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. 
COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
C O M (8 3 ) 550 final  
B ru xelles, 19 octobre 1983
PROJETS D'INTERET E U R O PE E N
(Deuxième rapport d 'a c ti v it é s  de L a Commission au Conseil)
C O M (8 3 ) 550 fin a l

T A B L E  D E S  M A TIERES
Page
PROJETS D'INTERET E U R O PE E N 2
I.U N  LABO RA TOIRE D E  M ANIPULA TION  D U  TRITIUM A U  C C R  D'ISPRA
Deuxième rapport d 'a c ti v it é s 1.1
1. In tro d u ctio n 1.4
2. Résumé1.6
3. Rapport1.18
I I . U N E  TA B LE VIBRANTE A U  C C R  D'ISPRA
Deuxième rapport d 'a c ti v it é sI I . 1
I I I . PERSPECTIVES D'INSTALLATION A U  C C R  D'ISPRA D'UNE M A C H IN E
A  FUSION D U  TY PE IGNITOR
Deuxième rapport d 'a c ti v it é sI I I . 1

COMMISSION
DES
COMMUNAUTES EUROPEENNES-  2 -
Centre commun de recherche
PROJETS D'INTERET EUROPEEN
1. In tro d u ctio n
A  la su ite  de la réunion du Conseil du 10 mars 1983, à laq u elle la 
Commission a été chargée d'exam iner les p ro je ts  pouvant ê tre  mis en oeuvre 
au C C R  d 'I r s p r a , tr o i s  études p ré lim in a ire s ont été e n tre p ris e s .
Le mandat com portait l'examen :
- des p o s s ib ilité s  et besoins au niveau communautaire,
- de la f a i s a b i l i t é  à Isp ra ,
- des coûts d 'in v estisse m e n t.
Les thèmes étudiés sont :
-  un la b o ra to ire  de m anipulation du tritiu m ,
- une tab le  v ib ra n te ,
- Ignitor.
La nautre de ces thèmes n 'é ta n t pas la même, i l  a f a llu  te n ir  compte 
d'élém ents d iffé re n ts  dans chaque cas, et le rythme de déroulement des 
travaux n 'a  pas été uniform e.
2. L aboratoire de m anipulation du tritiu m
Le deuxième rapport d 'a c t i v i t é s  sur la p o s s ib ilité  de c o n stru ire  à 
Ispra un la b o ra to ire  de m anipulation du tritiu m  est suffisamment avancé pour 
c o n stitu e r une étude technique complète. Ce rapport a déjà été p résen té au 
Comité c o n s u lta tif pour le programme de fusion (CCPF) qui a in clu s le tritiu m  
dans son actio n  concernant le "prem ier ensemble de p ro je ts "  dans le cadre du 
programme de technologie de la fusion 1982-1986.

-  3 -
L 'o p p o rtu n ité et la n é c e s s ité  d'un la b o ra to ire  européen de m anipulation 
du tritiu m  pour les besoins du programme de recherche sur les réacteu rs de 
fu sio n , qui avaient déjà é té  soulignées par le "Fusion Review Panel" réuni en 
1981, ont é té  amplement démontrées. Le rapport analyse dans les d é ta ils  les 
problèmes lié s  au tr itiu m , auxquels i l  fau t s 'a tte n d re  au stade des études de 
conception du réacteu r expérim ental post-JET, INTOR, et du N E T  (Next European 
T orus). Dans un réacteu r de fu sio n , le cycle du tritiu m  d o it répondre à des 
c r itè r e s  o p ératio n n els et de s é c u rité  d iffé re n ts  de ceux que l'o n  rencontre 
dans les in s ta lla tio n s  m ilita ir e s  de production du tritiu m  et beaucoup plus 
complexes que ces d e rn ie rs .
Le C C R  d 'Is p ra  peut valablement poser sa candidature à la co n stru ctio n  
et à l'e x p lo ita tio n  d'un la b o ra to ire  de ce genre en raison de l'ex p é rie n c e  
q u 'i l  a acquise dans le domaine de la technologie des isotopes de l'hydrogène. 
L 'i n s t a l l a t i o n , qui sera mise à la d isp o s itio n  de to u te s les a sso c ia tio n s de 
fu sio n , sera polyvalente et souple et pourra t r a i t e r  ju sq u 'à 100 g de tritiu m . 
Elle se rv ira  e ssen tiellem en t à é tu d ie r les problèmes de sé c u rité  posés par le 
tr itiu m , à créer les conditions n écessaires à la m anipulation et à l'e s s a i 
des composantes ain si que des p a rtie s  t r i t i é e s  des réacteu rs de fu sio n .
Une fo is  o p é ra tio n n e l, le la b o ra to ire  d ev rait compter 25 personnes au 
maximum (dont sept p ro fe s s io n n e ls). La prem ière estim atio n  des coûts 
d 'i n s t a l l a t i o n  du la b o ra to ire  - quelque 10 m illio n s d'Ecus (valeur 1983) - 
est en t r a in  d 'ê tr e  évaluée avec plus de p réc isio n  par un bureau d 'é tu d e s.
Les r é s u lta ts  de c e tte  év alu atio n  seront d isp o n ib les d 'i c i  au 15 septem bre.
3. Table v ib ran te
Le deuxième rapport d 'a c t i v i t é s  sur les ta b le s  v ib ra n tes c o n stitu e  avant 
tout une étude d é ta illé e  de l ' u t i l i t é  d'une i n s t a ll a ti o n  de ce genre, ain si 
que de sa d is p o n ib ilité  dans la Communauté et a ille u r s  dans le monde. En 
m êm e tem ps, l'é tu d e  donne un aperçu de la recherche a c tu e lle  sur les analyses 
sism iques, perm ettant a in si de suivre l'é v o lu tio n  de ce domaine.

-  4 -
La p lu p art des E tats membres estim ent que les normes a c tu e lle s  
rég issan t la conception sismique peuvent ê tre  respectées au moyen des 
instrum ents expérimentaux et an aly tiq u es déjà d isp o n ib les. Néanmoins, 
d'aucuns estim ent aussi dans la Communauté qu'une ta b le  v ib ran te d'une 
cap acité supérieure à c e lle  des ta b le s  e x is ta n te s  p o u rra it utilem ent 
ê tre  mise au point en commun en Europe, pour s e rv ir à norm aliser les 
mesures de mouvement du sol et conduire ain si à une banque de données 
européennes, et pour concevoir et éprouver des modèles et codes de 
ca lc u ls a ffin é s  perm ettant de mieux comprendre le phénomène et d 'am élio rer 
les normes de s é c u rité .
L'installation d'une table de ce genre au CCR d'Ispra ne semble pas 
poser de problème particulier. Toutefois, des contrats d'étude ont été 
passés en vue de déterminer, au moyen d'essais géotechniques statiques et 
dynamiques, dans quelle mesure le site présélectionné à l'établissement 
d'Ispra se prête à la mise en place de l'installation.
Dans les années à venir, le CCR poursuivra l'analyse technique et 
financière précise de l'opération, qui présente un grand intérêt pour la 
Communauté et qui s'insère parfaitement dans le cadre général des objectifs 
de sécurité du Centre commun de recherche.
4. Ig n ito r
Dans ce deuxième rapport d 'a c t i v i t é s ,  les tr o i s  s u je ts  principaux 
in té re ssa n t l'im p la n ta tio n  d'IGNITOR au C C R  d 'Is p ra  sont étu d iés plus 
avant : système d 'a lim e n ta tio n  é le c triq u e , bâtim ent p rin c ip a l et systèmes 
a u x il i a i r e s , procédures d 'a u to r is a tio n . Une a tte n tio n  p a r tic u liè r e  est 
consacrée aux coûts d 'i n s t a l l a t i o n  et aux f r a is  annuels d 'é l e c t r i c i t é .
L 'in s ta lla tio n  dans le bâtim ent a b rita n t ESSOR peut o f f r i r  des 
avantages p ratiq u es en raison des f a c i l i t é s  qui y e x is te n t d éjà. La 
procédure d 'a u to r is a tio n  ne semble pas devoir poser de problème im portant.
L 'év alu atio n  d é fin itiv e  de tous les coûts a ffé re n ts  à l 'i n s t a l l a t i o n  
d'IGNITOR, de même que l'é tu d e  technique com plète, fero n t l'o b je t d'un 
rapport fin a l qui sera prêt fin  septembre 1983. Le Centre commun de 
recherche estim e s 'ê t r e  a in si a c q u itté  de la tâche de p rép arer une étude 
de f a i s a b i l i t é  concernant l'im p la n ta tio n  d'IGNITOR à Isp ra . Il p o u rsu iv rait 
c e tte  étude si une a sso c ia tio n  de fusion au moins le demandait.

-  1.1  - COMMISSION
DES
COMMUNAUTES EUROPEENNES
Centre commun de recherche
I. UN LABORATOIRE DE MANIPULATION DU TRITIUM 
AU CCR D'ISPRA
Deuxième rapport d'activités

-  1.2  -
TA B LE D E S M A TIERES
Page
1. INTRODUCTION I . 4
2. R E S U M E  I . 6
2 .1 . G én éralités I . 7
2 .2 . Besoins du N E T  en m atière de recherche et développement I. 7
2 .3 . Aperçu du s a v o ir-fa ire  actu el et des a c tiv ité s  en cours I . 8
2 .4 . Expérience et a c tiv ité s  a c tu e lle s  du C C R  I . 9
2.5. O b jectifs du la b o ra to ire  de m anipulation du tritiu m  du C C R  1.10
2 .6 . D escription du la b o ra to ire  1.11
2 .7 . S itu a tio n  1.12
2 .8 . Procédures d 'a u to r is a tio n  1.12
2 .9 . Programmation et ressources 1.13
2.10. Conclusions 1.14
3. R A PPO R T  1.18
3 .1 . Remarques générales concernant l'em ploi de réacteu rs de fusion
comme réacteu rs su rrég én érateu rs 1.19
3 .2 . Besoins du N E T  et des réacteu rs de puissance en m atière de
travaux de R & D  sur le tritiu m  1.21
3 .2 .1 . In tro d u ctio n  1.21
3 .2 .2 . Perméation et in v e n ta ire  du tritiu m  dans les m atériaux
de s tru c tu re  1.21
3 .2 .3 . Systèmes de traitem en t du tritiu m  1.23
3 .2 .4 . E ffets de la contam ination par le tritiu m  en régime
normal, pendant les opérations d 'e n tr e tie n  et en cas 
d 'a c c id e n t 1.26
3 .2 .5 . In v en taire du tritiu m  1.28
3 .2 .6 . Planning des travaux de la R  8 D  1.29

-  1.3 -
3.3. Aperçu du s a v o ir -f a ir e  actu el et des a c tiv ité s  en cours 1.30
3 .3 .1 . Expérience acquise grâce aux réacteu rs de fis s io n  1.30
3 .3 .2 . A c tiv ités à l'appui de la fusion 1.31
3 .4 . A c tiv ités passées et p résen tes du C C R  1.38
3 .4 .1 . Expérience p ratiq u e en m atière de m anipulation et de
monitorage du tritiu m  1.38
3 .4 .2 . Travaux de recherche sur le tritiu m  dans le domaine de
la fusion 1.41
3 .5 . O b je c tifs du la b o ra to ire  tritiu m  C C R  1.47
3 .5 .1 . M otivation et o rie n ta tio n  1.47
3 .5 .2 . Programme expérim ental proposé pour les travaux
du C C R  sur la fusion 1.48
3 .6 . D escription du lab o ra to ire  1.58
3 .6 .1 . Bâtiment 1.58
3 .6 .2 . Système de confinement du tritiu m  1.58
3 .6 .3 . Emplacement du la b o ra to ire  1.60
3 .6 .4 . Procédures d 'a u to r is a tio n  1*61
3 .6 .5 . P la n ific a tio n  et ressources 1.70
3 .6 .6 . Estim ation des coûts 1.71
3 .7 . Conclusions 1.72
A N N E X E  1  :
Premier ensemble de projets en ce qui concerne le tritium, établi par
le comité d ire c te u r sur la technologie de la fusion 1.73

- 1.4 -
1. Introduction
Le tritium est u t i l i s é  depuis de nombreuses années déjà dans les pays de la 
Communauté européenne pour la recherche b io lo g iq u e, biochimique et chimique et m êm e 
pour des ap p lic a tio n s in d u s tr ie lle s  et commerciales. Le confinement et le co n d itio n ­
nement des e fflu e n ts  liq u id es t r i t i é s  issus du retraitem en t de com bustibles n u cléaires 
ont été eux aussi des o b je c tifs  de recherche de la Communauté.
Le tritiu m  sera u t i l i s é  comme com bustible dans les réacteu rs de fu sio n , mais 
la m anipulation de q u a n tités im portantes de ce produit suppose la mise au point de 
technologies perfectio n n ées et sû re s. D e to u te façon, le tritiu m  est produit en 
q u a n tités im portantes dans les in s ta lla tio n s  se c rè te s des pays qui disposent de 
l'arm e atom ique, à savoir la France et la Grande-Bretagne. Dans une d é c la ra tio n  au 
Groupe des questions atomiques en décembre 1981 (ré f. 1 ), ces deux pays ont indiqué 
q u 'i ls  é ta ie n t disposés à divulgeur leur s a v o ir-fa ire  concernant la technologie du 
tritiu m  appliquée à la fu sio n . La d é c la ra tio n  du délégué b rita n n iq u e , dont la d é lé ­
gation fra n ç a ise  a indiqué q u 'e lle  la so u ten ait sans ré se rv e , se term in ait par les 
mots suivants :
"Je suis a u to risé  à d é c la re r que le Royaume-Uni s e ra it heureux d 'a id e r la 
Commission et la Communauté en leur communiquant des inform ations concernant son 
expérience de la technologie du tritiu m , u tile s  pour le programme élaboré par la 
Communauté. J 'e s p è re  que cela c o n trib u e ra it à d é fin ir  de manière plus p réc ise  les 
domaines dans lesquels de nouveaux travaux devraient ê tre  e n tr e p ris ."
O n comprend to u te fo is  l'in q u ié tu d e  exprimée dans son rapport de décembre 1981, 
par le "European Fusion Review P anel", qui co n state "qu'une p a rtie  seulement du savoir" 
fa ir e  n écessaire dans ce domaine (la m anipulation du tritiu m  dans le cadre de la tech ­
nologie de la fusion) se trouve déjà dans les la b o ra to ire s s e c r e ts " , car les o b je c tifs  
et les besoins qui ont motivé la mise au point de ces techniques é ta ie n t trè s  d i f f é ­
re n ts . Le "panel" rap p elle que les E tats-U nis ont c o n stru it à Los Alamos un labora­
to ir e  c iv il de m anipulation du tritiu m  pour la fusion qui a essen tiellem en t été jugé 
n écessaire pour démontrer que les techniques de m anipulation du tritiu m  répondent aux 
normes de s é c u rité  des a p p lic a tio n s c iv ile s  de la fu sio n . C e la b o ra to ire  n 'e s t cepen­
dant pas entièrem ent ouvert aux chercheurs des a u tre s pays. Le "panel" préconise la 
co n stru ctio n  d'une i n s ta lla tio n  d 'e s s a i au tr itiu m , qui se co n sac re ra it à la mise au 
point de techniques dans le cadre du programme "Fusion" de la Communauté, compte tenu 
de l'extrêm e fa ib le s s e  de l'Europe dans ce domaine. Par a i l l e u r s , le "panel" sout-igne 
q u 'i l  convient d'exam iner les problèmes de s é c u rité  et d 'in cid e n c e  de la fusion sur 
l'environnem ent dès m aintenant, avant que ne se posent les problèmes lié s  à ses a p p li­
catio n s in d u s tr ie lle s  (ré f . 2 ). La question de la m anipulation du tritiu m  est l'u n  des 
principaux problèmes de s é c u rité .
Le même souci de la s é c u rité  d 'u t i l i s a t i o n  du tritiu m  a é té  exprimé lors d'un 
sém inaire AIEA (ré f . 3) qui a accordé une p r io r it é  absolue aux travaux de recherche et 
au développement consacrés aux problèmes posés par le tritiu m .
La Commission des Communautés européennes, consciente du problèm e, a inclus 
la question du tritiu m  dans son "prem ier ensemble de p ro je ts "  concernant 1e partage 
des a c tiv ité s  de recherche et développement dans la Communauté, dans le cadre du pro­
gramme européen de technologie de la fusion 1982-1986 (ré f . 4 ).

- 1.5 -
Références
1. D éclaration des délég atio n s b ritan n iq u e et fra n ç a ise  au groupe des questions 
atom iques, proposant de divulguer le savoi i —f a ir e  concernant la technologie du 
tritiu m  appliquée à la fu sio n . Annexes A  et B  du document A T O  98, du 10 décem­
bre 1981.
2. Rapport du "European Fusion Review P anel", Commission des Communautés européennes, 
CREST-EN/216b, SEC(81)1933, B ru x elles, 3 décembre 1981.
3. IAEA workshop on Fusion Safety (+ sém inaire de l'AIEA sur la sé c u rité  dans le 
domaine de la fu sio n ), 23-27 mars 1981.
4. Programme européen de technologie de la fu sio n , 1982-1986, Tasks T 1 à T6 
(voir annexe 1).

