Wert 1983) - wird von einem 
auswärtigen Ingenieurbüro gegenwärtig präziser bewertet. Die Ergebnisse 
dieser Untersuchung sollen vor dem 15. September vorliegen.
3. Rütteltisch
Bei dem zweiten Fortschrittsbericht über die Rütteltischanlage handelt es 
sich vor allem um eine eingehende Untersuchung über den Bedarf an dieser 
Art von Anlage sowie über ihre derzeitige Verfügbarkeit in der Gemeinschaft 
und in der Welt. Ferner werden die gegenwärtigen Forschungsarbeiten über

- 4 -GFS/28/83-DE
seismische Analysen überprüft, um die derzeitigen Trends in diesem Gebiet 
abzuschätzen.
Die meisten Mitgliedstaaten sind der Auffassung, daß die gegenwärtigen Normen 
für die seismische Auslegung durch Einsatz der verfügbaren experimentellen 
und analytischen Instrumente angemessen erfüllt werden können. Dennoch wird 
in der Gemeinschaft vielfach die Ansicht vertreten, daß ein Rütteltisch 
größerer Kapazität, als sie bisher in der Gemeinschaft vorhanden sind, als 
kooperatives europäisches Bemühen von Nutzen sein könnte, um die Messungen 
der Bodenbewegungen zu vereinheitlichen und auf diese Weise eine europäische 
Datenbasis zu schaffen, verfeinerte Modelle und Rechencodes zu entwickeln 
und zu testen, ein besseres Verständnis der Erscheinungen zu ermöglichen und 
die Sicherheitsnormen zu verbessern.
Für die Unterbringung eines solchen Rütteltisches in der GFS Ispra scheinen 
sich keine größeren Probleme zu stellen. Es wurden Studienverträge vergeben, 
um durch statische und dynamische geotechnische Tests zu untersuchen, ob der 
vorläufig ausgewählte Standort in der Anstalt Ispra für die Unterbringung 
der Anlage geeignet ist.
In der GFS soll in den nächsten Jahren die genaue technische und finanzielle 
Bewertung dieses Vorhabens fortgeführt werden, welches für die Bedürfnisse 
der Gemeinschaft sehr interessante Aspekte aufweist und sich gut in die 
allgemeine Sicherheitsmotivierung der Gemeinsamen Forschungsstelle einfügt.
4. Ignitor
In diesem Fortschrittsbericht wurden die drei Hauptpunkte, die für die 
Standortgebung von Ignitor in der GFS Ispra von Bedeutung sind - nämlich 
Stromversorgungssystem, Hauptgebäude und Nebensysteme sowie Lizenzerteilung - 
weiter untersucht. Insbesondere wurden Schätzungen über die Installierungs­
kosten und die jährliche Belastung für die Stromversorgung durchgeführt.
Die Unterbringung im Einschließungsgebäude von ESSOR könnte infolge der in 
diesem Bereich vorhandenen Einrichtungen praktische Vorteile bieten. Das 
Genehmigungsverfahren scheint keine größeren Probleme aufzuwerfen.

- 5 - GFS/28/83-DE
Die endgültige Bewertung aller Kosten im Zusammenhang mit der Anlage 
Ignitor sowie die vollständige technische Untersuchung werden in einem 
Schlußbericht behandelt, der Ende September 1983 vorliegen soll. Die 
Gemeinsame Forschungsstelle ist der Auffassung, daß sie auf diese Weise 
ihrer Verpflichtung nachgekommen ist, eine Durchführbarkeitsstudie für 
die Standortgebung von Ignitor in Ispra auszuarbeiten. Weitere 
Untersuchungen werden durchgeführt, sofern mindestens einer der 
Assoziierungspartner der Fusion einen entsprechenden Antrag stellt.

KOMMISSION GFS/28/83 DE
DER
EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
Gemeinsame Forschungsstelle
I .
EIN LABOR ZUR HANDHABUNG VON TRITIUM 
IN DER GFS ISPRA
Zweiter Fortschrittsbericht

I. 2 GFS/28/83-DE
INHALTSVERZEICHNIS
Seite
1. EINLEITUNG I· 4
2. ZUSAMMENFASSUNG I· 8
2.1 Allgemeine Bemerkungen I· 7
2.2 Die Erfordernisse für NET I· 7
2.3 Überblick über das derzeitige Fachwissen
und die laufenden Tätigkeiten I· 8
2.4 GFS - Erfahrung und derzeitige Tätigkeiten I· 9
2.5 Ziele des Tritium-Labors der GFS 1· 10
2.6 Beschreibung des Labors I. 11
2.7 Standort I· 12
2.8 Genehmigungsverfahren I· 12
2.9 Planung und Mittel I· 13
2.10 Schlußfolgerungen I· 15
3. HAUPTBERICHT I· l8
3.1 Bemerkungen betreffend Fusionsreaktoren als Brutreaktoren I. 19
3.2 NET und Leistungsreaktorerfordernisse im Zusammenhang mit
Tritium I· 21
3.2.1 Einleitung I· 21
3.2.2 Tritiumpermeation und -inventar in Strukturmaterialien I. 21
3.2.3 Tritiumverarbeitungssysteme I* 23
3.2.4 Auswirkungen der Tritiumkontaminierung beim normalen
Betrieb, bei der Wartung und unter Unfallbedingungen I. 26
3.2.5 Tritiuminventar I· 28
3.2.6 Zeitliche Erfordernisse für FuE I· 29

I. 3 GFS/28/83-DE
3.3 Überblick über das vorhandene Fachwissen und
die laufenden Tätigkeiten I· 30
3.3.1 Erfahrungen mit Spaltreaktoren I- 30
3.3.2 Unterstützende Tätigkeiten für die Fusion I. 31
3.4 Frühere und gegenwärtige Tätigkeiten der GFS I. 38
3.4.1 Betriebserfahrung bei der Handhabung und der
Überwachung von Tritium I· 38
3.4.2 Forschungstätigkeiten im Bereich der Fusions­
technologie betreffend Tritiumprobleme I· 41
3.5 Ziele des Tritiumlabors der GFS I. 47
3.5.1 Motivierung und Ausrichtung I. 47
3.5.2 Vorgeschlagenes Versuchsprogramm im Zusammenhang
mit den Fusionstätigkeiten der GFS I. 48
3.6 Beschreibung des Labors I. 58
3.6.1 Gebäude I. 58
3.6.2 Tritiumeinschließungssysteme I. 58
3.6.3 Standortgebung des Labors I. 61
3.6.4 Genehmigungsverfahren I. 61
3.6.5 Planung und Mittel I. 70
3.6.6 Kostenabschätzung I. 71
3.7 Schlußfolgerungen I. 72
ANHANG 1:  Vorhaben der ersten Runde über Tritium,
erstellt vom Lenkungsausschuß für Fusionstechnologie I. 73

I. 4 GFS/28/83-DE
1. Einleitung
Tritium wird in den Ländern der Europäischen Gemeinschaft bereits seit 
vielen Jahren für die biologische, biochemische und chemische Forschung 
und auch für industrielle und kommerzielle Anwendungen eingesetzt. Die 
Einschließung und die Konditionierung von tritiierten Abwässern, die bei 
der Kernbrennstoffaufarbeitung anfallen, waren ebenfalls Gegenstand von 
Forschungsarbeiten in der Gemeinschaft.
Tritium wird der Brennstoff für Fusionsreaktoren sein, seine Handhabung 
in großen Mengen bedingt jedoch die Entwicklung fortgeschrittener und 
sicherer Technologien. Tritium wird ohnehin in großen Mengen in den unter 
Geheimschutz stehenden Anlagen der Kernwaffenstaaten - d.h. Frankreich und 
Großbritannien - erzeugt. Diese beiden Länder haben in einer Erklärung 
vor der Gruppe Atomfragen im Dezember 1981 (Ref. 1) erklärt, daß sie bereit 
sind, Know-how auf dem Gebiet der Tritiumtechnologie, welches für die 
Fusion relevant ist, zu enthüllen. Die Erklärung des Delegierten des 
Vereinigten Königreichs - die die französische Delegation vorbehaltslos 
zu unterstützen erklärt - schließt wie folgt:
" Die Delegation des Vereinigten Königreichs darf hier feststellen, daß 
" das Vereinigte Königreich der Kommission und der Gemeinschaft gern helfen 
" würde, indem es ihr Informationen über seine Erfahrungen mit der Tritium- 
" technologie zur Verfügung stellt, soweit sie das Gemeinschaftsprogramm 
" betreffen. Die Delegation des Vereinigten Königreichs hofft, daß dies 
" dazu beiträgt, die Bereiche genauer abzugrenzen, in denen neue Arbeiten 
" in Angriff genommen werden müssen.
Die Besorgnis jedoch, die das "European Fusion Review Panel" in seinem 
Bericht vom Dezember 1981 zum Ausdruck bringt - nämlich daß nur ein Teil 
des in diesem Bereich erforderlichen Fachwissens (d.h. die Handhabung von 
Tritium zum Zwecke der Fusionstechnologie) bereits in den unter Geheimschutz 
stehenden Labors vorhanden ist - ist verständlich, wenn man die recht 
unterschiedlichen Ziele und Erfordernisse für diese Techniken berücksichtigt. 
Zur Untermauerung seiner Ausführungen weist das Gremium darauf hin, daß 
die Vereinigten Staaten in Los Alamos ein Tritiumlabor für zivile Zwecke 
gebaut haben, das für die Fusionsarbeiten bestimmt ist. Es wurde die 
Auffassung vertreten,■daß ein solches Labor in erster Linie notwendig ist, 
im Zusammenhang mit den verordnenden Erfordernissen die Sicherheit der 
Techniken der Tritiumhandhabung für die zivile Anwendung der Fusion zu 
demonstrieren. Dieses Labor ist jedoch der internationalen Zusammenarbeit 
nicht uneingeschränkt zugänglich. Das Gremium empfiehlt den Bau einer 
Tritiumtestanlage für die Entwicklung von Technologien im Rahmen des 
gemeinschaftlichen Fusionsprogramms; das Gremium ist dabei der Tatsache 
eingedenk, daß sich Europa in diesem Bereich in einer außerordentlich 
schwachen Position befindet. Ferner weist das Gremium auf die Zweck­
dienlichkeit hin, bereits jetzt die Aspekte der Sicherheit und der Umwelt­
auswirkungen der Fusion zu behandeln und somit den Problemen ihrer 
industriellen Anwendung vorzugreifen (Ref. 2). Unter den wichtigsten 
Themen der Sicherheitsaspekte wird die Handhabung von Tritium genannt.

I. 5GFS/28/83-DE
Ähnliche Besorgnisse über die sicherheitsrelevanten Aspekte des Tritiums 
wurden auf dem Seminar der IAEO (Ref.3) zum Ausdruck gebracht, auf dem den 
Forschungs- und Entwicklungsarbeiten über Tritiumprobleme hoher Vorrang 
eingeräumt wurde.
Die Kommission der Europäischen Gemeinschaft ist sich über dieses Problem 
im klaren und hat die Frage des Tritiums in die "Vorhaben der ersten Runde" 
einbezogen, mit denen in der Gemeinschaft gemeinsam FuE-Tätigkeiten im 
Rahmen des Fusionsprogramms 1982-1986 durchgeführt werden sollen (Ref. 4).
Referenzen:
1. Erklärung der britischen und der französischen Delegation vor der 
Gruppe "Atomfragen" betreffend ein Angebot zur Freigabe des Know-how 
der fusionsrelevanten Tritiumtechnologie. Anhang A und B zum Dokument 
ATO 98, 10. Dezember 1981.
2. Bericht des europäischen Gutachterausschusses für die Kernfusion 
("European Fusion Review Panel"),  Kommission der Europäischen 
Gemeinschaften, CREST-EN/216b,  SEK(81) 1933, Brüssel, 3. Dezember 1981.
3. IAEO-Seminar über Fusionssicherheit, 23.-27. März 1981.
4. Europäisches Programm über Fusionstechnologie 1982-1986, Aufgaben Tl 
bis T6 (siehe Anhang 1).

I. 6 GFS/28/83-DE
2. ZUSAMMENFASSUNG

I. 7
Tabelle 1  :  Tritiumbilanz in FusionsreaktorenGFS/28/83-DE
2.1 Allgemeine Bemerkungen
Die grundlegenden Faktoren des Tritiumkreislaufs eines Nach-JET-Versuchs- 
reaktors (INTOR) und eines Fusionsleistungsreaktors sind in Tabelle 1  und 
Abbildung 1  zusammengefaßt. Für diesen Kreislauf gelten eine Reihe von 
Erfordernissen, die gegenüber den Erfordernissen für die militärischen 
Anlagen zur Tritiumerzeugung neuartig sind. Insbesondere im letztgenannten 
Falle gibt es keine Plasmakammer, keine Aufarbeitung des Plasma-Abzugs und 
auch keine Rückgewinnung aus dem Kühlmittel. Überdies besteht nicht das 
Erfordernis des Tritiumbrütens wie im Fusionsleistungsreaktor. Daraus ist 
ersichtlich, daß es im Tritiumbrennstoffkreislauf eines Fusionsreaktors 
zahlreiche Komponenten und Arbeitsabschnitte gibt, die in der bisher 
entwickelten Technologie keine Entsprechung haben und für die daher 
spezifische FuE erforderlich ist.
Tritium- Inventar Abgebranntes Tritium-
Durchlaufrate Tritium brutrate
/d kg kg/a
INTOR1 1600 4- 5 12 0,6
LEISTUNGS­
REAKTOR28000 10-20 120 1,05
‘Phase III, 50 % Verfügbarkeit 
2 1600 Mwe, 80 % Verfügbarkeit
2.2 Die Erfordernisse für NET
Um den spezifischen FuE-Bedarf in Europa identifizieren zu können, wurde 
eine eingehende Analyse der im Kontext mit Tritium in NET (Next European 
Torus) zu erwartenden Probleme durchgeführt. Im Zusammenhang mit dieser 
Analyse wird vor allem auf die Auslegungsstudie von INTOR (Phase 1  und 
Phase 2a) verwiesen.
Die wichtigsten untersuchten Themen sind:
a) Tritiumpermeation, Inventar und Entgasung in Strukturmaterialien (erste 
Wand und Reaktorkomponenten);
b) Systeme im Zusammenhang mit den verschiedenen Aspekten des Brennstoff­
kreislaufs (Tritiumrückgewinnung aus dem Plasma-Abzug, dem Kühlmittel
und dem Brüter; Brennstoffbeschickung, Abfallbehandlung und -beseitigung);
c) Reaktorkontaminierung während des normalen Betriebs, während der Wartung 
und unter Unfallbedingungen;
d) Bearbeitung und Beseitigung von Strukturen und Komponenten als Abfall.

I. 8 GFS/28/83-DE
Was das Thema a) betrifft, so sind die Probleme der Tritiumimplantation und 
der Permeation der ersten Wand sehr komplex, und die verfügbaren Daten sind 
unzureichend. Daher sind weitere Bemühungen erforderlich, um die 
vorhandenen Daten über die Permeation und die Entgasung von H/D auf Tritium 
auszudehnen und um die kombinierten Wirkungen von Neutronenbestrahlung/ 
Tritium zu untersuchen.
Zum Thema b) wurden verschiedene Systeme für die Brennstoffaufarbeitung des 
Neutralstrahls, die Brennstoffbeschickung, die Beseitigung des Tritiums aus 
dem Kühlmittel sowie die Tritiumrückgewinnung aus dem Mantel vorgeschlagen.
Es wurde die Notwendigkeit der Entwicklung großer tritiumverträglicher 
Komponenten erkannt. Dies gilt insbesondere für Pumpen (Kryopumpen und 
Turbomolekularpumpen) sowie für Ventile und sonstige Komponenten des Kreis­
laufs. Ein wichtiges Problem ist dabei die erneute Schweißbarkeit von 
Stahl mit einem hohen Tritiumgehalt.
Eine Reihe spezifischer Bedürfnisse wurde im Zusammenhang mit einzelnen 
Prozeßdiagrammen aufgezeigt. Die Entwicklung von Geräten wird als wichtig 
betrachtet, damit die einzelnen Verfahren optimiert werden können. Dies 
gilt insbesondere für die Systeme der Gasreinigung (Kältefallen, katalytische 
Oxydation) und für die Anlagen zur Isotopentrennung (Kryodestillation, 
Gaschromatographie, Elektrolyse usw.) für den Plasmaabzug. In diesen 
Bereichen werden die Erfahrungen, die mit Spaltungsreaktoren und bei 
militärischen Anwendungen gewonnen worden sind, besonders hilfreich sein.
2.3 Überblick über das vorhandene Wissen und die laufenden Tätigkeiten
Das vorhandene Wissen über die Tritiumprobleme und insbesondere über die 
Tritiumtechnologie basiert in erster Linie auf der Betriebserfahrung mit 
Spaltungsreaktoren (insbesondere Schwerwasser- und HTGR-Reaktoren) und auf 
der Einschließung und der Konditionierung von Abwässern, die in Wieder­
aufarbeitungsanlagen von Spaltbrennstoffen anfallen, wohingegen die 
Informationen aus den militärischen Anwendungen bisher noch beschränkt sind.
Bei Schwerwasserreaktoren ergeben sich Probleme der Handhabung und der 
Aufbereitung großer Mengen von tritiiertem Wasser. In dieser Frage hat man 
sowohl in Europa als auch in der ganzen Welt (hauptsächlich in Kanada) 
umfassende Erfahrungen sammeln können. Ein System zur Beseitigung des 
Tritiums, mit dem aus Schwerwasser bis zu 160.000 Ci/Jahr Tritium entfernt 
werden können, ist im Hochflußreaktor in Grenoble in Betrieb; dieses System 
basiert auf einem vom CEA entwickelten Verfahren.
In den HTGR wurden Probleme im Zusammenhang mit der Tritiumpermeation aus 
dem Primärkreislauf untersucht, und es wurden Lösungen zur Verringerung 
diese: Permeation durch Beschichtungen vorgeschlagen.
Tritium ist ebenfalls ein Nebenprodukt der (Spalt)Kernkrafterzeugung; hier 
wirft es in erster Linie bei der Wiederaufarbeitung des abgebrannten 
Brennstoffes Probleme auf. Forschungsarbeiten über die Behandlung, 
Konditionierung und Beseitigung von tritiierten Abwässern wurden gemeinsam 
in den Mitgliedsländern der EG im Rahmen des Programms über die Bewirt­
schaftung und Lagerung radioaktiver Abfälle (GD XII) durchgeführt.
Im Rahmen des Fusionsprogramms wurden in Europa einige Aktionen durchgeführt, 
die sich mit Tritiumproblemen befassen sollen, nämlich:

I. 9GFS/28/83-DE
- Konzeptauslegungsstudien über den Brennstoffkreislauf von Versuchs- und 
Leistungsreaktoren,
- Auslegung der Tritiumanlage für den JET-Betrieb mit Tritium,
- Festlegung eines ersten experimentellen Forschungsprogramms.
Der Joint European Torus soll in seiner zweiten Phase mit Tritium arbeiten. 
Daher wird auf dem JET-Gelände eine Tritiumanlage errichtet, in der die 
abgebrannten Gase aus der Plasmakammer und aus den Neutralteilcheninjektoren 
gereinigt werden. Das JET-Personal ist gegenwärtig mit der detaillierten 
Spezifikation der Tritium-Anlage befaßt, die die wesentlichen Verfahrens­
elemente enthält. Ein Forschungsprogramm, in dessen Rahmen die Tritium­
probleme im Zusammenhang mit NET und der Leistungsreaktorentwicklung unter­
sucht werden sollen, wurde vor kurzem von der Kommission mit der Aktion 
über Fusionstechnologie, die der Lenkungsausschuß Fusionstechnologie 
beschlossen hat, in Angriff genommen. Die europäischen Fusionsassoziierungen 
haben Studienverträge vorgeschlagen. Bei den betreffenden Bereichen handelt 
es sich um:
- Brennstoffreinigungssystem,
- Tritiumrückgewinnung aus Abfallströmen,
- Tritiumdetektor,
- elektrolytische Zelle,
- Dekontaminierungssystem,
- industrielle Entwicklung von Großkomponenten,
- Tritiumrückgewinnung aus dem Mantel (flüssige und feste Brutmaterialien).
Bisher wurden bereits Mittel in Höhe von insgesamt etwa 11 Mio ECU bereit­
gestellt. Die Versuchsarbeiten werden sich über den Zeitraum 1984-1986 
erstrecken.
In den USA sind die Bauarbeiten an der "Tritium System Test Assembly (TSTA)" 
in Los Alamos nunmehr abgeschlossen; die Indienststellungtests mit Tritium 
sollen im Herbst dieses Jahres anlaufen. Weitere Laboratorien wie z.B.
Mound Laboratory und Lawrence Livermore Laboratory führen experimentelle 
Forschungen durch. Ferner wurden die Auslegung und die Spezifikation der 
Komponenten für die Tritiumtestanlage des Princetown Large Tokamak - TFTR - 
durchgeführt.
In Japan befindet sich ein Tritium-Bearbeitungslabor des Mehrzwecktyps im 
Bau. Mit der Betriebsaufnahme wird 1985 gerechnet.
2.4 GFS-Erfahrung und derzeitige Tätigkeiten
In der GFS Ispra sind seit vielen Jahren zwei Schwerwasser-Prüfreaktoren 
in Betrieb, Ispra-1  und ESSOR. Die Anstalt ist daher für die Überwachung 
von Tritium, für den Strahlenschutz und für die Feld-Kontrollanalyse gut 
ausgerüstet. Die Anstalt verfügt über Erfahrung bei der Wartung und dem 
Austausch von Komponenten für tritiierte Wasserkreisläufe und Hardware.
Im Rahmen des WasserstoffProgramms der GFS, das sich nunmehr dem Abschluß 
nähert, wurde allgemeine Erfahrung über Probleme der Wasserstofferzeugung, 
der Handhabung, der Korrosion usw. erworben. Im Rahmen des Fusions­
technologieprogramms der GFS werden in Ispra verschiedene Tätigkeiten im 
Zusammenhang mit Tritium durchgeführt; diese Tätigkeiten wurden 1978 auf­
genommen und sind dreifacher Art:

I. 1 0 GFS/28/83-DE
- konzeptuelle Auslegung und Fließschemabewertungen des Brennstoffkreislaufs 
von Versuchs- und Leistungsreaktoren,
- Messung der Grunddaten über H/D-Wechselwirkung mit Metallen und Brut­
materialien,
- Experimente mit H/D zur Untersuchung der Durchführbarkeit einiger Aspekte 
der Prozesse des Brennstoffkreislaufs (Entwicklung elektrolytischer 
Zellen, Tritiumrückgewinnung aus flüssigen Brutmaterialien).
2.5 Ziele des Tritiumlabors der GFS
Die Analyse der erörterten Probleme mit NET und Leistungsreaktoren sowie des 
derzeitigen Wissens erfordert in den nächsten Jahren beträchtliche Anstrengungen. 
Aufgrund der oben beschriebenen vielschichtigen Situation wird die Auffassung 
vertreten, daß sich ein Tritiumlabor in der GFS Ispra, das sich in erster 
Linie mit den Sicherheitsproblemen der Tritiumtechnologie bei der Fusion 
befaßt, sehr gut in die geplanten Tätigkeiten der Mitgliedstaaten der 
Gemeinschaft einfügt. In diesem Bereich gilt es, gemeinsame Ziele zu 
erreichen, nämlich:
.  Erlangung von Erfahrungen bei der Handhabung von Tritium in komplexen
Systemen im Zusammenhang mit der Sicherheit des Bedienungspersonals während 
des Normalbetriebs (allgemeine und individuelle Schutzmaßnahmen) sowie im 
Zusammenhang mit dem Umweltschutz (Abfallbehandlung, Notreinigung, 
Überwachung);
.  Schaffung der Bedingungen zur Erprobung von Verfahren der Handhabung 
tritiierter Reaktorteile und zur Optimierung der Verfahrenskomponenten 
im Hinblick auf ihre Betriebssicherheit und das Tritiuminventar.
Insbesondere:
a) Durchführung von Experimenten mit tritiumbeschickten Modellen,  in denen 
die erneuerbaren Teile des NET-Reaktors reproduziert werden; diese 
Experimente zielen auf die Dekontaminierung und/oder die weitere 
Behandlung und Konditionierung (Faltenbälge, Dichtungen,
Verschweißungen) unter ungünstigen Betriebsbedingungen und mittels 
Fernsteuerung ab;
b) Erprobung neuer, in den europäischen Labors entwickelten Konzepte_und 
Komponenten,  z.B. Gaschromatographie, Elektrolyseure und Katalysatoren, 
Systeme der Tritiumrückgewinnung aus dem Blanket;
c) Überprüfung der Gültigkeit physikalisch-chemischer Daten, die vom 
H/D-Verhalten auf das Tritium extrapoliert werden. Die Zuverlässigkeit 
dieser Daten ist von ausschlaggebender Bedeutung für die korrekte 
Auslegung der Systeme der Einschließung und der Reinigung.
Um diesen Erfordernissen gerecht zu werden, scheint eine flexible Mehrzweck­
anlage eher geeignet zu sein als eine Anlage, die für ein spezifisches 
Problem oder System bestimmt ist. Angesichts der Zielsetzungen des Labors 
kann ein gesamtes Tritiumin entar von nicht über 100 g als Bezugswert für 
die Auslegung zugrunde gelegt werden.
Der Einsatz des Labors wird auf zwei Ziele ausgerichtet sein:
- Unterbringung von Forschergruppen aus den europäischen Ast >ziationen, 
die selbst nicht über Einrichtungen für die Tritiumhandhat g verfügen;

I. 1 1GFS/28/83-DE
- Durchführung von Experimenten im Zusammenhang mit Tritium im Rahmen des 
Fusionstechnologieprogramms der GFS. Es handelt sich um:
.  eine Untersuchung der Entgasung von D/T in den Strukturen der ersten 
Wand,
.  mit Modellsimulierung der Handhabung und Behandlung typischer Reaktor­
komponenten (z.B. Blanket und Divertor/Limiter-Segmente),
.  Optimierung einiger Prozeßsysteme, z.B. elektrolytische Zellen und 
Gaschromatographietechnik im Hinblick auf die Isotopentrennung,
.  Tritiumrückgewinnung aus flüssigen Brutmaterialien.
Diese Themen entsprechen den Arbeiten, die in Ispra bereits unter "kalten" 
Bedingungen durchgeführt werden (z.B. mit Wasserstoff und Deuterium) bzw. 
der Konzipierungstätigkeit im Rahmen von INTOR/NET.
Diese experimentellen Tätigkeiten setzen die Verfügbarkeit angemessener 
und zuverlässiger Systeme und. Verfahren für den Gesundheitsschutz und die 
Sicherheit voraus, die daher nicht "a priori" ein Forschungsthema darstellen 
können. Es ist jedoch geplant,die nachstehenden Systeme und Verfahren 
anhand ihrer täglichen Leistung unter praktischen Bedingungen zu bewerten 
und zu qualifizieren:
.  Uberwachungssysteme für Bereichs- und Flächenkontaminierung,
.  Schutzkleidung und -ausrüstung,
.  Dosimetrie und Überwachung des Bedienungspersonals,
.  Verbreitung in der Umwelt und Überwachung,
.  Reinigung der Sekundäreinschließung und Systeme zur Bearbeitung 
gasförmiger Abfälle,
.  Verfahren für das Eingreifen und die Wartung,
.  Handschuhkästentechniken,
.  tritiumverträgliche Materialien und Ausrüstungen.
Anhand der Ergebnisse wird es möglich sein, Empfehlungen für künftige Anlagen 
- insbesondere im Hinblick auf die zweckdienliche Auslegung von Fusions­
reaktorsystemen - abzugeben.
2.6 Beschreibung des Labors
Ein Lageplan des Labors ist in Abbildung 2 gegeben. Er umfaßt:
- Eine Halle für die verfahrenstechnische Entwicklung (HPD) mit einem 
Fassungsvermögen von etwa 3.000 m3, ausgerüstet für die Unterbringung
von Handschuhkästen in Inertatmosphäre, um die Installation und Handhabung 
von Ausrüstungen zu ermöglichen, die große Mengen Tritium enthalten.
Die HPD ist luftdicht mit verblockten Türen; sie wird durch geeignete 
"Ventilierungssysteme in heißen Labors" leicht unter dem atmosphärischen 
Druck gehalten. Wird aus der Sekundärumschließung eine anomal große 
Tritiummenge in die Atmosphäre der HPD freigesetzt, so ist es mit einem 
automatisch in Gang gesetzten Notreinigungssystem (ECU) möglich, die 
Tritiumkonzentration im Betriebsbereich sowie die Tritiumfreisetzung in 
die Umgebung auf zulässige Werte zu reduzieren. Die HPD umfaßt eine 
zusätzliche Anlage (erweiterter Bereich),  der aus einem völlig dichten 
und separat belüfteten 500 m3 Stahlkasten besteht. Dieser bildet die 
Umschließung für größere Komponenten und ermöglicht experimentelle Tests 
über die Beseitigung des Tritiums aus diesem Komponenten sowie ihre 
Handhabung.
ff

I. 1 2 GFS/28/83-DE
- Eine Reihe von Labors (etwa 450 m3) für Experimente mit geringem Tritium­
inventar.
- Ein Labor für die Konditionierung von tritiiertem Flüssigabfall, in dem 
sich auch die Abgasbehandlungssysteme (GWT) befinden.
Um die geltenden Vorschriften für kerntechnische Anlagen zu erfüllen, wird 
das Labor auch einen Strahlenschutzraum, ein Strahlenschutzlager und eine 
Überwachungsstation umfassen.
2.7 Standort
Die Benutzung der ESSOR-Kuppel als Tertiäreinschließung weist einige 
Nachteile auf, die den Vorteil zunichte machen könnten, daß das Gebäude 
mit der Klimaanlage/Belüftug und dem Kamin zur Verfügung steht. Das 
gewaltige Volumen der Kuppel (=38.000 m3) und die Art der Bauwerkstoffe 
würden es erforderlich machen, daß im Innern der Kuppel eine weitere 
Einschließungsschale erstellt wird, um sowohl aus Gründen der Investitions­
kosten als auch der betrieblichen Effizienz das Notreinigungssystem in 
einer vernünftigen Größe zu halten. Die Benutzung der Bunker von ESSOR 
dürfte nur für eine genau umrissene und bereits voll entwickelte Pilotanlage 
mit Fernsteuerung praktisch sein (z.B. Kryo- oder Wasserdestillation), wenn 
man an den schwierigen Zugang zu den Bunkern und an ihre besondere Form 
denkt (im Verhältnis zu ihrer Flächenausdehnung unproportional hoch).
Ein dritter potentieller Bereich im ESSOR-Komplex liegt in der Nähe des 
Kamins und der Reaktorkuppel. Hier gibt es zwei Möglichkeiten. Eine würde 
die Einbeziehung des bereits bestehenden Gebäudes für das Stromversorgungs­
system von Super-Sara ermöglichen. Die zweite Möglichkeit würde in einer 
Rationalisierung der Anordnung dahingehend bestehen, daß in der Nähe des 
Kamins ein neues Gebäude errichtet wird (Abb. 3).
2.8 Genehmigungsverfahren
Nach den italienischen Vorschriften für kerntechnische Anlagen gilt für 
das Genehmigungsverfahren für ein Labor, im dem lose Tritiummengen über 
100 Ci gehandhabt werden, Artikel 55 des Gesetzes DPR 13.2.1964, Nr. 185; 
hierfür ist normalerweise ein strenges und langwieriges Verfahren erforder­
lich. Die Lage würde sich günstig darbieten, wenn ein solches Labor in der 
GFS Ispra auf dem Gebiet errichtet würde, das bereits von der bestehenden 
Betriebslizenz für den Reaktor ESSOR erfaßt ist; es könnten dann die Anlagen 
dieses Reaktors - z.B. Kamin, Abgasüberwachungssystem, Stromversorgung 
(einschließlich Notstrom) und sonstige - benutzt werden.
Bei einem Treffen mit Vertretern der Rechtsstellen und technischen Behörden, 
die für die Erteilung von Genehmigungen im Nuklearbereich in Italien 
zuständig sind, waren diese der Ansicht, daß ein Tritiumlabor als Teil des 
Komplexes ESSOR zu betrachten sei und als solches im Rahmen des Verfahrens 
zu genehmigen ist, welches für die "Änderung bestehender kerntechnischer 
Anlagen" vorgesehen ist (ausgehend von Artikel 42 DPR 185). In diesem 
Falle könnte die Baugenehmigung möglicherweise in weniger als einem Jahr 
erteilt werden.