-  1.6  -
2. R E S U M E

- 1.7 -
2.1.  Généralités 
Les caractéristiques principales du cycle du  tritium  d'un réacteur expérimen­
tal post-JET  (INTOR) et d'un réacteur de fusion sont résumées dans le tableau et 
la figure 1. Ce cycle impose plusieurs contraintes nouvelles par rapport aux instal­
lations militaires de production de  tritium.  Dans  celles-ci,  par exemple, il n'y a 
pas de chambre à  plasma,  pas de traitement de plasma usé et pas de récupération de 
tritium  à partir d'un fluide caloporteur. En outre, la surrégénération de  tritium 
n'est pas nécessaire, contrairement à ce qui est le cas dans les réacteurs de fusion. 
Cela  signifie que de nombreux équipements et unités de traitement qui seront utili­
sés dans le cycle du  tritium  d'un réacteur de fusion  n'ont  pas d'équivalent dans la 
technologie  mise au point jusqu'à présent et nécessiteront des travaux spécifiques 
de recherche et développement. 
Tableau  1 - Bilan du  tritium  dans les réacteurs de fusion 
Débit detritium 
g/j Inventai re 
kg Tritium consommé 
kg/an Rapport  de surré­
génération du 
tritium 
INTOR  (1) 1 600 4-5 12 0,6 
REACTEUR  DE 
PUISSANCE  (2) 8 000 10-20 120 1,05 
(1) Troisième phase, disponibilité 50 %; (2) 1 600 Mwe, disponibilité 80 %. 
2.2.Les besoins du NET en matière de R S D 
Il a été procédé à une analyse détaillée des problèmes que posera le  tritium 
dans le NET (Next European Torus)  afin de déterminer quels sont les besoins spécifi­
ques de l'Europe en matière de recherche et développement. Cette analyse se réfère 
principalement à l'étude de conception d'INTOR (phases 1 et 2a). Les principales 
questions  étudiées sont les suivantes : 
a) permeation,  inventaire et dégazage du  tritium  dans les matériaux de structure 
(première paroi et structures internes du réacteur); 
b) systèmes liés aux différents aspects du cycle du combustible (récupération du 
tritium  à partir  du plasma usé, du réfrigérant et de la matière fertile; alimen­
tation  en combustible;  traitement  et évacuation des déchets); 
c) contamination du réacteur en régime normal, pendant les travaux d'entretien et 
en cas d'accident; 
d) traitement  et élimination des déchets (structures et équipements). 

- 1.8 -
En ce qui concerne Le  point  a), Les probLèmes Liés à L1impLantation et à La 
perméation du  tritium  dans La première paroi sont compLexes et Les données disponi-
bLes  insuffisantes. Un  effort  est nécessaire pour accroître Le voLume d'informations 
dont  on dispose sur La perméation et Le dégazage d'H/D par rapport à ceux du  tritium 
et pour étudier Les effets conjugués de L'irradiation neutronique et du  tritium. 
En ce qui concerne Le  point  b), différents projets ont été éLaborés concernant 
Le traitement  du pLasma usé et du faisceau de neutres, L'aLimentation en combustible, 
La détritiation du réfrigérant et La récupération du  tritium  à partir  de La couverture 
fertiLe. On a reconnu La nécessité de  mettre  au  point  des équipements de grande taiLLe 
compatibLes  avec Le  tritium,  notamment des pompes (cryogéniques et turbomoLécuLaires), 
vannes  et autres équipements du circuit. Un probLème  important  se posera, ceLui de La 
"resondabiLité" de L'acier à  forte  teneur en  tritium. 
Divers  besoins spécifiques Liés aux schémas fonctionneLs ont été définis. On 
considère que La mise au  point  d'appareiLLages est importante pour optimiser Les  dif­
férents procédés.  CeLa  s'appLique notamment aux systèmes d'épuration des gaz (pièges 
froids, oxydation cataLytique) et aux unités de séparation isotopique (distiLLation 
cryogénique, chromatographie en phase  gazeuse,  éLectroLyse, etc.) nécessaires pour 
traiter  Le pLasma usé. Dans ces domaines, L'expérience acquise grâce aux réacteurs 
de fission et aux appLications miLitaires  sera  précieuse. 
2.3.  Aperçu du savoir-faire actueL et des activités en cours 
La connaissance que nous avons des probLèmes Liés au  tritium,  et notamment de 
La technoLogie du  tritium,  nous est principaLement fournie par L'expérience du fonc­
tionnement des réacteurs de fission (notamment des réacteurs à eau Lourde et des réac­
teurs à haute température refroidis au gaz  (HTGR)J,  ainsi que du confinement et du  con­
ditionnement des eaux résiduaires  issues  du retraitement des combustibLes de fission, 
aLors  que Les informations fournies par Les miLitaires restent Limitées. 
Les réacteurs à eau Lourde posent des probLèmes Liés à La manipuLation de quan­
tités importantes d'eau tritiée et à son  traitement.  L'expérience acquise dans ces do­
maines,  tant  en Europe que dans Le monde entier (principaLement au  Canada),  est impor­
tante. 
Un système de détritiation permettant d'extraire jusqu'à 160 000 Ci par an de 
tritium  à partir  de L'eau Lourde fonctionne actueLLement dans Le réacteur à haut fLux 
deiGrenobLe.  Ce système utiLise un procédé mis au  point  par Le CEA. 
Les probLèmes Liés à La perméation du  tritium  à partir  du circuit de refroidis­
sement primaire des réacteurs  HTGR  ont été étudiés et des soLutions permettant de 
réduire cette perméation grâce à des revêtement ont été proposées. 
Le tritium  est égaLement un sous-produit de La production d'éLectricité d'ori­
gine nucLéaire (fission) et pose  surtout  des probLèmes au stade du retraitement du 
combustibLe  épuisé. Les activités de recherche concernant Le  traitement,  Le condition­
nement et L'évacuation des eaux résiduaires tritiées ont été réparties entre Les Etats 
membres de La Communauté européenne dans Le cadre du programme de "gestion et stockage 
des déchets radioactifs" (DG XII). Dans Le cadre du programme  "Fusion",  plusieurs 
actions  ont été entreprises en Europe pour  traiter  Les probLèmes Liés au  tritium,  à 
savoi  r : 

- 1.9 -
- études de conception concernant le cycle du combustible dans les réacteurs expéri­
mentaux et les réacteurs de  puissance; 
- conception du laboratoire de manipulation du  tritium  en vue de  l'utilisation  de 
ce produit  par le JET; 
- élaboration d'un premier programme de recherche expérimentale. 
Le Joint European Torus  doit  utiliser du  tritium  à la deuxième phase de son 
exploitation. Une installation de manipulation du  tritium  sera  donc mise en place dans 
l'enceinte du JET pour purifier les gaz brûlés provenant de la chambre à plasma et des 
injecteurs de neutres. Le personnel du JET s'emploie actuellement à définir de manière 
détaillée les spécifications de cette installation, qui comprendra notamment les élé­
ments essentiels de  traitement.  La Commission a récemment lancé dans le cadre des 
actions  en matière de technologie de la fusion que le Comité de gestion de technologie 
de la fusion a décidé d'entreprendre, un programme de recherches consistant à étudier 
les problèmes de mise au  point  du NET et des réacteurs de puissance liés au  tritium. 
Les associations européennes de fusion ont proposé des contrats d'étude. Les domaines 
considérés sont les suivants : 
- système d'épuration du combustible; 
- récupération du  tritium  contenu dans les effluents liquides; 
- détecteur de  tritium; 
- cellule d'électrolyse; 
- système de décontamination; 
- développement industriel d'équipements de grande taille; 
- récupération du  tritium  contenu dans la couverture (matière  fertile  liquide ou 
solide). 
Les crédits déjà affectés s'élèvent à 11 millions  d'Ecus  environ. Les travaux 
expérimentaux s'échelonneront sur la période 1984-1986. 
Aux Etats-Unis,  la construction du  Tritium  System Test  Assemble  (TSTA)  à 
Los Alamos est maintenant achevée et les  essais  d'utilisation du  tritium  doivent  com­
mencer  dès cet automne. D'autres laboratoires, tels que le Mound Laboratory et le 
Lawrence  Livermore Laboratory, procèdent à des recherches expérimentales. Des travaux 
de conception et de spécification des équipements de l'installation d'essai au  tritium 
du grand Tokamak  TFTR  de Princeton ont également été menés à  bien.  Au japon, un labo­
ratoire polyvalent de  traitement  du  tritium  est en construction. Sa mise en service 
est prévue pour 1985. 
2.4.  Expérience et activités actuelles du CCR 
Deux  réacteurs d'essai à eau lourde sont utilisés depuis de nombreuses années 
au CCR d'Ispra, le réacteur  Ispra-1  et le réacteur  ESSOR.  Le centre est donc bien 
équipé pour le contrôle du  tritium,  la radioprotection et les analyses des contrôles 
effectués in situ. Il a acquis de l'expérience en matière d'entretien et de remplace­
ment des circuits d'eau et du matériel contaminés par le  tritium. 
Tout le monde s'accorde à reconnaître l'expérience  acquise,  en ce qui concerne 
les problèmes liés à la production et à la manipulation de l'hydrogène, ainsi qu'à la 
corrosion  par ce produit, etc., dans le cadre du programme "Hydrogène" du CCR, qui 
approche  maintenant de son terme. 
Diverses  activités concernant le  tritium  sont en cours à Ispra, dans le cadre 
du programme "Technologie de la fusion" du CCR. Ces activités, entreprises en 1978, 
sont de trois types : 
- conception et évaluation des schémas de cycle du combustible des réacteurs expéri­
mentaux et des réacteurs de  puissance; 

- 1.10 -
- coLLecte  de données de  base  concernant tes interactions entre H/D et Les métaux 
ou Les matières fertiles; 
- expériences sur l1  hydrogène/Le  deuterium  permettant d'étudier la faisabilité de 
certains procédés envisageables dans le cadre du cycle du combustibLe (mise au 
point  de  ceLlules  d'électrolyse, récupération du  tritium  dans des matières fei— 
tiles liquides). 
2.5.  Objectifs du Laboratoire de manipulation de  tritium  du CCR 
Il ressort de l'analyse des problèmes auxquels il  faut  s'attendre dans le NET 
et dans les réacteurs de pui  ssance,  ainsi que de l'analyse du savoir-faire  acquis,  que 
des efforts  importants devront être accomplis dans les années à venir. Compte tenu 
des nombreux aspects de la situation que nous avons décrite plus haut, nous pensons 
que l'implantation  au CCR d'Ispra d'un laboratoire de manipulation de  tritium  qui  i 
étudierait principalement les probLèmes de sécurité posés par La technologie du 
tritium  dans le domaine de La fusion s'intégrerait parfaitement dans les activités 
prévues dans les Etats membres de la Communauté. Il y a, dans ce domaine, des objec­
tifs  communs qui devront être poursuivis et que le laboratoire en question s'efforcera 
d'atteindre, par exemple : 
- acquérir une expérience permettant d'utiliser du  tritium  dans des systèmes complexes 
tout  en garantissant la sécurité des opérateurs en régime normal (mesures de pro­
tection générales et individuelles) et en assurant ta protection de l'environnement 
(traitement  des déchets, épuration d'urgence, contrôle); 
- offrir  des possibilités d'expérimenter des procédures de manipulation des parties 
tritiées du réacteur et d'optimiser les équipements sur le plan de leur sécurité de 
fonctionnement et de l'inventaire de  tritium,  et notamment : 
a) de réaliser des expériences sur des maquettes contaminées au  tritium  reproduisant 
des pièces remplaçabLes du réacteur NET, en vue de Leur décontamination et/ou d'un 
autre type de  traitement  et de conditionnement (conteneurs, dispositifs d'étan-
chéité,  soudures) dans des conditions de fonctionnement difficiles et par télé-
. manipulation; 
b) de tester de nouveaux équipements et techniques mis au  point  dans les laboratoires 
européens, tels que chromatographie en phase  gazeuse,  électrolyseurs et cataly­
seurs  et systèmes de récupération du  tritium  contenu dans la couverture fertile; 
c) de contrôler la possiblité d'extrapoler au  tritium  les données physico-chimiques 
concernant le comportement de l'hydrogène et du  deuterium.  La fiabilité de ces  don­
nées est essentielle pour la bonne conception des systèmes de confinement et d'épu­
ration. 
Pour  satisfaire à ces exigences, il semble qu'une installation polyvalente et 
d'une grande  souplesse  d'utilisation soit plus appropriée qu'une installation conçue 
pour étudier un problème ou un système spécifique. Compte tenu des objectifs qui ont 
ét,é fixés pour le Laboratoire, un inventaire  total  de  tritium  n'excédant pas 100 g 
peut être pris comme référence pour la conception de l'installation. 
Le laboratoire répondra à deux objectifs : 
- il accueillera des équipes de recherche envoyées par les associations européennes 
qui ne disposent pas d'installations de manipulation de  tritium; 
- il permettra de réaliser des expériences sur Le  tritium  dans le cadre du programme 
"Technologie  de La fusion" du CCR, à savoir : 

- 1.11 -
- étude  du dégazage de DIT dans Les structures de La première paroi; 
- simulation, à L'aide de maquettes, de la manipulation et du  traitement  des 
structures internes d'un réacteur (par exemple, la couverture  fertile  et les 
éléments du déflecteur/diaphragme  ("divertor/linnter); 
- optimisation de certains systèmes de  traitement,  tels que les cellules d'éLec-
trolyse et la technique de chromatographie en phase  gazeuse  pour la séparation 
i sotopique; 
- récupération du  tritium  dans des matières fertiles liquides. 
Ces domaines de recherche correspondent aux travaux "à froid" en cours à 
Ispra (utilisation d'hydrogène et de  deuterium)  et/ou aux activités de conception 
entreprises dans le cadre des réacteurs  INTOR/NET. 
Ces activités expérimentales supposent qu'il existe des systèmes et des pro­
cédures de radioprotection et de sécurité appropriés et fiables ne constituant donc 
pas,  a priori, un thème de recherche. Il est cependant prévu d'évaluer et de modifier, 
en fonction des résultats obtenus quotidiennement en situation réelle, les systèmes 
et procédures suivants : 
- systèmes de contrôle de la contamination de la zone et des surfaces; 
- vêtements et matériel de protection; 
- dosimétrie et surveillance des opérateurs; 
- diffusion dans l'environnement et contrôle de  celui-ci; 
- épuration de l'enceinte secondaire et systèmes de  traitement  des effluents gazeux; 
- procédures d'intervention et d'entretien; 
- technique des boîtes à gants; 
- matériaux et équipements compatibles  avec  le  tritium. 
Les résultats aideront à formuler des recommandations pour les installations 
futures et notamment pour La conception des réacteurs de fusion. 
2.6.  Description du laboratoire 
Le plan du laboratoire se trouve à la figure 2.  Celui-ci  comprend : 
- un hall technique (Hall for  Process  Development : HPD) d'un volume de 3 000 m3 en­
viron,  équipé pour recevoir des boîtes à gants à atmosphère inerte permettant 
l'installation et la manipulation d'équipements contenant des quantités importantes 
de tritium.  Le HPD  sera  étanche à  l'air,  ses portes seront verrouillées et un  sys­
tème approprié de "ventilation à air  chaud"  y fera régner une pression sensiblement 
inférieure à La pression atmosphérique. En cas de libération anormale de  tritium 
provenant de l'enceinte secondaire dans l'atmosphère du HPD, un système d'épuration 
d'urgence (EU)  sera  automatiquement actionné et permettra de réduire à un niveau 
acceptable  la concentration de  tritum  dans la zone de travail et la libération de 
tritium  dans l'atmosphère. Le HPD  sera  complété par une extension constituée d'une 
cellule  en acier d'un volume de 500 m3, entièrement étanche et dotée de son propre 
système de ventilation, qui servira d'enceinte pour des équipements de grande taille 
et permettra d'effectuer sur ceux-ci des expériences de détritiation et de manipu­
lation; 
- un ensemble de laboratoires (environ 450 m3) pour la réalisation d'expériences  avec 
un faible inventaire de  tritium; 
- un laboratoire de conditionnement des effluents liquides tritiés  abritant  les  sys­
tèmes de  traitement  des effluents gazeux  (TEG). 

- 1.12 -
Pour  être conforme à La réglementâtion en vigueur concernant les installations 
nucléaires, le laboratoire comprendra également une salle de radioprotection, un 
dépôt de matériel de radioprotection et un poste de contrôle. 
2.7.  Situation 
L'utilisation du dôme  d'ESSOR  comme enceinte  tertiaire  comporte certains incon­
vénients, qui pourraient facilement neutraliser les avantages qu'il y a à disposer d'un 
bâtiment équipé d'un système de ventilation par air conditionné et d'une cheminée. 
Le volume considérable du dôme (+ 38 000 m3) et la nature des matériaux de 
construction nécessiteraient la réalisation d'une autre enceinte de confinement à 
l'intérieur de ce dôme, de façon à maintenir le système d'épuration d'urgence dans 
des limites de taille raisonnables,  tant  en raison du coût de l'investissement que 
pour des considérations d'efficacité. Il ne sembLe possible d'utiliser les casemates 
du réacteur  ESSOR  que pour y abriter une installation pilote déjà  tout  à fait  mise 
au point  et bien définie, qui serait commandée à distance (par exemple, une installa­
tion  de distillation cryogénique ou de distillation d'eau),  cela  en raison des diffi­
cultés d'accès aux casemates et de leur forme particulière (leur hauteur est dispro­
portionnée par rapport à leur surface au sol). 
I 
Une troisième zone utilisable sur le site du complexe  ESSOR  est la zone voisine 
de la cheminée et du dôme  abritant  le réacteur. Il y a deux possibilités. La première 
consisterait à englober le bâtiment déjà existant qui devait abriter le système d'ali­
mentation électrique de  Super-Sara.  La deuxième consisterait à rationaliser la dispo­
sition des lieux en construisant un nouveau bâtiment à proximité de la cheminée 
(figure  3). 
2.8.  Procédures d'autorisation 
En vertu  de la réglementation des installations nucléaires en vigueur en  Italie, 
la procédure d'autorisation d'un laboratoire de manipulation de  tritium  destiné à 
traiter  des quantités supérieures à 100 Ci est, normalement, celle qui est prévue par 
les dispositions de  l'article  55 de la Loi DPR n° 185 du 13.2.1964, c'est-à-dire une 
procédure stricte et de longue durée. La situation se présenterait plus favorablement 
si ce laboratoire était construit au CCR d'Ispra, dans la zone pour Laquelle La licence 
actuelle d'exploitation du réacteur  ESSOR  a été délivrée, et utilisait certaines  ins­
tallations de  ceLui-ci,  telles que la cheminée, le système de contrôle des effluents 
gazeux,  l'alimentation électrique (y compris Le groupe électrogène de secours). 
Au cours d'une réunion qui a eu Lieu en  Italie  avec  des représentants des ser­
vices  juridiques et techniques habilités à délivrer les autorisation d'installations 
nucléaires, les juristes ont estimé qu'un laboratoire de manipulation du  tritium 
devrait donc être considéré comme faisant partie du complexe  ESSOR  et, à ce  titre, 
approuvé par la procédure prévue pour les "modifications d'installations nucléaires 
existantes"  (article 42 du DPR 185). Ils ont indiqué que, dans ce cas, iL serait peut-
être possible d'obtenir L'autorisation de construire en moins d'un an. 
Un autre avantage est que Les Limites de radioactivité fixées pour le réacteur 
ESSOR  restent valables pour le laboratoire de manipulation du  tritium.  En  fait,  le 
potentiel de risque que représente l'inventaire  total  de  tritium  du laboratoire (100 g) 
sera  inférieur au chiffre de référence pris en considération dans le plan d'urgence 
"extérieur" (External Emergency  Plan)  du centre. Ce plan se réfère, pour le réacteur 
ESSOR,  à un accicent hypothétique maximal correspondant à une dose probable de 4 rem 
pour les adultes du village le plus proche, alors que la Libération maximale de  tritium 
(même  sous  forme d'oxyde) par la cheminée de 80 m  d'ESSOR  produirait une dose inférieure 
à 1 rem. 

- 1.13 -
2.9.  Planning et ressources 
Si le  Conseil  prend une décision positive, on peut envisager, pour la réali­
sation du laboratoire de manipulation du  tritium,  les étapes suivantes : 
A. élaboration du rapport de sécurité préliminaire à transmettre au ministère de 
l'industrie  et du commerce  avec  la demande de "modification de l'autorisation 
ESSOR"; 
B. acceptation de la demande par les autorités compétentes en matière de sécurité et 
identification des éléments du  projet  intéressant la sécurité  ("progetti  parti­
colareggiati"  : ^projets détaillés); 
C. conception du laboratoire (à l'exclusion des équipements expérimentaux); 
D. construction et assemblage des structures et équipements; 
E. essais  de fonctionnement et mise en  service; 
F. préparation des équipements expérimentaux. 
Il est prévu de faire exécuter les  phases  C à E à l'extérieur, par un bureau 
d'ingénieurs-architectes qui aura pour tâche de concevoir le laboratoire, à l'exclu­
sion  des équipements scientifiques. 
Les effectifs CCR nécessaires pour superviser l'exécution de ce contrat et 
pour  mettre  en oeuvre les  phases  A et B se  limiteront,  dans une première étape, à 
deux chercheurs et à un nombre suffisant de techniciens. L'achèvement de la construc­
tion  de l'installation et sa mise en service "à froid" nécessiteront  l'affectation 
d'autres techniciens et opérateurs (maximum : 14 personnes environ), notamment des 
mécaniciens, des électroniciens et spécialistes de la ventilation. 
La conception, la préparation et les  essais  des équipements spécifiques de 
recherche  (point  F) auront lieu en même temps. Ces tâches incomberont aux équipes 
du CCR qui participent déjà à l'exécution de mesures  avec  l'hydrogène et le  deuterium 
pour évaluer les procédés de manipulation du  tritium  (programme "sécurité de La 
fusion"). 
Compte  tenu de tous ces éléments, on évalue à 25 personnes maximum,  dont 
7 chercheurs,  l'effectif  total  du Laboratoire, Lorsque celui-ci  sera  en exploitation. 
Ces chiffres ne tiennent naturellement pas compte des équipes extérieures de  scien­
tifiques et techniciens qui pourraient être intéressées par la possibilité de réali­
ser des expériences scientifiques dans le laboratoire d'Ispra. 
On trouvera au tableau 2 Le calendrier de réalisation de chacune des  phases  A 
à F, ainsi que la ventilation de  l'effectif  total  du laboratoire (compte tenu de 
l'aide technique fournie par le CCR et des emplois administratifs, un coefficient 
de 2,2 a été appliqué au chiffre indiqué  ci-dessus,  qui ne concerne que le personnel 
du laboratoire). 

- 1.14 -
Tableau  2 - Temps et effectifs nécessaires pour le laboratoire de manipulation du 
tritium 
1 1 2 *"" TWneïS -
3 ' 1 . 
4 ! S 
A 
B 
C 
D 
E 
F 
ï Rapptrt 4» sécurité préliminaire A' 
Approbation du rapport de sécurité préllmlnalrm 
Concept!en  - sélection d'un concepteur 
• élaboration du  projet 
Construction» Montage - sélection d'un constructeur' 
- construction et montage 
Essais  de fonctionnement 
Equipements  expérimentaux - projets 
- préparation 
- essais  a froid 
-install.,  essais  a chaud B« • 
' C — 
* 
' F « 
1 C-
D ·— 
D«  1 
1 
! 
E i · 
! e 
Effectif» - A à E 
- F ,-8 
• 6 · 20 
6 · 20 . 
10 22 j · 30 
17 ! 25 
T«tal •14 26 30 39 i  55 
1 1 
! 
Une première évaluation des coûts est en cours à l'extérieur, dans un bureau 
d'études. Les résultats seront disponibles le 15 septembre. 
2.10.  Conclusions 
L'analyse  effectuée montre que la présence de  tritium  dans le cycle de 
i combustible des réacteurs de fusion pose des problèmes complexes. 
Les données  dont  on dispose déjà et  l'information  provenant de travaux secrets 
que l'on compte obtenir ne semblent pas devoir suffire à résoudre ces problèmes. Un 
important  programme expérimental est nécessaire pour répondre aux exigences  du.NET  et 
de gros réacteurs de  puissance. 
Dans  ces conditions, on a montré qu'un laboratoire de manipulation du  tritium 
installé au CCR pourrait apporter une importante contribution à  l'effort  européen 
dans  ce domaine. Le principal objectif d'un tel laboratoire serait de servir de 
base  d'essai de composantes et de procédures d'exploitation pour la conception et ta 
construction du NET. Cet objectif pourrait être  atteint  de la manière suivante : 
- par des vérifications expérimentales de la validité de modèles de cycle du -
' combustible et d'exploitation des réacteurs effectuées conformément à des proposi­
tions qui seront faites par les associations européennes et par l'équipe NET; 

- 1.15 -
- par la poursuite des travaux sur le  tritium  qui ont été entrepris au CCR dans le 
cadre  de son programme de technologie de la fusion. 
Cela  impliquera, dès la phase de conception, une collaboration  avec  les centres 
européens de recherche sur la fusion et L'équipe NET  aussi  étroite que celle que 
l'on connaît déjà dans d'autres secteurs de la technologie de la fusion où le CCR 
participe aux activités. 
Dans  ce contexte, l'accent  sera  mis sur L'acquisition d'expérience dans le 
domaine des questions de sécurité d'exploitation liées au  tritium,  tâche qui relève 
de la vocation générale du CCR  dont  La définition a été récemment approuvée par le 
Conseil  de ministres. 

Figure  1 :  Schéma 
fusi  on du cycle  du tritium  dans  un  réacteur  de ± 
Niveau  • 4,80 
Figure  2 :  Plan  du  laboratoire  de  manipulation 
du tritium 

Figure  3 :  Plan  général du complexe  ESSOR 

1.18  -
. RAPPORT 

- 1.19 -
3.1.  Remarques générales concernant L'emploi de réacteurs de fusion comme réacteurs  
sur régénérateurs 
Une centrale de 1 GWe fonctionnant sur Le principe de la fusion brûlera 120 kg 
de tritium  par an. En 1980, les réacteurs  CANDU  0^6 GWe de puissance installée) ont 
produit  au  total  1,4 kg de  tritium.  Il est évident que si l'on veut que la fusion 
joue un rôle  important  dans l'économie énergétique, il  faut  que cette source 
d'énergie soit autorenouvelable.  Chaque  réacteur  doit  donc produire une quantité 
de tritium  supérieure à sa consommation, l'excédent étant nécessaire 
- pour reconstituer, après plusieurs années d'exploitation,  l'apport  initial, 
- pour compenser les pertes dues aux fuites et à la décroissance radioactive, 
- pour  fournir  du  tritium  à de nouvelles centrales. 
Le rapport de surrégénération de  tritium  (TBR) nécessaire pour atteindre ces 
objectifs, est théoriquement de 1,05. On peut penser que cette valeur ne  sera  pas 
facile à atteindre et qu'elle pèsera sur la conception générale du réacteur. Les 
paramètres de  base  du cycle du  tritium  d'INTOR et d'un réacteur de puissance sont 
résumés au tableau 1. 
Tableau  1 - Bilan du  tritium  dans les réacteurs de fusion 
Débit de 
tritium 
<g/j) Inventai  re 
(kg) Tritium 
consommé 
(kg/a) Rapport  de 
surrégénération 
de tritium 
INTOR  (1) 
Réacteur de 
puissance  (2) 1 600 
8 000 5 - 6 
10 - 20 12 
120 0,6 - 0,7 
1,05 
1) Phase  3, disponibilité = 50 % 
2) 1 000 MWe, disponibilité = 80 % 
La figure 1 donne le schéma du cycle du combustible d'un réacteur de fusion. 
Les rectangles  figurent  les étapes du  traitement  et les cercles  figurent  les 
unités du réacteur par où  passera  te  tritium.  Les flèches sortant du circuit  figurent 
les fuites et ta décroissance radioactive. La nécessité d'un TBR supérieur à  L'unité 
signifie que Le débit d'entrée dans ta capacité de stockage excède te débit d'entrée 
dans  ta chambre à plasma d'une quantité qui constitue une marge pour les fuites et ta 
décroissance.  Dans  une installation militaire de production de  tritium,  il n'y a ni 
chambre à  plasma,  ni traitement  de plasma usé, ni récupération dans un réfrigérant. 
Il n'y a pas non plus de contrainte de surrégénération. 
Dans  les deux cas, l'optimisation du cycle du  tritium  exige que l'on ramène les 
fuites et le risque radioactif au minimum, mais dans celui d'un réacteur de fusion, 
on ne peut faire face à la contrainte TBR \ 1 qu'en réduisant soigneusement la 
décroissance radioactive, ce qui signifie que l'on  doit  minimiser l'inventaire et 
les délais de retraitement. 
Le schéma montre que te cycle du  tritium  d'un réacteur de fusion implique un 
grand nombre de phénomènes physiques, d'équipements, d'unités de  traitement  qui  n'ont 
pas d'équivalents dans la technologie jusqu'à présent mise au  point  et qui nécessitent 
des travaux de R S D spécifiques. 
./. 

Figure  1 Schéma  du cycledu  tritium  dans un réacteur  de  fusion 

- 1.21 -
3.2.  Besoins  du NET et des réacteurs de puissance en matière de R&D sur le  tritium 
3.2.1.  Introduction 
Dans  la machine NET, la présence du  tritium  jouera un rôle  important.  Il 
importe donc d'identifier les principaux problèmes que cette présence pose dans ce 
type de machine et d'évaluer les travaux de R&D nécessaires pendant les différentes 
phases  de la conception, de la construction et de l'exploitation. La solution des 
problèmes liés au  tritium  qui  sera  adoptée pour NET  sera  en grande partie également 
applicable  aux réacteurs de  puissance.  En  effet,  tous les systèmes qui, dans les 
centrales,  contiendront du  tritium  seront déjà présents dans la machine NET. 
Certains  problèmes, par exemple celui de la perméation à travers la première paroi 
et les structures de la couverture fertile, se poseront en termes quelque peu 
différents en raison de la température de fonctionnement (plus élevée dans un 
réacteur de puissance) ou de la durée d'irradiation. Il  faut  aussi  prévoir dans 
les centrales un surdimensionnement des équipements de  base,  tels que pompes, vannes, 
etc.  par rapport à NET. Cependant, il devrait être possible d'extrapoler les résul­
tats  des recherches faites pour NET aux conditions d'un réacteur de  puissance. 
Une analyse complète de ces problèmes a été effectuée dans le cadre de la 
conception d'INTOR (référence 1.2). Par conséquent, nous nous reporterons souvent 
à l'étude conceptuelle d'INTOR pour identifier les questions critiques et les 
travaux de R&D nécessaires. 
Les principaux problèmes à étudier peuvent être subdivisés comme suit : 
- perméation, inventaire et dégazage du  tritium  dans les matériaux de structure 
(première paroi et structures internes du réacteur); 
- systèmes liés aux divers aspects du cycle du combustible (récupération à  partir 
du plasma usé, du réfrigérant et de la matière fertile; alimentation;  traitement 
et évacuation des déchets); 
- contamination du réacteur en fonctionnement normal, pendant les opérations 
d'entretien et en cas d'accident; 
- traitement  et élimination des déchets. 
Nous  donnerons dans les paragraphes qui suivent un résumé de  l'état  de  l'art 
dans  ces domaines; nous évaluerons ensuite  l'effort  expérimental à  fournir  et la 
durée des travaux nécessaires pour résoudre les problèmes de conception technique 
et de construction du NET. 
3.2.2.  Perméation et inventaire du  tritium  dans les matériaux de structure 
La perméation du  tritium  à travers la première paroi, le diaphragme  ("limiteur") 
ou le déflecteur  ("divertor")  est régie par  l'implantation  des neutres créés par 
échange de charges dans la zone proche de la surface, par la recombinaison de ces 
atomes en molécules aux interfaces plasma/première paroi et réfrigérant/première 
paroi et par la diffusion dans la  masse  de la paroi. 
Là où  il n'y a pas implantation de  tritium  (par exemple dans les canalisations 
de refroidissement de la couverture  fertile),  La modélisation des phénomènes est un 
peu plus simple, car la perméation est régie par des phénomènes physico-chimiques 
mieux connus. 
Dans  les modèles adoptés pour le calcul de  l'implantation  des neutres créés par 
échange de charges, la condition aux limites de la surface est caractérisée par une 
constante de recombinaison qui dépend de L'énergie d'activation de la migration, de 
la chaleur de la solution et de la constante de  Sievert.  Un coefficient d'adhérence 

- 1.22 -
moléculaire  tient  compte de la propreté de la surface. Du côté du réfrigérant, la 
présence de couches d'oxyde et d'hydrogène produits par la radiolyse de l'eau engendre 
des états de surface complexes, qui sont calculées par approximation sur ta  base  d'une 
cinétique limitée de recombinaison ou de conditions limitées de diffusion. La diffu­
sion  à l'intérieur de ta couche est décrite par un coefficient de diffusion variable 
en fonction de La température, compte également tenu d'un gradient thermique  (effet 
Soret).  Il est tenu compte de t'endommagement de la paroi par les neutrons pour une 
concentration de pièges et une énergie de dépiégeage. 
Dans  INTOR,  les taux de perméation calculés pour la première paroi (surface 
paroi acier inoxydable : 400 m2, T\ : 200-300°C, Tg : 100°C, t = 0,5 - 1,3 cm) 
couvrent une gamme de valeurs qui s'étend de 10~2 à 0^2 g/j. Les taux de perméation 
les plus élevés correspondent à une surface intérieure  sale  et une surface extérieure 
propre (faible taux de recombinaison du côté du plasma et taux élevé de recombinaison 
du côté du réfrigérant). 
De la même façon, l'inventaire du  tritium  dans la première paroi dépend des 
effets de recombinaison et de piégeage.  Dans  te cas d'INTOR, on a obtenu des valeurs 
allant de 0,7 à 7 kg. La perméation et l'inventaire du  tritium  sont proportionnels à 
l'épaisseur de la paroi. Les variations du cycle opératoire ont une incidence faible. 
En ce qui concerne la perméation et l'inventaire du  tritium  dans les collecteurs 
(déflecteur/diaphragme), les valeurs obtenues sont du même ordre de grandeur que dans 
Le cas précédent. 
L'importance relative de la perméation et du piégeage du  tritium  dans la paroi 
est étroitement liée à la température de la surface externe (côté réfrigérant).  Dans 
le cas d'INTOR, cette température est faible (100°C); elle  sera  beaucoup plus élevée 
(--/-300oC) dans un réacteur de  puissance,  ce qui augmentera  fortement  La perméation 
du tritium  dans le réfrigérant et pourrait réduire l'inventaire.  Dans  Le cas du NET, 
Le problème de la température du réfrigérant de ta première paroi reste ouvert; on 
pourrait sélectionner une valeur comprise entre 100 et 300°C. Le choix de ce  para­
mètre nécessite des recherches expérimentales sur une large gamme de températures des 
faces  interne et externe de la paroi. 
La question du dégazage du  tritium  pendant tes  pauses  du régime puisé et après 
l'arrêt  du réacteur est considérée comme  l'une  des plus critiques. La libération 
de D et T pendant les temps de pause affectera les conditions du vide et le pompage. 
La chambre à vide  doit  être ramenée par pompage à la pression d'avant le tir 
(-^ 10~^torr);  en même temps, la libération de gaz à  partir  des parois  doit  être 
réduite à un niveau suffisamment faible pour ne pas modifier sensiblement le mélange 
des espèces D-T pendant l'amorçage du courant et le chauffage ohimique. Les calculs 
effectués dans le cadre de l'étude INTOR  montrent  que, suivant les hypothèses retenues 
pour les mécanismes de désorption de gaz et Les états de surface, il peut être possible 
ou impossible de satisfaire à ces exigences. En cas d'arrêt du réacteur, les incerti­
tudes sont les mêmes. Il est essentiel de connaître le taux de dégazage pour établir 
un plan des opérations (délai d'attente, étuvage, pompage) avant d'enlever les struc­
tures du réacteur qui se  trouvent  dans l'enceinte  sous  vide. Un calcul préliminaire 
a montré que la rétention de  tritium  dans la première paroi pourrait être sensiblement 
réduite par dégazage. Un étuvage à 350°C pendant 100 heures devrait libérer environ 
90 % du  tritium  piégé dans une première paroi en acier inoxydable de 13 mm. Cependant, 
ni les effets de recombinaison, ni les effets de piégeage n'avaient été pris en 
considération et ces résultats doivent être revus. 