I. 13GFS/28/83-DE
Ein weiterer Vorteil besteht darin, daß die Grenzwerte für die Freisetzung 
von Radioaktivität für ESSOR auch für das Tritiumlabor gelten würden. Das 
Gefahrenpotential, das durch das Gesamtinventar von Tritium im Labor (100 g) 
gegeben ist, liegt nämlich unter dem bereits bestehenden Bezugswert für den 
externen Notstandsplan der Anstalt: Dieser Plan bezieht sich auf einen 
größten anzunehmenden Unfall des Reaktors ESSOR mit einer erwarteten Dosis 
von 4 rem für im nächstgelegenen Dorf wohnende Erwachsene, wohingegen die 
maximale Tritiumfreisetzung (selbst in Oxydform) aus dem 80 m hohen Kamin 
von ESSOR eine Dosis von weniger als 1  rem ergeben würde.
2.9 Planung und Mittel
Nach einem positiven Ratsbeschluß können zur Errichtung des Tritiumlabors 
die nachstehenden Schritte ins Auge gefaßt werden:
a) Erstellung des vorläufigen Sicherheitsberichts, der dem Industrie- und 
Handelsministerium mit dem Antrag auf "Änderung der ESSOR-Genehmigung" 
vorzulegen ist;
b) Genehmigung des Antrags durch die Sicherheitsbehörden sowie Aufzeigung 
der sicherheitsrelevanten Punkte ("progetti particolareggiati");
c) offizielle Auslegung des Labors (ausschließlich der Versuchs­
einrichtungen) ;
d) Bau und Montage von Gebäuden und Komponenten,
e) Funktionsprüfung und Indienststellung;
f) Erstellung der Versuchsausrüstungen.
Die Phasen c) bis e) sollen von einer auswärtigen Firma von Architekten/ 
Ingenieuren durchgeführt werden; ihre Aufgabe wird es sein, das Labor 
ausschließlich der wissenschaftlichen Einrichtungen zu erstellen.
Das Personal der GFS, das für die Überwachung dieses Vertrags für die 
Durchführung von Phase a) und b) erforderlich ist, wird in der Anlauf­
periode auf zwei Wissenschaftler und auf eine angemessene Anzahl von 
Technikern beschränkt sein. Mit Bauabschluß der Anlage und der kalten 
Indienststellung sollen weitere Techniker und Bedienungspersonal bis zu 
höchstens 14 Personen hinzukommen, einschließlich Mechanikern, Elektronik- 
und Belüftungsfachleuten.
Gleichlaufend damit werden die Auslegung, die Erstellung und die Erprobung 
forschungsspezifischer Ausrüstungen durchgeführt (Punkt f). Diese Aufgabe 
wird den Gruppen übertragen, die in der GFS bereits mit Messungen von H/D 
zur Bewertung von Verfahren für die Tritiumhandhabung befaßt sind (Programm 
Fusionssicherheit).
Auf dieser Grundlage wird das Gesamtpersonal, sobald das Labor in Betrieb 
ist, auf maximal 25 Personen veranschlagt, davon 7 Wissenschaftler. Bei 
diesen Zahlen wird natürlich den wissenschaftlichen und technischen Gruppen 
von außerhalb nicht Rechnung getragen, die vielleicht im Labor in Ispra 
spezifische Experimente durchzuführen wünschen.
In Tabelle 2 wird eine Aufschlüsselung des Plans für die Phasen a) bis f) 
sowie des gesamten auf das Labor entfallenden Arbeitspersonals gegeben 
(unter Berücksichtigung der Unterstützung und der Gemeinkosten der GFS 
wurde für das Laborpersonal ein Faktor von 2.2 zugrunde gelegt).

TABELLE 2 :  Zeitplan und Personal für das Tritiumlaboratorium
Jahre
1 2 3 4 5
A
B
C
D
E
FVorläufiger Sicherheitsbericht (PSR) A 
PSR-Genehmigung
Offizielle Auslegung: Auswahl des Auftragnehmers
Projekters te1lung
Bau und Montage: Auswahl Konstrukteur 
Bau und Montage
Funkticnoprüfung
Experimentelle Ausrüstung: Projekte
Ausarbeitung
Kalttests
Einrichtung heiße TestsB «------
C 
—
F ------C -------
D 
—
>D ------
E— 4
Arbeitskraft: A bis E 
F8
620
620
1022
1730
25
INSGESAMT: 14 26 30 39 55

I. 15 GFS/28/83-DE 
Ein auswärtiges Ingenieurbüro führt  eine vorläufige Kostenabschätzung 
durch. Die Ergebnisse  sollen  vor dem  15. September  vorliegen. 
2.10 Schlußfolgerungen 
Aus der durchgeführten  Analyse  ist ersichtlich,  daß die Probleme  infolge 
des Vorhandenseins von  Tritium  im Brennstoffkreis  lauf von Fusionsreaktoren 
sehr komplex  sind. Die Daten und  Informationen,  die bereits  vorliegen  bzw. 
die von den  unter Geheimschutz durchgeführten  Arbeiten erwartet  werden, 
scheinen  zur Lösung  dieser  Probleme  nicht ausreichend.  Es ist ein  tat­
kräftiges Versuchsprogramm notwendig, um die Bedürfnisse von NET und der 
großdimensionalen  Leistungsreaktoren  zu erfüllen. 
Auf dieser  Grundlage  wurde nachgewiesen, daß ein Labor zur  Tritium­
handhabung  in Ispra einen  signifikanten  Beitrag  zu den diesbezüglichen 
europäischen Bemühungen  leisten  könnte.  Hauptziel eines solchen Labors 
wäre die  Erstellung  einer Grundlage zur Erprobung von  Komponenten  und 
Betriebsverfahren  zur Unterstützung der Auslegung und des  Baus von NET. 
Dieses Ziel könnte auf  folgende  Weise erreicht  werden: 
- Durchführung  experimenteller  Verifikationen  der Konzepte im  Zusammenhang 
mit dem Brennstoffkreislauf  und dem  Reaktorbetrieb  gemäß Vorschlägen, 
die die europäischen  Assoziierungen  und das  NET-Team  vorlegen; 
- durch Fortführung der auf  Tritium ausgerichteten  Tätigkeiten, die in 
der GFS im Rahmen  ihres Programms  über Fusionstechnologie  aufgenommen 
worden sind. 
Dies bedingt eine  enge Zusammenarbeit mit den europäischen  Zentren  für 
Fusions forschung  und dem  NET-Team,  die bereits  in der Auslegungsphase 
beginnt,  ähnlich wie  dies in anderen  Bereichen  der Fusions technologie-
tätigkeit geschehen  ist, an denen die GFS  beteiligt  war. 
Bei der Durchführung  dieser Arbeiten wird  der Erlangung  von Erfahrungen 
bei den Aspekten der  Betriebssicherheit  im Zusammenhang  mit Tritium 
besondere  Bedeutung beigemessen;  diese Aufgabe ist im  Einklang  mit der 
allgemeinen Aufgabenstellung  der GFS, wie vor kurzem vom  Ministerrat 
genehmigt. 

The small 
arrows indicate 
losses  due to 
leakage  / and 
decay./ 
In a ielf->us(aining  rsactor 
p, . pi . pi > q 
Abb. 1 : Schema des  Tritiumkreislaufs 
in einem Fusionsreaktor Abb. 2: Auslegung  des Tritiumlaboratoriums 

Abb. 3: Allgemeiner Lageplan 
des ESSOR-Komplexes 

Ι· 18 GFS/28/83-DE 
3. HAUPTBERICHT 

I. 19 GFS/28/83-DE 
3.l Bemerkungen  betreffend Fusionsreaktoren  als Brutreaktoren 
Ein Fusionskraftwerk  von 1 GWe verbrennt  pro Jahr 120 kg Tritium.  Die gesamte 
Tritiumerzeugung  aus den  CANDU-Reaktoren  belief  sich 1980 (~ 6 GWe installiert) 
auf 1,4 kg. Wenn die Fusionsenergie eine  signifikante  Rolle in der  Energie­
wirtschaft  spielen  soll, liegt auf der  Hand, daß sie  selbsterhaltend  sein muß. 
Jeder Reaktor muß dann  mehr Tritium  erzeugen als die  Menge, die zur Befeuerung 
des Plasmas  erforderlich  ist, damit der Reaktor  selbstunterhaltend  ist. Das 
überschüssige  Tritium wird benutzt,  um 
. die ursprüngliche  Lieferung  nach einigen  Betriebsjähren zurückzuschicken, 
. Verluste  infolge  von Leckage und  radioaktivem  Zerfall  auszugleichen, 
. Tritium  für neue Kraftwerke  zu liefern. 
Die Tritium-Brutrate  (TBR), die zur  Erreichung dieser  Ziele notwendig  ist, 
liegt im Idealfall  bei 1,05. Es besteht  Anlaß zu der  Annahme,  daß dieser  Wert 
nicht leicht  zu erreichen  ist und  sich schwerwiegend auf die  Globalauslegung 
des Reaktors  auswirken  wird. Die Grundparameter des  Tritiumkreislaufs  von 
INTOR und eines Leistungsfusionsreaktors  sind in Tabelle  1 zusammengefaßt. 
TABELLE 1: Tritiumbilanz  in Fusionsreaktoren 
Tritium- Inventar abgebranntes Tritium-
Durchflußrate (kg) Tritium Brutrate 
(g/Tag) (kg/Jahr) 
INTOR 1 1600 5-6 12 0,6 - 0,7 
Leistungsreaktor 2 8000 10 - 20 120 1,05 
'Phase III, Verfügbarkeit  50 % 
2 1000 MW elektrisch,  Verfügbarkeit  80 %. 
Die Hauptanlagen und die  Verarbeitungsphasen  des Brennstoffkreislaufs eines 
Fusionsreaktors  sind in Abbildung  1 dargestellt. 
Die Rechtecke  stellen  die Verarbeitungsschritte  dar, in den  Kreisen  sind die 
Reaktorteile  angegeben,  durch die Tritium  fließt. Die  Pfeile zwischen den 
einzelnen  Systemteilen  geben Leckagen und  radioaktiven  Zerfall  an. Die  Tat­
sache, daß eine über dem  Einheitswert liegende  TBR erforderlich  ist, bedeutet, 
daß die Durchflußmenge in dem  Lagerbereich  über der Durchflußmenge vom  Lager­
bereich in das Plasma  liegt,  wobei Leckage und  Zerfall  berücksichtigt  sind. 
In einer  militärischen Anlage zur  Tritiumerzeugung  gibt es keine Plasmakammer, 
keine Aufarbeitung  des Abzugs und auch  keine Rückgewinnung aus dem Kühlmittel. 
Außerdem  bestehen  hier keine Beschränkungen wie im  Falle von TBR. 
In beiden  Fällen  erfordert  die Optimierung  des Tritiumkreislaufs  eine 
Minimierung  der radioaktiven Gefahr  und der Leckagen; im  Falle eines Fusions­
reaktors  kann jedoch die Beschränkung von TBR  > 1 nur mit sorgfältiger 
Reduzierung  des radioaktiven  Zerfalls  erreicht  werden;  dies bedeutet eine 
Minimierung  der Inventare  und der  Wiederaufarbeitungszeiten. 
Anhand dieses  groben  Bildes  zeigt sich, daß im  Tritium-Brennstoffkreislauf 
eines Fusionsreaktors zahlreiche physikalische Erscheinungen,  Komponenten 
und Verarbeitungseinheiten  vorhanden  sind, die in der  bisher entwickelten 
Technologie kein  Äquivalent haben und die  spezifische  FuE erfordern. 

Der kleine  Pfeil gibt 
Verluste  infolge  von 
Leckage und  Zerfall  a: 
In einem sich selbst-
erhalLenden  Reaktor 
Pi + P2 + Pa >q 
Bild 1: Schema  des Tritiumkreislaufs  in einem  Fusionsreaktor 

I. 21 GFS/28/83-DE 
3.2 NET  und Leistungsreaktorerfordernisse  im Zusammenhang  mit Tritium 
3.2.1 Einleitung 
Im "Next European  Torus"  wird das Vorhandensein von  Tritium  eine wichtige 
Rolle spielen.  Daher ist es von Bedeutung, die  relevantesten  Probleme im 
Zusammenhang  mit Tritium  in einer derartigen  Maschine  aufzuzeigen  und die 
erforderlichen  FuE-Arbeiten  während der  verschiedenen  Phasen der Auslegung, 
des Baus und des  Betriebs  abzuschätzen. Die Lösung der Probleme im  Zusammen­
hang mit  Tritium  für NET  wird weitgehend auch für  Fusionsleistungsreaktoren 
Geltung haben.  Alle Haupttritiumsysteme  dieser  Leistungskraftwerke  werden 
nämlich  bereits  in der NET-Maschine vorhanden  sein. Für einige  Probleme  -
z.B. Permeation der  ersten Wand und Blanket-Strukturen  - werden  sich infolge 
der Betriebstemperatur  (die im  Falle eines Leistungsreaktors  höher ist) 
oder aus der  Bestrahlungszeit  Unterschiede  ergeben. Außerdem ist mit  einer 
maßstabgerechten Vergrößerung der  Grundkomponenten  - z.B. Pumpen,  Ventile 
usw. - zu rechnen. Die Forschungen über NET dürften es  jedoch  ermöglichen, 
die Ergebnisse  auf die Bedingungen  eines Leistungsreaktors  zu extrapolieren. 
Eine umfassende Bewertung  dieser  Probleme  wurde während der  Auslegungsstudie 
für INTOR (Ref. 1.2) durchgeführt. Wir  werden  uns daher weitgehend auf  diese 
Arbeiten  beziehen,  um die  kritischen  Punkte und die  erforderlichen  Forschungs­
und Entwicklungsarbeiten  aufzuzeigen. 
Die zu untersuchenden  Hauptthemen  können wie  folgt unterteilt  werden: 
. Tritiumpermeation,  Inventar  und Entgasung in  Strukturmaterialien 
(erste Wand und Reaktorkomponenten); 
. Systeme im  Zusammenhang  mit den  verschiedenen  Aspekten des  Brennstoff­
kreislaufs  (Tritiumrückgewinnung aus dem Plasmaabzug, dem Kühlmittel und 
dem Brutmaterial;  Brennstoffnachladung,  Reinigung  und Beseitigung  von 
Abfällen) ; 
. Reaktorkontaminierung während des normalen  Betriebs , der Wartung und  unter 
Unfallbedingungen; 
. Abfallaufbereitung  und -beseitigung. 
Nachstehend  wird ein,kurzer  Uberblick  über den  derzeitigen  Stand der  Arbeiten 
in diesen  Bereichen  gegeben; sodann  werden  die experimentellen  Aufwendungen 
und der entsprechende  erforderliche  Zeitplan  zur Erreichung  dieser  Ziele für 
die technische  Auslegung und den Bau von NET bewertet. 
3.2.2 Tritiumpermeation  und -inventar  in Strukturmaterialien 
Die Tritiumpermeation  durch die  erste Wand, den Limiter  oder die  Prallplatte 
des Divertors  wird bestimmt durch die  Implantationsrate  aus dem Fluß der 
Neutralteilchen  im oberflächennahen  Bereich,  der aus dem Ladungsaustausch 
folgt, durch die Rekombination der  Atome in Moleküle an den Grenzflächen 
zwischen  Plasma und  erster Wand einerseits  und Kühlmittel und  erster Wand 
andererseits. 
Fehlt die Tritiumimplantation  (z.B. in den Kühlschlangen des  Brutmantels), 
so ist die  Modellerstellung  für die Erscheinungen etwas  einfacher,  da für 
die Permeation  physikalisch-chemische  Erscheinungen bestimmend  sind, von 
denen wir  eine bessere  Kenntnis haben. 
In den für die Berechnung der  Implantationsrate  des Ladungsaustauschs/ 
Neutralflusses  zugrunde  gelegten  Modellen  wird die Oberflächenbedingung 

I. 22 GFS/28/83-DE 
durch eine Rekombinationskonstante  charakterisiert,  die von der  Aktivierungs­
energie für die  Migration  sowie der Lösungswärme und der  Sievertschen 
Konstanten  abhängt. Der  Reinheitsgrad  der Oberfläche  wird durch einen 
molekularen  Sticking-Faktor  berücksichtigt. Auf der  Seite Wand/Kühlmittel 
schafft das Vorhandensein von Oxydschichten und dem durch  radiolytische 
Zersetzung  von Wasser  erzeugtem  Wasserstoff  komplexe  Oberflächenbedingungen, 
für die man durch  rekombinationsbegrenzte  Kinetik  oder diffusionsbegrenzte 
Bedingungen  einen Näherungswert  erarbeitet.  Die Diffusion  innerhalb  der 
Schicht  wird durch einen temperaturabhängigen  Diffusions-Koeffizienten 
beschrieben;  dabei wird auch ein Wärmegradient  (Soret-Effekt)  berücksichtigt. 
Dem Neutronenschaden der  Wand wird mittels  einer Einfangkonzentration  und 
der "Freigabeenergie"  Rechnung  getragen. 
Bei INTOR umfassen die berechneten  Permeationsraten  für die  erste Wand 
(SS-Wandfläche: 400 m2; T-innen: 200-300°C; T-außen 100°C; t =  0,5-1,3  cm) 
einen breiten  Bereich  von Werten, nämlich von 10"z bis 0,2 g/Tag. Die 
höchsten  Permeationsraten  erhalten  wir bei verschmutzten Innenflächen und 
sauberen  Außenflächen (d.h.  niedrige  Rekombinationsrate beim Plasma und  eine 
hohe Rekombinationsrate beim Kühlmittel). 
Gleichermaßen hängt das  Tritium-Iventar  an der  ersten Wand von den Wirkungen 
der Rekombination und das Auffangs ab. Im  Falle INTOR wurden Werte zwischen 
0,7 bis 7 kg  ermittelt.  Sowohl  die Tritium-Permeation  als auch das  Inventar 
nehmen mit der Wandstärke ab.  Schwankungen  im Arbeitszyklus  wirken  sich nur 
geringfügig aus. Bei den  Divertor/Limiterkollektoren  hat man gefunden, daß 
die Tritiumpermeation  und die Inventarwerte in der  gleichen  Größenordnung 
liegen wie im vorhergehenden  Fall. 
Die relative  Bedeutung der  Tritiumpermeation  und des  Tritiumauffangs  in der 
Wand ist stark abhängig von der Temperatur der äußeren  (Seite  Kühlmittel) 
Fläche. Im  Falle von INTOR ist diese Temperatur  gering  (100°C), wohingegen 
sie bei einem  Leistungsreaktor  sehr viel höher ist (~  300°C),  so daß die 
Tritiumpermeation  in das Kühlmittel  stark erhöht und das  Inventar  möglicher­
weise reduziert  wird. Im Falle von NET ist das Problem  erste Wand/Kühlmittel­
temperatur  noch offen,  hier könnte  jedoch  ein Wert zwischen 100°C und 300°C 
ausgewählt  werden.  Dies erfordert  experimentelle  Forschungsarbeiten  über 
einen breiten  Temperaturbereich sowohl an der Innen- als auch an der Außen­
seite der Wand. 
Die Tritiumentgasung  während der  Standzeit  des Impulsbetriebes  und nach der 
Abschaltung  des Reaktors  wurde als eine der kritischsten  Fragen  erkannt. 
Die Freisetzung  von D und T während der  Standzeit  wird sich auf die  Vakuum­
bedingungen und sodann auf die Pumperfordernisse auswirken. Die  Vakuumkammer 
muß bis zum Vorentladungsdruck (~ 10"5  Torr) abgepumpt  werden;  gleichzeitig 
muß die  Gasfreisetzung  von den Wänden  soweit  reduziert  werden,  daß sie 
während des Stromanlaufens und der  Ohmschen  Aufheizung das  D-T-Gemisch  nicht 
wesentlich  beeinflussen.  Die im  Rahmen  der INTOR-Studie durchgeführten 
Berechnungen haben  gezeigt,  daß je nach Zugrundelegung der Hypothesen für 
die Mechanismen  der Gas-Desorption und der Oberflächenbedingungen  diese 
Erfordernisse  erfüllt  werden  können bzw.  nicht erfüllt  werden  können. Die 
gleiche Ungewißheit  gilt für den  Fall der Abschaltung  des Reaktors. Die 
Kenntnis  der Entgasungsrate  ie t grundlegend für die  Festlegung  der Arbeits­
gänge (Wartezeit,  Ausheizung,  Pumpen),  bevor die Reaktorkomponenten im 
Vakuumkessel  entfernt  werden.  Vorläufige Berechnungen haben  gezeigt,  daß 
die in der  ersten Wand zurückgehaltene Tritiummenge durch das Entgasen 
beträchtlich  reduziert  werden  könnte. Bei  einer Aufheizung v -n 100 Stunden 
bei 350°C dürften 90 % des in  einer 13 mm SS  ersten Wand aufg fangenen  Tritiums 

I. 23 GFS/28/83-DE 
freigesetzt  werden. Es  wurden  jedoch weder die Wirkungen der Rekombination 
noch des Auffangens berücksichtigt, so daß die  Ergebnisse  einer Uberprüfung 
bedürfen. 
3.2.3 TritiumbearbeitungsSysteme 
Vakuumer  for^e^n^sse^und^Pum^en 
Für NET und die  Leistungsreaktoren  werden  eine Reihe von  Vakuumsystemen 
erforderlich  sein: Viele von ihnen werden  sich in einer Tritiumumgebung 
befinden.  Dies  gilt insbesondere  für den Plasma-Abzug, die Plasmaheizung 
(Neutralinjektion)  und die Tritium-Rückgewinnung aus dem  Blanket.  In der 
Phase 1 von  INTOR wurde eine Bewertung der Pumperfordernisse für das  Torus-
Vakuumsystem  durchgeführt  (Ref.3).  Dieses  System muß die  folgenden  Arbeits­
gänge ausführen: 
. vor dem  ersten  Anfahren muß die  Toruskammer  auf einen Anfangs-Basisdruck 
von IGT7  Torr und während der  Standzeit  auf einen Basisdruck  von etwa 
3.10" s Torr gepumpt  werden; 
. Ableitung  einer Gasmenge,  die der  Gasmenge  für die Brennstoffnachfüllung 
während der  Brennzeit  entspricht. 
Für die  Reinigungsarbeiten  vor dem Anfahren  wurde eine nominale  Pump-
geschwindigkeit  von 104 ls-1 berechnet, während der  Pumpwert  für die Stand­
zeit und die  Brennzeit  — 4.105 ls-1 beträgt. Unter Zugrundelegung von 
12 Pumpeinheiten  sollte jede dieser  Einheiten  eine Geschwindigkeit  von 
— 3.104 ls-1 haben.  Betreffend  die Auswahl der  Pumpen wurde vorgeschlagen, 
für den Plasma-Abzug während der  Brennzeit  zusammengesetzte  Kryopumpen  mit 
mikroporösen  Sorptionsmitteln  auf den  Kryosorptionsflachen  zu verwenden, 
während das  Pumpen  vor dem Anfahren und während des Reinigungsvorgangs durch 
Turbomolekular-  oder mechanische  Pumpen  erfolgen  könnte. Die  wichtigsten 
für die Kryopumpen  zu lösenden Probleme  sind: 
. He-Pumprate  (im Vergleich  zu D und T); 
. Wärmebelastung und Strahlenwirkungen; 
. Tritiumlagerung  in den Kryopaneelen. 
Die Probleme im  Zusammenhang  mit den Turbomolekularpumpen  sind die Übertragung 
in den industriellen  Maßstab (die maximale  Geschwindigkeit  ist gegenwärtig 
3.5" 103  ls"1'),  die Auswirkungen des  elektromagnetischen  Felds und die  Tritium-
komptibilität  (keine  öle oder  Fette).  Das gleiche  gilt für die mechanischen 
Pumpen.  Für die übrigen  Vakuumsysteme  gelten  ähnliche  Erfordernisse  wie für 
die Punroen. 
Plasma-Abzug und  Neutralstrahlaufarbeitung 
Zur Bearbeitung  des Plasma-Abzugs, der über die  Divertor/Limiter-Leitungen 
aus der Vakuum-Torus-Kammer  herausgepumpt  wurde,  wurden  verschiedene  Systeme 
vorgeschlagen.  Die drei Hauptphasen  sind dabei: 
. Gasreinigung, 
. He-Abtrennung, 
. Abtrennung  Wasserstoff-Isotopen. 
Ein Flußschema für die Systeme des Plasma-Abzugs und der  Neutralstrahl­
aufarbeitung  wurde im Verlaufe  der Untersuchung  INTOR Phase IIA  vorgeschlagen 
(Ref.4).  Bei diesem System werden die  beiden Ströme aus dem Torus und den 
Neutralstrahlinjektoren  auf Kältefallen  gereinigt  (Palladium-Silber-Membran 
oder Getter  können  ebenfalls  benutzt  werden). H, D und T werden in einem 