- 1.23 -
3.2.3.  Systèmes de  traitement  du  tritium 
Spécifications en matière de vide et pompage 
Dans  Le NET et les réacteurs de  puissance,  un certain nombre de systèmes à faire 
le vide seront nécessaires; beaucoup  d'entre  eux travailleront dans un environnement 
de tritium.  Ce  sera  notamment le cas pour l'évacuation du  plasma,  le chauffage du 
plasma  (injection  de neutres) et la récupération du  tritium  dans la couverture 
fertile.  Dans  le cadre d'INTOR (phase 1), une évaluation a été  faite  des besoins en 
pompage auxquels devra répondre le système destiné à faire le vide dans le  tore 
(référence 3). Ce système devra 
- assurer dans la chambre du  tore  une pression de  base  initiale de 10 ^  torr  avant le 
premier amorçage et une pression de  base  d'environ 3.10-5  torr  pendant les  pauses, 
- évacuer une quantité de gaz égale à la quantité nécessaire pour la réalimentation 
en combustible pendant la combustion. 
On a calculé qu'une vitesse nominale de pompage de 10' l/s ' était nécessaire 
pour nettoyer le  tore  avant l'amorçage, tandis que pendant les  pauses  et la combustion, 
le pompage requis était de 4.10 l/s~ . En admettant qu'il y ait 12 unités de pompage, 
chacune  d'elle devrait avoir une vitesse de refoulement de 3.104  l/s-1.  En ce qui 
concerne  le choix du type de pompes, il a été suggéré d'utiliser un groupe de pompes 
cryogéniques équipées de sorbants à micro-pores sur les panneaux de désorption 
cryogénique pour le plasma usé pendant la combustion, tandis qu'avant l'amorçage et 
pendant le nettoyage, on pourrait utiliser des pompes turbomoléculaires ou mécaniques. 
Les principaux problèmes à régler pour les pompes cryonégiques sont les suivants : 
- taux de pompage de He (par comparaison aux taux de pompage de D et T), 
- effets de la charge thermique et des rayonnements, 
- stockage du  tritium  dans les panneaux de désorption cryogénique. 
Pour  les pompes turbomoléculaires, les problèmes seront la mise à l'échelle 
industrielle (la vitesse maximale est actuellement de 3,5 . 10-^ l/s"'), les effetsdu 
champ  électromagnétique et la compatibilité du  tritium  (ni huiles, ni aucun corps gras). 
Il en va de même pour les pompes mécaniques. Les autres systèmes à faire le vide 
seront soumis à des contraintes de pompage analogues. 
Traitement du plasma usé et du faisceau de neutres 
Différents schémas ont été proposés pour le  traitement  du plasma usé pompé par 
les canalisations du déflecteur/diaphragme. Les principales étapes du processus sont 
au nombre de trois : 
- épuration du gaz, 
- séparation de He, 
- séparation des isotopes de l'hydrogène. 
Un schéma de fonctionnement des systèmes de  traitement  du plasma usé et du 
faisceau  de neutres a été proposé au cours de l'étude INT0R - phase II A (référence 4). 
Dans  ce schéma, les deux  flux  sortant du  tore  et des injecteurs de neutres sont 
purifiés sur des pièges froids (on peut  aussi  utiliser des membranes paLladium-argent 
ou des getters). H, D, T sont liquéfiés dans un condenseur, le He gazeux est séparé 
et envoyé sur d'autres lignes de  traitement  (par exemple dans le système de récupé­
ration à  partir  de la couverture  fertile).  Les isotopes de l'hydrogène sont séparés 
dans  des colonnes de distillation cryogénique qui peuvent être raccordées à d'autres 
systèmes de  traitement,  tels que le système de récupération à  partir  de la couverture 
fertile  et le système de retraitement du réfrigérant. 

- 1.24 -
On a également proposé  (voir  chapitre 5) des procédés de retraitement du plasma 
usé dans  lesquels,  après séparation des impuretés, le plasma est oxydé en (H, D, D2 0 
dans  un recombineur catalytique et envoyé au système de séparation des isotopes de 
l'hydrogène : le  flux  liquide alimente en discontinu une cellule électrolytique de 
séparation dans laquelle une fraction des isotopes enrichie en  protium  est électroly-
sée,  tandis que les isotopes gazeux sont séparés par chromatographie en phase  gazeuse. 
Le résidu non électrolysé, constitué essentiellement de DTO, est envoyé dans une 
seconde  cellule électrolytique fonctionnant  avec  une faible quantité de liquide pour 
être transformé en D, T. 
Alimentation en combustible 
Dans  INTOR,  l'alimentation de la chambre à plasma peut être assurée par des 
bouffées de gaz et/ou par un système d'injection de granulés. Douze hublots sont 
prévus pour  l'injection  de gaz. Le  flux  du gaz sélectionné peut êtrecontinu ou puisé. 
Deux  injecteurs de granulés sont disposés sur des côtés opposés du tore. Des vannes 
télécommandées sélectionnent le gaz combustible admis dans les condenseurs, qui se 
trouvent  à l'intérieur de  l'injecteur,  muni d'une isolation. La vitesse théorique 
d'injection des granulés est de 2.10^ m/s-'' (on peut utiliser des injecteurs pneuma­
tiques ou centrifuges, suivant leur degré de perfectionnement). 
Récupération de  tritium  à partir  de la couverture  fertile 
Matières fertiles solides 
Dans  le projet  INTOR de référence (matière  fertile  : LÏ2C  à 400 - 600°C, 
réfrigérant : eau), le  tritium  peut être entraîné par de l'hélium (référence 4). 
On envisage un refroidissement à contre-courant de l'hélium, qui sort de la couverture 
fertile  à ~-600°C et contient du  tritium  à ^0,1 Pa de pression partielle. L'analyse 
est partie de l'hypothèse d'une récupération quotidienne de la totalité du  tritium 
engendré (50 g/j); le calcul du débit d'hélium correspondant a donné 7 800 m3/h, à 
répartir entre les douze segments de couverture prévus dans le  projet.  Le  tritium 
est d'abord entièrement oxydé sur un lit catalytique (^~-200°C). Il est ensuite 
refroidi à la température de l'azote liquide afin de piéger l'eau tritiée gelée. 
L'hélium est porté à une température ^400°C avant de rentrer dans la couverture 
fertile. L'eau tritiée piégée est récupérée  sous  forme liquide et décomposée dans 
une cellule électrolytique. Le  tritium  est envoyé à la ligne de  traitement  du plasma 
pour épuration et l'oxygène est renvoyé sur le lit catalytique. 
Ce schéma a été conçu pour le cas où l'hélium serait uniquement utilisé pour la 
récupération du  tritium,  le refroidissement étant assuré par de l'eau. Des proposi­
tions tendant à utiliser de l'hélium à la fois pour le refroidissement et pour la 
récupération du  tritium  ont également été élaborées, en particulier pour les 
réacteurs de puissance (référence 5).  Dans  ce cas, on peut concevoir une formule 
analogue  pour la détritiation du gaz, même si l'on prévoit que les difficultés seront 
plus  grandes, en raison de la pression et du  flux  massique plus élevés du réfrigérant, 
de la plus faible concentration de  tritium  et de T2O dans le réfrigérant et du  fait 
qu'il faudrait éviter que la température de l'hélium ne soit ramenée à de très faibles 
valeurs  dans le système d'extraction, de manière à maintenir un rendement thermo­
hydraulique acceptable pour la production d'électricité. 

- 1.25 -
Matières fertiles Liquides 
Différents schémas ont été proposés pour La récupération du  tritium  à partir  de 
matières fertiles Liquides et en particulier à  partir  de  Li-|7Pb83,  matière particu­
lièrement séduisante pour les applications NET. Ces schémas comprennent, soit un 
pompage direct  sous  vide à  partir  de la matière fertile, soit  l'utilisation  d'un gaz 
de purge en contact  avec  le liquide. On trouvera au chapitre 5 un exposé plus précis 
des avantages et inconvénients de ces méthodes, ainsi que des recherches nécessaires 
pour en faire la démonstration. 
Détritiation du réfrigérant 
Au cours de l'évaluation du  projet  INTOR,  plusieurs procédés de détritiation 
de l'eau ont été étudiés. Les plus intéressants sont les suivants : 
a) échange catalytique en phase vapeur/distillation cryogénique  (VPCE/CD)  : par 
dissociation  de l'eau lourde ou légère, le  tritium  est rendu à sa forme élémentaire 
dans  un réacteur d'échange catalytique; la distillation cryogénique assure La 
séparation isotopique des formes élémentaires; 
b) electrolyse  directe/distillation cryogénique  (DEL/CD)  : l'eau est dissociée en 
hydrogène et oxygène par  electrolyse,  l'hydrogène est distillé dans une colonne 
cryogénique assurant la séparation isotopique, L'hydrogène détritié est recombiné 
à l'oxygène provenant de la cellule électrolytique et recyclé dans la boucle de 
réfrigérant ; 
c) combinaison  electrolyse  et échange cataLytique/distillation cryogénique  (CECE/CD)  : 
ici,  I'electrolyse  et la catalyse assurent une première séparation isotopique et 
donnent de l'hydrogène élémentaire; ces deux opérations sont complétées par une 
distilLation cryogénique; 
d) distillation de l'eau/électrolyse/distiILation cryogénique  (WD/EL/CD)  : la distil­
lation de l'eau  produit  de L'eau légèrement enrichie pour L 'electrolyse;  l'hydrogène 
élémentaire est envoyé dans un système de distilLation cryogénique pour la 
séparation isotopique. 
Une analyse comparée de ces procédés a été effectuée dans l'hypothèse d'une 
permeation  du  tritium  de 10.3 ci/j (Q^ g/j) à travers la première paroi et d'une 
concentration de  tritium  dans le réfrigérant de 1 Ci/L, ce qui correspond au  traite­
ment d'un volume de 100 l/j. 
La comparaison a donné les résultats suivants : 
- les procédés  CECE/CD  et  WD/EL/CD  semblent les plus intéressants au  point  de vue 
économique; 
- le procédé  CEC/DC  permet de ramener la teneur en  tritium  de L'eau à des niveaux 
suffisamment faibles pour que cette eau puisse être rejetée  sans  limitations dans 
l'environnement et admet différentes concentrations initiales de  tritium,  ce qui 
devrait permettre de  traiter  en même temps plusieurs systèmes de  tritium; 
- le procédé  WD/EL/CD  est utilisé depuis de nombreuses années dans la production 
commerciale  d'eau lourde; il admet des concentrations initiales de  tritium  diffé­
rentes;  dans la variante du procédé utilisée pour l'analyse économique, la teneur 
en tritium  de l'eau ne serait pas ramenée à des niveaux autorisant un  rejet  sans 
limitations dans l'environnement; un  traitement  multiple serait nécessaire; 

- 1.26 -
- le procédé  DEL/CD  n'est  pas  exclu,  puisqu'on possède une expérience pratique de 
l'électrolyse de l'eau légèrement tritiée et de la distillation cryogénique des 
isotopes  de l'hydrogène, bien que ces deux techniques  n'aient  pas été utilisées à 
grande échelle en combinaison; 
- le procédé VPCÉ/CD ne semble pas approprié pour la détritiation poussée de l'eau 
légère,  mais  pourrait  être intéressant dans le cas où le réfrigérant du système de 
la première paroi serait de l'eau lourde. 
3.2.4. Effets de la contamination par le  tritium  en régime normal, pendant les opéra­ 
tions  d'entretien  et en cas d'accident 
Systèmes de détritiation du hall du réacteur 
La détermination de la concentration du  tritium  dans les principaux volumes 
(chambre à vide, hall du réacteur, etc.) constituera un  important  chapitre de  l'étude 
de conception du NET.  C'est  sur cette  base  qu'il faudra optimiser les différents 
équipements et les interventions dans le réacteur, en conditions de fonctionnement 
normales  et dans des conditions anormales.  Dans  INTOR,  il a été procédé à une 
évaluation grossière de toutes les sources de  tritium  dans la  salle  du réacteur; cette 
évaluation a donné, pour les  rejets  de  tritium,  les valeurs globales suivantes : 
- fonctionnement normal 10 - 30 Ci/jour 
- opérations  d'entretien  jusqu'à 10^ Ci/jour 
- accident (libération unique) jusqu'à 10^ Ci 
Les critères de sécurité retenus lors de l'étude de conception d'INTOR pour la 
contamination par le  tritium  sont les suivants : 
- 10 000  Ci/an  de  rejets  dans l'environnement en fonctionnement normal, 
- 5.10 ^  Ci/m3  de concentration  maximale  à'dmissibLe pour les travailleurs non protégés; 
cette  limite  pourrait  être portée jusqu'à 5-1Ci/m3 si les travailleurs  portaient 
des vêtements de protection. 
Diverses  stratégies sont concevables pour atteindre ces objectifs.  Elles 
dépendront  aussi  d'autres hypothèses, en particulier du délai minimal requis pour une 
intervention après l'arrêt du réacteur. Les  calculs  doivent également  tenir  compte des 
autres sources de radioactivité et principalement de  celles  liées à l'activation 
heutrônique. 
Les premières évaluations faites dans té cadré dé l'étude d'INTOR (volume du hall 
du réacteur ^.1,5 . 10^ m') ont abouti aux constatations suivantes : 
- en "fonctionnement  normal>  si tés  i*èj"etsV\>  T0  Ci/jy  l'air  dé la satte du réacteur 
pourrait  être directement évacué par ta cheminée; 
- «H; tés fuites en fonctionnement normal sont plus importantes", tin lyâtème de détri­
tiation  est nécessaire; ce système comprendra des soufflantes, dés préchauffeurs, des 
réacteurs catalytiques, un postrefroidisseur et un purgeur  d'eau;  le débit nécessaire 
et les coûts ont été évalués ën fonction du niveau de concentration dir  tritium;  pour 
un rejet  de 30 Ci/j, il  faut  compter un coût de 75 M2 si l'on veut que le système de 
détritiation de l'air soit conforme aux critères de sécurité des ouvriers travaillant 
dans  té hall du réacteur (5 ^iCi7m3); ôh obtiendrait une réduction dé coût d'un 
facteur 10 si te niveau de concentration pouvait être porté à 500  ^uCi/m3;  suivant le 
cas, les coûts s'élèveraient à 200 ou à 16 MS au  total  pour une durée d'exploitation 
de 10 ans; Ces chiffres doivent inciter à réduire le plus possible les volumes d'air 
à détritier, par exempte en compartimentant te hall du réacteur; 

- 1.27 -
- pendant  Les opérations  d'entretien  et en cas d'accident, Le système de détritiation 
de L'air  nécessaire pour que Les travaiLLeurs puissent pénétrer dans La saLLe dans 
un déLai de 24 heures après La mise à L'arrêt du réacteur s'avère  trop  coûteux et 
irréaLisabLe;  un déLai aussi  court  exigerait  en outre  que Le  tore  soit entouré  d'une 
épaisseur d'écran suppLémentaire de 1,5 m par  rapport  à L'épaisseur nécessaire pour 
assurer La  protection  de La bobine supraconductrice  contre  Les  rayonnements 
neutronique  et gamma; iL  faudra  donc choisir, à La pLace d'un système de détritia­
tion, soit Le  port  de vêtements de  protection  (qui gêneront Les  ouvriers),  soit La 
téLémanipuLation. 
Contamination  de La chambre à pLasma et  entretien  des  structures  internes 
IL a déjà été mentionné qu'après La mise à L'arrêt du réacteur, La chambre à 
pLasma sera contaminée en raison de La désorption du  tritium  (surfaces)  et de 
L'activation  neutronique  (structures).  Dans  INTOR,  on prévoit 40 - 100 Ci/cm3 
(107 rem/h  de dose de  contact)  dans La première paroi, une vaLeur  moyenne  de 10 Ci/cm3 
dans Les  structures  de La  couverture  fertiLe  et une activité  totaLe  de 10^ Ci au  moment 
de L'arrêt. Une  partie  de cette  activité  pourrait  être Liée à de La matière puLvéru-
Lente  (une érosion de La première  paroi  d'INTOR  de 1 mm représente  environ  3 tonnes 
de poussière). Les conditions extrêmes de  travaiL  de La chambre à pLasma nécessiteront 
des systèmes d'inspection et  d'entretien  automatisés et téLécommandés. Ces systèmes 
devront  être capabLes  d'atteindre  tous Les points de La surface  interne  de La chambre 
pour  effectuer  des réparations in  situ  et rempLacer de  petites  pièces. Les répara­
tions  reLativement  importantes  et Le  rempLacement  de parties  entières du réacteur 
nécessiteront L'enLèvement de  structures  encombrantes et Lourdes (jusqu'à 150  tonnes) 
et Leur  transfert  dans des ceLLuLes chaudes. On  peut  montrer  que Les probLèmes Les 
pLus difficiLes sont Les suivants : 
- systèmes d'inspection et de réparation des  structures  internes  du réacteur avec 
possibiLités de visuaLisation  et/ou  à fonctionnement  entièrement automatisé; 
- démontage/remontage de pièces soudées et bouLonnées; 
- transport  et positionnement  précis de pièces encombrantes et Lourdes. 
Toutes Les  interventions  citées ci-dessus  affectent  La sécurité et La conception 
doit,  en vue des opérations  d'entretien,  réduire au  minimum  possibLe La  contamination 
par Le  tritium  et Les produits d'érosion. Pour résoudre ce probLème, on  peut  envisager 
L'empLoi de tunneLs provisoires ou de châteaux de  transfert  entre  Les enceintes de 
confinement  (par exempLe  tore  et ceLLuLes chaudes). 
Traitement  et éLimination des déchets  
EffLuents  gazeux 
Les effLuents  gazeux  tritiés  sortant  des  structures  internes  du réacteur 
(chambre  à pLasma, faisceau de  neutres,  couverture  fertiLe,  capacité de stockage du 
tritium)  doivent  être détritiés  avant  d'être rejetés dans  L'environnement.  Le système 
doit  pouvoir  traiter  des composés organiques. Le procédé proposé pour  INTOR  utiLise 
un Lit  d'uranium  600°C) où Les réactions de  L'eau  et des composés organiques 
donnent  des composés  d'uranium  et de L'hydrogène. L'hydrogène  diffuse  à travers  une 
membrane  paLLadium-argent et est envoyé au système de  retraitement  du pLasma usé. 
Les gaz détritiés sont rejetés par La cheminée. 

- 1.28 -
Entretien  des  structures  du réacteur et élimination définitive des déchets solides 
L'entretien  des  structures  du réacteur dans les cellules chaudes comprendra des 
opérations de décontamination et  d'extraction  du tritium  d'imprégnation. Le  traitement 
thermique  sous vide, en  particulier,  est possible à des températures plus élevées que 
les températures prévues dans le  tore.  L'élimination définitive des déchets solides 
peut  nécessiter une réduction de  volume  par  compactage  ou fusion. 
3.2.5.  Inventaire  du tritium 
Le tableau  1 donne  une  ventilation  de l'inventaire  du tritium  d'INTOR  (phase  Ha) 
qui a été établie pour des matières  fertiles  solides. Une  analyse  plus poussée  devrait 
tenir  compte  des  points  suivants  : 
- les  prinipales  contributions  à l'inventaire  du système d'évacuation du plasma sont 
celles de la  distillation  cryogénique (120 g), des pompes cryogéniques (120 g) et 
des unités de stockage de gaz (120 g); 
- le système de  traitement  de la  couverture  fertile  représente lui-même  environ  1 kg 
de tritium,  la principale  contribution  étant  celle  du piège  froid  d'azote  liquide 
(700 g); ce  chiffre  vaut  pour une  couverture  fertile  solide; 
- pour le système  d'alimentation,  l'inventaire  est de 200 g,  mais  ce chiffre  est 
considéré  comme  une limite  supérieure; 
- pour des matières  fertiles  liquides,  l'inventaire  sera de  l'ordre  de 100 à 200 g. 
Au cours du séminaire  INT0R,  on a essayé de  faire  une  distinction  entre  partie 
"vulnérable" et  partie  "invulnérable" de  l'inventaire.  Une subdivision provisoire 
de l'inventaire  a donné 1,4 kg pour la  partie  vulnérable et 2,9 ou 4,3 kg pour la 
partie  non vulnérable. Dans les analyses de sécurité, on a considéré  qu'un  accident 
isolé ne  pourrait  pas  aboutir  au rejet  de plus de 10 g dans  l'environnement.  A  l'heure 
actuelle,  cependant,  ce chiffre  paraît par  trop  optimiste. 
Tableau  1 -  Inventaire  du tritium  (matières  fertiles  solides) -  INT0R  - phase II a 
Evacuation du plasma et  injecteurs  de neutres 370 g 
Tritium  de régénération 746 g 
Détritiation du réfrigérant  primaire 65 g 
Déchets non estimé 
Atmosphère 1 g 
Injecteurs  de neutres  et alimentation  du tore 245 g 
1 427 g 
Stockage 2 300 g 
Couverture  fertile 500 - 1 000 g 
Première  paroi 100 - 1 000 g 
Total 4 330- 5 730 g 

- 1.29 -
3.2.6.  Planning des  travaux  de recherche et développement 
Si l'on  admet  pour NET le calendrier suivant : 
- début de la conception 
- début de la construction 1987-1988 
1992-1993 
1998-1999 - mise en service 
on peut  admettre  pour les  travaux  de R 8 D en relation avec les problèmes posés 
par le  tritium  le calendrier suivant : 
- données de simulation H/D pour la perméation, les  traitements  intervenant  dans le 
cycle  du combustible, etc. :  1984-1986 
- vérification de ces données avec le  tritium  : 1986-1989 
- mise au point d'équipements de grandes dimensions :  1985-1993 
- essais d'un sous-système NET avec  tritium  : 1988-1993 
- mise au point de systèmes d'élimination des déchets :  1989-1995. 
1. 6.  Casini (EC),  D. Leger  (EC),  Rogers (USA), G.  Shatalov (USSR),  T. Suzuki 
(Japan),  INTOR,  Phase Il-a, Final Report, Ch. 8 : Tritium  and Blanket, under 
publication. 
2. European  Contribution to  INTOR,  Phase Il-a, 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 I, 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). Références 

- 1.30 -
3.3. Savoir-faire et activités en cours 
Les connaissances actueLles concernant Les probLèmes Liés au  tritium  et, en 
particuLier, La technoLogie du  tritium  découLeht essentieLLement de L'expérience 
acquise  au cours de L'expLoitation des réacteurs de fission (en particuLier des 
réacteurs  à eau Lourde et des HTGR) et dans Le secteur du confinement et du  traite­
ment des eaux usées des instaLLations de  retraitement  du combustibLe de fission, en­
core que Les informations provenant du secteur miLitaire restent Limitées. 
On trouvera ci-dessous un bref résumé des connaissances actueLLes sur Le tri­
tium  et un aperçu des principaux travaux de recherche sur La fission en cours ou 
prévus  en Europe et dans Le reste du monde. 
3.3.1.  Expérience acquise dans Les réacteurs de fission 
Dans Les centraLes à eau Lourde Le  tritium  est produit dans Le modérateur par 
absorption neutronique d'où La nécessité de résoudre un certain nombre de probLèmes 
Liés  à La manipuLation et au  traitement  d'importantes quantités d'eau tritiée. Une 
vaste expérience a été acquise dans ce domaine aussi bien en Europe que dans Le 
reste du monde  (surtout  au Canada). Un système de détritiation de L'eau Lourde en 
mesure  d'extraire  jusqu'à 160 000 Ci/a de  tritium  est utiLisé dans Le réacteur à 
haut fLux de GrenobLe sur La base d'une méthode mise au point par Le CEA. La sépa­
ration des isotopes éLémentaires de L'hydrogène se  fait  par cryodistiLLation. 
Compte tenu du savoir-faire acquis au cours de L'expLoitation de  cette  instaLLation, 
cette  technique constitue actueLLement une soLution de premier choix pour La sépa­
ration et La récupération du  tritium  dans Les réacteurs de fusion (référence 1). 
Dans Les HTGR Le  tritium  est formé dans Le fLuide de refroidissement primaire 
He à  partir  duqueL iL diffuse partieLLement à travers Les parois de L'échangeur de 
chaLeur  pour parvenir dans L'eau du générateur de vapeur à des niveaux qui peuvent 
être  maintenus dans des Limites acceptabLes sans qu'iL faiLLe avoir recours à des 
méthodes  d'épuration particuLières. Dans Les systèmes HTGR conçus en  tant  que sour­
ces de chaLeur pour certains vecteurs d'énergie (hydrogène, hydrocarbures) Le  taux 
de perméation du  tritium  a dû être réduit pour des raisons de sécurité. Les essais 
effectués  à La KFA JûLich ont montré qu'en revêtant L'acier .ferritique d'une couche 
d'oxyde on peut obtenir un facteur de réduction d'environ 100. Cependant, ces fiLms 
d'oxyde se révèLent peu stabLes en cas de changements de température. IL a été 
possibLe  d'améLiorer Le comportement en utiLisant des couches d'oxyde sur IncoLoy. 
Le tritium  est égaLement un sous-produit des centraLes éLectronucLéaires 
(fission) et des probLèmes se posent dans Les LWR au stade du  retraitement  du 
combustibLe  irradié. Le tabLeau 1 donne une vue généraLe des inventaires de T et 
des voLumes de déchets obtenus dans une instaLLation de  retraitement.  Les travaux 
de recherche sur Le  traitement,  Le conditionnement et L'éLimination des eaux usées 
tritiées  ont été répartis  entre  Les Etats membres par La CEE en exécution d'un 
"programme d'actions indirectes" de La CCE dans Le cadre du programme de "gestion 
et de stockage des déchets radioactifs" (DG XII) résumé au tabLeau 2. 
Référence  : 
(1) J. Chatoux, W. Eisermann, Atomwirtschaft, VoLume 14  (1969)  25-31. 

- 1.31 -
Tableau  1 - Hypothèses adoptées pour la description des possibilités de gestion 
des déchets de 3H 
Capacité  de retraitement tU/a 1 500 
Inventaire  du 3H issu des éléments combustibles  irradiés 
LWR des 
mCi /a 1 
Inventaire  3H issu des matériaux de gainage MCi/a 0,5 
Inventaire  3H issu du premier cycle d'extraction par solvant MCi /a 0,5 
Volume d'eau usée tritiée  (16mCi/l) m /a 32 -103 
Volume d'eau usée tritiée avec recyclage et épuration du 
(166 mCi/l) 3H 
m3/a 3 000 
Activité/3/^  de  l'eau  tritiée (300 m3/a) mCi/l 0,5 
Inventaire  des métaux lourds contenus dans  l'eau  tritiée 
(urani  um) 
(plutonium) 
Rapport  (eau/ciment) . 3 g/m 3 
mg/m 1 
1 
0,5 
Tableau 2 - Contrats de recherche sur les déchets tritiés  issus  du retraitement 
Période  cou­
verte  par le 
programme Contrat n° Contractant Contribution 
C CE en mi l-
liers d'Ecus Ti t re 
75/79 090-78-7  WAS  B CEN Mol 371 Extraction du T  con­
tenu dans les 
effluents  liquides 
80/82 WAS-159-B(D) CEN Mol 393 Extraction du T  con­
tenu dans les 
effluents  liquides 
83/84 292 Extraction du T  con­
tenu dans les 
effluents  liquides 
75/79 088-78-1  WAS  D KFK Karlsruhe 
TU Karlsruhe 83 Enrichissement  du T 
sur catalyseur 
hydrophobe 
75/79 046-77-10  WAS  D UKAEA  Harwell 25 Immobilisation du T 
75/79 075-79-7  WAS UK UKAEA  Harwell 30 Immobilisation du T 
par incorporation 
dans des matières 
solides  inorganiques 
80/84 KFK Karlsruhe 58 Caractérisation  du 
matériau  de gainage 
conditionné  (rejet 
de T) 

- 1.31 a -
3.3.2.  Activités de soutien dans Le domaine de La fusion 
Activités  européennes 
Etudes conceptueLLes concernant L'expLoitation du JET avec du  tritium 
IL est prévu d'utiLiser du  tritium  pour La seconde phase d'expLoitation du 
Joint European Torus en vue d'étudier Le régime de pLasma thermonucLéaire. A cet 
effet,  iL est envisagé de brûLer un méLange de deutérium-tritium  (50/50  %); Le 
nombre de  tirs  prévu avec du pLasma D-T est de 10^. Compte  tenu  du faibLe  taux 
de combustion du combustibLe et des probLèmes rencontrés Lorsque L'instaLLation 
de retraitement  se trouve  hors du site iL a été décidé de  retraiter  sur pLace Les 
gaz usés après chaque tir  avant  qu'iLs soient réinjectés dans Le  tore.  Cette 
instaLLation de  tritium  sera située dans La zone du JET et aura Les fonctions 
suivantes : 
- épuration des gaz provenant de La chambre à pLasma et des injecteurs neutres; 
- séparation isotopique. 

- 1.32 -
La conception de  l'installation  dépend  largement  des nécessités de  l'exploi­
tation  : 
- faible  production, soit  environ  2 kg  pendant  la durée de vie; 
- courte  durée de vie, soit  environ  deux  ans; 
- fonction  invariable; 
- circuits parallèles  permettant  de procéder à des  remplacements  sans  interrompre 
l'exploitation; 
- des systèmes de  manutention  active  des composantes et d'élimination des déchets 
se trouvant  hors du site; 
- petites  dimensions; 
- des  installations  cryogéniques à  vide  ultra  poussé et de télémanutention  existant 
au JET. Le pompage cryogénique sera  largement  utilisé. 
L'épuration des gaz se  fera  au moyen de pièges cryogéniques qui  permettront 
d'éliminer les impuretés gazeuses sans  produire  de déchets solides. 
On a choisi la séparation isotopique par  chromatographie  en phase gazeuse 
pour  obtenir  la meilleure  efficacité possible et réduire au  minimum  l'inventaire 
de tritium. 
L'ensemble de l'unité de  traitement,  y compris  l'appareil  d'analyse des gaz, 
sera placé dans des boîtes à gants. L'atmosphère des boîtes à  gants  sera traitée en 
permanence  au moyen de  deux  systèmes d'épuration. Le  premier  est prévu pour les 
boîtes à  gants  ayant  un taux  élevé de contamination, par  exemple  celles utilisées 
pour les  travaux  de réparation et de  maintenance,  tandis  que le second sera utilisé 
pour les boîtes à  gants  à faible  taux  de contamination  telles  que celles utilisées 
pour le  traitement. 
Normalement,  la salle du  tritium  sera ventilée au moyen d'un système de condi­
tionnement  d'air  et de  ventilation  de routine  tandis  qu'en cas de  contamination  un 
système d'épuration d'urgence sera nécessaire. Tous les systèmes de  traitement  de 
l'atmosphère  seront  disposés dans des "caissons". Tous ces systèmes  seront  situés 
à différents étages d'un bâtiment qui sera  interdit  aux  travailleurs  au cours de 
l'exploitation  de la machine en impulsion. Un bâtiment  annexe  est prévu pour les 
services, les  laboratoires,  le contrôle des processus et la sécurité. 
Le personnel du JET s'occupe  maintenant  d'établir des spécifications 
détaillées pour  l'installation  de tritium,  y compris les éléments essentiels sui­
vants  : 
- élimination des impuretés  chimiquement  actives à  partir  des  effluents  gazeux  du 
tore  et de l'înjecteur  neutre; 
- élimination de l'hélium; 
- élimination du  protium; 
- séparation isotopique du T et D; 
- stockage des isotopes d'hydrogène séparés; 
- stockage des déchets; 
- pompes; 
- vannes; 
- instrumentation  pour le contrôle de processus et la surveillance de  l'inventaire; 
- interfaces  entrée/sortie. 