I. 24 GFS/28/83-DE 
Kondensator  verflüssigt, wohingegen das gasförmige He  abgetrennt  und an 
andere Bearbeitungsanlagen  geleitet  wird (z.B. Blanket-Rückgewinnungssystem). 
Die Wasserstoffisotopen  werden  in Kryodestillationssäulen  getrennt,  die an 
andere Verarbeitungssysteme  angeschlossen  werden  können, z.B.  Blanket" 
Rückgewinnung und Kühlmittelwiederaufarbeitung. 
Es wurden  alternative  Verfahren  für die  Aufarbeitung  des Plasma-Abzugs 
vorgeschlagen  (siehe  Kapitel  5), bei denen das abgezogene Plasma nach der 
Abscheidung  der Verunreinigungen in einem  katalytischen  Rekombinator zu 
(H, D, T)20  oxydiert  und in das System der  WasserstoffIsotopentrennung 
eingespeist  wird. Hier wird der Flüssigstrom  diskontinuierlich  in eine 
trennende  elektrolytische  Zelle eingeleitet,  wo eine protiumangereicherte 
Fraktion  der Isotopen  elektrolysiert  wird. Die gasförmigen  Isotopen  werden 
durch GasChromatographie  abgetrennt.  Der nicht elektrolysierte  Rückstand, 
der hauptsächlich aus DTO  besteht,  wird an eine zweite  elektrolytische  Zelle 
geleitet,  die mit einem  niedrigen  Flüssiginventar  arbeitet  und wo die 
Umwandlung  in D, T  erfolgt. 
Brennstoffbeschickung 
Im INTOR-System  erfolgt  die Brennstoffladung  in die  Plasmakammer  entweder 
durch Gas-Schnelleinlaß und/oder durch ein System der  Pellet-Injektion.  Für 
die Gasinjektion  stehen  12 Öffnungen zur Verfügung. Für das vorgewählte Gas 
gibt es sowohl  kontinuierliche  als auch  gepulste  Einlaßre^elung. An entgegen­
gesetzten  Seiten  des Torus  befinden  sich zwei Pellet-Brennstoffinjektoren. 
Das in die Verflüssiger  eingeleitete  Brennstoffgas  wird di.tch Einlaßventile 
ferngesteuert;  die Verflüssiger  befinden  sich in dem  isolierten  Brennstoff­
injektor.  Die Auslegungsgeschwindigkeit  der Pellet-Injektion  beträgt 
2.103 ms-1 (es können je nach ihrem  Entwicklungsstand  pneumatische oder 
Zentrifugeninjektoren  verwendet werden). 
Jli£iüS£ü£lSSS^iSSHSS_äHä_^®S_§I§SkS£ 
Feste Brutmaterialien 
Für den Referenzentwurf  INTOR (Li 2C als Brutmaterial  bei 400-600°C,  Wasser 
als Kühlmittel) kann  unter Einsatz  von Helium als Spülgas  Tritium  extrahiert 
werden (Ref.4).  Bei dem  Verfahren  ist eine Gegenstromkühlung des Heliums 
vorgesehen,  das aus dem  Blanket  mit einer Temperatur von — 600°C  aufsteigt 
und Tritium  mit einem  Teildruck  von —0.1 Pa enthält. Bei der Analyse  wurde 
die Hypothese zugrunde  gelegt,  daß täglich  alles erbrütete  Tritium  zurück­
gewonnen  werden  würde (50 g/Tag); die entsprechende Heliumflußrate  wurde mit 
7.800 m3/h berechnet,  aufgeteilt  unter die im Entwurf vorgesehenen zwölf 
Blanketsegmente.  Das Tritium  wird zunächst vollständig auf einem  Katalyse­
bett (= 200°C)  oxydiert.  In einer anschließenden Phase  wird es auf Flüssig­
stickstoff  temperatur  abgekühlt, um das  tritiierte  Wasser  auszufrieren.  Das 
Helium wird auf = 400°C  aufgeheizt,  bevor es in den Mantel zurückgeht. Das 
aufgefangene  tritiierte  Wasser  wird dann in flüssiger  Form rückgewonnen und 
in einer elektrolytischen  Zelle zersetzt.  Das Tritium  wird zur Reinigung 
in die Bearbeitungseinheit  für den Plasma-Abzug  geleitet,  und der  Sauerstoff 
wird zum Katalysebett  zurückgeführt. 
Dieses System wurde für den  Fall entwickelt,  daß das Helium nur für die 
Tritiumrückgewinnung verwendet  wird, wohingegen die Kühlung durch  Wasser 
erfolgt.  Vorschläge zum  Einsatz  von Helium sowohl für die Kühlung als auch 
für die Tritiumrückgewinnung  wurden  ebenfalls  erstellt,  insbesondere  im 
Hinblick  auf die  Anwendung  in Leistungsreaktoren  (Ref.5).  In diesem  Falle 
kann ein ähnliches Vorgehen für die  Beseitigung  des Tritiums  aus Gas 

I. 25 GFS/28/83-DE 
entworfen  werden,  selbst wenn infolge  des höheren Drucks und  Massenflusses 
des Heliumkühlmittels sowie der  geringeren Konzentration  von Tritium  und 
T20 im Kühlmittel vnd doi  Zweckdienlichkeit,  das Abkühlen des Heliums auf 
sehr geringe  Temperaturen im  Extraktionssystem  zu vermeiden, um  einen 
angemessenen  thermohydraulischen  Wirkungsgrad für die Stromerzeugung  bei­
zubehalten,  mit größeren  Schwierigkeiten  zu rechnen ist. 
Flüssige  Brutmaterialien 
Für die Tritiumrückgewinnung aus flüssigen  Brutmaterialien  wurden verschiedene 
Systeme vorgeschlagen, insbesondere  für die Rückgewinnung aus  Lii7Pb8 3, die 
für die Anwendungszwecke  von NET  erfolgversprechend erscheint. Diese  Systeme 
beinhalten  entweder  direktes  Vakuumpumpen  aus dem Brüter  oder den Einsatz 
eines Spülgases in Berührung mit dar Flüssigkeit.  Eine eingehendere 
Beschreibung  der Vorteile  und Nachteile dieser  Methoden und der zu  ihrem 
Nachweis  erforderlichen  Forschungsarbeiten  ist in  Kapitel  5 enthalten. 
Entfernung  des Tritiums  aus dem Kühlmittel 
Während der  INTOR-Bewertung  wurden  verschiedene. Verfahren  der Entfernung  des 
Tritiums  aus dem Wasser  untersucht.  Die geeignesten dieser Verfahren  werden 
nachstehend beschrieben: 
a) Katalytischer  Austausch  in der  Gasphase/Tief temperatur-Destillation 
(VPCE/CD) . Tritium  wird aus Leichtwasser  bzw. Schwerwasser in einem 
katalytischen  Austauschreaktor  in die  Elementarform verbracht.  Für die 
Isotopentrennung  der Elementarformen  wird die Kryodestillation  angewandt. 
b) Direktelektrolyse/Kryodestillation  (DEL/CD). Wasser  wird durch  Elektrolyse 
in Wasserstoff  und Sauerstoff  zerlegt.  Wasserstoff wird  in einer kryogenen 
Säule im  Hinblick  auf die  Isotopentrennung  destilliert.  Vom Tritium 
befreiter  Wasserstoff wird  mit Sauerstoff  aus der  elektrolytischen  Zelle 
neu kombiniert  und in den Kühlmittelkreislauf zurückgeführt. 
c) Kombinierte  Elektrolyse/katalytischer  Austausch/Kryodestillation  (CECE/CD). 
Hier wird mit Elektrolyse  und Katalyse eine  vorläufige  Isotopentrennung 
vorgenommen;  es entsteht Elementarwasserstoff;  sodann  wird das Verfahren 
durch Kryodestillation  vervollständigt. 
d) Wasserdestillation/Elektrolyse/Kryodestillation  (WD/EL/CD) . Durch 
Wasserdestillation  wird an einen Elektrolyseur  leicht  angereichertes 
Wasser geliefert.  Der Elementarwasserstoff wird  in ein  Kryodestillations-
system geleitet,  wo die endgültige  Isotopentrennung  erfolgt. 
Eine vergleichende Analyse dieser Verfahren  wurde durchgeführt;  dabei ging 
man von  einer Tritiumpermeation  von 103  Ci/Tag  (0.1 g/Tag)  durch die erste 
Wand und von  einer Tritiumkonzentration  im Kühlmittel von  1 Ci/1 aus. Die 
verarbeitete  Menge betrug entsprechend  1.000 1/Tag. 
Die Ergebnisse dieses Vergleichs  sind wie folgt: 
. Die vom  wirtschaftlichen  Standpunkt  vielversprechendsten Verfahren 
scheinen  CECE/CD  und WD/EL/CD  zu sein; 
. mit CEC/CD  kann Tritium  aus Wasser bis auf  geringe  Mengen  entfernt  werden, 
die dann unbeschränkt in die  Umgebung  abgelassen  werden; es  sind Eingaben 
mit unterschiedlichen Tritiumkonzentrationen  möglich, die es ermöglichen 
dürften, mehrere  Tritiumsysteme miteinander  zu bearbeiten. Nachteile 
sind die begrenzte Betriebserfahrung  und die  Notwendigkeit,  an der 
Einspeisungsstelle  tritiiertes  Wasser mit höheren  Konzentrationen  ein­
zusetzen  als bei den übrigen  Verfahren; 

I. 26 GFS/28/83-DE 
. WD/EL/CD  wird schon  seit vielen  Jahren kommerziell  bei der Schwerwasser­
erzeugung  angewandt.  Dieses Verfahren  kann Eingaben mit  unterschiedlichen 
Tritiumkonzentrationen  aufnehmen. Bei der für die  Wirtschaftsanalyse 
zugrunde  gelegten Auslegungsoption  würde das  Tritium  aus dem Wasser  nicht 
auf Mengen  abgesenkt, die  eine unbeschränkte  Freisetzung  in die Umgebung 
ermöglichen würden. In diesem  Falle wäre eine Mehrfachbearbeitung 
notwendig; 
. DEL/CD  scheint  durchführbar, da man über  praktische Erfahrung  mit der 
Elektrolyse  von schwach  tritiiertem  Wasser und mit der  Kryodestillation 
von Wasserstoff isotopen  Erfahrung  hat, auch  wenn diese Verfahren  nicht 
zusammen  im großen Maßstab angewandt  worden  sind; 
. VPCE/CD  scheint  für die  Reinigung  schwach  verunreinigten Leichtwassers 
nicht geeignet. Dieses Verfahren  könnte von  Interesse  sein, wenn als 
Kühlmittel für das System der  ersten Wand.Schwerwasser  verwendet  wird. 
3.2.4 Auswirkungen der  Tritiumkontaminierung  beim normalen  Betrieb,  bei der Wartung  
und unter Unfallbedingungen 
Systeme zur  Beseitigung  des Tritiums  aus der  Reaktorhalle 
Die Bestimmung  der Tritiumkonzentration  in den Hauptreaktorgeländen  (Vakuum­
kammer,  Reaktorhalle  usw.) stellt  einen wichtigen  Punkt der Auslegung von 
NET dar und  wird die Grundlage für die  Optimierung  der einzelnen  Komponenten 
und Reaktoroperationen unter  normalen und  unter anomalen Bedingungen 
darstellen.  Im Rahmen  von INTOR wurde eine grobe Abschätzung  aller Tritium­
quellen im Reaktorraum durchgeführt, die für die  Tritiumf:eisetzung  zu den 
nachstehenden  Globalwerten  geführt hat: 
. Standardbetrieb  10-30  Ci/Tag 
. Wartung bis zu 103  Ci/Tag 
. Unfall  (einmalige Freisetzung)  bis zu 105 Ci 
Bei der Auslegungsstudie  INTOR für die  Tritiumkontaminierung  wurden  die 
nachstehenden  Sicherheitskriterien  zugrunde  gelegt: 
. 10.000  Ci/Jahr Freisetzung  in die Umgebung  während des  Standardbetriebs; 
. 5" 10~6  Ci/m3 maximal zulässige  Konzentration  für ungeschützte  Arbeiter. 
Diese Grenze könnte auf bis zu 5* 10"4  Ci/m3 angehoben werden,  wenn die 
Arbeiter  mit Schutzanzügen ausgerüstet  sind. 
Um diese  Ziele zu erreichen,  wurden  verschiedene Strategien  erstellt.  Sie 
sind auch von anderen Hypothesen abhängig,  insbesondere  von der  Mindestzeit, 
die für ein  Eingreifen  des Menschen nach  einer Reaktorabschaltung  erforderlich 
ist. Bei der  Festlegung dieser  Ziele müssen auch die übrigen Radioaktivitäts­
quellen in Betracht  gezogen werden,  namentlich  im Zusammenhang  mit der 
Neutronenaktivierung. 
Die ersten  im Rahmen  der INTOR-Studie durchgeführten Bewertungen  (Reaktor­
hallenvolumen  = 1.5' 103 m3) haben ergeben: 
. Wenn beim Standardbetrieb  die Freisetzung  etwa 10  Ci/Tag beträgt, könnte 
die Luft des Reaktorraums  direkt  in den  Kamin abgelassen  werden; 
. Für höhere  Tritium-Normalleckagen  ist ein System zur  Beseitigung  des 
Tritiums  aus der  Luft notwendig. Ein  solches  System  besteht  aus 
Ventilatoren,  Vorwärmern,  katalytischen  Reaktoren, Nachkühler und Wasser­
beseitigungssystemen.  Die erforderliche  Durchflußrate und die  Kosten 
wurden in Abhängigkeit vom Grad der  Tritiumkonzentration bewertet.  Im 
Regelfalle  muß bei  einer Freisetzung  von 30  Ci/Tag  mit Kosten von 75 M# 

I. 27 GFS/28/83-DE 
gerechnet  werden,  wenn das System zur  Vritiumbeseitigung  aus der  Luft 
den Vorschriften  für die  Arbeiter  in der  Reaktorhalle  entsprechen  soll 
(5 _uCi/m3).  Eine Verringerung  um einen Faktor  10 bei den Kosten  ergibt 
sich, wenn der Grad der  Konzentration  auf bis zu 500 juCi/m3 angehoben 
werden kann. Die entsprechenden Gesamtkosten für  einen Zehnjahres­
betrieb würden dann s 200 bzw. 16 Mj5  betragen.  Dies ist ein  Anreiz 
dafür, das  Volumen  des aus der  Luft zu beseitigenden  Tritiums  soweit 
wie möglich zu  reduzieren,  z.B. durch  Unterteilung  der Reaktorhalle  in 
einzelne  Räume. 
. Bei einer Wartung oder bei  Unfallbedingungen  erweist  sich das System zur 
Beseitigung  des Tritiums  aus der  Luft, das erforderlich  ist, damit die 
Arbeiter  innerhalb  von 24 Stunden nach der  Abschaltung  des Reaktors 
Zugang haben, als zu  kostspielig  und als  unpraktisch.  Ein so  kurzer 
Zeitraum  würde auch zur Abschirmung, die unbedingt für den Schutz der 
supraleitenden  Schlange gegen die Neutronen- und Gammstrahlung  erforder­
lich ist,  eine zusätzliche Abschirmung des Torus von 1,5 m Dicke 
erfordern.  Wahlweise  wird man auf Schutzanzüge für die  Arbeiter  zurück­
greifen (die jedoch einen beschränkteren Wirkungsgrad aufweisen) bzw. 
auf die Fernsteuerung  ausweichen müssen. 
Plasma-Vakuumkesselkontaminierunt» und  Wartung  der Inneneinhauf.en 
Wie oben erwähnt  wird die Plasmavakuumkammer  nach der  Abschaltung  des 
Reaktors  infolge  des aus  seinen  Oberflächen  desorbierten  Tritiums  und der 
Neutronenaktivierung  seiner  Strukturen  kontaminiert.  Bei INTOR rechnet  man 
in der ersten Wand mit 40 bis 100  Ci/cm3  (107 rem/h Kontaktdosis),  mit einem 
Mittelwert  von 10  Ci/cm3  in den  Blanketstrukturen  und einer gesamten 
Abschaltungsaktivität von 109 Ci. Möglicherweise  wird ein Teil dieser 
Aktivität an  Staubmaterial  assoziiert  (1 mm Erosion  der ersten Wand von 
INTOR bedeutet etwa 3 Tonnen). Die extremen  Arbeitsbedingungen  der Plasma­
vakuumkammer  erfordern  automatische und  ferngesteuerte  Inspektions-  und 
WartungsSysteme. Sie müssen die Möglichkeit  bieten,  die gesamte Innenfläche 
der Plasmakammer  zu erreichen,  um "in  situ" Instandsetzungsarbeiten  durch­
zuführen und  kleinere  Teile auszutauschen. Größere  Reparaturarbeiten  oder 
der gesamte Austausch von Reaktorkomponenten  erfordern  die Abtrennung großer 
und schwerer (bis zu 150 t)  Strukturen  und ihre Verbringung in heiße  Zellen. 
Die schwierigsten  Arbeiten  sind nachweislich: 
. Kontroll-  und Instandsetzungssysteme für die Innenkomponenten des 
Reaktors  mit Möglichkeiten der  optischen  Darstellung  und/oder  voll­
automatischem  Betrieb; 
. Abtrennung/Anschluß verschweißter und  verschraubter  Flanschen; 
. Beförderung und genaue  Positionierung  großer und schwerer  Teile. 
Alle genannten  Eingriffe  verursachen  einen Verlust  an Einschließung; 
bestimmend beim grundlegenden Entwurf im  Hinblick  auf die Wartung muß daher 
sein, die Ausbreitung  der Kontaminierung  infolge  von Tritium  und Erosions­
produkten  auf das  Minimum  zu beschränken. Mögliche Lösungen bestehen  darin, 
zwischen  den Einschließungsumhüllungen (z.B.  Torus, heiße Zellen)  vorüber­
gehend Tunnel oder Transportbehälter zu benutzen. 
Abfallaufbereitune  und -beseitieune 
Gasförmige Abfälle 
Tritiierte  Abgase aus dem Reaktorsystem  (Plasmakammer,  Neutralstrahl,  Blanket, 
Tritiumlagerung)  müssen vor  ihrer Freisetzung  in die  Umgebung  von Tritium 
befreit werden. Die  Verarbeitungssysteme  müssen für die Behandlung 
organischer  Verbindungen  geeignet  sein. Das für  INTOR vorgeschlagene 

I. 28 GFS/28/83-DE 
Verfahren  sieht ein Uranbett  vor 600 C). in dem Wasser und  organische 
Verbindungen  in Uranverbindungen und  Wasserstoff  zerlegt  werden. Der 
Wasserstoff  diffundiert  durch eine Palladium-Silbermembran und  wird in das 
System zur  Aufbereitung  des Plasmaabzugs  geleitet.  Die vom  Tritium 
befreiten  Gase werden über den  Kamin abgelassen. 
Konditionierung  der Reaktorkomponenten 
Die Wartung der Reaktorkomponenten in den heißen  Zellen  umfaßt die 
Dekontaminierungsverfahren  und Methoden zur  Extraktion  von aufgesaugtem 
Tritium.  Insbesondere kann  eine Wärmebehandlung im  Vakuum  bei höheren 
Temperaturen durchgeführt werden, als sie im Torus möglich  sind. Für die 
endgültige  Beseitigung  der festen Abfälle kann  eine Volumenreduzierung 
durch Kompaktierung oder Schmelzen  erforderlich  sein. 
3.2.5 Tritiuminventar 
Tabelle 1 gibt eine Aufschlüsselung des  Tritiuminventars  der INTOR-Phase  IIa 
für den  Fall der festen  Brutmaterialien.  Eine ausführlichere Analyse der 
einzelnen  Punkte  sollte die nachstehenden Aspekte berücksichtigen: 
. Beim Plasmaabzugssystem  stammt  der Hauptbeitrag  zum Inventar  aus der 
Kryodestillation  (120 g), aus den Kältepumpen (120 g) und aus den 
Gasspeicheranlagen  (120 g); 
. das Bearbeitungssystem des Mantels  selbst umfaßt etwa ! kg  Tritium;  der 
Hauptanteil  stammt  aus der Flüssigstickstoff-Kältefalle (700 g).  Diese 
Zahl gilt für den  Festmantel; 
. das Brennstoffbeschickungssystem  hat ein  Inventar  von 200 g,  dies wird 
jedoch als die obere Grenze  betrachtet; 
. für flüssige  Brutmaterialien  dürfte das  Inventar  in der Größenordnung 
von 100 bis 200 g  liegen. 
TABELLE 1:  Tritiuminventar  (festes  Brutmaterial)  - INTOR-Phase  IIa 
Plasmaabzug und  Neutralinjektoren 370 g 
Bruttritium 746 g 
Beseitigung  des Tritiums  aus dem Primärkühlmittel 65 g 
Abfälle nicht geschätzt 
Luft 1 g 
Neutralinjektoren  und Toruseingabe 245 g 
1427 g 
Lagerung 2300 g 
Brutmantel 500 - 1000 g 
Erste Wand 100 - 1000 g 
4330 - 5730 g 
Während des INTOR-Seminars  wurde der Versuch  unternommen,  eine Unterscheidung 
zwischen  dem sogenannten  verletzlichen  und dem  nichtverletzlichen  Inventar 
zu treffen.  Eine vorläufige  Unterteilung  ergab ein 1,4 kg  (verletzlich) 
und 2,9 - 4,3 kg  (nichtverletzlich).  In der  Sicherheitsanalyse  wurden  nicht 
mehr als 10 g berücksichtigt, bei denen  eine Freisetzung  in die  Umgebung 
infolge  eines einzigen  Unfalls  in Frage  kommt.  Diese  Zahl scheint  jedoch 
heute zu optimistisch  zu sein. 

I. 29 GFS/28/83-DE 
3.2.6 Zeitliche  Erfordernisse  für FuE 
Unter Zugrundelegung  für NET: 
. Aufnahme der  technischen  Auslegung  1987-1988 
. Baubeginn  1992-1993 
. Aufnahme des  Betriebs  1998-1999 
kann für die FuE im Zusammenhang mit den  Tritiumproblemen  der nachstehende 
Zeitplan  geschätzt  werden: 
. grundlegende  Informationen  über H/D-Simulationsdaten 
für die Permeation,  die Brennstoffkreislaufprozesse  usw. 1984-1986 
. Uberprüfung  dieser Daten mit Tritium  1986-1989 
. Entwicklung  von Großkomponenten  1985-1993 
. Erprobung  des NET-UnterSystems  mit Tritium  1988-1993 
. Entwicklung  der Abfallbeseitigungssysteme  1989-1995 
Referenzen 
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 
(December  1982). 
3. European  Contribution  to INTOR, Phase 1, Ch.XI, Vacuum and Tritium 
Systems,  edited by D. Leger and F.  Reiter,  EUR 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 1982 (also reported  in ref.2). 
5. Conceptual  Design of an Electricity  Generating  Tritium  Breeding  Blanket 
Sector for INTOR/NET,  edited  by Bond and P.  Reynolds,  NET-contract 
085/81-12/FU(UK) , final report (May 1983). 

I. 30 GFS/28/83-DE 
3.3 Uberblick  über das vorhandene  Know-how  und die  laufenden  Tätigkeiten 
Die vorhandenen  Kenntnisse  der Tritiumprobleme  und insbesondere  der 
Tritiumtechnologie  basieren  in erster  Linie auf den  Betriebserfahrungen 
mit Spaltungs reaktoren  (insbesondere  Schwerwasser- und  HTGR-Reaktoren) 
sowie auf der Einschließung und  Konditionierung  von Abwasser, das in den 
Wiederaufarbeitungsanlagen  für Spaltbrennstoff  anfällt, wohingegen die 
Informationen  aus den militärischen  Anwendungen  gegenwärtig noch beschränkt 
sind. 
Nachstehend  wird ein kurzer Überblick über die  derzeitigen  Kenntnisse  über 
Tritium sowie über die  wichtigsten  Forschungstätigkeiten im  Zusammenhang 
mit der Fusion gegeben, die in Europa und in der übrigen Welt durchgeführt 
werden oder geplant  sind. 
3.3.1 Erfahrungen  mit Spaltungsreaktoren 
In Schwerwasseranlagen  wird Tritium  im Moderator  durch Neutronenabsorption 
erzeugt. Dies  erfordert  die Lösung  einer Reihe von Problemen im  Zusammen­
hang mit der  Handhabung  großer Mengen  tritiierten  Wassers und  seiner 
Aufbereitung.  Sowohl  in Europa als auch in der übrigen Welt (in  erster 
Linie in Kanada)  wurden  im Zusammenhang  mit diesen Fragen  umfangreiche 
Erfahrungen  gesammelt.  Ein System zur  Entfernung  des Tritiums  aus Schwer-
wa-sser, mit dem bis zu  160.000  Ci/Jahr  Tritium  extrahiert  werden  können, 
ist im Hochflußreaktor in  Grenoble  in Betrieb; dieses  System  basiert  auf 
einem von der CEA  entwickelten Verfahren. Hier wird  die Kryodestillation 
zur Trennung von  Elementarwasserstoff isotopen  angewandt.  Dank des beim 
Betrieb  dieser  Anlage erworbenen  Know-how  stellt  diese Technik  heute das 
Verfahren  der ersten Wahl für die Trennung und die Rückgewinnung von 
Tritium in Fusionsreaktoren  dar (Ref.l). 
In den HTGR wird Tritium  im He-Primärkühlmittel  gebildet;  von hier dringt 
es zum Teil durch die Wärmeaustauschwände in das  Wasser  des Dampferzeugers 
in einem Umfange  ein, der  ohne besondere  Reinigungsverfahren innerhalb 
zulässiger Grenzen  gehalten  werden  kann. Im  HTGR-Konzept  als Wärmequelle 
für Energieträger  (Wasserstoff, Kohlenwasserstoff)  mußte die  Tritium-
permeationsrate  aus Sicherheitsgründen  reduziert  werden.  In der KFA Jülich 
durchgeführte  Tests haben gezeigt,  daß durch die Verkleidung  von ferritischem 
Stahl mit einer Oxydschicht  ein Reduktionsfaktor  von etwa 100 erzielbar  ist. 
Diese Oxydfilme  haben jedoch eine geringe  Stabilität gegenüber Temperatur­
veränderung  gezeigt. Oxydschichten  auf Incoloy  haben ein  besseres Verhalten 
gezeigt. 
Tritium ist außerdem ein Nebenprodukt der  Kernkrafterzeugung (durch Spaltung) , 
wo es für die LWR in der Phase der  Wiederaufbereitung  des abgebrannten 
Brennstoffes  Probleme  aufwirft.  Tabelle  1 gibt einen Überblick über die 
T-Inventare  und die  Abfallvolumen,  die in  einer Wiederaufbereitungsanlage 
anfallen.  Die Forschungstätigkeit über die Behandlung,  Konditionierung 
und Beseitigung  von tritiiertem  Abwasser  wurden  in den Mitgliedsländern 
der EG im Rahmen  des "indirekten  Aktionsprogramms" der KEG im  Programm  über 
die Bewirtschaftung  und Lagerung  radioaktiver  Abfälle (GD XII)  gemeinsam 
durchgeführt, wie in  Tabelle  2 zusammengefaßt. 
Referenz 
1. J. Chatoux, W. Eisermann,  Atomwirtschaft,  Vol. 14 (1969),  25-31. 