- 1.33 -
Travaux de recherche en association EUR 
Un programme de recherche ayant pour objectif L'étude des probLèmes de  tritium 
posés  par Le développement de réacteurs de puissance de fusion a été lancé récemment 
par La Commission dans Le cadre du programme de technologie de La fusion  1982-1986 
établi  par Le comité de gestion "Technologie de la fusion". On trouvera à L'annexe 1 
l'énumération  des secteurs de recherche concernant Le  tritium  pour Lesquels des 
contrats d'étude ont été proposés par les associations européennes de fusion ainsi 
que L'état d'avancement des procédures de décision relatives à l'approbation de ces 
propositions.  Les domaines envisagés sont Les suivants : 
- système d'épuration du combustible; 
- récupération du  tritium  à partir  des effluents; 
- détecteur de tritium; 
- cellule électrolytique; 
- système de décontamination; 
- développement industriel de grandes composantes; 
- récupération du  tritium  à partir  de la couverture  fertile  (régénérateurs liquides 
et solides). 
Les propositions se basent en général sur L'expérience déjà acquise dans le 
domaine des réacteurs de fission; dans certains cas, il est  fait  référence à des 
expériences  spécifiques effectuées dans le cadre du programme fusion avant 1983 et 
à certains travaux de conception effectués en Europe dans le domaine des réacteurs de 
fusion. 
Activités  en dehors de l'Europe 
Laboratoire de Los Alamos : 
La construction de l'installation  TSTA  s'est achevée et on a procédé à des 
essais  au moyen d'hydrogène. La mise en service avec du  tritium  est prévue pour la 
fin de 1983. Les principaux objectifs de  cette  installation sont les suivants : 
- faire  la démonstration du cycle de combustible pour les centraLes à fusion DT; 
- mettre  au point et évaLuer des systèmes de protection du personnel et de l'envi­
ronnement ; 
- mettre  en place une instaLLation fournissant une base de données fiable pour les 
systèmes  de manipulation du tritium; 
- mettre  au point des composantes compatibles avec le  tritium  et fiables à long 
terme. 
Le schéma de principe des systèmes d'alimentation en combustibLe et de récupé­
ration du plasma épuisé est représenté à la figure 2 et montre que les sous-systèmes 
suivants sont nécessaires : 
- système d'évacuation de la chambre à plasma par pompe cryogénique; 
- pompage de transfert; 
- épuration du combustible pour élimination de toutes les impuretés (y compris He); 

- 1.33 a -
séparation des isotopes de L'hydrogène par  distillation  cryogénique; 
traitement  et élimination des déchets; 
injection  de combustible; 
commande  et contrôle de la sécurité; 
épuration  d'urgence. 
Les autres  systèmes ou sous-systèmes  auxiliaires  sont les  suivants 
simulation  des impuretés; 
injection  de faisceau  neutre; 
analyse  des gaz; 
acquisition et contrôle de données générales. 

- 1.34 -
On envisage pour  cette  installation qui  traite  500 moles de DT par jour trois 
niveaux de confinement du  tritium  : 
- le niveau primaire, constitué par le matériau de construction de l'appareil 
contenant le tritium; 
- le niveau secondaire, constitué par les boîtes à gants utilisées pour les princi­
paux dispositifs de manipulation du tritium; 
- le niveau  tertiaire,  constitué par la grande salle maintenue à un  taux  de concen­
tration  de tritium  inférieur à  1.10"^  Ci/m"^ au moyen d'un système d'épuration de 
routine ou d'urgence (en cas d'accident). 
Cette installation située dans un ancien bâtiment de 3 000 m3 de volume doit 
maintenir  l'inventaire  du tritium  à moins de 200 g. 
Autres laboratoires américains : 
Récemment,  Mound Laboratory a axé ses travaux de développement en matière de 
technologie du  tritium  sur le confinement du  tritium  et sur la surveillance de 
l'environnement. Ses principaux objectifs sont les suivants : 
- prévenir  tout  rejet  de tritium  dans l'environnement et récupérer  tout  le tritium 
rejeté  dans le laboratoire en vue d'un recyclage; 
- faire  la démonstration d'un système de détritiation de  l'eau  CECE/CD.  Une cellule 
électrolytique  a été fabriquée par GE et a fonctionné pendant une longue période 
avec une concentration de  tritium  de 10  Ci/cm^; 
- mettre  au point un système d'injection dans le  tore  de TFTR; 
- concevoir des conteneurs pour les déchets liquides  tritiés. 
Les principales activités du "Lawrence LL" sont les suivantes : 
- récupération du  tritium  à partir  de rejets  atmosphériques à  l'aide  de dispositifs 
d'oxydation catalytique; 
- mise au point de getters organiques qui, en présente  d'air,  minimalisent la 
formation d'eau tritiée plus dangereuse; 
- mesure et mise en corrélation des propriétés physiques et chimiques des isotopes 
de l'hydrogène en dessous de 30 K. 
Dans la perspective d'une exploitation du TFTR avec du tritium, une zone des­
tinée  à abriter les systèmes de  tritium  (figure  3) a été aménagée au Princeton 
Plasma  Physics Laboratory conformément aux besoins de stockage du  tritium  sur place 
sans  qu'il soit prévu de récupérer, d'épurer ou de réutiliser le tritium. D'après 
les essais effectués au Mound Laboratory,  l'alimentation  en tritium  se fera automa­
tiquement et rapidement pour un maximum de 400 curies ou 0,4 gs~^ en 15 ms. De 
nombreuses mesures sont prises pour  mettre  en place des barrières évitant le passage 
de matières particulaires dans le  tore  et pour disposer de moyens d'élimination du 
He-5 et des impuretés. Les principales composantes seront fabriquées en acier inoxy­
dable 316 avec utilisation, dans tous les cas, de constructions soudées, exception 
faite  des raccordements exigés pour la maintenance des composantes et le remplacement 
des éléments amovibles. On a prévu pour l'ensemble de la zone un système d'épuration 
qui,  dans ses grandes lignes, est similaire à celui du  TSTA  mais de plus petites 
dimensions  de façon à  limiter  rigoureusement l'atmosphère de la salle et  l'inventaire 
de tritium. 

-I. 35 -
Figure 2 - Schéma de principe du système de  traitement  TSTA 
Activités au Japon : 
Un laboratoire  de traitement  du tritium  (Tritium  Process  Laboratory  (TPL))  est 
en cours de construction et  entrera  en service en 1985, il est conçu comme une 
installation  multifonctions  présentant les principales caractéristiques suivantes : 
- utilisation  de systèmes de  confinement  et d'élimination du  tritium  à barrières 
multiples; 
- division  claire  par zones et mise en place de systèmes de  ventilation  appropriés; 
- choix de matériaux et de composante^ appropriés pour la  manipulation  du tritium. 
Le bâtiment s'étendra sur  environ  48 x 26 m, la zone contrôlée'représentant 
1 080 m2. 
Les boîtes à  gants  sont installées dans la salle expérimentale qui a 15 m de  haut 
Le reste  du bâtiment est composé  d'une  salle d'équipement où sont disposés les diffé­
rents  types  de systèmes d'élimination du  tritium  (figure  4). Chaque bloc de boîtes à 
gants  a un système de  ventilation  et de contrôle de pression  individuel  et comprend 
des boîtes étanches à  L'air  où sont logées des pompes à vide. Il  existe  trois  systèmes 
de confinement  : le  premier  est constitué par le matériau de  l'appareil,  le second 
est le système d'élimination du  tritium  constitué de : 

-I. 36 -
Figure  3 - Disposition générale  des  systèies 
de tritiui  au TFTR 
Figure  K - Disposition  du TPL || 
(Japon) 
1. Botte  à gants pour  analyse 
2. Boîte  à gants pour stockage 
3. Botte  à gants pour distillation cryogénique 
K. Botte  à gants pour lesure  de l'équilibre 
de phase 
5. Botte  à gants pour récupération 
6. Boîte  a gants pour diffusion theriique 
7. Boîte  à gants pour  essais  de coiposant.es 
8. Boîte  à gants pour épuration  /"'" 
9. Boîte  à gants pour solidification 
10. Boîte  à gants pour  essais  d'éllilnatlon  du 
tritlui 11. Boîte  à gants évacuable pour  transfert 
12. Boîte  à gants évacuable pour  transfert 
13. Sas  pour chargement  et déchargement 
H. Trou pour  la lise  en place  de la  colonne cryogénique 
15. Trou  de drainage 
16. Réfrigérateur  à héllu» 
17» Panneau  de contrôle 
18. Alimentation  en électricité 
19. Panneau  de contrôle 

- I. 37 -
- un système d'épuration de La boîte à gants pour éLimination du  tritium  et de 
L'oxygène; 
- un système de contrôLe de pression de chaque bloc en vue d'éviter Les fuites de 
tritium  des boîtes à gants et L'exposition aux radiations des opérateurs dans des 
conditions de service normaLes ou exceptionneLLes. 
Le troisième système de confinement est constitué d'un système d'épuration de 
L'atmosphère  de La saLLe dans des conditions normaLes de service. En cas d'accident, 
un système d'épuration d'urgence  entre  automatiquement en service. 
D'après  Le programme  prévu,  Les boîtes à gants situées dans La saLLe étanche 
contiendront des systèmes de mesure et d'anaLyse du tritium, des systèmes de stockage 
du tritium, des systèmes de distilLation cryogénique, des systèmes de mesure de 
L'équilibre  Liiquide-vapeur et de diffusion thermique, des systèmes de piégeage et 
d'épuration  du tritium, des systèmes de soLidification des déchets Liquides et des 
systèmes  expérimentaux de confinement et d'éLimination du tritium. 
Activités  au Canada : 
Au Canada, un  projet  de technologie des combustibles de fusion est axé sur La 
fourniture et La technologie du  tritium  dans le but d'étendre et d'adapter La techno­
logie actuelLe du  tritium  CANDU en vue de son utilisation dans le cadre des programmes 
de fusion internationaux. Le  taux  de production du  tritium  dans ce pays  atteignait 
environ 1,4 kg par an dès 1980 et les stocks de  tritium  deviendront beaucoup plus 
importants compte tenu du programme prévu dans le domaine des centrales nucléaires. 
Ce pays a acquis une très grande expérience et un très grand savoir-faire en 
matière  de manipulation des fLuides et composantes contenant de l'oxyde de  tritium, 
de conception de systèmes de confinements dynamiques et statiques (étanches aux 
fuites), et de modèles d'exposition des travailleurs et de dispersion dans l'envi­
ronnement. Il a déjà mené au stade de La commercialisation des systèmes de surveil-
lance hautement efficaces, des vêtements de protection ainsi que des techniques et 
dispositifs  de télémanutention. Dans un proche avenir, deux instaLLations d'extrac­
tion du T contenu dans L'eau lourde deviendront opérationnelles, la première à usage 
commercial basée sur Le procédé CEA par échange isotopique en phase vapeur, La 
seconde  en tant  qu'installation pilote basée sur l'échange isotopique en phase 
liquide (développement canadien). Les deux instaLLations utilisent la distillation 
cryogénique  pour l'épuration finale du T et des  getters  pour le stockage du T à 
Long  terme. 

- 1.38 -
3.4. Activités antérieures et futures du CCR 
3.4.1.  Expérience acquise dans Le domaine de La manipulation et du contrôle du  
tritium 
Introduction 
La première installation nucléaire de  traitement  d'effLuents contenant de 
l'oxyde de  tritium  a été mise en service au CCR en 1959. Depuis  Lors,  Le contrôle 
du tritium  a été effectué systématiquement sur des échantillons d'air et d'eau 
(environnement), sur des matériaux biologiques et sur des effLuents de l'instaLLation. 
Au cours de cette  période,  Les procédures d'échantillonnage et de mesure ont été 
continuellement révisées et adaptées en fonction de l'évolution technique afin 
d'améliorer  leur  sensibilité. 
Installations produisant du  tritium 
ISPRA  1, réacteur de recherche modéré et refroidi à  l'eau  lourde, d'une 
puissance  nominale de 5 MWth, en service de 1959 à 1973. L'inventaire de D^O était 
de "= 7 m^ avec 2,1 Ci/l comme activité finale du T. Le contrôle du T dans le réacteur 
et ses effluents s'est poursuivi jusqu'en 1977. 
Réacteur  de recherche  ESSOR  (critique en 1967) modéré et refroidi à  l'eau 
lourde, en deux circuits distincts. Puissance nominale : respectivement 25 et 17 MWth 
dans  les zones d'alimentation et expérimentale du coeur. Les inventaires de D^O dans 
ces deux zones sont respectivement de 8 et de 12 m3. Dans cette dernière zone, le 
tritium  a atteint  un niveau d'activité de 3,2 Ci/l. A Ispra La teneur  totale  en 
tritium  de l'eau  lourde se situe à 7 grammes environ. 
Contrôle  du tritium 
Types  d'échantillons 
Ai r provenant des zones de service, des effluents gazeux des boucles  expérimen­
tales des systèmes de  dégazage,  de la zone extérieure aux instaLLations. 
Eau provenant des effLuents liquides et de  l'eau  de refroidissement des boucles 
expérimentales,  des rejets, des piscines de stockage des éléments combustibles 
irradiés,  des eaux de pluie et de ruisselLement, de La nappe phréatique et du système 
d'alimentation en eau. 
Fluides  de travail tels que D.,0, He, N^. 
Chaîne  alimentaire et environnement, tels que  Légumes,  fruits,  lait,  sol, etc. 
Echantillons  biologiques, et notamment urine pour la surveillance radiologique 
des opérateurs. 
Contrôle  de La contamination en surface dans Les zones de service. 

- I. 39 -
Techniques  et procédurgs appliquées 
On trouvera des détails sur ce thème dans une série de rapports (références 
1 à 6). Actuellement, la technique de mesure appliquée de préférence est celle des 
scintillateurs liquides adaptés au type de préparation des échantillons (distillation, 
lyophilisation,  centrifugation, enrichissement isotopique  électrolytique). 
Le contrôle on-line des niveaux de contamination des zones de service et des 
effluents gazeux s'effectue au moyen de chambres d'ionisation avec ou sans compen­
sation des champs de rayonnement extérieurs en fonction des besoins  spécifiques.  Le 
contrôle  de la contamination en surface "in situ" s'effectue au moyen de tubes comp­
teurs proportionnels sans fenêtre à courant gazeux. Le prélèvement d'échantillons 
pour  le contrôle de la contamination de  l'air  ambiant s'effectue en faisant barboter 
l'air  dans de  l'eau  distillée ou en le faisant passer sur des colonnes cribles  molé­
culaires sélectives de H^O. Les techniques chimiques ou cryogéniques ont été aban­
données  . 
Sensibilité  des mesures 
Chambres  d'ionisation, mesure directe 
Scintillateurs liquides : 5.10" 6 + 5.10" 5 Ci/m 3 d'air. 
échantillons  d'air 10 8 10 12 Ci/m 3: en appliquant l'enrichissement  électro­
lytique la  limite  est amenée à 5. 10" 14 Ci/m3, ce qui permet d'évaluer le fond de 
tritium  atmosphérique naturel; 
-4 -7 3 
- échantillons d'eau et de matériaux du milieu environnant : 10 - 10 Ci/m ; ^ 
grâce  à l'enrichissement électrolytique la  limite  est amenée à environ  5.10" y Ci/m , 
ce qui est à nouveau suffisant pour évaluer les niveaux de  tritium  naturels; 
échantillons  biologiques  (urine)  : 10  y6tCi/ml;  cette  valeur représente moins de 
0,1 % de la "charge corporelle maximale" c'est-à-dire du niveau correspondant à la 
dose  annuelle maximale pour les travailleurs professionnellement  exposés. 
Laboratoires et équipement du CCR  Ispra 
Laboratoire "analyses de processus" 
Ce laboratoire radiochimi que qui  fait  partie  du complexe  ESSOR  est équipé pour 
le traitement  et la mesure par scintillation liquide d'échantillons ayant une teneur 
en T  relativement  élevée et a acquis une expérience pratique considérable dans ce 
domaine. 
Laboratoire "physique sanitaire" 
Ce laboratoire effectue des mesures à de faibles niveaux de T et  dispose,  en 
particulier, d'une section de  prétraitement  par lyophilisation, enrichissement  élec­
trolytique (conception et construction intra-muros) etc. et de  différents  scintilla­
teurs liquides. Le personnel de ce laboratoire a acquis une large  expérience  en 
matière  de manipulation  d'échantillons  de différentes  natures,  d'exécution  des mesures 
et d'évaluation  des  résultats  (voir rapport annuel,  référence  7). 
Contrôle  sur place 
Des instruments portatifs sont habituellement  utilisés  dans la division 
Physique  sanitaire pour le  contrôle  sur place du  tritium  contenu dans  l'atmosphère 
et de La contamination en surface. Cette division a  également  sous  son  contrôle 
l'instrumentation de surveillance locale des installations. 

- 1.40 -
Laboratoire  radi otoxicologique 
Ce Laboratoire, qui comprend une section "radiochimie" pour La préparation 
des échantiLLons et une section "anaLyse" disposant d'un équipement de comptage 
par scintiLLation Liquide a effectué pLus de 9 000 mesures de contrôLe de La conta­
mination des travaiLLeurs par Le tritium. 
Laboratoire bioLogique 
Ce Laboratoire axe ses recherches sur La microdistribution du T dans Les orga­
nismes  vivants et dans Les végétaux et sur ses effets bioLogiques (références 8 à 12). 
Expérience  acquise au CCR en matière d'expLoitation et de maintenance de systèmes  
contaminés  au tritium 
Au cours de L'expLoitation des réacteurs ISPRA 1 et  ESSOR,  iL a été nécessaire 
d'intervenir continuelLement pour des opérations de maintenance et de remplacement, 
soit pour des travaux de routine soit exceptionnellement, sur les circuits d'eau 
Lourde  ou certaines composantes contaminés au T dans une atmosphère contaminée par 
l'oxyde de tritium. Les moyens de protection dont disposaient Les opérateurs avaient 
été soigneusement séLectionnés. Les techniciens du CCR, en collaboration avec des 
fabricants de combinaisons, masques et autres vêtements de protection, ont mis au 
point ou modifié ces articles en vue d'améliorer leurs performances et de les adap­
ter aux nécessités de l'exploitation de circuits d'eau lourde contaminée au tritium. 
Le CCR procède à ce propos à de larges échanges d'informations avec d'autres centres 
nucléaires  rencontrant des problèmes similaires. 
Références 
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, Voi.  14,  N.T,  pages  31-37,  1/3,  *970. 
3. G. Dominici, A. Fenzi, E. Morniroci, Concentrazione di  tritio  in alcune acque 
naturaLi  dell'Italia  Settentrionale, Energia Nucleare, Voi.  26,  N.11,  11 - 1979. 
4. R. Cazzaniga, G. Dominici, Tritio in acque naturali della zone 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 del  tritio  in aria al CCR-Ispra (in corso di pubblicazione) . 
7. Séries  of annual  reports on  "Misure di radioattività ambientaLe",  1978-1982 
(EUR-6632Ì,  7280Ì,  7958i,  8572i). 
8. Margaret Merlini and R. Van Steenwinkel, The  évolution  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  Internai  Emitters of the European 
Late Effects Project, St. Bartholomew's HospitaL, London, September  1980. 

- 1.40 a -
10. L. Clerici, M.J. Carroll,  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  uptake  and incorporation of  tritiated  precursor 
macromolecules in the cells of the mouse embryos. L. Clerici and  Margaret  Merlini. 
./. 

- 1.41 -
3.4.2.  travaux  de recherche sur Le  tritium  dans Le  domaine  de La fusion 
Au cours des dernières années, un  certain  nombre  de travaux  ont été effectués 
par plusieurs groupes de recherche et Laboratoires du CCR  Ispra  en vue de résoudre 
Les probLèmes posés par Le  tritium  en Liaison avec La technologie de La fusion. Ces 
travaux  comprennent  des études sur des paramètres de base  telles  que  l'interaction 
hydrogène-métal ainsi que sur  certains  problèmes technologiques et  impliquent  un 
travail  de bureau  aussi  bien  que des  travaux  expérimentaux. Ces  derniers  sont  effec­
tués jusqu'à  maintenant  à l'aide  d'isotopes pLus Légers de H et D pour les opérations 
de simulation  du comportement  du tritium  et extrapolation  en attendant  une vérifi­
cation  avec  l'isotope  radioactif. 
Etudes de  L'interaction  métal-isotopes de l'hydrogène 
Depuis dix ans environ, le  laboratoire  de thermodynamique  dé La surface étudie 
Les probLèmes  d'interaction  plasma-surface et les propriétés physico-chimiques des 
matériaux des réacteurs de fusion (par  exemple  première  paroi).  Les mesures suivantes 
ont été effectuées : 
- spectres de désorption, états d'adsorption, surfaces couvertes et probabilité 
d'adhérence des systèmes Mo-N^ et Mo-I^ (références 1-3); 
- dégazage  thermique  initial  après différentes méthodes de préparation de la surface; 
spectres de désorption  thermique,  taux  de désorption en équilibre, surfaces cou­
vertes  en équilibre de différents matériaux :  Inconels,  aciers inoxydables, 
aluminium  (références  4-10); 
- diffusibi lité de l'H et du D dans des  alliages  de type  InconeL  (références  11-12). 
Travaux  prévus ou en cours : 
- mesure de la solubiLité et de la diffusibiLité de L'hydrogène (H,D) dans La pre­
mière  paroi  et dans Les matériaux  structurels  concurrents; 
- détermination du  taux  de dégazage du H, D implanté en fonction du temps; 
- mesure des propriétés  thermodynamiques  et de La pression de  vapeur  du Li^Pbg^ 
(référence 13); 
- solubilité et diffusibiLité du H, D dans Le Li.-.Pb.,, 
I f oj . 
Un appareiL expérimental a été mis au  point  afin  d'obtenir  des  informations 
sur la diffusion en vue de l'évaluation des  fuites  de tritium  par Les canalisations 
des systèmes de  refroidissement  vers la  couverture  fertile  liquide  composée de 
Li^Pbg,.  Plusieurs mesures du  flux  de perméation du deutérium à  travers  des mem­
branes  a'acier  inoxydable  ont été effectuées à différentes températures au moyen 
d'une  instalLation  à ultra  vide. Certaines mesures ont été effectuées sur des 
membranes  oxydisées. 

- 1.41 a -
Références  : 
1. F.  Reiter,  J.  Camposi Ivan,  Desorption  spectra  and  adsorption states  of the  system 
Mo-N 2, EUR-5404  (1975). 
2. F.  Reiter,  J.  CamposiIvan, Surface coverages  and  sticking probabiLities  of the 
system Mo-N 2, EUR-5762  (1977). 
3. F. Reiter, Desorption studies from Mo-surfaces,  9th  SOFT,  Garmish-Partenkirchen 
(FRG),  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. 

- 1.42 -
6. F. Reiter, J. CamposiIvan, Thermal outgassing properties of stainless steel 316 L 
after  différent methods of surface préparation, 10th  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  September 
1980. 
8. J. CamposiIvan, F. Reiter, Thermal desorption spectra, equilibrium desorption rates 
and equilibrium surface coverages of mechanically polished and of sand-and 
bead blasted  Inconel  600 surfaces, EUR-7114  (1980). 
9. F. Reiter, J. CamposiIvan,  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. CamposiIvan, Thermal outgassing properties of mechanically polished 
: and of sand-and bead-blasted  Inconel  600 surfaces up to 500°C, Vacuum, 32,  (1982), 
227. 
11. M. Caorlin, J. CamposiIvan, 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  Inconel  625, to be presented at the 9th Int. Vacuum 
Congress,  Madrid (Spain), 16-30 September 1983. 
13. F. Reiter, R. Rota, J. Camposilvan, Thermodynamic properties of  Li^Pho-,  12th 
SOFT,  Jùlich (FRG), 13-17 September 1982. 
14. 0. Gautsch, G. Hodapp, EUR report in press. The permeation of deuterium through 
austenitic stainless steel. 
Traitement  du tritium 
Etudes conceptuelles 
A partir  de 1978, des études de faisabilité ont été effectuées sur une série de 
modèles  de processus conceptuels pour le  traitement  du plasma usé, le système  TSTA 
de Los Alamos servant de référence. Ces études avaient pour objectif de trouver des 
processus  plus simples et plus compacts  permettant  éventuellement d'améliorer le 
niveau général de sécurité d'une  telle  installation sans parler des économies  réali­
sables  du point de vue des investissements et des frais d'exploitation. Deux  sys­
tèmes  ont été retenus (références 2,3) comme indiqué aux figures 5 et 6. Le second 
système  présente un avantage déterminant par rapport au premier en raison de la 
réduction  de l'inventaire  de T obtenue grâce à la séparation finale du H à  partir 
du D et T par chromatographie en phase gazeuse plutôt que par distillation d'eau. 
Ces deux systèmes sont basés sur l'électrolyse qui constitue l'étape clé du 
processus.  Dans le premier cas,  cette  procédure est utilisée pour le préenrichisse­
ment  isotopique (du H) et dans le second pour la reconversion des oxydes en DT 
élémentai  re. 
Le succès de ces étapes clés dépend de trois facteurs : 
- obtention d'un facteur de séparation d'au moins 10 (dans la cellule 1); 
- développement d'un électrolyseur avec un inventaire liquide aussi faible que 
possible  tout  en  maintenant  un (relativement)  haut  débit; 
- compatibilité de la conception et du matériau de ces cellules avec des concentra­
tions élevées d'oxyde de T. 
IL convient de résoudre ces problèmes  avant  d'évaluer définitivement la 
sécurité  de ces systèmes. 

- I.  A3 
Figure  6 

- 1.44 -
Détritiation  du réfrigérant 
Les fuites de  tritium  depuis La couverture  fertile  vers Le circuit de refroi­
dissement primaire He ont été analysées (référence 4) pour un réacteur de fusion de 
type FINTOR-D. En prenant comme hypothèse réaliste le  fait  que dans un tel circuit 
il y a toujours également un peu d'eau en raison des fuites provenant du circuit de 
production de vapeur, on peut supposer que le HTO (eau tritiée)  atteindrait  avec le 
temps des niveaux i nadmi ssi b Les par échange i sotopi que de T avec H.  D'aut  re part,  cet échange 
offre la possibilité d'utiliser une réaction d'équilibre oxyde-hydroxyde pour la 
déshydratation  et la détritiation du flux de He. L'étude de la cinétique de la 
réaction  d'absorption d'eau : SrO + ^0 = Sr(OH)., effectuée à la température du côté 
froid de circuit de He a révélé (référence 5) que la teneur en eau tritiée dans le 
circuit pourrait être maintenue à des niveaux acceptables par  cette  réaction sans 
aucune  perte  d'efficacité thermodynamique. 
Développement  de cellules électrolytiques 
Des travaux expérimentaux ont été entamés en vue de vérifier les potentiels 
de la cathode en fonction des facteurs de séparation isotopiques H-D de différents 
matériaux  de cathode (références 6,7). Les électrodes de Ni ou de Fe revêtues de 
NiS se sont révélées être les matériaux les plus prometteurs. 
Parallèlement  pour l'étppe de reconversion du DTO en D-T un nouveau type de 
cellule a été  conçu,  construit et expérimenté avec succès. En vue d'éliminer la 
teneur en liquide des compartiments de la cellule (= inventaire de T  élevé),  seul 
le séparateur est imprégné de l'électrolyte pulvérisé dans le compartiment de 
l'anode sous forme d'aérosol. Le matériau du séparateur utilisé dans  cette  expérience 
se compose de fibres d'amiante et les électrodes de Ni. On a obtenu de fortes den­
sités  de courant de sorte qu'une unité relativement  petite  peut déjà répondre aux 
besoins  quotidiens d'un dispositif de fusion du type INTOR. 
En étendant ces essais d'enrichissement isotopique à ce nouveau type de cellule 
on a obtenu une amélioration substantielle des facteurs de séparation (plus de 10 
pour HD) ce qui incite à poursuivre les recherches afin de trouver des matériaux 
encore plus efficaces pour la cathode et le séparateur (mouillabilité, résistance 
aux rayonnements outre l'enrichissement) et d'arriver à une optimalisation des 
conditions d'exploitation. 
Références  : 
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 - Mai 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 hélium and other impurities from a  mixture  containing 
deuterium and  tritium  especially from a fusion reactor, European Patent  0032827, 
1983 published, 1982 application. 
4. F. Lanza, P.  Rocco,  F. Van Rutten, A System for the control of  tritium  losses in 
primary and steam circuit of a fusion power plant, Proc. of the Fusion Technology 
1978, Padova, 1978. 
5. F. Van Rutten, Hélium purification by a  tritiated  water  absorption System, Proc. 
of Fusion Technology 1980, Culham, 1980. 

- I. 45 -
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, III., October  26-29,  1981, Vol. II, pages  2080-83. 
7. G.  Pierini,  B.  Spelta,  Alternative processing modes to cryogenic hydrogen isotopes 
separation in exhaust fuel  treatment.  Contribution to a special issue of Nuclear 
Engineering  and Design, 1983. 
Récupération  du  tritium  de la couverture  fertile 
Des études théoriques et expérimentales sur la meilleure méthode de récupération 
du tritium  du matériau  fertile  liquide  Li^Pbg^  sont en cours au CCR d'Ispra depuis 
quelques  années.  On a mesuré la solubilité des isotopes d'hydrogène et la cinétique 
d'absorption sur Li^Pbgj à différentes températures (références 1, 2, 3). Sur la 
base  de ces  données,  différents modèles d'extraction du  tritium  du matériau de la 
couverture ont été  envisagés.  Dans les deux premiers  modèles,  un pompage direct a 
été supposé soit sur un mélange stagnant soit sur un mélange idéalement  agité.  Pour 
une couverture du type INTOR, dans le premier cas on a calculé que l'inventaire de T 
atteignait-environ 19 kg à l'état stable tandis que dans le second cas on obtenait 
moins  de 160 g. Compte tenu de l'impossibilité d'agiter le mélange "in situ" le 
pompage direct ne pourrait être pratiquement appliqué que sur un courant latéral de 
l'alliage en dehors de la zone de la couverture, comme indiqué schématiquement à la 
figure 7, système A, l'inventaire final de T dépendant essentiellement dans ce cas 
du débit du mélange dans Le courant lateraL. 
Un troisième modèle est basé sur le balayage de gaz inerte à contre-courant 
à travers le mélange dans une colonne garnie ou à buLles. On trouvera un schéma de 
ce système à la figure 7, système B. 
A condition que l'inventaire de T puisse être maintenu à 200 g gour une couver­
ture  d'un volume  total  de 76 m , on pourrait  traiter  chaque jour 50 m . Pour attein­
dre cet objectif, il sera nécessaire d'utiliser une colonne de 1,7 m de haut et de 
0. 15 m de diamètre avec environ 520 m^ de  He  (référence 4). 
Cependant, pour construire une  telle  installation, il est nécessaire de  dis­
poser  de données fiables sur les caractéristiques hydrodynamiques de l'alliage telles 
que la viscosité et la tension superficielles et sur le  taux  de désorption de l'hydro­
gène.  Dans ce dernier cas, on a conçu un dispositif expérimental qui sera réalisé au 
CCR et dans lequel on peut soit appliquer le pompage direct soit des conditions de 
réextraction  du gaz à contre-courant (voir chapitre 6). 
Références  : 
1. G. Pierini,  A.M.  Polcaro, P.F.  Ricci,  A. Viola,  Tritium recovery from liquid 
Li^Pbgj  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 
Li^Pbg^,  paper presented at the 12th  SOFT,  Jülich,  September  13-17,  1982  (in press). 
3. A.M. Polcaro, P.F.  Ricci,  A. Viola, Kinetics of hydrogen absorption on liquid 
Pbg^Li^  alloy, to be published. 
4. G. Pierini, A.M. Polcaro, P.F.  Ricci,  A. Viola, Perspectives for  tritium  recovery 
from liquid  Pb a^Li17  alloy, EUR report, in press,  1983. 