I. 31 GFS/28/83-DE 
TABELLE 1: Zugrundegelegte Daten  für die  Beschreibung  der Alternativen  für 
die Bewirtschaftung  von  3H-Abfall 
Wiederaufarbeitungskapazitat tU/a 1500 
3 H-Inventar  der abgebrannten  LWR-Brennelemente mCi/a 1 
3H-Inventar  der Hülsen MCi/a 0.5 
3H-Inventar  des ersten Lösungsmittelextraktionszyklus MCi/a 0.5 
Volumen des tritiierten  Wassers  (16 mCi/1) m3/a 32· 10 3 
Volumen des tritiierten  Abwassers  mit 
Rückführung  und  3H-Auswaschung  (166 mCi/1) m3/a 3000 
(Vy-Aktivität  des tritiierten  Wassers  (300 m /a) mCi/1 0.1 
Schwermetall inventar  des tritiierten  Wassers 
(Uran) g/m3 1 
(Plutonium) mg/m3 1 
(Wasser/Zement) Verhältnis — 0.5 
TABELLE 2: Forschungsverträge über  tritiumhaltigen  Abfall aus der 
Wiederaufarbeitung 
Programm­ Vertragnummer Auf tragnehmer KEG-Beitrag Titel 
periode K ECU 
75/79 090-78-7  WAS B CEN Mol 371· Trennung  von T aus 
wässrigen Abfällen 
80/82 WAS-159-B (D) CEN Mol 393· II 
83/84 292· II 
75/79 088-78-1  WAS D KFK Karlsruhe 
TU Karlsruhe 83· T-Anreicherung  auf 
hydrophoben  Katal. 
75/79 046-77-10  WAS D UKAEA Harwell 25· T-Immob  i1is ierung 
75/79 075-79-7  WAS UK II so- T-Immob  i1i s i erung 
durch Inkorporation in 
anorganischen  Feststoff 
80/84 KFK Karlsruhe ss- Charakter is ierung 
konditionierter  Hüll­
materialien  (T-Freisetz 
3.3.2 Unterstützende Tätigkeiten  für die  Fusion 
Eurogäische_Tätigkeiten 
Auslegungsstudien  für den  Betrieb von JET mit  Tritium 
Der Joint European Torus  soll in seiner zweiten  Phase mit Tritium  betrieben 
werden, um den  Betrieb mit thermonuklearem Plasma  zu erforschen.  Zu diesem 
Zweck soll ein 50/50%iges Gemisch  Deuterium-Tritium  verbrannt  werden.  Die 
geplante  Anzahl von Entladungen  mit D-T-Plasma ist  104. Angesichts  des 
geringen  Abbrandes  des Brennstoffs  und der  Probleme  im Zusammenhang  mit 
einer Wiederaufarbeitung  des Brennstoffes  außerhalb  der Anlage wurde 
beschlossen,  die verbrauchten  Gase nach  jeder Entladung  in situ aufzubereiten, 
bevor sie wieder  in den  Torus injiziert  werden.  Es wird daher im JET-Bereich 
eine Tritium-Anlage  mit den  nachstehenden Hauptfunktionen  errichtet: 

I. 32 GFS/28/83-DE 
. Reinigung  der Gase aus der  Plasmakammer  und den  Neutralinj  ktoren, 
. Durchführung der Isotopenabtrennung. 
Kennzeichnend  für die Anlage  sind die nachstehenden  Betriebserfordernisse, 
die sich auf die Auslegung  stark auswirken: 
. geringer  Durchsatz von etwa 2 kg während der Lebensdauer, 
. kurze Lebensdauer von etwa zwei  Jahren, 
. unveränderte  Aufgabenstellung, 
. Parallelkreisläufe ermöglichen  einen Austausch  ohne Betriebsunterbrechung, 
. aktive Handhabung  von Komponenten  und Abfallbeseitigung  können außerhalb 
des Standortes  erfolgen, 
. geringe  Größe, 
. Tieftemperaturtechnik,  Ultrahochvakuum und  Fernbedienungsajilagen  sind 
innerhalb  von JET verfügbar. Das Kältepumpen  wird weitgehend  eingesetzt. 
Dis Gasreinigung  erfolgt  mittels  Kältefallen, die  eine Beseitigung  gas­
förmiger Verunreinigungen ermöglichen,  ohne daß fester  Abfall  anfällt. Die 
Isotopentrennung  durch Gaschromatographie  wurde ausgewählt, um den  besten 
Verfahrenswirkungsgrad  und das  geringste  Tritiuminventar  zu erhalten.  Die 
gesamte Verarbeitungsanlage,  einschließlich der  Gasanalyseapparatur,  wird 
in Handschuhkästen  verbracht.  Die Luft in den Handschuhkästen  wird ständig 
durch zwei ReinigungsSysteme  bearbeitet.  Das erste ist für Handschuhkästen 
mit einem hohen Kontaminierungsgrad bestimmt, wie wir ihn zum  Beispiel  bei 
der Instandsetzung  und Wartung  finden,  während das  zweite  füi Handschuhkästen 
mit niedriger  Kontaminierung bestimmt  ist, wie z.B. im  Falle der Bearbeitung. 
Der Tritiumraum  wird normalerweise durch  eine routinemäßige Belüftung und 
durch eine Klimaanlage  ventiliert,  wohingegen im  Falle einer Kontaminierung 
ein Notreinigungssystem  erforderlich  sein wird. Alle Bearbeitungssysteme 
der Atmosphäre  werden  in "caissons"  untergebracht.  Alle diese Systeme 
befinden  sich auf verschiedenen  Stockwerken  eines Gebäudes, zu dem die 
Arbeiter  während des  Impulsbetriebes  der Maschine  keinen  Zugang haben. Ein 
Nebengebäude ist für die  Dienste,  Labors,  für die  Verfahrensregelung  und 
Sicherheitseinrichtungen  geplant. 
Das JET-Personal  befaßt  sich gegenwärtig mit der ausführlichen  Spezifikation 
für die  Tritiumanlage,  welche die nachstehenden  wichtigsten  Verfahrens­
elemente  umfaßt: 
. Beseitigung  chemisch  aktiver  Verunreinigungen aus dem Torus und den 
Abgasen des  Neutralinjektors, 
. Beseitigung  von Helium, 
. Beseitigung  von Protium, 
. Isotopentrennung von T und D, 
. Lagerung  abgetrennter  Wasserstoffisotope, 
. Abfallagerung, 
. Pumpen, 
. Ventile, 
. Instrumente für die  Verfahrensregelung  und die Überwachung des  Inventars, 
. Schnittstellen  Input/Output. 
Forschungstätigkeiten der  Assoziation  EUR 
Die Kommission hat vor kurzem im  Rahmen  des Fusionstechnologieprogramms 
1982-1986,  das vom Lenkungsausschuß über  Fusionstechnologie  erstellt  wurde, 
ein Forschungsprogramm zur Untersuchung der Tritiumprobleme im  Zusammenhang 

I. 33 GFS/28/83-DE 
mit der Entwicklung  von Fusionsreaktoren  in Angriff  genommen.  In Anhang  I 
sind diejenigen  Bereiche  aufgeführt, die  sich auf Tritium  beziehen  und für 
die von den  Europ'd:-cl.z.i  Fusionsassoziierungen  Studienverträge sowie 
Untersuchungen  über den Stand der Beschlußfassungen  betreffend  die Akzeptanz 
dieser Vorschläge angeregt  wurden.  Die betreffenden  Gebiete  sind: 
. Brennstoffreinigungssystem, 
. Tritium-Rückgewinnung aus den Abfallströmen, 
. Tritium-Detektor, 
. elektrolytische  Zelle, 
. DekontaminierungsSystem, 
. industrielle  Entwicklung  großer Komponenten, 
. Tritium-Rückgewinnung aus dem  Blanket  (flüssiges und  festes  Brutmaterial). 
Die Vorschläge  basieren  im allgemeinen  auf den  bisherigen  Erfahrungen mit 
Spaltungsreaktoren.  In einigen  Fällen  bezieht  man sich auf spezifische 
Experimente,  die im Rahmen  der Fusionstätigkeit vor 1983 durchgeführt  wurden, 
und auf die  konzeptuellen  Auslegungsarbeiten,  die in Europa über  Fusionsreaktor­
systeme unternommen  worden  sind. 
Tätigkeiten außerhalb Europa 
Laboratorium  Los Alamos 
Die TSTA-Anlage  wurde abgeschlossen  und mit  Wasserstoff  getestet.  Der Betrieb 
mit Tritium  ist für  Ende 1983 vorgesehen.  Hauptziele  dieser  Anlage  sind: 
. Demonstration des  Brennstoffkreislaufs  für DT-FusionsSysteme, 
. Entwicklung  und Bewertung der Systeme zum Schutz des  Personals  und der 
Umwelt, 
. Bereitstellung  einer Anlage, die  eine zuverlässige Datenbasis für die 
Tritium-Handhabungssysteme  bietet, 
. Entwicklung  tritiumkompatibler  Komponenten  mit Langzeit-Zuverlässigkeit. 
Ein schematisches Blockdiagramm der Systeme der  BrennstoffVersorgung  und der 
Rückgewinnung des  verbrauchten  Plasmas ist in  Abbildung  2 dargestellt,  in 
der auch die  erforderlichen  Subsysteme wie  folgt aufgeführt  sind: 
. System der Evakuierung der  Plasmakammer  durch Kryopumpe, 
. Transferpumpen, 
. Brennstoffreinigung  und Beseitigung  aller Verunreinigungen 
(einschließlich He), 
. Abtrennung von  Wasserstoffisotopen  durch  Kryodestillation, 
. Abfallbehandlung  und -beseitigung, 
. Brennstoffinjektion, 
. Sicherheitskontrolle  und -Überwachung, 
. Notreinigungssystem. 
Weitere  Systeme oder Subsysteme im  Zusammenhang  mit dieser  Anlage  sind: 
. Simulierung  von Verunreinigungen, 
. Neutralstrahlinjektion, 
. Gasanalyse, 
. Allgemeine Dateneinholung und -Überwachung. 

I. 34 GFS/28/83-DE 
In dieser Anlage, in der täglich 500 Mol DT  bearbeitet  werden,  werden  drei 
Grade der Tritiumeinschließung berücksichtigt: 
. Primärgrad: Er  wird gebildet  durch das  Baumaterial  des Apparats, der 
das Tritium  enthält; 
. Sekundärgrad: Wird  gebildet  durch die Handschuhkästen für größere 
Apparate  und Komponenten  zur Tritiumhandhabung; 
. Tertiärgrad: Wird  gebildet  durch den großen  Raum, in dem die  Tritium­
konzentration  durch ein normales bzw. durch ein  Notreinigungssystem 
(das im Falle eines Unfalls  ausgelöst wird)  unter 1* 10~s Ci/m3  gehalten 
wird. 
Diese Anlage  befindet  sich in einem  alten Gebäude mit einem Fassungsvermögen 
von 3.000 m3; das  Tritiuminventar  sollte  hier unter 200 g gehalten  werden. 
Sonstige  Laboratorien  in den USA 
In der letzten  Zeit hat das  Mound Laboratory  den größten  Teil seiner 
Entwicklungsarbeiten  im Bereich  der Tritiumtechnologie  auf die  Tritium­
einschließung und die Umweltüberwachung  konzentriert.  Hauptziele  sind: 
. zu verhindern,  daß Tritium  in die  Umgebung  austritt  sowie Rückgewinnung 
des innerhalb  des Labors  ausgetretenen  Tritiums  im Hinblick  auf die 
Wiederverwendung; 
. Demonstration des  CECE/CD  Wasser-Detritiiersystems.  Eine elektrolytische 
Zelle wird von GE  hergestellt  und arbeitet  bereits  seit geraumer  Zeit 
mit einer Tritiumkonzentration  von 10 Ci/cm3; 
. Entwicklung  eines InjektionsSystems  in den Torus von  TFTR; 
. Auslegung von Behältern für  tritiierten  flüssigen  Abfall. 
Im Lawrence LL  werden  in erster  Linie die nachstehenden Tätigkeiten durch­
geführt! 
. Rückgewinnung von  Tritium  aus der  Freisetzung  in die Atmosphäre durch 
Einsatz  katalytischer  Oxydationsgeräte; 
. Entwicklung  von organischen  Gettern,  die in Anwesenheit von  Luft die 
Bildung des gefährlicheren  tritiierten  Wassers auf ein Mindestmaß 
beschränken; 
. Messung  und Korrelation  der physikalischen  und chemischen  Eigenschaften 
der Wasserstoffisotope  unterhalb  30 K. 
Im Hinblick  auf den  Betrieb  von TFTR mit Tritium  wurde im Princetown Plasma  
Physics  Laboratory  ein Tritiumsystembereich  (Abb.3)  gemäß den  Erfordernissen 
der Lagerung von  Tritium  an Ort und  Stelle  in dem Bemühen gebaut,  Tritium 
rückzugewinnen, zu  reinigen  und wiederzuverwenden. Die  Zulieferung  von 
Tritium  erfolgt  nach den  Tests des Mound Laboratory  automatisch und  rasch 
mit einer Höchstmenge von 400  Curie oder 0.4 g.s-1 in 15 Minuten. Es 
werden zahlreiche  Vorkehrungen  getroffen,  um Barrieren  herzustellen,  die 
den Ubergang von  Partikeln  in den Torus  verhindern;  ferner  sind Mittel 
zur Beseitigung  von He3 und Verunreinigungen vorgesehen. Die  Hauptkomponenten 
werden aus 316  Rostfreistahlbauteilen  in ganzgeschweißter  Kontruktionsweise 
hergestellt  mit Ausnahme  der Verbindungen für die  Wartung  der Komponenten 
und für den Austausch  beweglicher  Teile. Der gesamte  Bereich  ist mit einem 
Reinigungssystem  ausgestattet,  das in den  wesentlichen  Zügen dem  TSTA 
ähnelt, das  jedoch  kleiner  ist, da die Raumatmosphäre und das  Tritium­
inventar  stark beschränkt  sind. 

I. 35GFS/28/83-DE
Abbildung 2 - Flußschema des TSTA-Prozeßsystems
Tätigkeiten in Japan
Ein Tritiumbearbeitungslabor (TPL) wird gegenwärtig gebaut und soll 1985  
in Betrieb genommen werden. Es ist als MehrZweckanlage mit den nachstehenden  
wichtigsten Auslegungsmerkmalen konzipiert:
.  Anwendung einer Mehrfach-Barriereeinschließung und mehrfacher Systeme  
der Tritiumbeseitigung;
.  die Abgrenzungsbereiche sollen eindeutig aufgezeigt werden, und es sollen  
angemessene Belüftungssysteme eingebaut werden;
.  Auswahl von Materialien und Komponenten, die für die Tritiumhandhabung  
geeignet sind.
Die Abmessungen des Gebäudes betragen etwa 48 x 26 m, der überwachte Bereich  
ist 1080 m2 groß.
In dem 15 m hohen Experimentierraum befinden sich die Handschuhkästen.  
Weiterhin gehören zum Gebäude ein Ausrüstungsraum, in dem sich verschiedene  
Systeme zur Tritiumbeseitigung befinden (Abb.4). Jeder Block Handschuh­
kästen hat eine Funktion der Einzelbelüftung und der Druckkontrolle und  
ist mit luftdichten Kästen ausgestattet, in denen sich die Vakuumpumpen  
befinden.

I. 3 6
Abbildung 3 -
Tritiumsysteme -  
allgemeine Anordnung im TFTR
Abbildung 4 -  
Anordnung von TPL
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2 fln v tb o i for itorafc
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I. 37 GFS/28/83-DE
Es gibt drei Einschließungssysteme: Das erste besteht aus dem Material des  
Apparats; das zweite ist das Tritiumbeseitigungssystem; es besteht aus
.  Handschuhkasten-Reinigungssystem zur Beseitigung von Tritium und  
Sauerstoff;
.  Druckkontrolle jedes Blocks zur Verhinderung von Tritiumleckage aus den  
Handschuhkästen und zur Vermeidung einer Strahlenbelastung des  
Bedienungspersonals bei Normalbetrieb und bei außergewöhnlichen  
Vorkommnissen.
Das dritte EinschließungsSystem besteht aus einem ReinigungsSystem für die  
Raumluft bei Normalbetrieb. Bei einem Unfall wird automatisch ein  
Notreinigungssystem in Gang gesetzt.
Was das geplante Programm betrifft, so enthalten die Handschuhkästen im  
luftdichten Raum Geräte zur Tritiummessung und Analysesysteme, Systeme für  
Tritiumlagerung, Kryodestillationssysteme,  Flüssigkeits-Dampf-Gleichgewichts-  
messung und thermische Diffusionssysteme, Systeme der Tritiumreinigung und  
des Tritiumauffanges,  Systeme zur Verfestigung flüssiger Abfälle sowie  
Systeme zur Tritiumeinschließung und Erprobung seiner Beseitigung.
Tätigkeiten in Kanada
In Kanada wurde ein Projekt der Fusionsbrennstofftechnologie erstellt,  
dessen Schwerpunkt die Lieferung von Tritium und Tritiumtechnologie ist;  
es besteht das Mandat, die derzeitige CANDU-Tritiumtechnologie für die  
Anwendung in internationalen Fusionsprogrammen zu erweitern und anzupassen.  
Die Produktionsrate von Tritium betrug in Kanada bereits 1980 1,4 kg pro  
Jahr; dieses Land wird je nach seinem Kernkraftprogramm noch sehr viel  
umfassendere Vorräte an Tritium erzeugen.
Kanada hat überragende Betriebserfahrung und Know-how bei der Handhabung  
von tritiumoxydhaltigen Flüssigkeiten und Komponenten sowie auf dem Gebiet  
der dynamischen und statischen (leckagedicht) Umschließungsauslegung, im  
Bereich der berufsbedingten Strahlenexposition sowie der Modelle für die  
Dispersion in der Umwelt erworben. Hochwirksame Uberwachungssysteme,  
Schutzkleidung und Fernbedienungstechniken und -geräte wurden bis zur  
kommerziellen Reife entwickelt. In naher Zukunft werden zwei Anlagen für  
die Abtrennung von T aus Schwerwasser den Betrieb aufnehmen können: die  
erste für kommerzielle Verwendung auf der Grundlage des CEA-Verfahrens  
durch Isotopenaustausch in der Dampfphase, die zweite als Pilotanlage auf  
der Grundlage des Isotopenaustausches in der Flüssigphase (kanadische  
Entwicklung). Bei beiden Verfahren werden die Kryodestillation für die  
endgültige T-Reinigung sowie Getter für die langfristige T-Lagerung  
angewandt.

I. 38 GFS/28/83-DE
3.4 Bisherige und gegenwärtige Tätigkeiten der GFS
3.4.1 Betriebserfahrung bei der Handhabung und der Überwachung von Tritium  
Einleitung
Die erste kerntechnische Anlage, in der tritiumoxydhaltige Abfälle erzeugt  
wurden, wurde 1959 in der GFS in Betrieb genommen. Seit jener Zeit wurde  
die Überwachung von Tritium systematisch an Luft- und Wasserproben (Umwelt)  
sowie an biologischem Material und an Abfallstoffen der Anlage durchgeführt.  
Während dieses Zeitraums wurden die Verfahren der Probenahme und der  
Messungen kontinuierlich überarbeitet und an den technischen Fortschritt  
angepaßt, um ihre Ansprechempfindlichkeit zu verbessern.
Anlagen der Tritiumerzeugung
ISPRA-1, D 20 gekühlt und moderierter Forschungsreaktor mit einer Nennleistung  
von 5 MWth, in Betrieb von 1959 bis 1973. Das D2O-Inventar betrug = 7 m3 
einer endgültigen T-Aktivität von 2.1 Ci/1. Die Überwachung des Tritiums  
im Reaktor und seiner flüssigen Ableitungen wurde bis 1977 fortgeführt.
Forschungsreaktor ESSOR (kritisch im Jahr 1967), moderiert und gekühlt durch  
D2 0 in zwei separaten Kreisläufen. Nennleistung 25 bzw. 17 MWth in der  
Beschickungszone bzw. in der Versuchszone des Reaktorkerns. Die D 2O-Inventare  
in diesen beiden Zonen betrugen 8 bzw. 12 m3. In der letztgenannten Zone  
hat das Tritium eine Aktivität von 3.2 Ci/1 erreicht. Der gesamte Tritium­
gehalt im Schwerwasser in Ispra beträgt etwa 7 Gramm.
Überwachung von Tritium
Arten der Proben
.  Luft aus den Betriebsbereichen, aus den gasförmigen Abfällen der Versuchs­
kreisläufe, aus den Gasreinigungssystemen, aus den Außenbereichen der  
Anlagen.
.  Wasser aus den flüssigen Abfällen und aus dem Kühlwasser der Versuchs­
kreisläufe, aus den Abfallströmen, aus den Lagerbecken für bestrahlte  
Brennelemente, aus dem Regen- und dem Oberflächenwasser, aus dem  
Grundwasserspiegel und dem Wasserversorgungssystem.
.  Verarbeitungsflüssigkeiten wie D 2O, He, N2 .
.  Nahrungsmittelkette und Umwelt, z.B. Gemüse, Obst, Milch, Boden usw.
.  Biologische Proben, insbesondere Urin im Hinblick auf die radiologische  
Überwachung des Bedienungspersonals.
.  Überwachung der Oberflächenkontamination in den Betriebsbereichen.
Angewandte Techniken und Verfahren
Ausführliche Angaben zu diesem Punkt sind in einer Reihe von Berichten  
enthalten (Ref. 1-6). Die vorzugsweise angewandte Meßtechnik ist gegenwärtig  
das Verfahren unter Einsatz von Flüssigszintillatoren, die an die Art der  
Probezubereitung angepaßt sind (Destillation, Lyophilisierung, Zentrifugieren,  
elektrolytische Isotopenanreicherung).
Die on-line-Überwachung der Betriebsbereiche und des Kontaminierungsgrades  
der gasförmigen Ableitungen erfolgt je nach den spezifischen Bedürfnissen  
durch Ionisierungskammern mit oder ohne Ausgleich der externen Strahlenfelder.

I. 39GFS/28/83-DE
Die "in situ"-Uberwachung der Oberflächenkontamination erfolgt durch  
fensterlose Gasfluß-Proportionalzähler. Die Probenahme zur Überwachung  
der Kontaminierung der Uragebungsluft erfolgt, indem man die Luft durch  
destilliertes Wasser sprudeln läßt oder über H 2O selektive Molekular­
siebsäulen leitet. Chemische oder Kryotechniken werden nicht mehr  
angewandt.
Ansprechempfindlichkeit der Messungen
Ionisierungsflußkammer,  Direktmessung: 5* 10“6 + 5* 10"s Ci/m3 Luft.  
Flüssigszintillatoren:
.  Probenahmen aus der Luft: 10"8 - 10”12 Ci/m3:  Durch Anwendung  
elektrolytischer Anreicherung wird ein Grenzwert von 5* 10"14 Ci/m3  
erreicht, der es ermöglicht, den natürlichen Tritiumgehalt der Luft zu  
bewerten.
.  Proben aus dem Umweltwasser und aus Materialien: 10-4 - 10"7 Ci/m3;  
mit der elektrolytischen Anreicherung wird der Grenzwert auf etwa  
5* 10"9 Ci/m3 gebracht, der wiederum für die Bewertung des Grundgehalts  
ausreicht.
.  Biologische Proben (Urin): 10“5 juCi/ml; dieser Wert stellt weniger als  
0,1 % der maximalen Körperbelastung dar, d.h; desjenigen Pegels, der  
zur jährlichen Maximalgrenzdosis für beruflich strahlenexponierte  
Arbeiter führt.
Laboratorien und Ausrüstungen in der GFS Ispra  
Labor für Verfahrensanalyse
Dieses radiochemische Labor im Komplex ESSOR ist für die Behandlung und  
Messung durch Flüssigszintillation von Proben mit einem relativ hohen  
T-Gehalt ausgerüstet; es hat beträchtliche praktische Erfahrung in diesem  
Bereich gewonnen.
Strahlenschutzlabor
Messungen bei niedrigen T-Niveaus werden in diesem Labor durchgeführt,  
welches insbesondere auf eine Vorbehandlungsabteilung verfügt; diese  
Behandlung erfolgt durch Lyophilisierung, elektrolytische Anreicherung  
(Heim-Projekt und Bau) usw. sowie verschiedene Flüssigszintillatoren.
Das Personal dieses Labors verfügt über weitreichende Erfahrung bei der  
Handhabung von verschiedenartigen Proben, bei der Durchführung von  
Messungen und bei der Bewertung der Ergebnisse (siehe Jahresberichte,
Ref.7).
Feldkontrolle
Die Abteilung Strahlenschutz setzt gegenwärtig transportable Instrumente 
zur Feldüberwachung von Tritium in der Luft und der Oberflächen­
kontaminierung ein. Dieser Abteilung untersteht auch die örtliche  
Uberwachungsinstrumentierung in den Anlagen.
Radiotoxikologisches Labor
Dieses Labor ist in eine radiochemische Abteilung für die Probebereitung  
und in eine analytische Abteilung mit Flüssigszintillation-Zähleinrichtung  
unterteilt; es hat über 9.000 Kontrollmessungen über interne Tritium­
kontaminierung von Arbeitern durchgeführt.

I. 40 GFS/28/83-DE
Biologisches Labor
In diesem Labor werden Forschungstätigkeiten über die Mikroverteilung von T  
in lebenden Organismen und Pflanzen und über seine biologischen Wirkungen  
durchgeführt (Ref. 8 bis 12).
Betriebs- und Handhabungserfahrungen mit Tritium m  der GFS
Der Betrieb der Reaktorsysteme ISPRA-1 und ESSOR hat ständig routinemäßiges  
Eingreifen zu Zwecken der Wartung und des Austausches sowie ausnahmsweise  
auch Eingreifen an tritiierten Schwerwasserkreisläufen und Komponenten in  
einer Atmosphäre mit Tritiumoxydkontaminierung erfordert. Die Schutzmaßnahmen  
für das Betriebspersonal wurden sorgfältig ausgewählt. Die Techniker der GFS  
haben in Zusammenarbeit mit den Lieferanten für Anzüge, Masken und sonstige  
Schutzkleidung diese Gegenstände entwickelt oder dahingehend abgeändert, daß  
ihre Leistung verbessert wird und daß sie den besonderen Erfordernissen des  
Betriebs mit tritiierten Schwerwasserkreisläufen angepaßt sind. Hierüber 
besteht mit anderen kerntechnischen Zentren, die ähnliche Probleme haben,  
ein eingehender Informationsaustausch.
Referenzen
1. V. Camera, G. Dominici, Determinazione di tritio (DTO) nell'aria, con scintillatori  
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 scintillatore liquido con coincidenza  
multiple, Giornale di Fisica Fumitaria, Vol.14, N.l, pp.31-37, 1/3, 1970.
3. G. Dominici, A. Fenzi, E. Momiroci, Concentrazione di tritio in alcune acque  
naturali dell'ltalia Settentrionale, Energia Nucleare, Vol.26, N.ll, 11, 1979.
4. R. Cazzaniga, G. Dominici, Tritio in acque naturali della zona di Ispra,
EUR-7349it, 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 radioattivitä ambientale", 1978-1982  
(EUR-6632i, 7280i, 7958i, 8572i).
8. Margaret Merlini and R. Van Steenwinkel, The evolution of biological studies  
on tritium toxicity, 1979, EUR-6369EN, JRC Ispra, preprint.
9. Libero Clerici, Margaret Merlini and M.J. Carroll, The effects of tritiated  
compounds on the early 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. Clerici, M.J. Caroll, Margaret Merlini, Luisa Vercellini and F. Campagnari,
The toxicity of tritium: the effects of tritiated amino acids on preimplanted  
mouse embryos. Int.J.Rad.Biol. (in press).
11. Margaret Merlini and Libero Clerici, Toxicological aspects of tritium. Talk  
to be presented at the 2nd Int.Symp. on Environ.Pollution and its Impact on  
Life in the Mediterranean Region. Iraklion, Crete, Greece, September 6-9, 1983.
12. Paper in preparation: The Ui ;ake and incorporation of tritiated precursor  
macromolecules in the cells of the mouse embryos. L. Clerici and Margaret  
Merlini.

I. 41 GFS/28/83-DE
3.4.2 Forschungstätigkeiten im Bereich der Fusionstechnologie betreffend  
Tritiumprobleme
In den letzten Jahren sind von mehreren Forschungsgruppen und Labors der  
GFS Ispra Forschungstätigkeiten über Tritiumprobleme im Zusammenhang mit  
der Fusionstechnologie durchgeführt worden. Diese Tätigkeiten beziehen  
sich auf die grundlegenden Parameterstudien, z.B. Wechselwirkung Wasserstoff-  
Metall, sowie auf technologische Aspekte; sie umfassen sowohl theoretische  
als auch experimentelle Arbeiten. Die experimentellen Arbeiten wurden bisher  
mit den leichteren Isotopen H und D im Hinblick auf eine Simulierung von und  
auch eine Extrapolation auf das Tritiumverhalten durchgeführt, bis eine  
Überprüfung mit dem radioaktiven Isotop erfolgt ist.
Untersuchungei über_die Wechselwirkung Wasserstoff-Metall
Seit etwa zehn Jahren ist das Labor für Oberflächenthermodynamik aktiv mit  
Arbeiten über die Fusionstechnologie befaßt; es untersucht Probleme der  
Wechselwirkungen Plasma-Oberfläche sowie die physikalisch-chemischen  
Eigenschaften von Fusionsreaktorwerkstoffen (z.B. erste Wand). Messungen  
wurden durchgeführt an
.  Desorptionsspektren, Absorptionszustand, Oberflächenbedeckungen und  
Sticking-Wahrscheinlichkeit der Systeme im M 0-N2 und Mo-H2 (Ref. 1-3);
.  erste thermische Entgasung nach verschiedenen Methoden der Oberflächen­
vorbereitung (thermische Desorptionsspektren, Gleichgewichts-Desorptions­
raten, Gleichgewichts-Oberflächenbedeckungen verschiedener Materialien:  
Inconel, Rostfreistahl, Aluminium (Ref. 4-10);
.  Diffusionsvermögen von H und D in Legierungen des Typ Inconel (Ref. 11,12).
Laufende und geplante Tätigkeiten sind:
.  Messungen der Löslichkeit und des Diffusionsvermögens von Wasserstoff  
(H, D) in der ersten Wand und in potentiellen Strukturmaterialien;
.  Ermittlung der Entgasungsraten von implantiertem H,D in Abhängigkeit von  
der Zeit;
.  thermodynamische Eigenschaften und Messungen des Dampfdrucks von Li17Pb83  
(Ref.13);
.  Löslichkeit und Diffusionsvermögen von H,D in Lii 7Pb83 .
Zur Erlangung der Diffusionsdaten für die Bewertung der Tritiumverluste durch  
die Rohrleitungen des Kühlsystems in einem aus Lii7Pb83 bestehenden Flüssig­
mantel wurde eine Versuchsanlage errichtet. Es wurden mehrere Messungen  
des Deuterium-Permeationsflusses durch Rostfreistahlmembranen bei unter­
schiedlichen Temperaturen und unter Benutzung einer Ultrahochvakuumanlage  
durchgeführt. Einige Messungen wurden auch an oxydierten Membranen durch­
geführt.
Referenzen
1. F. Reiter, J. Camposilvan, Desorption spectra and absorption States of the  
System Mo-N2 ,  EUR-5404 (1975).
2. F. Reiter, J. Camposilvan, Surface coverages and sticking probabilities of  
the System Mo-N2 ,  EUR-5762 (1977).
3. F. Reiter, Desorption studies from Mo-surfaces,  9th SOFT, Garmisch-  
Partenkirchen (BRD), 14-18 June 1976.
4. F. Reiter, J. Camposilvan, Thermal desorption of Inconel, EUR-5792 (1977).
5. F. Reiter, Thermal outgassing behaviour of Inconel after different methods  
of surface preparation, Vacuum, 28 (1978), 559.

I. 42 GFS/28/83-ÜE
6. F. Reiter, J. Camposilvan, Thermal outgassing properties of stainless Steel  
316L after different methods of surface preparation, lOth SOFT, Padova  
(Italy),  4-8 September 1978.
7. F. Reiter, J. Camposilvan, Thermal outgassing properties of smooth and rough  
Inconel 600 surfaces, 8th Int. Vacuum Congress, Cannes (France), 22-29 Sept.  
1980.
8. J. Camposilvan, F. Reiter, Thermal desorption spectra, equilibrium desorption  
rates and equilibrium surface coverages of mechanically polished and of  
sand-and-beat-blasted Inconel 600 surfaces, EUR-7114 (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-beat-blasted Inconel 600 surfaces up to 500°C,
Vacuum, 32, (1982), 227.
11. M. Caorlin, 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'Aquila (Italy), 11-15 April 
1983.
12. G. Gervasini, J. Camposilvan, F. Reiter, Solubility and diffusivity  
measurements of protium and deuterium in Inconal 625, to be presented at the  
9th Int. Vacuum Congress, Madrid (Spain), 16-30 September 1983.
13. F. Reiter, R. Rota, J. Camposilvan, Thermodynamic properties of Lii7Pb 83,
12th SOFT, Jülich (BRD), 13-17 September 1982.
14. 0. Gautsch, G. Hodapp, EUR report in press. The permeation of deuterium  
through austenitic stainless Steel.
Tritiumaufbereitung  
Konzeptuelle AuslegungsStudien
Seit 1978 werden Durchführbarkeitsstudien über eine Reihe von konzeptuellen  
Verfahrenssystemen für die Bearbeitung des Plasmaabzugs durchgeführt; als  
Referenzsystem dient dabei das Verfahren Los Alamos TSTA. Mit diesen  
Untersuchungen sollten einfachere und kompaktere Prozesse identifiziert  
werden, die möglicherweise eine Erhöhung des gesamten Sicherheitsstandards  
eines solchen Anlagenkonzepts sowie Einsparungen bei den Investitions- und  
Betriebskosten ermöglichen. Es wurden zwei Systeme ausgewählt (Ref. 2,3),  
wie in Abbildung 5 und 6 dargestellt. Das zweite System bietet gegenüber  
dem ersten einen entscheidenden Vorteil, da es ein geringeres T-Inventar  
aufweist, denn die endgültige Abtrennung von H aus D und T erfolgt durch  
GasChromatographie und nicht durch Wasserdestillation.
Schlüsselphasen bei beiden Systemen ist die Elektrolyse. In der ersten  
Phase wird dieses Verfahren zur Isotopen-Voranreicherung (von H) angewandt,  
in der zweiten zur Umwandlung der Oxyde in elementares DT.
Der Erfolg dieser Schlüsselphasen hängt von drei Faktoren ab:
.  Erreichung eines Trennf akjc.'s von mindestens 10 (in der Zelle 1);
.  Entwicklung eines Elektrol} eurs mit einem möglichst geringen Flüssig­
inventar, jedoch unter Beibk altung eines (verhältnismäßig) hohen  
Durchsatzes;
.  Auslegung und Material dieser Zellen müssen mit hohen T-Oy dkonzentrationen  
kompatibel sein.

I. 43
Abbildung 5
Abbildung 6

I. 44 GFS/28/83-DE
Im Hinblick auf eine endgültige Sicherheitsbewertung dieser Systeme müssen  
Antworten auf die obigen Fragen erbracht werden.
Detritiierung des Kühlmittels
Tritiumverluste aus dem Blanket in den He-Primärkühlkreislauf wurden (Ref.4)  
für einen Fusionsreaktor des Typs FINTOR-D analysiert. In der realistischen  
Annahme, daß in einem solchen Kreislauf infolge einer Leckage aus dem  
(sekundären) Dampferzeugungskreislauf auch eine gewisse Wassermenge vorhanden  
wäre, würde sich mit der Zeit HTO (tritiiertes Wasser) durch Isotopen-  
austausch von T mit H bis zu nichtakzeptablen Mengen ansammeln. Dieser  
Austausch bietet andererseits die Möglichkeit, eine Oxyd-Hydroxyd-  
Gleichgewichtsreaktion für die Dehydration und somit Detritiierung des  
He-Stroms zu verwenden. Studien der Kinetik der Wasserabsorptionsreaktion:
SrO + H 20 = Sr(0H)2 ,  die bei der Temperatur der kalten Seite des He-Kreislaufs  
durchgeführt wurden, haben gezeigt (Ref.5), daß der Gehalt an tritiiertem  
Wasser im Kreislauf durch diese Reaktion auf einem akzeptablen Niveau  
gehalten werden kann, ohne daß Verluste im Wirkungsgrad der Thermodynamik  
zu verzeichnen wären.
Entwicklung von elektrolytischen Zellen
Es wurden experimentelle Arbeiten zur Verifikation des Kathodenpotentials  
im Verhältnis zu den H-D-Isotopen-Abtrennfaktoren verschiedener Kathoden­
materialien in Angriff genommen (Ref. 6,7). Dabei erwiesen sich mit NiS  
verkleidete Ni- oder Fe-Elektroden als die vielversprechendsten Materialien.
Gleichlaufend mit der Umwandlungsphase von DTO in D-T wurde ein neues  
Zellenkonzept entworfen, gebaut und erfolgreich getestet. Zur Beseitigung  
des flüssigen Inhalts in den Zellabteilen (= hohes T-Inventar) wird nur der  
Separator durch den Elektrolyten angefeuchtet, der in Aerosol-Form in das  
Anodenabteil gesprüht wird. Das für diese Experimente benutzte Separator­
material wurde aus Asbestfasern hergestellt, die Elektroden aus Ni. Es  
wurden hohe Stromdichten erreicht, so daß mit einer relativ geringen Anlage  
bereits die täglichen Durchsatzerfordernisse einer Fusionsvorrichtung des  
Typs INTOR erfüllt werden könnten.
Bei Ausweitung der Isotopen-Anreicherungstests auf diesen neuen Zelltyp  
wurde eine beträchtliche Verbesserung des Trennfaktors (über 10 für H/D)  
erzielt, wodurch weitere Forschungsarbeiten über noch effizientere Werkstoffe  
für geeignete Kathoden- und Separatormaterialien (Benetzbarkeit, Strahlungs­
widerstand sowie Anreicherung) und über die Optimierung der Betriebs­
bedingungen ermutigt werden.
Referenzen
1. G. Pierini, H. Dworschak, 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 (1980) 119-124.
2. G. Pierini, Reprocessing of spent plasma, UK Patent 2.040.899B, 1982 published,  
1981 application.
3. Process for removing helium <^nd other impurities from a mixture containing  
deuterium and tritium especial y from a fusion reactor, European Patent  
0032827, 1983 published, '  *82 a plication.
4. F. Lanza, P. Rocco, F. Van Rutten, A System for the control of critium losses  
in primary and steam circuit of a fusion power plant, Proc. u' the Fusion  
Technology 1978, Padova, 1978.

I. 45 GFS/28/83-DE
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, 111., October 26-29, 1981, Vol.II, pp.2080-83.
7. G. Pierini, B. Spelta, Alternative processing modes to cryogenic hydrogen  
istopes Separation in exhaust fuel treatment, Contribution to a special  
issue of Nuclear Engineering and Design, 1983.
Tritium-Rückgewinnung aus dem Blanket
In der GFS Ispra werden seit einigen Jahren theoretische und experimentelle  
Studien zur Erforschung des besten Verfahrens für die Tritiumrückgewinnung  
aus dem flüssigen Brutmaterial Lii7Pb 83 durchgeführt. Die Messungen der  
Wasserstoffisotopen-Löslichkeit und der Absorptionskinetik an Lii 7Pb83 bei 
unterschiedlichen Temperaturen (Ref. 1,2,3) wurden durchgeführt. Aufgrund  
dieser Daten wurden verschiedene Modelle für die Tritiumextraktion aus dem  
Blanket-Material in Erwägung gezogen. Bei den ersten beiden Modellen  
erfolgte direktes Pumpen entweder an einer stagnierenden Schmelze bzw. an  
einer Schmelze in idealer Bewegung. Für einen Mantel des Typs INTOR wurde  
im ersten Falle im stationären Zustand ein T-Inventar von etwa 19 kg  
errechnet, wohingegen im zweiten Fall weniger als 160 g erzielt wurden.
Unter Berücksichtigung der Unmöglichkeit, die Schmelze "in situ" in  
Bewegung zu setzen, konnte das direkte Pumpen praktisch nur an einem Neben­
strom der Legierung außerhalb des Blanketbereichs durchgeführt werden, wie  
schematisch in Abbildung 7 Schema A dargestellt, wobei das endgültige  
T-Inventar in diesem Falle in erster Linie von der Durchflußrate der Schmelze  
im Nebenstrom abhängt.
Ein drittes Modell basiert auf einem Gegenstrom-Inertgas,  das in einer  
Füllkörpersäule oder in einer Glockenkolonne durch die Schmelze geleitet  
wird. In Abbildung 7 Schema B ist eine schematische Darstellung gegeben.
Unter der Voraussetzung, daß das T-Inventar bei einem gesamten Blanketvolumen  
von 76 m3 bei nur 200 g gehalten werden kann, müssen täglich etwa 50 m3  
bearbeitet werden. Um dies zu erreichen, sind eine Säule von 1,7 m Höhe  
und 0,15 m Durchmesser sowie etwa 520 m3 He erforderlich (Ref.4).
Für die technische Auslegung einer solchen Anlage ist es jedoch erforderlich, 
über zuverlässige Daten über die hydrodynamischen Merkmale der Legierung zu  
verfügen, z.B. Viskosität und Oberflächenspannung sowie Wasserstoff-  
Desorptionsrate. Für die letztgenannte Bestimmung wurde eine Versuchsanlage  
entworfen, die in der GFS erstellt werden soll und in der entweder direktes  
Pumpen oder Bedingungen des Gegenstrom-Gasabstreifens angewandt werden  
können (siehe Kapitel 6).
Referenzen
1. G. Pierini, A.M. Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Tritium recovery from liquid  
Lii7Pb83 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  
Lii7Pb8 3,  paper presented at the 12th SOFT, Jülich, Sept. 13-17, 1982 (in press).
3. A.M. Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Kinetics of hydrogen absorption on liquid  
Pb83Lii7 alloy, to be published.
4. G. Pierini, A.M. Polcaro, P.F. Ricci, A. Viola, Perspectives for tritium  
recovery from liquid Pb8 3Lii7 alloy, EUR report, in press, 1983.

I. 46
SCHEME A
SCHEM EB
Abbildung 7 -

I. 47GFS/28/83-DE
3.5 Ziele des Tritiumlaboratoriums der GFS  
3.5.1 Motivierung und Ausrichtung
Die Probleme, die durch die Verwendung und Anwesenheit von Tritium in  
Fusionsapparaturen aufgeworfen werden, traten erst bei der Auslegung großer  
Maschinen für die T-Verbrennung klar zutage. Dabei handelt es sich nicht  
so sehr um eine Frage des Nachweises ihrer technischen Durchführbarkeit wie  
bei der Plasmazündung und -regelung, sondern darum, ihre praktische  
Anwendbarkeit, insbesondere für die spezifischen Anforderungen der betriebs-  
und umweltbedingten Sicherheitsaspekte sobald wie möglich zu überprüfen.
Im Falle eines Fusionskraftwerks muß das innerhalb des Reaktors erzeugte  
Tritium kontinuierlich in situ zurückgewonnen werden; darüber hinaus muß  
das Tritiumgehalt im Brutmaterial sehr niedrig sein, um aus sicherheits-  
und umweltbedingten Erwägungen ein niedriges Tritium-Inventar zu gewährleisten.  
Diese Fakten werden möglicherweise Verfahren zur Rückgewinnung von Tritium  
erforderlich machen, die bisher nicht in Betracht gezogen worden waren.
Ein weiteres Beispiel ist die Permeation und der Einschluß von Tritium in  
den Strukturen der ersten Wand. Wie aus Kapitel 3 hervorgeht, wird die  
Tatsache, daß Tritium in Form von energiereichen Teilchen (100-1000 eV)  
und bei gleichzeitiger Neutronenstrahlung vorliegen wird, die Implantations-,  
Diffusions- und Einschlußmechanismen über die Metallstrukturen möglicherweise  
erheblich verändern.
Ein dritter Punkt hängt mit der Art von Operationen zusammen, die in dem  
Fusionsreaktor vorgesehen sind. Wie erwähnt, steht zu erwarten, daß große  
Stücke tritiierter Werkstoffe in einem sehr schwierigen Umfeld und mit  
strengen Sicherheitsauflagen, vor allem hinsichtlich der höchstzulässigen  
Tritiumkonzentration, gehandhabt werden müssen.
Ein letzter Aspekt schließlich steht im Zusammenhang mit der Konditionierung  
der zurückzuführenden oder in Form von Abfall zu beseitigenden gebrauchten  
Reaktorteile, die gleichzeitig tritiiert und aktiviert sein werden, schwer  
sind und komplexe Formen haben werden. Auch hier wiederum werden zahlreiche  
neue Probleme zu lösen sein.
Angesichts einer derart vielschichtigen Lage glaubt man, daß sich ein  
Tritiumlaboratorium in der GFS Ispra, das sich in erster Linie mit den  
Sicherheitsproblemen der Tritiumtechnologie im Fusionsbereich befassen soll,  
sehr gut in den Rahmen der laufenden und geplanten Aktivitäten in den  
Mitgliedstaaten der Gemeinschaft einfügen wird. Zu den gemeinsamen Zielen,  
die in diesem Bereich erreicht werden sollen, und mit denen sich das  
Laboratorium befassen wird, gehören unter anderem:
.  Das Sammeln von Erfahrungen bei der Handhabung von Tritium in komplexen  
Systemen im Zusammenhang mit der Sicherheit des Betriebspersonals während  
des Routinebetriebs (allgemeine und individuelle Schutzmaßnahmen) und  
dem Umweltschutz (Abfallbehandlung, Notreinigungssystem, Überwachung);
.  Schaffung der Voraussetzungen zur Erprobung von Verfahren zur Handhabung  
tritiierter Reaktorteile und zur Optimierung verfahrenstechnischer  
Komponenten im Zusammenhang mit ihrer Betriebssicherheit und ihrem  
Tritiuminventar, vor allem
a) Durchführen von Versuchen an tritiumbeschickten Modellen, die
erneuerbare Teile des NET-Reaktors unter ungünstigen Betriebsbedingungen  
reproduzieren und durch Fernbedienung im Hinblick auf die Beurteilung  
der Dekontaminierungs-,  Konditionierungs- (Faltenbälge, Dichtungen,  
Schweißnähte),  Montage- und Qualitätskontrollverfahren.

I. 48 Wb/ Zö/ÖJ-Uü
b) Erproben neuer Konzepte und Komponenten - z.B. GasChromatographie,  
Elektrolyseure und Katalysatoren, Systeme zur Rückgewinnung von  
Tritium aus dem Blanket usw. die in den europäischen Laboratorien 
entwickelt werden.
c) überprüfen der Validität physikalisch-chemischer Daten, die aus dem  
H/D-Verhalten auf Tritium extrapoliert werden. Die Zuverlässigkeit  
dieser Daten ist von entscheidender Bedeutung für die richtige  
Auslegung von Umschließungs- und Reinigungssystemen.
Um diesen Anforderungen gerecht zu werden, ist eher eine flexible Mehrzweck­
anlage als eine Anlage wie z.B. TSTA (Los Alamos) erforderlich, die sich  
mit einem spezifischen Problem oder System befaßt. Selbstverständlich  
spielt bei einer derartigen Entscheidung auch der Zeitfaktor eine wesentliche  
Rolle.
Als der Beschluß betreffend TSTA in der zweiten Hälfte der siebziger Jahre  
gefaßt wurde, wurden TNS (die nächste Stufe) und EPR (Experimental Power  
Reactor) mit einem Tritiuminventar von 0,25 und 4,6 kg Tritium für 1984  
bzw. 1990 geplant. Die Zeitspanne, die zur Verfügung zu stehen schien, bevor  
ein zuverlässiges HandhabungsSystem für Tritium für den eigentlichen Betrieb  
benötigt wurde, war sehr kurz. Die einzige Möglichkeit bestand daher darin,  
sich auf ausreichend bekannte Techniken wie die Wasser- oder Kryodestillation  
von Wasserstoff zu verlassen und ein ausgewähltes rationalisiertes verfahrens­
technisches Schema im Maßstab einer repräsentativen Pilotanlage zu erproben.
Bei einem Versuchsreaktor wie NET/INTOR wird das voraussichtliche Tritium­
inventar in der Größenordnung von mehreren Kilogramm liegen. Es scheint  
jedoch, daß der größte Teil dieses Inventars im Ruhezustand im Zwischenlager 
oder in einem stationären Zustand im Blanket vorhanden sein wird. Bei TSTA  
liegt das voraussichtliche Tritiuminventar bei 150 g, wobei ein erheblicher  
Teil auf die Kryodestillationssäule entfällt. Angesichts der Zielsetzungen  
des Tritiumlabors der GFS würde ein noch geringeres Tritiuminventar in der  
Größenordnung von 50-100 g für einen signifikanten Betrieb ausreichen.
Die Nutzung des Laboratoriums verfolgt zwei Ziele:
.  Aufnahme von Forschungsgruppen aus Laboratorien in der Europäischen  
Gemeinschaft, die über keine eigenen Anlagen für die Handhabung von  
Tritium oder für heiße experimentelle Prüfungen verfügen;
.  Durchführung tritiumbezogener Versuche im Rahmen des Programms Fusions­
technologie der GFS.
Die nachstehenden Ausführungen enthalten einen Abriß der von der GFS  
vorgeschlagenen Aktivitäten.
3.5.2 Vorgeschlagenes Versuchsprogramm im Zusammenhang mit den Fusionstätigkeiten  
der GFS
Tritiumpermeation, inventar und_-entgasung Ln_MetallStrukturen
Es wird eine experimentelle Untersuchung über die Entgasung von Deuterium  
und Tritium in die Plasmakamm : während der Standzeit und über die Permeation  
und den Einschluß von Tri .ium irch die Strukturen der ersten Wand durch­
geführt.
Das Meßprogramm wird sich mit folgenden Punkten befassen:

I. 49 GFS/28/83-DE
.  Bestimmung der Entgasungsraten implantierter Wasserstoffisotope aus einem  
Target aus Rostfreistahl, Inconel oder einem anderen Material, das für  
die erste Wand oder den Divertor in Frage kommt, als Funktion der Zeit
- bei verschiedenen Targettemperaturen (200-600°C),
- bei verschiedenen Teilchenenergien (0,1 bis 5 keV),
- bei verschiedenen Teilchenstrahldichten (bis zu 101S cm-2 .  s *);
.  Bestimmung der Rekombinationskonstante auf der inneren Oberfläche des  
Targets;
.  Bestimmung des Diffusions- und Durchlässigkeitsvermögens des Target­
materials ;
.  Untersuchungen über den Einfluß in-situ gebildeter Diffusionsbarrieren  
auf die Durchlässigkeit des Targets;
.  Bestimmung des Wasserstoffinventars in Abhängigkeit von der Anzahl der  
ReaktionsZyklen;
.  Vergleich der experimentellen Ergebnisse über das Verhalten von implantiertem  
Wasserstoff während der Standzeit mit den Ergebnissen vorhandener Modelle  
(TRIT, PERI, DIFFUSE) und möglicher neuer theoretischer Entwicklungen.
Die Arbeiten werden - wie bereits erwähnt - mit Messungen beginnen, bei denen  
von 1984-1986 Protium und Deuterium in einem kalten Laboratorium und später  
Tritium verwendet werden. Die Versuchsanlage ist in Abbildung 8 schematisch  
dargestellt. Die Versuchsbedingungen werden die INTOR Brenn- und Standzeit­
zyklen (100, 200 und 20 s) simulieren.
Abbildung 8 - Schematische Ansicht einer Anlage zur Untersuchung des  
Verhaltens von implantiertem Wasserstoff (H,D,T) in der  
ersten Wand eines thermonuklearen Fusionsreaktors.

I. 50 GFS/28/83-DE
Behandlung tritiierter Komponenten
In allen Fällen, in denen sich die Strukturmaterialien (Metalle) im Kontakt  
mit Tritium befinden, wird dieses adsorbiert und - vor allem bei höheren  
Temperaturen - proportional zur Quadratwurzel seines Partialdrucks im  
Metall aufgelöst. Die Dekontaminierung kann durch Entgasen bei einer druck-  
und temperaturabhängigen Geschwindigkeit erreicht werden. Entwickelt werden  
müssen geeignete Heiz- und Tritiumeinschlußsysteme, die sich auch für die  
Fernbedienung mit komplexen und sperrigen Strukturen und Komponenten eignen,  
die bei der Wartung und Temperatur von Torus-Subelementen anfallen. Das  
Erproben derartiger Verfahren an tritiumbeschickten Modellen, die in enger  
Zusammenarbeit mit dem Projektionsteam NET in der GFS ausgearbeitet werden,  
ist ein weiterer Punkt der Forschungsarbeiten der GFS. Die Modelle können  
in verkleinertem Maßstab gebaut werden, doch müssen die Dimensionen so  
bemessen sein, daß kritische Elemente (z.B. Rohrverbindungen, Schweiß­
verbindungen) in Originalgröße in sie integriert werden können. Die Modelle  
sollten in den für den Reaktor vorgesehenen Werkstoffen mit einer möglichen  
Verringerung der Dicke und des Gewichts der Schutzschichten gebaut werden.  
Alle Wartungsmaßnahmen mit Fernbedienung sollten simuliert werden unter  
Berücksichtigung
.  der auf die neutroneninduzierte Aktivierung zurückzuführenden Strahlungs-  
pegel,
.  der Kontaminierung durch Tritium und Erosionsprodukte,
.  der möglichen pyrophoren Wirkungen von Erosionsstäuben (Brandgefahr).
Zu prüfen sind vor allem folgende Punkte:
.  die Entgasungseigenschaften neutronengeschädigter Werkstoffe,
.  die Methoden zur Rückgewinnung von Tritium.
Dabei soll auch die weitere Behandlung und Konditionierung der tritiierten  
Abfälle und ihre Kennzeichnung aufmerksam untersucht werden. Obwohl dieses  
Problem bereits im Zusammenhang mit Spaltungsreaktoren behandelt wurde, muß  
es infolge der zu erwartenden drastischen mengenmäßigen Zunahme derartiger  
Abfallströme erneut geprüft werden. Die Bilder 9 bis 11 zeigen ein Beispiel  
von Strukturen, die für die Simulation der Wartung reproduziert werden  
müssen.
Erprobung von Verfahren  
Elektrolyse
In den von der GFS bewerteten Alternativkonzepten für die Rückgewinnung und  
Rückführung von Tritium (siehe Kapitel 5.2.2) stellte die Elektrolyse von  
Tritiumoxyd einen entscheidenden Verfahrensschritt dar. Die Rückgewinnung  
von Tritium aus stark tritiierten Abwässern muß jedoch in einem Fusions­
reaktorsystem auf alle Fälle als eine unerläßliche Voraussetzung angesehen  
werden, unabhängig davon, welche Verfahrenstechnik für die Behandlung des  
Hauptstroms und des Blankets zugrunde gelegt wurde.
Vorgeschlagen wird die Erprobung
.  geeigneter Separatoren, die den auf die sehr hohen Beta-Strahlungspegel  
zurückzuführenden ungünstig >n Betriebsbedingungen standhalten. Eine  
Reihe kleiner Zellen (feparr“orgröße etwa 40 x 40 mm), ausgerüstet mit  
einem katalytischen Rekombinator,  aus dem das Oxyd in die Zellen zurück­
gepumpt wird, ist geplant (Bild 12);

I. 51GFS/28/83-DE
.  einer leckdichten Zelle, die mit Hilfe von Fernbedienungstechniken  
zusammengebaut werden soll. Angesichts des hohen Toxizitätspegels von  
Tritiumoxyd sollte für die Wartung einer derartigen Einheit keine direkte  
Manipulation vorgesehen werden;
.  von Verfahren zur Eliminierung des Tritiums aus Separator- und  
Rekombinatorwerkstoffen vor dem Ausbau.
Säulenchromatographie
Dieses Verfahren weist einen im Vergleich zu anderen Isotopentrennverfahren  
sehr hohen Grad an Eigensicherheit auf. Im Gegensatz zur Kryo- oder Wasser­
destillation arbeitet es mit einem Nullinventar von Tritium im Ruhestand  
und hat demzufolge kein stationäres Inventar, das im abgeschalteten Zustand  
eine "saubere" Anlage ergibt. Zwei Konzepte sind möglich. Das erste, das  
auf der klassischen Adsorptions-GasChromatographie beruht, wurde im IPP  
Garching (Ref.l) bis zu Chargen von 2 Liter je Zyklus mit Aluminiumoxyd­
füllung (+ 1  % SiCb ) erprobt. Das Isotopengemisch wird in etwa zwei Stunden  
bei Flüssigstickstoff-Temperatur in sechs Ströme aufgeteilt: H2 ,  HD, D 2,  HT,
DT und T2 .  Um anwendbar zu sein, muß sein Durchsatz entweder durch kürzere  
Zyklusperioden oder durch höhere Chargenvolumen, Paralleleinheiten oder  
gegebenenfalls eine Kombination dieser Möglichkeiten erhöht werden. In  
diesem Zusammenhang sind folgende Parameter zu untersuchen: Säulendurchmesser,  
Arbeitstemperatur,  Gasströmungsrate und schließlich andere Trägermaterialien  
mit einer kürzeren Retentionszeit. Entsprechende Materialien werden im  
Schrifttum beschrieben (Ref.2), doch muß ihre Kompatibilität mit Tritium  
experimentell nachgewiesen werden. Bild 13 gibt eine schematische  
Darstellung eines Versuchskreislaufs.
Das zweite System beruht auf der Verwendung der Chemiesorption an palladium­
beschichteten Aluminiumoxydkörnern. Die drei Isotopenarten werden in ihrer  
Reinform in der Reihenfolge T2 ,  I h , H2 extrahiert. Diese Technik ist vom  
CEA für das Tritium-Reinigungssystem der JET vorgeschlagen worden. Das  
Verfahren wird in Ref. 3 beschrieben. Die pro Zyklus behandelten Volumen  
sind größer als beim ersten System, doch ist die erforderliche Zeit sehr  
viel länger, so daß die täglichen Durchsatzraten im Hinblick auf die groß­
technische Anwendung auch hier noch erheblich gesteigert werden müssen.
Eine entsprechende maßstäbliche Vergrößerung erscheint theoretisch möglich,  
muß aber experimentell nachgewiesen werden. Bild 14 stellt einen  
vereinfachten Versuchskreislauf dar.
Rückgewinnung von Tritium aus dem Blanket
Die Extraktion von Tritium aus dem Flüssigmetall-Blanketmaterial wird  
aufgrund der Ergebnisse der laufenden Kaltversuche an dem geeignesten  
Modell durchgeführt. Dabei wird ein ähnlicher Versuchskreislauf wie bei  
den Kaltversuchen verwendet (Bild 15). Er besteht aus
.  einem Gaseinspeisungs- und Reinigungssystem;
.  einem "Saturator", bei dem die gewünschten Konzentrationen von Tritium  
(oder anderen Wasserstoffisotopen) in der Legierung durch Hindurch­
perlenlassen eines tritiumhaltigen He-Stroms durch die Legierung  
hergestellt werden;
•einem "Reaktor", dem die vorbeladene Legierung als gleichmäßiger und  
kontinuierlicher Faden eingespeist wird.
Die Desorptionskinetik von Tritium kann mit He gemessen werden, das im  
Gegenstrom durch den Reaktor strömt oder stagniered gehalten wird.

I. 52 GFS/28/83-DE
Die Entscheidung zwischen der dynamischen oder statischen Betriebsart hängt  
in erster Linie mit dem geeignetsten Analysenverfahren zusammen, das  
verfügbar ist. Für Versuche mit Tritium scheint sich das statische Verfahren  
am besten zu eignen. Auf diese Weise kann das He-Rückführungssystem zum  
Reaktor (der innerhalb der gestrichelten Linie von Bild 15 liegende Teil)  
wegfallen, was eine erhebliche Vereinfachung des Versuchskreislaufs sowie  
eine Verringerung seines Gesamtinventars an Tritium ermöglicht.
Betriebssicherheit
Eine Voraussetzung für die in den vorstehenden Abschnitten beschriebenen  
experimentellen Aktivitäten ist die Verfügbarkeit geeigneter und  
zuverlässiger Systeme und Verfahren für den Gesundheitsschutz und die  
Sicherheit, die daher kein Forschungsthema "a priori" darstellen können.
Es besteht jedoch die Absicht, Systeme und Verfahren wie die folgenden nach  
ihrer täglichen Leistung unter praxisbezogenen Bedingungen zu bewerten und  
zu qualifizieren:
.  Uberwachungssysteme für Flächen- und Oberflächenkontaminierung,
.  Schutzkleidung und Ausrüstung,
.  Dosimetrie und Überwachung des Bedienungspersonals,
.  Verbreitung in der Umwelt und Überwachung,
.  Reinigung der Sekundäreinschließung und Abgasbehandlungssysteme,
.  Instandsetzungs- und Wartungsverfahren,
.  Handschuhkastentechniken,
.  tritiumkompatible Werkstoffe und Anlagen.
Die Ergebnisse sollen dazu dienen, Empfehlungen für künftige Anlagen, vor  
allem für die praxisgerechte Auslegung von Fusionsreaktorsystemen auszuarbeiten.
Referenzen
1. H. Weichselgartner,  H. Frischmuth, J. Perchermeier,  A. Stimmelmayr,
Garching EURATOM Association, Optimisation of a large scale gas Chromatograph 
for separating tritium and DT from other H isotopes, Knoxville Conf., 1983.
2. H. Bonivento, U. Croattp, R. Ganzerla and G. Michelon, Isotopic Separation  
of 1  H2-2 H2 mixtures by gas-chromatography,  Annuali di Chimica, 68, 1978,
S. 63-70.
3. Le Tritium, BIST No. 178, Fevrier 1973, S. 13-14.

Bild 9: Semipermanente Teile des Torus und interne erneuerbare Segmente eines der zwölf Abschnitte.

n ~
BildlO:  INTOR-NET, Phase 2A

Bild 11;  INTOR-NET, Phase 2A
Austauschbare Blanketsegmente
(Referenzlosung mit 
Poloidaldivertor)
Werkstoffe: AISI 316,
Brutmaterial, Abschirmung (Fe)
Gewichte: Segment A — 150 Tonnen 
Segment B = 100 Tonnen

Bild 12:  Schema einer Anlage zur Prüfung 
von Elektrolysezelle-Separatoren 
(mehrere elektrisch parallel 
geschaltete Zellen) auf 
Schädigung durch Betastrahlen
Bild 13:  Chromatographieeinheit 
im TechnikumsmaßstabLEGENDA ,
v,. „ VALVES. ELECTROPNEUMATIC
MP MEMBRANE PUMPS
F Al. MASS FLOW STETER
M MANOMETER
S.V. SAMPLE VOLUME
Hc LD. He IONIZATION DETECTOR
G.. . SAES GETTERS
LP.G. IMPURITY PURIFICATION GET
B.V. BUFFER VOLUMEI. 56

I. 57
legenoa
Vr „ PN EU M A TIC V A L U E S
H e I.D . H e IO N ISA TIO N  D ETEC TO  
M  M A N O M ETER
FM. M A S S  FLO W M ETER
M P M EM BRA N E P U M P
Bild 14:  Chromatographieeinheit für 
palladiumbeschichtetes 
Aluminiumoxyd
LEG EN O A : H .E H EA T EX C H A N G ER
TRC THERMOCOUPLE 
TMP TUR BO MOLECULAR PUMP 
M F  M ASS FLOWMETER
m< ;f m agnetic  flowmeter
Bild 15;  Schematisches Diagramm der Apparatur zur Rückgewinnung 
von Tritium aus flüssigem Pbs3L.i1 7.

I. 58 GFS/28/83-DE
3.6 Beschreibung des Laboratoriums
3.6.1 Gebäude
Das Gebäude ist ein teilweise zweigeschossiger Stahlbetonbau. Bild 16 zeigt 
einen Plan des Laboratoriums. Es umfaßt:
Eine Halle für die verfahrenstechnische Entwicklung (HPD):  etwa 3.000 m3.
Sie ist für die Unterbringung von Handschuhkästen mit Inertatmosphäre 
ausgerüstet, um den Einbau und die Handhabung von Ausrüstungen zu 
ermöglichen, die große Mengen Tritium enthalten. Die HPD wird mit Hilfe 
von Schleusentüren luftdicht und durch ein geeignetes "Belüftungssystem in 
heißen Laboratorien" geringfügig unter Atmosphärendruck gehalten. Bei einer 
anomalen Freisetzung von Tritium aus der Sekundärumschließung an die 
Atmosphäre der HPD wird es dank einem automatisch betätigten Notreinigungs­
system (ECU) möglich sein, die Tritiumkonzentration in der Betriebszone und 
die Freisetzung von Tritium an die Umwelt auf zulässige Pegel zu reduzieren.
Die HPD wird eine Erweiterungszone umfassen, die aus einer 500 m3 großen, 
vollständig dichten und getrennt belüfteten Stahlbox besteht. Damit wird 
eine Umschließung für große Komponenten geschaffen, die experimentelle 
Untersuchungen über die Eliminierung und Handhabung ihres Tritiums 
ermöglichen wird.
Eine Gruppe von vier Laboratorien (etwa 450 m3) für experimentelle 
Untersuchungen über Themen, die eine aufwendige apparative Ausrüstung, aber 
begrenzte Tritiuminventare erfordern. Diese Labors sind daher nicht direkt 
an das ECU angeschlossen.
Ein getrenntes Laboratorium wird für die Behandlung und Konditionierung von 
tritiierten Abfällen ausgerüstet. Es liegt unterhalb der Zone, in der die 
verschiedenen Abgasbehandlungssysteme untergebracht sind und ist an das ECU 
angeschlossen.
Die Anlage für die Belüftung in heißen Laboratorien und für die Ausscheidung 
von Tritium aus Abgasen wird auf dem oberen Geschoß ein Volumen von etwa 
1400 m3 einnehmen.
In Übereinstimmung mit den bestehenden Vorschriften für kerntechnische 
Anlagen sind ferner folgende Systeme vorgesehen:
.  Umkleideraum, Strahlenschutzraum, Strahlenschutzlager und Überwachungs­
station: etwa 250 m3 der heißen Zone;
.  Tritiumlager und buchhalterische Uberwachungszone: etwa 250 m3;
.  Abfallager: etwa 150 m3.
3.6.2 Trit umumschließungsSysteme
Für die Planung der Anlage wird das Konzept des "Mehrfachsperren- 
Umschließungssystems" zugrunde gelegt. Durch dieses Konzept soll die 
Ausbreitung von Tritium innerhalb jedes Sperrensystems so begrenzt werden, 
daß es zurückgewonnen werden kann, bevor es in die nächste Umschließungs­
zone eindringt. Das Konzept beginnt mit einem in hob m Maße dichten 
Primärumschließungssystem, das in der Regel die verfahrenstechnischen 
Ausrüstungen, Verbindungsrohre, Lagerbehälter usw. umfaßt.

I. 59GFS/28/83-DE
Ein großer Teil dieser Anlagen ist in Handschuhkästen eingeschlossen, die 
ein zweites Umschließungssystem darstellen und eine auf Tritium überwachte 
Inertatmosphäre enthalten.
Das gesamte Laboratorium ist in einem geschlossenen Gebäude untergebracht, 
das die dritte Umschließung darstellt und im Falle eines Unfalls hermetisch 
verschlossen werden kann. Die Überwachung von Tritium und dessen Entfernung 
aus jeder Umschließung wird durch die folgenden Gasbehandlungssysteme 
gewährleis tet:
.  AbgasbehandlungsSystem (GWT) für die Abgase aus der Primärumschließung;
.  Reinigungssystem für die Inertatmosphäre (IAP) für die Atmosphäre der 
Handschuhkästen und andere Apparate der Sekundärumschließung;
.  Notreinigungssystem (ECU) für die HPD, die Erweiterungszone und das 
Laboratorium für die Behandlung tritiierter Abfälle.
AbgasbehandlungsSystem (GWT)
Bild 17 zeigt das Referenz-Fließdiagramm dieses Systems. Alle im Tritium- 
Laboratorium erzeugten Abgase werden vor ihrer Ableitung in die Atmosphäre 
durch das GWT-System behandelt. Die Abgase werden in das GWT-System über 
mit Prallblechen ausgerüstete Fallen und Aktivkohlefilter einströmen, um 
organische Dämpfe, die vor allem auf das öl der Vakuumpumpen zurückzuführen 
sind, aufzufangen. Diese Verfahrensschritte sind notwendig, um eine mögliche 
Vergiftung des Katalysatorbettes zu vermeiden. Beim Austritt aus der 
Aktivkohlefalle wird das Gas in einem auf Niederdruck gehaltenen Ballasttank 
abgelassen. Dieser Auffangbehälter ist mit Druckmeßschaltern ausgerüstet. 
Wenn der Druck in dem Behälter den hohen Sollwert erreicht, wird ein 
Kompressor eingeschaltet, der das Gas von dem Behälter an das Behandlungs­
system überführt. Wenn der Druck im Behälter auf den niedrigeren Sollwert 
reduziert wird, schaltet der Kompressor ab und die Gasströmung hört auf.
Der Gasstrom tritt in einen elektrischen Vorwärmer und einen Katalyseofen 
ein, in dem die Wasserstoffisotope und Kohlenwasserstoffe durch Reaktion 
mit dem Sauerstoff im Gasstrom bei einer Temperatur von etwa 500°C 
katalytisch in Wasserdampf und Kohlendioxid umgewandelt werden. Der 
Katalysator besteht aus einem gewichtsmäßig kleinen Anteil von Edelmetall, 
das auf einem Aluminiumoxydträger aufgebracht ist. Beim Verlassen des 
Katalyseofens tritt der Gasstrom in einen Gaskühler ein, in dem seine 
Temperatur durch Kühlwasser auf 25°C abgesenkt wird. Die tritiierten 
Dämpfe werden durch drei Festbetttrockner,  von denen der eine in Betrieb, 
der zweite regeneriert und der dritte in Bereitschaft gehalten wird, aus 
dem Gasstrom ausgeschieden. Die Festbetttrockner sind mit Molekularsieben 
gefüllt. Sie arbeiten in zwei Verfahrensschritten mit einer dazwischen­
geschalteten Feuchtigkeitszugabe, um eine weitere Reduzierung der Tritium­
oxidmenge durch Isotopenverdünnung zu erreichen. Die gereinigten Abgase 
werden entweder an den Abgaskamin oder - wenn der Tritiumgehalt noch immer 
übermäßig hoch ist - an den Niederdruck-Auffangbehälter zurückgeführt.
ReinigungsSystem für die Inertgasatmosphäre (IAP)
Bild 18 zeigt das Referenz-Flußdiagramm dieses Systems. Es zielt darauf 
ab, die Inertgasatmosphäre in den Handschuhkästen frei von VerunreinigungenDie Trockner werden durch Erwärmen und Reinigen mit einem zurückfließenden 
Gasstrom regeneriert. Das Spülgas wird danach abgekühlt, von der 
Kondensatfeuchtigkeit abgetrennt und an den Niederdruck-Auffangbehälter 
zurückgeführt.

I. 60 GFS/28/83-DE
zu halten. Das Reinigungssystem der Inertatmosphäre besteht aus einer Reihe 
von Molekularsiebtrocknern zur Entwässerung, gefolgt von Kupferoxydbetten 
für die Entfernung von Sauerstoff. Das Gas wird durch zwei parallel 
geschaltete Gebläse durch das IAP bewegt. Diese Gebläse sind nicht 
hermetisch abgeschlossen, sondern in einem wassergekühlten verschlossenen 
Kasten untergebracht, um übermäßige Temperaturerhöhungen der Gebläse zu 
vermeiden. Ein beheiztes Getterbett ist Teil des IAP-Systems. Dieses Bett 
kann Tritium und Stickstoff gettern. Wenn das Bett mit Stickstoff gesättigt 
ist, muß es erneuert werden. Stickstoff kann auf diese Weise erforderlichen­
falls auf niedrige ppm-Pegel reduziert werden; angesichts der begrenzten 
Kapazität des Getterbettes bleibt diese Einheit jedoch nicht kontinuierlich 
in Betrieb. Sie wird nur dann in Betrieb genommen, wenn es sich als 
notwendig erweist, die Stickstoff- oder Tritiumpegel in den Handschuhkästen 
zu verringern. Die Trockentürme werden regeneriert, wenn entweder 
Sauerstoff- oder Wasserpegel beginnen anzusteigen. Die Regenerierung 
erfolgt durch Aufheizen der Türme und anschließendes Durchfließenlassen von 
Wasserstoff im Gegenstrom, um das Bett für die Entfernung von Sauerstoff 
und Inertgas, um die Molekularsiebtrockner zu regenerieren. Beim Austritt 
aus den Türmen wird der Regenerierungsgasstrom abgekühlt und an das GWT- 
System geleitet, um das ganze auf diese Weise gebildete tritiierte Wasser 
zurückzugewinnen.
Notreinigungssystem (ECU)
Bild 19 zeigt das Referenz-Fließdiagramm dieses Systems. Das ECU ist ein 
für eine große Kapazität ausgelegtes System zur Eliminierung des Tritiums 
aus der Luft, das in der Lage ist, die Tritiumkonzentration in der Betriebs­
zone und die Freisetzung von Tritium in die Umwelt auf zulässige Pegel zu 
senken. Falls das RaumüberwachungsSystem eine anomale Tritiumkonzentration 
im Kontrollbereich feststellt, wird das ECU selbsttätig ausgelöst. Gleich­
zeitig muß die Belüftung der heißen Laboratorien stillgelegt und damit die 
Atmosphäre des Kontrollbereichs isoliert werden. Die Bilder 20 und 21 
geben einen schematischen Überblick über das Gasbehandlungssystem in normalen 
und anomalen Situationen. Tritium wird durch eine kombinierte Wirkung von 
katalytischer Oxydation und Adsorption auf Molekularsiebbetten aus dem 
Gasstrom ausgeschieden. Der Raum wird auf einem niedrigeren Druck als die 
anderen Räume gehalten, so daß das Rückströmen der Kontaminierung in diese 
begrenzt wird. Die Abgase aus dem ECU werden zum Kontrollbereich zurück­
geführt, so daß der Wirkungsgrad der Eliminierung von Tritium aus der Luft 
verbessert wird. Das ECU ist Teil der Tertiärumschließung und muß in 
Abhängigkeit von den anderen Merkmalen des tertiären Umschließungssystems 
ausgelegt werden. Dabei handelt es sich im wesentlichen um
.  die Größe und Dichtigkeit der Tertiärumschließung;
.  die Empfindlichkeit und Ansprechzeit der Überwachungsgeräte des Tritium­
raums im Kontrollbereich. Der zweite Parameter ist stark von ihrem 
Standort abhängig;
.  d: e Zeit, die zum Abschalten der Belüftung der heißen Laboratorien und 
zum stationären Fahren mit dem ECU erforderlich ist;
.  die mögliche Adsorption von Tritium auf den verschiedenen Oberflächen 
des Laboratoriums. Dadurch können Verzögerungseffekte entstehen, durch 
die sich die für die ECU erforderliche Betriebszeit verlängert.

I. 61GFS/28/83-DE
3.6.3 Standortgebung des Laboratoriums
Bei der ersten Projektierungsstudie des Laboratoriums gemäß der vorstehenden 
Punkte blieb die mögliche Verwendung bereits bestehender Gebäude oder Bauten 
(mit Ausnahme des Kamins) außer Betracht, um eine objektive Ermittlung aller 
Erfordernisse frei von den Sachzwängen zu ermöglichen, die sich aus 
derartigen Bauten ergeben. Es ist jedoch bekannt, daß mit der Stillegung 
des Reaktors ESSOR eine Reihe von Anlagen zur Verfügung stehen werden, die 
im Prinzip für die Unterbringung des Tritiumlaboratoriums verwendet werden 
könnten.
Nachstehend werden wir im Lichte der Auslegungsspezifikationen feststellen, 
welche Möglichkeiten im Rahmen des ESSOR-Komplexes hierfür bestehen.
Die Verwendung der ESSOR-Kuppel als Tertiärumschließung bringt einige Nach­
teile mit sich, die den Vorteil eines bereits vorhandenen Gebäudes mit 
Klimatisierung, Belüftung und Kamin ohne weiteres aufwiegen könnten. Das 
große Volumen der Kuppel (~ 38.000 m3) und die Art der Baumaterialien würde 
die Errichtung einer weiteren Sicherheitshülle innerhalb der Kuppel 
erforderlich machen, um das Notreinigungssystem sowohl hinsichtlich der 
Investitionskosten als auch hinsichtlich des betrieblichen Wirkungsgrades 
innerhalb einer angemessenen Größenordnung zu halten.
Dagegen scheint die Verwendung der ESSOR-Bunker infolge des schwierigen 
Zugangs zu den Bunkern und ihrer (im Vergleich zu ihrer Oberfläche 
disproportional hohen) ungewöhnlichen Form, nur für den Einbau einer bereits 
vollständig entwickelten und eindeutig festgelegten fernbedienten Pilot­
anlage (z.B. Kryo- oder Wasserdestillation) möglich zu sein.
Ein dritter in Frage kommender Bereich innerhalb des ESSOR-Komplexes liegt 
in der Nähe des Kamins und der Reaktorkuppel. Hier gibt es zwei Möglich­
keiten. Eine davon würde die Einbeziehung des bereits bestehenden Gebäudes 
für das Super-Sara-Stromversorgungssystem ermöglichen. Die zweite 
Möglichkeit besteht darin, den Plan durch den Bau eines neuen Gebäudes in 
der Nähe des Kamins gemäß Bild 22 zu rationalisieren.
3.6.4 Genehmigungsverfahren
Entsprechend den italienischen Bestimmungen für kerntechnische Anlagen 
verläuft das Genehmigungsverfahren für ein Laboratorium, das Tritiummengen 
über 100 Ci handhabt, in der Regel gemäß Artikel 55 des Gesetzes DPR Nr.185 
vom 13.2.1964. Eine besondere Lage ergibt sich dann, wenn ein derartiges 
Laboratorium in der GFS Ispra auf dem durch die Betriebsgenehmigung für den 
Reaktor ESSOR abgedeckten Gelände gebaut wird und Einrichtungen dieser 
Anlage wie der Kamin, das AbgasüberwachungsSystem, die Stromversorgung 
(einschließlich der Notstromversorgung) und andere Einrichtungen einbezieht.
In einer Sitzung mit Vertretern der Direktion "Energieressourcen und Grund­
industrie" des Ministeriums für Industrie und Handel und des ENEA-DISP, den 
Behörden, die für rechtliche bzw. technische Fragen nuklearer Genehmigungen 
in Italien zuständig sind, hat die zuerst genannte Direktion ein Genehmigungs­
verfahren für ein T-Laboratorium gemäß Artikel 55 in Betracht gezogen, das 
mit der vorstehenden besonderen Lage infolge der vorhersehbaren 
Überschneidungen mit der ESSOR-Genehmigung bei der Abgasüberwachung und 
Sicherheitskontrolle sowohl für normale Betriebs- als auch für Unfall­
bedingungen praktisch nicht kompatibel ist.

I. 62 GFS/28/83-DE
Ein Tritiumlaboratorium sollte daher als Teil des ESSOR-Komplexes angesehen 
und demzufolge gemäß dem Verfahren für "Änderungen kerntechnischer Anlagen" 
(beginnend mit Artikel 42 der DPR Nr.185) genehmigt werden. In diesem Fall 
wäre es vielleicht möglich, die Genehmigung für den Bau in weniger als 
einem Jahr zu erhalten.
Ein weiterer Vorteil bestünde darin, daß die Freisetzungsgrenzen für ESSOR 
auch für das T-Laboratorium gelten würden. Beim Routinebetrieb liegt die 
Tritiumoxidmenge, die über den 80 m hohen Kamin freigesetzt werden kann, 
bei 2.000 Ci/a.
Die Folgedosis würde bei Ableitung von 10 6 Ci1 '  gasförmigen Tritiums aus 
einem 100 m hohen Kamin nur 10 p. rem betragen. Für die sehr hypothetische 
Freisetzung gleicher Mengen in Form von tritiiertem Wasser muß ein Faktor 
10s zugrunde gelegt werden, was zu einer Folgedosis von 1  rem führt. Das 
durch dieses Tritiuminventar repräsentierte Gefahrenpotential bleibt selbst 
in seiner Oxidform innerhalb der bestehenden Referenzwerte für den externen 
Notstandsplan des Zentrums, so daß eine etwaige Änderung entfällt. Dieser 
Plan basiert auf einem größten anzunehmenden Unfall des Reaktors ESSOR, der 
zu einer erwarteten Dosis von 4 rem für die im nächsten Dorf lebenden 
Erwachsenen führen würde.
etwa 100 g Tritium.

Plan bei Ebene ± 0.00 (Maßstab 1:200)
1. Umkleideräume
2. Waschraum/Toiletten
3. Heiße Zone
4. Luftschleuse
5. Strahlenschutzraum
6. Strahlenschutzlager
7. Elektrische Schaltwarte
8. Erweiterungszone
9. Heiße Werkstätte
10. Technologiehalle
11. Lagerzone für Tritium
12. Eingang für Gabelstapler
13. Lagerzone für Abfall
Plan bei Ebene + 4.80 (Maßstab 1:200)
1. Kaltluftkonditionierung
2. Technologiehalle
3. Terrasse
4. Behandlung der Handschuhkastenatmosphäre 
Abgasbehandlung 
Notreinigungssystem
5. Heißkonditionierung
6. Aktive Belüftung
Bild 16

Bild 17: Absasbehandlune

Bild 18: Inertatmosnharenreinieune

Bild 19: Notreinigungssystem

Fließdiagramm bei Normalbetrieb (Tritiumfreisetzung an die HPD)
Bild 20

Fließdiagramm bei anomalem Betrieb (Tritiumfreisetzung an die HPD)
Bild 21

Bild 22

I. 70 GFS/28/83-DE
3.6.5 Planung und Mittel *
Nach einem positiven Beschluß des Rates können folgende Schritte für die 
Realisierung des Tritiumlaboratoriums ins Auge gefaßt werden:
A) Erstellung des vorläufigen Sicherheitsberichts, der zusammen mit dem 
Antrag auf "Änderung der ESSOR-Genehmigung" an das Ministerium für 
Industrie und Handel übermittelt werden soll;
B) Genehmigung des Antrags durch die Sicherheitsbehörden und Ermittlung 
sicherheitsrelevanter Punkte ("progetti particolareggiati");
C) Ausführungsplan des Laboratoriums (mit Ausnahme der Versuchs­
einrichtungen) ;
D) Bau und Montage von Gebäuden und Komponenten;
E) Funktionsprüfung und Inbetriebnahme.
Die Phasen C) bis E) sollen an einen externen Generalunternehmer vergeben 
werden, der für das gesamte Laboratorium mit Ausnahme der wissenschaftlichen 
Ausrüstung verantwortlich zeichnen wird. Das für die Überwachung eines 
derartigen Vertrags und für die Ausführung der Phasen A) und B) erforderliche 
GFS-Personal wird sich während der Anlaufzeit auf zwei Wissenschaftler und 
eine angemessene Zahl von Technikern beschränken. Nach Fertigstellung der 
Anlage und ihrer kalten Inbetriebnahme werden weitere Techniker und 
Bedienungspersonen bis zu höchstens 14 Personen - einschließlich Mechanikern, 
Elektronik- und Belüftungsfachleuten - hinzukommen.
Parallel dazu wird die Auslegung, Vorbereitung und Erprobung der 
wissenschaftlichen Ausrüstung durchgeführt (Punkt F von Bild 23). Diese 
Aufgabe wird den Arbeitsgruppen übertragen, die sich in der GFS bereits 
jetzt mit H/D-Messungen zur Bewertung von Verfahren zur Handhabung von 
Tritium befassen (Programm Fusionssicherheit).
Angesichts dieser Sachlage wird der Gesamtbedarf an Betriebspersonal und 
Wissenschaftlern für die GFS-bezogenen Forschungsaktivitäten (mit Ausnahme 
der technischen und administrativen Hilfsdienste) auf höchstens 25 Personen, 
darunter 7 Wissenschaftler, veranschlagt. Dieses Personal wird mit Beginn 
des Normalbetriebs benötigt. In den ersten vier Jahren müssen 10 Personen 
für diese Aktivität bereitgestellt werden.
Diese Zahlen berücksichtigen selbstverständlich nicht die externen 
wissenschaftlichen und technischen Arbeitsgruppen, die daran interessiert 
sein könnten, spezifische Experimente in diesem Laboratorium durchzuführen. 
Bild 23 gibt eine Aufschlüsselung des Zeitplans im Zusammenhang mit den 
verschiedenen Phasen der Vorbereitung und Inbetriebnahme sowie des für das 
Laboratorium veranschlagten Gesamtpersonals (zur Berücksichtigung der 
technischen und administrativen Gemeinkosten der GFS wurde ein Faktor von 
2,2 zugrunde gelegt).
3.6.6 Kos tenabs chätzung i
Ein Vorentwurf und ein Kostenvoranschlag werden zur Zeit erstellt. Die 
Ergebnisse dieser Untersuchung sollen auf der Sitzung des FTSC vom 
16. September 1983 vorgelegt werden.

Bild 23: Zeit- und Personalbedarf für das Tritiumlaboratorium
Jahre
1 2 3 4 5
A
B
C
D
E
FVorläufiger Sicherheitsbericht (PSR) A 
PSR-Genehmigung
Offizielle Auslegung: Auswahl des Auftragnehmers
Projekterstellung
Bau und Montage: Auswahl Konstrukteur 
Bau und Montage
Funktionsprüfung
Experimentelle Ausrüstung: Projekte
Ausarbeitung
Kalttests
Einrichtung heiße TestsB -------
C 
—
F ------C -------
D —
>D ------
E
Arbeitskraft: A bis E 
F8
620
620
1022
1730
25
INSGESAMT: 14 26 30 39 55

I. 72 GFS/28/83-DE
3·7 Schlußfolgerungen
Die Analyse zeigt, daß die durch die Anwesenheit von Tritium im Brennstoff­
kreislauf von Fusionsreaktoren aufgeworfene Probleme komplex sind. Die 
bereits verfügbaren oder aus Verschlußsachen erwarteten Daten und Informationen 
scheinen für eine Lösung dieses Problems nicht ausreichend zu sein. Um den 
Erfordernissen von NET und den großtechnischen Leistungsreaktoren gerecht 
zu werden, wird ein effizientes Versuchsprogramm benötigt.
Auf dieser Grundlage wurde gezeigt, daß ein Laboratorium für die Handhabung 
von Tritium in der GFS einen wichtigen Beitrag zu den europäischen Bemühungen 
auf diesem Gebiet leisten könnte. Das Hauptziel eines derartigen Laboratoriums 
würde darin bestehen, eine Grundlage für die Erprobung von Komponenten und 
Betriebsverfahren zur Unterstützung bei der Auslegung und beim Bau von NET 
zu schaffen. Dieses Ziel könnte wie folgt erreicht werden:
.  durch experimentelle Untersuchungen von Konzepten im Zusammenhang mit 
dem Brennstoffkreislauf und dem Reaktorbetrieb gemäß den Vorschlägen der 
Europäischen Assoziation und des NET-Teams;
.  durch Fortführen der tritiumorientierten Aktivität, die in der GFS im 
Rahmen ihres Programms Fusionstechnologie angelaufen ist.
Dies wird - beginnend mit der Auslegungsphase - eine enge Zusammenarbeit 
mit den europäischen Forschungszentren im Fusionsbereich und dem NET-Team 
ähnlich der erfordern, die in anderen Bereichen der Fusionstechnologie in 
die Wege geleitet wurde, an denen die GFS beteiligt ist.
Dem Sammeln von Erfahrungen über die betrieblichen Sicherheitsaspekte im 
Zusammenhang mit Tritium wird dabei besondere Aufmerksamkeit geschenkt; 
dies entspricht dem allgemeinen Aufgabenbereich der GFS gemäß den jüngsten 
Beschlüssen des Ministerrats.

BrennstoffreinigungssystemI. 73
Vorschläge von D, FGFS/28/83-DE
ANHANG I :  Tritiumprojekte der ersten Phase,
erstellt vom Lenkungsausschuß Fusionstechnologie
Die nachstehenden Projekte werden gemäß der Aufforderung der Kommission zur 
Einreichung von Vorschlägen vom Dezember 1982 in Form von Datenbogen vor­
gelegt:
.  Brennstoffreinigungssystem,
.  Rückgewinnung von Tritium aus Abfallströmen,
.  Tritiumdetektor,
.  Elektrolysezelle,
.  Dekontaminierungssystem,
.  industrielle Entwicklung großer Komponenten,
.  Rückgewinnung von Tritium aus dem Blanket (flüssige und feste Brutmaterialien). 
Jeder Datenbogen enthält:
.  die Beschreibung der beantragten Aktivität (Dok. FTSC 418),
.  eine Zusammenfassung der von den Assoziationen vorgeschlagenen Aktionen 
(Dok. FTSC 5/3.3),
.  den Stand der Technik der entsprechenden Verträge mit der Assoziation
Tritium 1
Theoretische Untersuchung alternativer Lösungen für das Brennstoffreinigungs- 
system. Inputspezifikation ist eine Gasströmungsgeschwindigkeit von 1,5 kg/Tag 
bei einem 50:50-Gemisch von Deuterium-Tritium mit einem Verunreinigungsanteil 
von weniger als 1  % mit Ausnahme von Helium gemäß den INTOR-Spezifikationen.
Die wichtigsten Verunreinigungen sind Cb ,  N 2 ,  H20 CH4,  doch ist der zu 
erwartende Pegel dieser Verunreinigungen nicht bekannt. Man sollte sich darum 
bemühen, diese Pegel festzustellen; da präzise Daten fehlen, sollten Modell­
fälle mit hohen Anteilen jeder dieser Arten getrennt untersucht werden. Der 
Gesamtgehalt an Verunreinigungen im Abgas des Brennstoffreinigungssystems muß 
bei weniger als 1 ppm liegen.
D: Der Vorschlag umfaßt:
a) laufende experimentelle Arbeiten, unter Verwendung von Metallgettern 
zur Beseitigung von Verunreinigungen;
b) eine theoretische Untersuchung, gefolgt von der Auslegung und dem Bau 
einer Versuchsanlage für die Kryodestillation (1982-1986).
F. Die vorgeschlagene Untersuchung entspricht genau der Aufforderung zur 
Einreichung von Vorschlägen (1983-1984).
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan: F - 0,4 Mio ECU - 1983/84
D - 1,1 Mio ECU - 1982/84
.. Die deutsche technische Beschreibung muß entsprechend der reduzierten
Höchstgrenze und unter Vermeidung einer Überschneidung mit dem französischer 
Vertrag abgeändert werden.

I. 74
Tritium 2
Rückgewinnung von Tritium aus AbfallströmenGFS/28/83-DE
Untersuchung über die Rückgewinnung von Tritium aus den in dem Brennstoff­
reinigungssystem gesammelten Verunreinigungen. Dabei tritt Tritium sowohl 
gasförmig als auch chemisch gebunden auf. Dieses Tritium muß rückgewonnen 
werden, um die Abgasmenge zu begrenzen. In Frage kommen die nachstehenden 
Verfahren:
.  Zerlegen von Wasser und Kohlenwasserstoffen auf Metallbetten mit
anschließender Permeation von Wasserstoffisotopen durch eine Palladium­
legierung-Membrane;
.  Oxydation aller Verunreinigungen auf einem Katalysatorbett mit 
anschließendem Einschluß und Zerlegen des tritiierten Wassers;
.  Abtrennen der Verunreinigungen mit Hilfe einer Chromatographiesäule.
Diese Verunreinigungen können entweder verbrannt und als Wasser eingesammelt 
oder in einer zweiten Chromatographiesäule zerlegt und abgetrennt werden.
Alle diese Verfahren sollen zunächst theoretisch untersucht werden. Dabei 
soll jedoch auf Probleme verwiesen werden, wie sie sich aus der Vergiftung 
der Palladiummembran durch Wasser oder Kohlenstoff ergeben, damit der erste 
Versuchsschritt so bald wie möglich anlaufen kann. Die Untersuchung dieser 
Verfahren sollte auch eine Bewertung des Aufkommens an tritiierten Abfällen 
umfassen.
Vorschläge von B, D,  F 
B schlägt vor:
a) experimentelle FuE-Arbeiten über die Laserabtrennung von T aus Wasser 
(1983-1985);
b) eine Untersuchung mit anschließendem Bau eines Kreislaufs für die 
Rückgewinnung von T aus dem bei der Brennstoffreinigung anfallenden 
Abfall (1983-1986).
D schlägt vor:
a) experimentelle FuE-Arbeiten über die Rückgewinnung von T aus tritiiertem 
Wasser und Methan (1984-1986);
b) eine experimentelle Untersuchung über die Vergiftung von Pd-Ag-Membranen 
(ab 1985).
F schlägt vor:
a) eine theoretische Untersuchung zur Prüfung von
i) Metallbetten
ii) Oxydation
iii) Chromatographie (1983-1984)
b) eine experimentelle Untersuchung über die Vergiftung von Pd-Ag-Membranen 
unter Verwendung eines bestehenden Kreislaufs (1983-1986)
c) i) eine experimentelle Untersuchung einiger Komponenten, bei der
der T-Gehalt in den Abfallströmen (Elektrolysezelle, Füllung 
in Kryodestillation) kritisch bestimmt werden soll; 
ii) eine Bewertung des Einflusses des T-Pegels auf das Extraktions­
verfahren.

I. 75 GFS/28/83-DE
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeicplan: F - 1,2 Mio ECU - 1983-1986.
.. Die technische Beschreibung sollte abgeändert werden, um experimentelle 
Untersuchungen auszuschließen, die sich nicht mit der Vergiftung von  
Palladium-SiIber-Membranen befassen.
.. Der belgische Laser-Vorschlag wird bis zu einer späteren Phase zurück­
gestellt.
Tritium 3
Tr i t xurnde t ek. t°r
Entwicklung eines Tritiumdetektors, der fähig ist, niedrige Tritiumpegel gegen  
eine natürliche UmgebungsStrahlung nachzuweisen. Das Tritium-Uberwachungs-  
system sollte unter diesen Bedingungen in der Lage sein, einen Tritiumpegel  
um 1  MPC mit einer Reaktionszeit von weniger als einigen Minuten zu messen.
Vorschläge yon B_t_Dx_VK
B: würde Proportionalzähler für Luft o.ä. (oder GM) mit individueller Gas­
strömung entwickeln; Prototyp bis 1986.
D: würde den Meßfühler entsprechend dem erforderlichen T-Pegel und dem Umfeld  
für den Monitor entwickeln. Beginn 1984, Prototyp 1986.
VK würde eine Methode zur Unterscheidung zwischen T-Gas und Wasser sowie
einen Meßfühler für den kontinuierlichen Betrieb in einer kerntechnischen  
Anlage entwickeln (1983-1984).
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan:
.. Es scheint, daß in Kanada ein Monitor entwickelt wurde, dessen Spezifikationen  
dieser Aufgabe weitgehend entsprechen. Da B und D ihre Vorschläge dennoch  
aufrechterhalten, wird die Kommission die Lage analysieren und dem FTSC  
Bericht erstatten.
Tritium 4
Elektrolysezelle
Untersuchung einer Elektrolysezelle, die bis zu 100 ml/Tag verarbeitet, unter  
besonderer Berücksichtigung der Wartungs- und Abfallproblerne im Hinblick auf  
die Reduktion geringer Mengen tritiierten Wassers.
Y°Eschläge_yon_Bi_Fi_VKi_GFS
B: schlägt vor, die laufende Entwicklung von Elektrolysezellen für 100 bis  
1000 Ci auf die in Aufgabe T-4 erforderlichen Pegel - einschließlich des  
Baus eines Prototyps bis 1986 — zu übertragen.
F: schlägt vor, kritische Probleme wie den Membranwerkstoff und die Fern­
bedienung zu untersuchen und eine aktive Prototypanlage für Pegel von  
106Ci/l zu bauen (1985) und zu erproben (1986 oder später).

I. 76 GFS/28/83-DE
VK: schlägt eine stufenweise Weiterentwicklung vor
i) 10-100 Ci
ii) 100-1000 Ci
iii) abschließende Empfehlungen für die Auslegung eines Elektrolyse-  
zellen-Systems für 1  MCi/Tag (1986).
GFS: untersucht seit 1981 Elektrolysezellen mit niedrigem Flüssigkeits­
inventar im Hinblick auf die Isotopentrennung von Wasserstoff. Nur  
inaktive Versuche. Das Projekt läuft 1984 aus.
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan: -
.. Zwischen B und F wurden bisher keine Beschlüsse gefaßt; die Gespräche
gehen jedoch weiter, und eine Entscheidung über das Projekt wird in naher  
Zukunft fallen.
Tritium 5
Dekontaminierungssystem
Theoretische Untersuchung über die wirtschaftliche Durchführbarkeit der  
Bearbeitung großer Luftvolumen, die durch Tritium kontaminiert sind,  
einschließlich Kostenvoranschlägen, Freisetzung an die Umwelt und Wartungs­
problemen. Die Dekontaminierungseinheit sollte es dem Personal ermöglichen,  
die Reaktorhalle 24 Stunden nach der Stillegung ohne speid eilen Schutz zu  
betreten. Normale und störfallbedingte Lecks in die Atmosphäre der Halle  
können im Bereich von 1  bis 1000 ppm des Inventars/Tag liegen.
Die Atmosphäre der Handschuhkästen und der Sekundärumschließungen muß  
routinemäßig behandelt werden. Beim Normalverfahren wird das Tritium  
oxydiert und das Wasser aufgefangen. Zu bewerten sind Katalysatorbetten,  
die bei sehr niedrigen Tritiumkonzentrationen arbeiten und gegebenenfalls  
Forschungsarbeiten, die auf eine Verbesserung des Wirkungsgrades der besten  
Katalysatoren abzielen.
Vorschläge von B, D,  F  
B: bietet an
a) die wirtschaftliche Durchführbarkeit der Verarbeitung großer Luft­
volumen zu untersuchen;
b) experimentelle FuE-Arbeiten über die Dekontaminierung und möglicher­
weise Rückgewinnung von T aus Inertgas-Spülsystemen in Handschuhkästen  
durchzuführen (1983-1986).
D: schlägt vor, metallorganische Getter zu entwickeln, in denen Tritium  
irreversibel gebunden ist, so daß die endgültige Beseitigung problemlos  
wird (1983-1986).
F: schlägt vor
a) eine theoretische Untersuchung einschließlich der Ermittlung von  
T-Quelltermen, Konzentrationspegeln, Auslegung und wirtschaftlicher  
Optimierung von Reinigungssystemen (1983-1984);
b) Erprobung marktgängiger Katalysatoren in einem großen Parameterbereich  
und Weiterentwicklung der vielversprechendsten im Hinblick auf eine  
optimale Lösung (1983-1986).

I. 77GFS/28/83-DE
.. Angenommene Verträge/HÖchstgrenzen/Zeitplan: D - 1,7 Mio ECU 1983 1986
F - 1,6 Mio ECU - 1983-1986.
.. Weitere Gespräche über den experimentellen Teil der Vorschläge sind  
erforderlich.
.. Die technische Beschreibung des deutschen Vorschlags sollte ausführlicher  
sein.
Tritium 6
Industrielle Entwicklung großer Komponenten
Industrielle Entwicklung spezifischer großer Komponenten, die für den Einsatz  
mit Tritium voll kompatibel sind, einschließlich Turbomolekularpumpen mit  
einer Pumpgeschwindigkeit zwischen 500 und 10.000 1 pro Sekunde und großen  
Ventilen mit einem Durchmesser zwischen 1,5 und 2 m. Die verschiedenen  
Phasen sollten wie folgt aussehen:
.  Anf;age bei Laboratorien, die Gutachten zu Vorschlägen über die Handhabung  
von Tritium abgeben, eine Anlage zur Verfügung zu stellen,  
in der entsprechende Komponenten abschließender Versuche mit Tritium  
unterzogen werden könnten. Diese Anlage sollte zu der für die Weiter­
führung des Programms erforderlichen Zeit zur Verfügung stehen.
.  Durchführung von Erhebungen bei der Industrie mit dem Ziel, den derzeitigen  
Entwicklungsstand spezifischer tritiumkompatibler Komponenten zu  
beurteilen.
.  Beginn einer Untersuchung tritiumkompatibler Komponenten, die den für die  
Fusionserfordernisse notwendigen Spezifikationen nicht entsprechen,  
zusammen mit der Industrie.
Vorschläge von D, F
D: schlägt vor
a) Erhebung bei der Industrie,
b) Durchführbarkeitsstudie von Komponenten (Pumpen und Ventile),
c) Planung einer Versuchsanlage (1985).
(Daran anschließen könnte sich - als möglicher zweiter Schritt - die  
Fertigung von Komponenten und der Bau der Versuchsanlage bis 1986/87).
F: schlägt vor
a) Erhebung bei der Industrie,
b) Untersuchung und Entwicklung von Komponenten,
c) Anpassung und Ausrüstung der bestehenden Versuchsanlage (die vom  
Fusionsprogramm angemietet werden sollte) (1983-1986).
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan:
D und F (gemeinsam) - 2,85 Mio ECU - 1983-1986.
.. Die Erhebung bei der Industrie und die Durchführbarkeitsstudie werden  
von D und F gemeinsam durchgeführt.
.. Die vorhandene französische Versuchsanlage wird allen Assoziationen
zugänglich sein; die Frage der Anmietung ist Gegenstand weiterer Gespräche.

I. 78 GFS/28/83-DE
Blanket 8
Tritiumextraktion aus Lii 7Pb83:  Inertgasblasenbildung
Zur Bestimmung der in der Methode steckenden Möglichkeiten sollten Labor­
versuche im Sinne einer Demonstration durchgeführt werden. Die ersten  
Versuche sollten in statischem Lii 7Pb83 mit Wasserstoff durchgeführt werden.  
Das verwendete Eutektikum sollte eindeutig festgelegt werden; die Aufnahme  
von Verunreinigungen während der Versuche muß genau gemessen werden. In  
einer zweiten Phase sollte die Validität der Methode bei Versuchen bestätigt 
werden, die auf Tritium basieren. Zur Bestimmung der Abhängigkeit der  
Löslichkeit von Wasserstoff und seinen Isotopen in Lii7Pb83 von der Temperatur  
und dem Partialdruck (Sievertsches Gesetz) werden weitere Versuche erforder­
lich sein.
Vorschläge von D, F. GFS
D: a) H-Löslichkeitsmessungen und andere physikalisch-chemische
Untersuchungen (1982-1986)
b) Untersuchung des (nicht näher spezifizierten) Gasblasenbildungs­
verfahrens im Labormaßstab.
F: a) Durchführbarkeitsprüfung des Verfahrens (1983-1986)
b) H-Löslichkeits- und Diffusionskoeffizientmessungen (1982-1985)
c) Demonstrationsanlage (1986).
GFS: a) Löslichkeits- und Diffusionsmessungen (1983-1984, Universität
Cagliari)
b) experimentelle Überprüfung des Verfahrens (1983-1985).
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan: D - 0,4 Mio ECU - 1983-1984
F - 0,3 Mio ECU - 1983-1984
Blanket 9
Tritiumextraktion mit Hilfe der Verwendung fester Getter
Thermodynamisch ist es möglich, Tritium mit Hilfe fester Gettermaterialien  
wie Yttrium aus Lithium oder Lii7Pb83zu extrahieren. Das Potential dieser  
Methode wird jedoch durch Aspekte wie die Reaktionskinetik, die Getter­
regenerierung und die Vergiftungsgeschwindigkeit durch Verunreinigungen  
bestimmt. Auch die mögliche Reaktion des Gettermaterials mit dem flüssigen  
Brutmaterial oder einem seiner Komponenten wie Pb sollte in Betracht gezogen 
werden. In einer ersten Phase sollten Versuche in statischen Apparaturen  
durchgeführt werden, die auf Wasserstoff basieren. In einer zweiten Phase  
sollten auch auf Tritium basierende Bestätigungsversuche einbezogen werden.
B: a) Bewertung der Reaktionskinetik mit Li und Li-Pb; Regenerierung
fester Getter (Y, ...) (1983-1984)
b) Demonstration des Verfahrens in einem Versuchskreislauf (1984-1986).Vorschläge von B, D, F, I

I. 79GFS/28/83-DE
D: a) Chargenversuche über Löslichkeit und Reaktionen mit Li-Pb;
Vergiftung von Cettern (Y, ...) (1983-1986)
b) Kreislaufversuche mit bis zu 10 mg Tritium (1985-1986)
c) Kreislaufversuche mit bis zu 1  g Tritium (1986-....)
F: Experimentelle Untersuchung der Reaktionskinetik und Extraktion aus
verschiedenen Gettern (1984-1985).
I: a) Kapsel- (Chargen-)Versuche über Reaktionen mit Li und einschlägige
Parameter; Vergiftung von Gettern (Y, Y-Legierungen) (1983-1984)  
b) Kreislaufextraktion (1985).
.. Angenommene Verträge/Höchstgrenzen/Zeitplan:
.. Im Anschluß an Gespräche zwischen B und D werden die Mittel nunmehr wie  
folgt aufgeteilt: B - 0,26 Mio ECU  
D - 1,44 Mio ECU.
Blanket lu
Rückgewinnung von Tritium
Konzipiert oder vorgeschlagen wird ein Versuch für eine bestehende  
Bestrahlungsanlage, in der die Rückgewinnung von Tritium aus den festen  
Brutmaterialien unter Verwendung einer geeigneten Methode zur T-Rückgewinnung  
unmittelbar als Funktion von Bestrahlungstemperatur und Abbrand (oder  
Strahlendosis) demonstriert wird: Die Proben werden ferner dazu verwendet,  
Eigenschaftsänderungen zum Vergleich mit Aufgabe B-15 innerhalb der Grenzen  
der Untersuchung über die T-Extraktion zu bestimmen.
B: schlägt On-line-Uberwachung und Einschluß von T vor, das aus belüfteten
Kapseln freigesetzt wird (siehe B-15).
D: schlägt einen Kreislaufversuch in DIDO sowie die Überwachung von T
durch eine Ionisationskammer im Trägergas nach Reduktion von T 2 0 in 
einem heißen Metallbett vor.
F: schlägt Bestrahlung in SILOE und eine systematische Untersuchung von
Extraktionsverfahren für T2 und tritiierte Arten vor.
I: schlägt vor LiAl02 in einem He-Gaskreislauf in TRIGA RC-1 zu bestrahlen
und das Tritium durch Kryo- und Gettersysteme im Gas einzuschließen.
.. Eine Entscheidung über den Haushalt steht noch aus.

KOMMISSION
DER
EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTENGFS/28/83-DE
Gemeinsame Forschungsstelle
II.
EIN RÜTTELTISCH  
in der 
GFS - ISPRA
Zweiter Zwischenbericht

II. 2GFS/28/83-DE
INHALT
Seite
1. EINLEITUNG H- 3
2. ÜBERBLICK ÜBER LAUFENDE FORSCHUNGSARBEITEN ÜBER SEISMISCHE
UNTERSUCHUNGEN SOWIE FESTSTELLUNG DES NUTZENS VON RÜTTELTISCHEN II. 3
3. ÜBERBLICK ÜBER VORHANDENE RÜTTELTISCHE II- 4
4. BESTEHT IN DER GEMEINSCHAFT BEDARF FÜR EINEN GROSSEN TISCH? II. 4
4.1 Ergebnisse der italienischen Ad-hoc-Arbeitsgruppe II. 4
4.2 Die Lage in Frankreich II. 5
4.3 Die Lage im Vereinigten Königreich II. 6
4.4 Die Lage in Griechenland II. 6
4.5 Die Lage in der Bundesrepublik Deutschland II. 7
5. BEURTEILUNG DER EIGNUNG DES STANDORTS ISPRA II. 8
6. SCHLUSSBEMERKUNGEN II. 9
7. KÜNFTIGE ENTWICKLUNGEN II. 9

II. 3 GFS/28/83-DE
1. EINLEITUNG
Dies ist der zweite Zwischenbericht über Rütteltische, vorgelegt von der  
Ad-hoc-Arbeitsgruppe der GFS, deren Mandat darin besteht, den Sinn des  
Baus eines Rütteltisches mittlerer Größe (100 bis 300 Tonnen) in der GFS  
Ispra für die Gemeinschaft zu beurteilen.
Der Bericht besteht aus folgenden Teilen:
1. Überblick über laufende Forschungsarbeiten über seismische  
Untersuchungen sowie Feststellung des Nutzens von Rütteltischen
2. Überblick über vorhandene Rütteltische
3. Bedarf der Gemeinschaft für einen großen Tisch
4. Beurteilung der Eignung des Standorts Ispra
5. Schlußbemerkungen
6. Künftige Entwicklungen.
2. ÜBERBLICK ÜBER LAUFENDE FORSCHUNGSARBEITEN ÜBER SEISMISCHE UNTERSUCHUNGEN  
SOWIE FESTSTELLUNG DES NUTZENS VON RÜTTELTISCHEN
Gemeinschaft
- Prüfversuche über Eignung und Modellprüfung werden mit mittelgroßen  
Tischen durchgeführt.
- Derzeit gibt es keine Großversuche, doch wurde daran Interesse  
geäußert (siehe Abschnitt 3).
- Gearbeitet wird an Entwicklungen für Modelle und Computercodes zur  
seismischen Analyse. Unter anderem wird der Fortschritt durch  
fehlende repräsentative Daten über Referenzbodenbewegungen als  
Ausgungspunkt behindert.
Japan
- Äußerst umfangreiche Forschungstätigkeiten zu allen Aspekten seismischer  
Untersuchungen.
- Reihen großmaßstäblicher Demonstrationsversuche (nukleare und petro-  
chemische Strukturen), die in Tadotsu an dem dortigen 15 x 15 m  
großen 1.000 t tragend •  n Rütteltisch geplant sind.
- Pseudo-statische Prüfver-’iche (Reaktionswand) an Appartementgebäuden  
mit bis zu fünf Stockwerken; stufenweise gesteigerte, wiederholte,  
umgekehrte Seitenkräite (Isukuba).

II. 4 GFS/28/83-DE
Vereinigte Staaten
- Umfangreiche Forschungstätigkeiten, die vor allem von der National  
Science Foundation sowie der National Regulatory Commission gefördert  
werden.
- Aktive Forschung über antiseismische Auslegung und Konstruktion von  
Gebäuden unter Einsatz von pseudo-statischen Prüfversuchen und eines  
45-t-Rütteltisches an der Universität Kalifornien in Berkeley.
- Zusammenarbeit mit Japan zur Prüfung sehr großer Modelle.
3. ÜBERBLICK UBER VORHANDENE RÜTTELTISCHE
Vier Tabellen wurden hier zusammengestellt, die die wichtigsten Rüttel­
tische der Welt mit ihren Hauptmerkmalen enthalten. Sie sind diesem  
Vermerk im Anhang beigefügt. Die größten Tische stehen in Japan; dort  
gibt es sechs Tische zwischen 100 und 1.000 t. In den USA ist der  
größte Tisch der 45-t-Tisch in Berkeley (Kalifornien).  Der größte Tisch  
der Gemeinschaft dürfte der zweiachsige Tisch von 14 x 14 Fuß Größe mit  
100 t Kapazität sein, der im GEC Power Engineering, Stafford Mech. Lab.  
im Vereinigten Königreich steht.
4. BESTEHT IN DER GEMEINSCHAFT BEDARF FÜR EINEN GROSSEN TISCH?
4.1 Ergebnisse der italienischen Ad-hoc-Arbeitsgruppe
Die ENEA setzte im März 1983 eine Ad-hoc-Arbeitsgruppe mit folgenden  
Zielen ein:
a) Sammlung aktueller Informationen über dynamische Testversuche von  
Strukturen in der ganzen Welt;
b) Analyse des Bedarfs in Italien für einen Rütteltisch mit großer  
Kapazität;
c) Angaben über optimale Eigenschaften eines solchen Tisches.
Der Bericht der AG ging im Juli ein; die wichtigsten Ergebnisse lauten  
wie folgt:
- Grundsätzlich besteht ein Interesse an den Möglichkeiten, die ein  
sehr großer Rütteltisch mit einer Kapazität im Bereich zwischen  
100 und 3.000 t bieten könnte:
.  Möglichkeit zur Prüfung komplizierter Bauteile im Nichtlinearbereich.
.  Möglichkeit zur Verbesserung des heutigen Kenntnisstand über
dynamisches Strukturverhalten und dadurch Verringerung der Sicherheits­
grenzen sowohl im nuklearen als auch im nichtnuklearen Bereich.

II. 5 GFS/28/83-DE
- Erstaunt zeigt man sich über die damit verbundenen Kosten, sowohl für  
den Betrieb des Tisches als auch für den Bau großmaßstäblicher  
komplizierter Modelle.
- Die Zufahrten über Straßen zu InlandsStandorten legen der Größe und  
dem Gewicht der zu prüfenden Anlagen Grenzen auf. Der Einsatz des
1.000-t-Tischs in Japan wäre die ideale Lösung für sehr große Modelle.
- Derzeit dürfte der potentielle Markt in Italien nicht ausreichen, den  
Einsatz eines großen Tisches entsprechend zu rechtfertigen. Dennoch  
könnte sich die Lage bei einer wesentlichen Änderung der heutigen  
Normen ändern.
- Endgültige Ratschläge lassen sich nur geben, wenn der Bedarf aus  
anderen Gemeinschaftsländern voll beurteilt werden kann.
- Der große Tisch darf nicht als isoliertes Instrument betrachtet werden,  
sondern mehr als Teil eines geeigneten Versuchsumfelds für die  
seismische Technologie, die auch andere Versuchsanlagen als Rüttel­
tische umfaßt. Dabei ist auch darauf zu achten, daß der notwendige  
Sachverstand zur Verfügung steht.
4.2 Die Lage in Frankreich
In Frankreich sind möglicherweise zwei Organisationen interessiert:
a) Nach Aussagen der Firma FRAMATOME fehlt es an geeigneten Versuchs­
anlagen für die seismische Qualifizierung großer Anlagen. Das Problem  
stellt sich vor allem für Standorte mit hohem Erdbebenrisiko in dem  
Sinne, daß nichtlineare Erscheinungen berücksichtigt werden müssen;  
daher müßten großmaßstäbliche Modelle gebaut und geprüft werden.
Unter anderem wurden folgende Probleme erwähnt:
- der Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors und die Halterungen;
- Dampfgeneratoren (Verhalten von Rohrbündeln);
- Lagervorrichtungen in Wasserbehältern für verbrauchte Brennelemente;
- Verhalten von Kranen.
b) Das "Centre Scientifique et Technique du Bätiment" (CSTB) plant  
gemeinsam mit dem ^'Laboratoire Central des Pontset  Chaussees" den  
Bau eines dreiachsigen, 6 m x 8 m großen Rütteltisches mit maximal
100 t Anlagengewicht. Der Bau dieses Tisches wurde von den französischen  
Behörden noch nicht beschlossen, doch hält CSTB einen großen Rüttel­
tisch für einzigartig für folgende Versuche:
- Forschungen über Baustrukturen durch Montage von Fertigbauteilen.  
Besonderheiten bestehen an den Verbindungspunkten von Montage­
einheiten, die sich analytisch nicht modellieren lassen; der einzige  
Weg für Versuche sind Untersuchungen an einem großen Tisch über die  
durch seismische Belastungen hervorgerufenen Schadensfälle;
- Verbesserung der antis ismischen Auslegungen und Bautechniken;
- Entwicklung von Techniken zur Steigerung des seismischen Widerstandes  
vorhandener Gebäude;

GFS/28/83-DEII. 6
- Entwicklung von Modellen zur Darstellung des tatsächlichen  
Strukturverhaltens und der Überprüfung von Berechnungsmethoden;
- die Eignung vollmaßstäblicher Anlagen und Gebäudestrukturen im  
Vergleich mit bestimmter seismischer Erregung.
4.3 Die Lage im Vereinigten Königreich
Kontakte mit UKAEA, CEGB sowie dem Nuclear Installations Inspectorate  
zeigen, daß die vorhandenen Rütteltische die nach den Verordnungen des  
Vereinigten Königreichs geforderten seismischen Anforderungen erfüllen.  
Die Frage der Eignung gegenüber Erdbeben gilt im Vereinigten Königreich  
nicht als erheblich.
Das National Engineering Laboratory in Glasgow, das drei Tische betreibt,  
steht zur Zusammenarbeit zur Verfügung.
Schriftlich wurden auch Kontakte mit dem Building Research Establishment  
aufgenommen, doch ging bisher keine Antwort ein.
4.4 Die Lage in Griechenland
Prof. P.G. CARYDIS, Lehrstuhlinhaber für Erdbebentechnik an der  
Staatlichen Technischen Universität Athen besuchte die GFS in Ispra im  
Juli und stellte die Erdbebensimulationsanlage vor, die derzeit in seinem  
Fachbereich gebaut wird.
Nach Auffassung von Prof. Carydis sollte sich die Gemeinschaft vor allem  
bemühen:
- Sammlung und Verbreitung von Informationen über Erdbeben;
- Anlage genormter Seismographen zur Aufzeichnung starker Boden­
erschütterungen und Schaffung einer entsprechenden Datenbank;
- Aufbau eines europäischen Netzes von Rütteltischen mit zentralem  
Informationsdienst über die besonderen Merkmale;
- Ergänzung dieses Netzes mit einem Tisch hoher Kapazität;
- Entwicklung von Modellen zur Beschreibung des dynamischen Struktur­
verhaltens bei realistischer Bodenerschütterung und Verbreitung der  
entsprechenden Rechnerprogramme.

II. 7 GFS/28/83-DE
4.5 Die_La.ge in der Bundesrepublik Deutschland
In der Bundesrepublik Deutschland wurden die Forschungstätigkeiten auf  
dem Gebiet der erdbebensicheren Konstruktion im letzten Jahrzehnt vor  
allem hinsichtlich des Baus von Kernreaktoren verstärkt. Derzeit zeichnet  
sich auch eine Auswirkung auf den Bereich des Hochbaus ab. Die dynamische  
Prüfung von Modellen bzw. Bauteilen beschränkt sich auf den Einsatz  
kleinerer Rütteltische und den Einsatz von Rüttlern bei vorhandenen  
Strukturen. Seit sechs Monaten arbeitet ein 25-t-Rütteltisch bei HRB  
Jülich (siehe Tabelle 1).
Kontakte in der Bundesrepublik wurden geknüpft mit
- Reaktorverkäufern (KWU, HRB),
- Genehmigungsbehörden (IRS, Köln),
- Forschungsinstituten (TH Darmstadt, HDR-Vorhaben der KfK).
Meistens sind Verkäufer von Reaktorsystemen für Versuche von Prototypen  
im Maßstab 1:1, vor allem auf dem Gebiet der Wechselwirkung zwischen  
Flüssigkeiten und Strukturen (Brennelemente, Dampfgeneratoren usw.).
Die Forschungsinstitute ziehen kleinere Rütteltische vor, um genauere  
experimentelle Überprüfungen der grundlegenden Elemente von Rechner­
programmen vornehmen zu können. Die Genehmigungsbehörden folgen meistens  
den Forschungsinstituten, d.h. sie verlassen sich auf Rechnerprogramme,  
um Großstrukturen zu simulieren, sofern die grundlegenden Gesetze bei  
nichtlinearen Systemen mit Hilfe ordentlicher Versuche überprüft werden.
Im allgemeinen nimmt in der Bundesrepublik Deutschland ebenso wie in  
Japan und in den Vereinigten Staaten das Interesse an großen Rüttel­
tischen ab; man zieht heute die pseudo-dynamische Methode zur  
experimentellen Überprüfung großer Gebäude vor. Hauptgründe sind Kosten/  
Nutzen-Überlegungen, denn ein Rütteltisch kostet rund 100 USD je kg  
Modell.
Die verschiedenen in der Bundesrepublik angesprochenen Organisationen  
begrüßen die Initiative der Kommission. Sie werden in Kürze eine  
eingehende Stellungnahme zum Koordinierungsbedarf in Europa hinsichtlich  
der Forschung auf dem Gebiet der erdbebensicheren Konstruktion und dem  
Bedarf für große Versuchsprüfanlagen abgeben.

II. 8GFS/28/83-DE
5. BEURTEILUNG DER EIGNUNG DES STANDORTS ISPRA
Es wurden Untersuchungen vergeben, um durch statische und dynamische  
geotechnische Prüfungen die Eignung des vorab ausgewählten Standorts in  
der GFS Ispra zu prüfen, wo ein großer Rütteltisch aufgestellt werden  
soll.
Diese Versuche sollen wie folgt ablaufen:
- Anlage einer vertikalen stratographischen Karte des Standorts;
- geomechanische Kennzeichnung des Bodens (normale Durchlässigkeits­
versuche, Laborversuche an Bodenproben, Überwachung des Grundwassers);
- dynamische Verdichtungsprüfungen;
- Einsatz besonderer dynamischer Erregermaschinen zur Messung der  
Dämpfung seismischer Wellen als Funktion ihrer Frequenz und dadurch  
Beurteilung möglicher Auswirkungen des Betriebs des Tisches auf  
benachbarte Anlagen und Gebäude.
Kontakte mit der örtlichen Stromversorgung (ENEL) stellten sicher, daß  
die notwendige Stromversorgung ohne Schwierigkeiten erfolgen kann.
Der Zugang zur GFS Ispra über die bisherigen Straßenanschlüsse ermöglichte  
den Transport von Bauteilen für drei Forschungsreaktoren (Ispra I, ECO,  
ESSOR).  Auch könnte der Bau einer neuen Straße zum Anschluß der GFS an  
die nahe Autobahn geplant werden. Auch die USA hatten Probleme, mit dem  
Transport sperriger und schwerer Ausrüstungen (Raumfahrt- und Kernkraft­
programme); eine Lösung zeichnet sich mit Hilfe von Luftschiffen ab.  
Ähnliche Untersuchungen wurden auch in Europa durchgeführt.
Allerdings ließe sich der Transport vollständiger Modelle in vielen  
Fällen vermeiden. In der GFS Ispra ist die Montage vor Ort unter Einsatz  
der dortigen Geräte möglich.
Zum notwendigen Sachverstand läßt sich folgendes sagen: Zwar ist die GFS  
derzeit nicht mit seismischen Analysen beschäftigt, doch sind Sach­
verständige auf den Gebieten
- dynamische Prüfungen,
- Instrumentierung, Datenerwerb,
- numerische Strukturanalyse
vorhanden, die an diesen Vorhaben mitarbeiten könnten. Allerdings wäre  
die Einstellung einiger weniger Fachleute zum Aufbau eines qualifizierten  
Teams notwendig.

II. 9 GFS/28/83-DE
6. SCHLUSSBEMERKUNGEN
Die noch unvollständige obige Analyse erlaubt folgende Hinweise:
- Mit Ausnahme von Griechenland sind alle Mitgliedstaaten der Auffassung,  
daß die heutigen Normen für seismische Konstruktionen durch Einsatz  
der vorhandenen Versuchs- und Analysewerkzeuge ausreichend erfüllt  
werden können.
- Es gibt zahlreiche kleine und auch mittelgroße Rütteltische, von denen  
einige sechs kontrollierbare Freigrade haben, die eine realistischere  
Simulierung der zu erwartenden Bodenerschütterung ermöglichen.
- Zahlreiche Stellen in der Gemeinschaft haben starkes Interesse für  
einen Rütteltisch mit größerer Kapazität gezeigt. Das weist darauf hin,  
daß bisher nicht alle Erscheinungen modellmäßig entweder über Versuche  
in kleinem Maßstab oder durch Analysen erfaßbar sind.
- Im folgenden Bereich wäre eine europäische Zusammenarbeit sinnvoll:
.  Normung der Bodenerschütterungsmessungen und Aufbau einer  
europäischen Datenbank;
.  Entwicklung verfeinerter Modelle und von Rechnercodes, die durch  
Versuchsausrüstungen überprüft werden, die bereits vorhanden sind  
oder gebaut werden müssen, um ein besseres Verständnis der  
Erscheinungen zu ermöglichen und vielleicht auch die Sicherheits­
grenzen zu verringern.
7. KÜNFTIGE ENTWICKLUNGEN
Folgende Untersuchungen sollen durchgeführt und in einem Bericht  
veröffentlicht werden, der Mitte 1985 erscheinen soll:
- Beurteilung der Untersuchungsverträge, mit denen durch statische und  
dynamische geotechnische Prüfversuche die Eignung des Standorts Ispra  
zur Aufnahme eines großen Rütteltisches geprüft werden soll;
- weitere Beurteilung des Interesses der Gemeinschaft;
- Beschreibung einer möglichen Forschungstätigkeit;
- Vorausschätzung des Personalbedarfs und der Kosten.
Die Ergebnisse dieser Untersuchungen sollen Entscheidungen darüber  
ermöglichen, ob in Ispra ein Rütteltisch gebaut werden soll oder nicht  
und ob eine genauere Kon:;truktionsuntersuchung gestartet wird, die Ende  
1986 vorliegen soll.

II. 10 GFS/28/83-DE
Bemerkungen zu den Tabellen 1  bis 4:
1. Istituto Sperimentale Modelli e Strutture S.p.a.
2. National Engineering Laboratory
3.
4. Commissariat ä 1'Energie Atomique
5. Societe pour le Perfectionnement des Materiels et Equipements Aerospatiaux
6. Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
7. Construction Engineering Res. Lab. (US Army)
8. National Research Centre for Disaster Prevention, Science and Technology  
Agency
9. The Nuclear Power Engineering Test Centre
10. Institute of Industrial Science, University of Tokyo
11. Railway Technical Research Institute, Japan National Railway
12. Public Works Research Institute, Ministry of Construction
13. Central Research Institute of Electric Power Industry
14. Takasago Research Institute, Mitsubishi Heavy Industries
15. National Research Institute of Agricultural Engineering, Ministry of  
Agriculture
16. Port and Harbour Research Institute, Ministry of Transport
17. Shimizu Construction Co. Ltd.
18. Kajima Construction Co. Ltd.
19. Building Research Institute, Ministry of Construction
20. Ohbayashi-gumi Construction Co. Ltd.
21. Disaster Prevention Research Institute, Kyoto University
Schlüsselwörter:
DOF Freigrade
EHSS Elektrohydraulisches Servo-System
EVS Elektrodynamisches Vibrations-System
H Horizontal
V Vertikal

TABELLE 1  - Große Rütteltische in Europa
Anlage
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
1.6
1.7
1.8
1.9Ansalso Impianti "PERSEUS"  
Genua. Italien
ISMES
Bergamo, Italien
NEL2
Glasgow, Vereinigtes Königreich
GEC
Whetstond, Vereinigtes Königreich  
Staff >rd, Vereinigtes Königreich
B33E l"VESUVE"
Saclay, Frankreich
CEA "TOURNASOL" 
Saclay, Frankreich
SOPEMEAB
Velizy-Villacoublay,  Frankreich
3GmbH "SAMSON"
Jülich, Bundesrepublik Deutschland
National Tech. University  
Athen, Griechenland1MERKMALE DES TISCHES LEISTUNG
Tisch­
größe
(m)Frequenz­
bereich
(Hz)Höchstes
Modell­
gewicht
(t)Kontrol­
lierter
FreigradHöchste
Verstell­
barkeit
(mm)Höchst­
geschwin­
digkeit 
(mm/Sek.)Höchst­
beschleu­
nigung
(g)
3,5 x 3,5 0-60 2 H ± 70 
V ± 70860
5502,4
2,5 x 4,0 0,1-50 2 ± 35 400
3,0 x 3,0 0-33 20 3 H ± 125 
V ± 125
3,85x3,20
14ftxl4ft1-33
3-100025
1002
2
3,1 x 3,1
1erste 
Resonanz  
Fr. 200 Hz20 1 ± 100 1000 1,8
j  2,0 x 2,0
!
!erste 
Resonanz  
Fr. 200 Hz10 2 H ± 125 
V ± 1002200
1200
!  3,0 x 3,01  *0-50 10 2 H ± 110 
V ± 110600
6003
5,0 x 5,0 0,5-100 25 3 ± 200 1000 1,5
4,0 x 4,0 !  0-60 10 6 H ± 100 
V ± 100890
6251,5
2,7

TABELLE 2 - Große Rütteltische in den Vereinigten Staaten
MERKMALE DES TISCHES LEISTUNG
AnlageTisch­
größe
(m)Frequenz­
bereich
(Hz)Höchstes
Modell­
gewicht
(t)Kontrol­
lierter
FreigradHöchste
Verstell­
barkeit
(mm)Höchst­
geschwin­
digkeit 
|  (mm/Sek.)Höchst­
beschleu­
nigung
(8)
2.1University of Illinois, Urbana,  
Illinois (Uniaxial, 1968)3,65x3,65 0-50 4,5 1 H ± 51----------
38
1 5'
i
2.2University of California, Berkeley  
California (Biaxial, 1971)6,1 x 6,1 0-50 45 5 H ± 152 
V ± 51635
2540,67
0,22
2.3CERL^, Champaign,  
Illinois (Biaxial, 1973)3,65x3,65 0-200 6 5 H ± 73 
V ± 35813
68615
30
2.4Union Carbide, Oak Ridge,  
Tennessee (Biaxial, 1980)1,83x1,83 0-20 7 2 H ± 193 
V ± 193305
3050,25
0,25
2.5SUNY, Buffalo,
New York (Biaxial, 1983)3,65x3,65 0,1-60 20 5 H ± 150 
V ± 150635
3181,0
1,0
2.6NASA, Marshall Space Flight  
Center, AL (Biaxial, 1969)3,0 x 4,5 - 0,9 6 - 2438 100
2.7Cornell University, Ithaca,  
New York (Biaxial, 1982)2,1 x 2,1 0-50 0,27 2 H ± 76 
V ± 76800
8006
2.8 _iWestinghouse, Pi
ttsburg 
Pennsylvania (Biaxial)4,9 x 4,9 0-100 17,8 3 H ± 305 
V i 305762
7623,5

TABELLE 3 - Große Rütteltische in Japan
Anlage
3.1NRCDP STA8
Tsukuba-Ibaragi
3.2NUPEC
Tadotsu-Takamatsu
3.3HS, UT10
Chiba
3.4RTRI, JNR11
Kusutschi, Tokyo
3.5PWRI,  MC12
Tsusuba
3.6CRIEPI13
Abiko, Chiba
3.7NRCDP STA□
Tsukuba
3.8TRI MHI
Hiroeji, Hyogo
3.9NRIAE15
TsukubaMERKMALE DES TISCHES LEISTUNG
Tisch­
größe
(m)Frequenz­
bereich
(Hz)Höchstes
Modell­
gewicht
(t)Kontrol­
lierter
FreigradHöchste
Verstell­
barkeit
(mm)Höchst­
geschwin­
digkeit
(mm/Sek.)Höchst­
beschleu­
nigung
(B)
15 x 15 EHSS 0-50 500 2 H 30 
V 30370
3700,55
1
15 x 15 EHSS 1000 2 H 200 
V 100750
3751,8
0,9
10 x 2 EHSS 170 1 100 0,4
10 x 2 100 1 30 0,4
!  6 x 8 EHSS 0-30 100 1 75 6 00 0,8
6,5 x 6 EHSS 125 1 50 600 1,2
—
6 x 6
LEHSS 0-50 75 J  3
1H 100 
V 50800
6001,2
1
6 x 6 EHSS 50 J  2
JH 50 
V 50420
4201,2
1,2
6 x 3,2 EVS 0-50 30 1 50 320 0,414

TABELLE 3 - Große Rütteltische in Japan (Fortsetzung)
Anlage
3.10PHRI, MT16
Yokosuka, Fanagame
3.11SHIMIZU17
3.1218
Tokyo
3.13PHRI, MT16
Yokosuka
3.14BRI MC19
Tsukube
3.15OHBAYASHI20
Tokyo
3.16DPRI21
Kyoto
3.17DPRI2 1
KyotoMERKMALE DES TISCHES LEISTUNG
Tisch-
große
(m)Frequenz­
bereich
(Hz)Höchstes
Modell­
gewicht
(t)Kontrol­
lierter
FreigradHöchste
Verstell­
barkeit
(mm)Höchst­
geschwin­
digkeit
(mm/Sek.)Hochst- 
beschleu-  
nigung 
(g)
5,5 x 2 EVS 17 1 ± 50 150 0,5
5 x 4 EHSS 12 1 ± 100 720 1
4 x 4 EHSS 20 2 H ± 150 
V ± 751140
4551,2
2
4 x 3,5 EVS 30 1 ± 50 250 0,45
4 x 3 EHSS 0-50 20 1 ± 75 600 1
4 x 3 EHSS 10 1 ± 100 1
3 x 3 EHSS 12 1 ± 100 0,5
2,5 x 2,5 EVS 8 2 H ± 50 
V ± 50500
5000,5
0,5Tokyo
KAJIMA

TABELLE 4 - Große Rütteltische in der Welt (außer EG, USA und Japan)
MERKMALE DES TISCHES LEISTUNG
AnlageTisch­
größe
(m)Frequenz­
bereich
(Hz)Höchstes
Modell­
gewicht
(t)Kontrol­
lierter
FreigradHöchste
Verstell­
barkeit
(mm)Höchst­
geschwin­
digkeit 
(mm/Sek.)Höchst­
beschleu­
nigung
(8)
4. 1University of Kiril and Metodij,  
Scopie, Jugoslawien  
(Biaxial, 1980)5 x 5 0-30 40 5 H ± 125 
V ± 50635
3800,67
0,4
4.2Arya Mehz University,  
Teheran, Iran  
(Uniaxial)5 x 5 0-50 50 1 H ± 50 0,6
4.3University of Pahlavi,  
Siraz, Iran  
(Uniaxial)4 x 4 0-50 20 1 H ± 50 1,1
4.4University of Mexico,  
Mexico City, Mexico  
(Uniaxial, 1975)4,5 x 2,5 0-50 20 1 H ± 51 381 1,2
4.5Tong Ji University,
Shanghai, Volksrepublik China  
(Biaxial, 1982)4 x 4 0-60 10 6 H ± 100 
V ± 100890
6251,5
2,7

KOMMISSION GFS/28/83-DE
DER
EUROPAISCHEN GEMEINSCHAFTEN
Gemeinsame Forschungsscelle
III.
AUSSICHTEN FUR DIE AUFSTELLUNG EINER FUSIONSMASCHINE 
VOM TYP IGNITOR IN DER GFS-FORSCHUNGSSTELLE ISPRA
Zweiter Zwischenbericht

III. 2 GFS/28/83-DE
INHALT
Seite
1. EINLEITUNG III. 3
2. STROMVERSORGUNG III. 3
3. HAUPTGEBfiUDE UND HILFSSYSTEME III. 4
4. LIZENZEN III. 4
5. KOSTENVORANSCHLAG III. 5

III. 3GFS/28/83-DE
1. Einleitung
Im Zwischenbericht vom Mai 1983 (K0M(83) 398 endg.) lauteten die 
Ergebnisse einer Vorabuntersuchung von drei wichtigen Fragen im 
Zusammenhang mit der Standortwahl fiir IGNITOR in Ispra: Stromversorgungs- 
system, Hauptgebaude sowie Hilfssysteme und Lizenzverteilung.
Im nachfolgenden Zeitraum wurden diese Fragen weiter untersucht; dabei 
ging es vor allem um die Nutzung der von den ESSOR-Anlagen bereitgestellten 
Einrichtungen. Dabei wurde es moglich, zahlreiche einzelne und praktische 
Aspekte vor Ort durch bessere Definition der verschiedenen Nuklear- 
tàtigkeiten zu priifen, die im ESSOR-Gebiet geplant sind; die Priifung 
erfolgt im Rahmen des vorgeschlagenen Mehrjahresprogramms der GFS 
(K0M(83) 327 endg.); andererseits waren genaue aktualisierte Informationen 
iiber die Eigenschaften und Anforderungen fiir den IGNITOR-Versuch 
vorhanden.
2. Stromversorgung
Inzwischen ist von ENEL die genaue Antwort auf den Fragebogen iiber die 
Stromversorgungsanforderungen eingegangen. Dabei wurde offiziell 
bestatigt, daB sich eine direkte Stromversorgung von der 380 kV-Leitung 
am Rande der Forschungsstelle Ispra legen laBt. Die Kosten fiir den 
AnschluB an die Leitung wurden zusammen mit den Vertragsbedingungen fiir 
die Versorgung im Zeitraum 1987-1991 angegeben.
In einem Referenzfall von drei Impulsen je Tag sieht das Angebot wie 
folgt aus:
.  Anlagekosten: 820.000.000 LIT 
.  Bauzeit: 24 Monate
.  Jahrliche Kosten fiir Stromversorgung: 565.000.000 LIT (bei einem 
angenommenen Verbrauch von 120.000 kwh/Jahr)
.  Fvir Energieverluste im Transformator werden Zusatzkosten in Hohe 
von 75 LIT/kwh verlangt.
Die Stromversorgung erfolgt allerdings unter der einzigen Bedingung, 
daB die Schiisse vorher angekiindigt werden. AuBerdem wird vorgeschlagen, 
wàhrend der Arbeitszeit an Werktagen zu arbeiten, wenn die KurzschluB- 
kraft am hochsten ist und die Impulse das Stromnetz am wenigsten stòren.
Der Standort fiir die Transformatorstation innerhalb der Forschungsstelle 
Ispra wurde bereits festgelegt; das gleiche gilt fiir die Auslegung der 
Stromleitung bis zur mittleren Umformerstation in der Nahe des Haupt- 
gebàudes fiir IGNITOR.

III. 4 GFS/28/83-DE
.  Hauptgebaude und Hilfssysteme
Da fiir die ESSOR-Druckhiille kein anderer Verwendungszweck vorgeschlagen 
wurde und ausgehend von den aktualisierten Informationen iiber die 
Konstruktion von IGNITOR sowie die Anforderungen fiir Betrieb und Lizenz- 
erteilung wurde die Anlage von IGNITOR in diesem Gebaude erneut in 
Betracht gezogen. Aufgrund der neuen Informationen erscheint das 
friihere Urteil iiber Schwierigkeiten bei der Unterbringung der Maschine 
innerhalb der Druckhiille als verfriiht.
Nunmehr ist vorgesehen, sie auf Erdgeschofihohe (siehe Abb. 1) 
einzubauen, was offensichtlich mehrere praktische Vorteile bietet.
Die Abschirmung kann durch entfembare Blocke erfolgen, die der 
bestehende 50-t-Kran bewegt. Zahlreiche Hilfseinrichtungen, wie die 
Verteileranlage fiir fliissigen Stickstoff, bestehen bereits in diesem 
Gebaude. Andere Hilfsdienste einschlieBlich der Zwischenlagerung von 
aktivierten Werkstoffen lassen sich in verschiedenen vorhandenen Raumen 
ohne weiteres unterbringen, von wo aus unmittelbarer Zugang zu heiBen 
Zellen besteht (Abb. 2). Das groBe Druckhiillengebàude sichert zusammen 
mit dem 80 m hohen Luftschacht weitgehend den Schutz gegen die maximale 
hypothetische Freisetzung von Tritium oder radioaktivem Staub.
Die relative Anordnung von IGNITOR sowie der Labors und Programme 
innerhalb der ESSOR-Anlage ist Abbildung 3 zu entnehmen.
Lizenzen
Mit den italienischen Lizenzbehorden wurde ein informatorischer Vertrag 
geschlossen, um das mogliche Vorgehen bei der Lizenzvergabe fiir die 
verschiedenen mòglichen neuen Nukleartatigkeiten im ESSOR-Komplex 
einschlieBlich IGNITOR zu beurteilen.
Das vorgesehlagene Vorgehen sieht so aus, dafi alle diese Tatigkeiten 
unter die vorhandene Lizenz gruppiert werden und als "Xnderung der 
Anlage" gelten. Ausgehend von dieser Annahme, die hochstwahrscheinlich 
als Leitlinie fiir das gesamte Lizenzverfahren gelten wird, diirfte es 
fiir IGNITOR nicht einmal nòtig sein, daB gemaB Artikel 55 DPR 13,2, 1964 
n. 185 erforderliche Verfahren durchzufiihren, das im vorigen Zwischen- 
bericht erwahnt wurde. In diesem Fall konnte man das einfachere 
Verfahren gemaB Artikel 12 DPR 185 anwenden.

III. 5 GFS/28/83-DE
5. Kostenvoranschlag
Die Veranscnlagung der Kosten fiir die ErschlieBung des Standorts 
(einschliefilich des Stromversorgungssystems und der Gebaude),  die 
Anpassung der verschiedenen Hilfseinrichtungen, Stromversorgung und 
technische Dienste unter Ansatz einer Bauzeit von rund drei Jahren 
(1984 bis 1987) und einer Betriebsdauer von vier Jahren (1988 bis 1991) 
erfolgt zur Zeit. Die Veranschlagung wird zusammen mit dem technischen 
Bericht Ende September vorgelegt.

III. 6
Abb.  1  :  Anlage von IGNITOR in dem
Druckhiillengebaude fiir ESSOR.
AufriB.

III. 7
Abb.  2 :  Anlage von IGNITOR in dem
Druckhiillengebaude fiir ESSOR.
Darstellung der Hilfseinrichtungen.

III. 8
Abb. 3: Aufteilung von IGNITOR und anderer Labors und Programme 
im ESSOR-Komplex.