-I. 46 -
Figure  7 - Systèmes de récupération du tri  tin«  à partir de la couverture 
(«ate'riau fertile -  Li^Pb.J 

- 1.47 -
3.5.  Objectifs  du  Laboratoire  tritium  CCR 
3.5.1.  Motivation  et orientation 
Les probLèmes posés par  L'utiLisation  et par La présence du  tritium  dans Les 
systèmes à fusion se sont posés sérieusement aLors que La création des grands systèmes 
de combustion de  tritium  avait  déjà été  entreprise.  IL s'agit  moins de démontrer Leur 
faisabiLité technique, comme pour  L'ignition  et Le contrôLe du plasma, que de  véri­
fier  d'urgence Leurs possibiLités  pratiques  d'application, pLus particuLièrement pour 
Les exigences spécifiques des questions de sécurité concernant  L'expLoitation  et L'en­
vironnement.  Comme nous L'avons vu dans Le cas  d'une  centraLe à fusion, Le  tritium 
produit  à L'intérieur du réacteur  doit  être récupéré in  situ  de façon  ininterrompue; 
en outre,  La quantité de  tritium  dans La couche  fertile  doit  être très  faible,  pour 
des raisons de sécurité et d'économie. Il  pourrait  donc s'avérer nécessaire de dispo­
ser de méthodes nouvelLes de récupération du  tritium. 
Un autre  exemple  est constitué par la perméation et Le piégeage du  tritium 
dans Les  structures  de La première paroi. Ainsi que Le  montre  le chapitre  3, le  fait 
que le  tritium  se présentera sous la  forme  de  particules  à haute  énergie (100 à 
1 000 eV), et en présence  d'une  irradiation  neutronique  simultanée,  pourrait  modifier 
fortement  les mécanismes  d'implantation,  de diffusion et de  capture  dans les struc­
tures  métalliques. 
Un troisième  point  concerne le  type  des opérations prévues dans le réacteur à 
fusion. Ainsi que nous  l'avons  indiqué, il  faut  s'attendre  à manipuler  des matériaux 
tritiés de grandes dimensions, dans un  environnement  très  difficile  et avec des exi­
gences de sécurité très sévères, plus particuLièrement en ce qui concerne la concen­
tration  maximale  autorisée de  tritium. 
Un dernier  aspect concerne le  conditionnement  des  parties  usées du réacteur 
(recyclées ou éliminées comme déchets), qui  seront  en même  temps  tritiées et activées, 
très lourdes et de  forme  très compLexe. Les  nouveaux  problèmes à résoudre  seront  Là 
encore  nombreux. 
Dans une  situation  aussi complexe, un  laboratoire  du  tritium  au CCR  d'Ispra, 
travaillant  essentiellement  sur les probLèmes de sécurité de La technologie du  tri­
tium  dans la fusion,  serait  particulièrement  utile  dans le cadre des activités en 
cours ou prévues dans les pays  membres  de la Communauté. Des  objectifs  communs  doivent 
être  atteints  dans ce domaine, et le  Laboratoire  travaillerait  à leur  réalisation : 
- acquérir une expérience dans le  domaine  de la  manipulation  du  tritium  dans des  sys­
tèmes complexes en assurant la sécurité des opérateurs  pendant  les opérations de 
routine  (moyens  de  protection  de caractère général et  individuel),  ainsi que La 
protection  de  L'environnement  (traitement  des déchets, épuration d'urgence, surveil­
lance)  ; 
- réunir les conditions  permettant  d'expérimenter les procédures de  manipulation  des 
parties  tritiées du réacteur et  d'optimiser  les composantes sur le  plan  de Leur 
sûreté de  fonctionnement  et de  L'inventaire  du  tritium,  et plus particuLièrement : 
a) réaliser des expériences sur des  maquettes  contaminées au  tritium  et reprodui­
sant  des pièces remplaçabLes du réacteur NET dans des conditions de  fonctionnement 
défavorables et par  manipulation  à distance,  afin  de vérifier les procédures de 
décontamination,  de  conditionnement  (container,  dispositif d'étanchéité, soudures), 
d'assemblage et de contrôle de La qualité; 

- 1.48 -
b) tester Les nouveaux systèmes et composantes mis au point dans Les Laboratoires 
européens,  teLs que La chromatographie en phase gazeuse. Les éLectrpLyseurs et 
Les cataLyseurs, Les systèmes de récupération du  tritium  contenu dans La couche 
fertiLe; 
c) contrôLer La vaLidité de L'extrapoLation des données physico-chimiques de L'hydro­
gène  et du  deuterium  au tritium. La fi abi  L i té de ces données est d'une importan­
ce primordiaLe pour La conception appropriée du confinement et des systèmes 
d'épuration. 
Pour  pouvoir  atteindre  ces objectifs, iL est nécessaire de disposer d'une ins-
taLLation soupLe à buts muLtipLes, pLutôt que d'un Laboratoire destiné à L'étude d'un 
probLème  spécifique, comme Le Laboratoire  TSTA  de Los ALamos par exempLe. Le facteur 
temps joue évidemment un rôLe important dans une teLLe  décision. 
Lorsque  La création de  TSTA  a été décidée au cours de La seconde moitié des 
années  60, TNS (L'étape suivante) et EPR (réacteur de puissance expérimentaL) étaient 
prévus  respectivement pour 1984 et 1990, avec des inventaires respectifs de  tritium 
de 0,25 et 4,6 kg. Le déLai apparemment toLérabLe avant qu'un système fiabLe de mani-
puLation du  tritium  ne devienne nécessaire pour une expLoitation efficace était très 
court. IL ne  restait  donc  d'autre  possibiLité que de s'en  remettre  à des techniques 
suffisamment connues, teLLes que La distiLLation d'eau ou d'hydrogène cryogénique, et 
d'expérimenter  sur une instaLLation piLote représentative un système de  traitement 
séLectionné. 
Dans un réacteur expérimentaL teL que NET/INTOR, L'inventaire de  tritium 
devrait être de L'ordre de pLusieurs ki Logrammes.  IL apparaît cependant que La pLus 
grande  partie  de ce  tritium  sera retenue au niveau de stockage intermédiaire ou à 
L'état  stationnaire dans La couche fertiLe. L'inventaire de  tritium  prévu dans Le  TSTA 
est de 150 g, dont une  partie  importante se trouve dans La coLonne de distiLLation 
cryogénique.  Compte tenu des objectifs du  LET,  des inventaires de  tritium  inférieurs, 
se situant  entre  environ 50 et 100 g, devraient suffire pour assurer un fonctionnement 
significatif des Laboratoires. 
En ce qui concerne L'utiLisation du Laboratoire, L'objectif est doubLe : 
- recevoir des groupes de recherche de Laboratoire de La Communauté européenne ne 
disposant  pas d'instaLLations de  traitement  du  tritium  pour des tests chauds  expé­
rimentaux; 
- réaLiser des expériences concernant Le  tritium  dans Le cadre du programme technoLo-
gie de fusion CCR. 
Ces activités, proposées par Le CCR, sont décrites ci-dessous. 
3.5.2.  Programme expérimentaL proposé pour Les travaux du CCR sur La fusion 
Perméation  du tritium, inventaire et dégazage dans Les structures métaLLiques 
Une étude expérimentate sera effectuée sur Le dégazage du  deuterium  et du tri­
tium  vers La chambre de pLasma pendant La période de pause, sur La perméation et Le 
piégeage  du  tritium  à travers Les structures de La première paroi. 
Le programme de mesure portera sur : 

- 1.49 -
- La détermination des  taux  de dégazage des isotopes d'hydrogène implantés dans une 
cible  d'acier  inoxydable,  Inconel  ou  autre  première paroi, ou matériau de déflecteur 
utilisable,  en  fonction  du  temps 
. à des températures différentes de la cible (200-600°C); 
. pour différentes énergies des  particules  (0,1 à 5 KeV); ^ _2 _i 
. à des  valeurs  différentes des densités de  rayon  de particules  (jusqu'à 10 cm s ); 
- la détermination de la  constante  de recombinaison à la surface  interne  de la cible; 
- la détermination des caractéristiques de diffusivité et de perméabilité du matériau 
de la cible; 
- les recherches sur  l'influence  de barrières de  diffusion  formées in  situ  sur la 
perméabilité de la cible; 
- la détermination de  l'inventaire  de l'hydrogène en  fonction  du  nombre  de cycles de 
réaction;  1 
- la comparaison des résultats expérimentaux sur le  comportement  de l'hydrogène, 
implanté  pendant  le  temps  de pause, avec Les résultats des modèles  existants  (TRIT, 
PERI, DIFFUSE), et les  nouveaux  développements théoriques possibles. 
Ainsi que nous L'avons indiqué, Les  travaux  commenceront  par des mesures, en 
utilisant  le  protium  et le  deuterium  dans un  laboratoire  froid  à partir  de  1984-1986, 
et se  poursuivront  avec le  tritium.  L'installation  expérimentale est représentée de 
façon schématique à la  figure  8. Les conditions expérimentales  simuleront  les cycles 
de pause  INTOR  (100, 200 et 20 s respectivement). 
Figure  8 - Schéma de  l'installation  ut'ilisée pour L'étude du 
comportement  de l'hydrogène implanté (H, D, T) dans La 
première  paroi  d'un réacteur à fusion thermonucléaire. 

- 1.50 -
Traitement  des éléments tritiés 
Pour  toute  situation  dans  laquelle  les matériaux de  structure  (métaux) sont 
en contact  avec le  tritium,  celui-ci est absorbé et - plus particulièrement aux 
températures élevées - dissous dans le métal,  proportionnellement  à la  racine  carrée 
de sa pression  partielle.  La décontamination  peut  être assurée en procédant à un 
dégazage avec un  rendement  dépendant de la pression et de la température. Des  sys­
tèmes appropriés de  chauffage  et de piégeage du  tritium  doivent  être mis au  point, 
de façon à pouvoir les  utiliser  également pour une  exploitation  à distance, avec des 
structures  complexes et encombrantes et des éléments  provenant  de  l'entretien  et de 
la réparation des sous-assemblages du  tore.  L'expérimentation de ces techniques sur 
des maquettes  contaminées au  tritium,  préparées en collaboration étroite avec l'équi­
pe de conception du NET au CCR, constitue un  autre  sujet  de recherche au CCR. Les 
maquettes  peuvent  être construites à échelle réduite,  mais  les dimensions  doivent  être 
suffisantes pour  permettre  l'intégration d'éléments critiques (par  exemple  raccorde­
ment  de  tuyaux,  joints  de  soudure)  en dimensions réelles. Les  maquettes  seront  cons­
truites  avec les matériaux prévus pour le réacteur, avec une possibilité de réduction 
en épaisseur et en poids des couches de blindage. Toutes tes opérations  d'entretien 
à distance  devraient  être simulées en  tenant  compte  des éléments suivants : 
- le  niveau  d'irradiation  dû à  l'activation  par les neutrons; 
- la  contamination  due au  tritium  et aux produits d'érosion; 
- les  effets  pyrophores éventuels des poussières d'érosion  (risques  d'incendie). 
Les questions suivantes  doivent  notamment  être vérifiées : 
- les caractéristiques de dégazage des matériaux endommagés par les neutrons; 
- les méthodes de récupération du  tritium. 
Une attention  particulière sera accordée également au  traitement  ultérieur et 
au conditionnement  de ces déchets tritiés, et à  leur  description. Ce problème, qui a 
déjà été traité dans le cadre du scénario des réacteurs à fission,  exige  néanmoins 
une nouvelle  étude, en raison de  l'augmentation  énorme des quantités prévues de dé­
chets de ce  type.  Un  exemple  des  structures  à reproduire  pour la  simulation  de  l'entre­
tien  est montré aux  figures  9.11. 
Essai  des procédés  
ELectrolyse 
Dans le système  alternatif  de récupération et de recyclage du  tritium  étudié 
par le CCR  (voir  chapitre  5.2.2.),  I'électrotyse de  l'oxyde  de  tritium  représentait 
une phase clé du procédé. La récupération du  tritium  à partir  d'eaux  usées  hautement 
tritiées,  doit  cependant  être considérée comme indispensable dans un système de réac­
teur  à fusion,  quel  que soit le système de  traitement  appliqué à la couche  fertile. 
Les activités proposées consistent à étudier : 
- des séparateurs appropriés, résistant aux conditions de  fonctionnement  défavorables 
en raison des  niveaux  très élevés du  rayonnement  béta. Une série de  petites  cellules 
(dimensions du séparateur  d'environ  40 sur 40 mm) est prévue avec un  recombinant 
catalytique,  à partir  duquel  l'oxyde  reflue  vers les cellules  (figure  12); 
- une cellule étanche à assembler par les techniques de télémanipulation. Aucune mani­
pulation  directe  ne  devrait  être effectuée pour  l'entretien  d'une  telle  unité, en 
raison du  niveau  de toxicité élevé de  l'oxyde  de  tritium; 
- les procédés de détritiation des matériaux du séparateur et du recombineur  avant 
élimination* 

- 1.51 -
Chromatographie sur colonne 
Cette technique offre une sécurité intrinsèque très élevée, par comparaison avec 
les autres procédés de séparation des isotopes. Contrairement à la distillation cryogé­
nique ou de l'eau, elle fonctionne avec un bilan de  tritium  "zéro"  en état station-
naire, et ne comporte donc pas d'inventaire stationnaire fournissant une installation 
"propre" dans les conditions de mise à l'arrêt. Deux systèmes sont utilisables. Le 
premier repose sur la technique classique de la chromatographie en phase gazeuse, et 
a été essayé à l'installation de Garching (réf. 1) avec des lots  atteingant  2 litres 
par cycle, avec remplissage à l'alumine (plus 1 %  SIO.,).  Le mélange d'isotopes est 
séparé  en six parties : H,, HD, D£, HT, DT, Î£, en deux heures environ, à la tempéra­
ture  de  l'azote  liquide. Pour que le procédé soit applicable, le rendement doit être 
augmenté,  soit par des cycles de périodes plus courtes, soit par des lots de volume 
supérieur,  ou par des unités parallèles, ou encore par une combinaison de ces  diffé­
rentes possibilités. Les paramètres à étudier à cet égard sont le diamètre de la 
colonne,  la température de travail, la vitesse d'écoulement du gaz, et enfin les 
autres matériaux supports ayant un temps rétention plus court. Ces matériaux sont 
décrits  dans les publications (réf. 2), mais leur compatibilité avec le  tritium  doit 
être  démontrée du point de vue expérimental. Une boucle d'essai est représentée de 
façon  schématique à la figure 13. 
Le second système utilise la chemisorption sur le palladium, sur grains d'alu­
mine. Les trois espèces d'isotopes sont  extraites  sous leur forme pure dans  l'ordre 
suivant : T^, D^, H^. Cette technique a été proposée par le CEA pour le système d'épu­
ration du  tritium  du JET. Pour la procédure, voir référence 3. Les volumes traités 
par cycle sont plus importants que pour le premier système, mais la période exigée 
est beaucoup plus longue, de  telle  sorte que là encore, le  taux  de rendement quoti­
dien doit être encore considérablement augmenté pour arriver à une application à 
l'échelle  industrielle. Ce changement d'échelle semble réalisable en théorie, mais 
doit encore être démontré de façon expérimentale. Une boucle d'essai simplifiée est 
représentée  à la figure 14. 
Récupération  du  tritium  de la couverture  fertile 
Sur la base des résultats des essais à froid en cours,  l'extraction  du  tritium 
des matériaux de la couverture métallique liquide sera réalisée sur le modèle le plus 
approprié.  On utilisera une boucle d'essai semblable à celle qui a été utilisée pour 
les expériences à froid  (figure  15). Elle est composée de : 
- un système d'alimentation et d'épuration du gaz; 
- un "saturateur", dans lequel on prépare les concentrations de  tritium  souhaitées 
(ou d'autres isotopes de l'hydrogène) dans l'alliage, en faisant passer un courant 
de He contenant du  tritium  à travers l'alliage; 
- un "réacteur" alimenté en alliage précontaminé sous la forme d'un fil uniforme et 
continu.  La cinétique de désorption du  tritium  peut être mesurée avec un écoulement 
à contrecourant de He dans le réacteur, ou en le maintenant à l'état stagnant. 
Le choix  entre  le mode d'opération dynamique ou statique est lié essentiellement 
à la technique analytique disponible la plus appropriée. Dans le cas des essais avec 
le tritium, la technique statique semble plus appropriée. Ceci permet d'éliminer le 
système  de recyclage de He du réacteur  (partie  en pointillé de la figure 15), et permet 
une simplification considérable de la boucle d'essai, ainsi qu'une réduction de son 
inventaire de  tritium  général. 

- 1.52 -
Sécurité  de fonctionnement 
Les activités expérimentales telles que celles qui sont décrites au chapitre 
précédent  impliquent que l'on dispose de systèmes et de procédures appropriées fiables, 
pour  la protection sanitaire et la  sécurité,  qui ne peuvent donc constituer un  sujet 
de recherche "a priori". On envisage cependant d'évaluer et de décrire sur la base de 
leurs performances quotidiennes, dans les conditions pratiques, les systèmes et pro­
cédures  tels que : 
- les systèmes de surveillance de La contamination des surfaces; 
- les vêtements et l'équipement de protection; 
- la dosimétrie et la surveillance des  opérateurs; 
- la dispersion dans l'environnement et le  contrôle; 
- le nettoyage du confinement secondaire des systèmes de  traitement  de déchets gazeux; 
- les procédures d'intervention et d'entretien; 
- les techniques des boîtes à gants; 
- les matériaux et équipements compatibles avec le  tritium. 
Les résultats aideront à formuler des recommandations pour les installations 
futures, et en particulier pour une conception appropriée des systèmes de réacteurs 
à fusion. 
Références 
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, presented at Knoxville Conf., 1983. 
2. M. Bonivento, U. Croatto, R. Ganzerla and G. Michelon, Isotopic séparation 
of IH2-2H2  mixtures by gas-chromatrography, Annuali di Chimica, 68, 1978, p.  63-70. 
3. Le Tritium, BIST N° 178, février 1973, p.  13-14. 

Fig. 3 Parties semi-permanentes des tores et segments internes renouvelables, constituant l'un des 
douze secteurs 

Fi ,0 Réseau  INTOR  phase 2A 

F'E- 11 - T*R?sëau INTOR phase 2A 
*'"*-Segments mobiles de -la couverture 
• £*--<Solution de référence avec déflecteur 
. ^ poloîdal à couverture  fertile) 

- 1.56 -
Fij. 12- Schéma d'un système de contrôle^ | 
des dommages-causés par Les 
rayons/}  sur des séparateurs 
de cellules d'électrolyse 
(plusieurs  cellules mises électri­
quement  en parallèle). 
Fis. 13- Unité de  .chromatographie 
à l'échelle réduite de 
moitié. 

1.57 -
Flg. 15 • Conception schématique du système de récupération du  tritium 
de.Pb 83 Li17 Liquide 

- 1.58 -
3.6. Description du Laboratoire 
3.6.1.  Bâtiment 
Le bâtiment  sera  constitué  d'une structure en  béton  armé,  divisée  partielle­
ment en deux  étages.  La figure 16 reproduit un  schéma  du laboratoire. Il comporte : 
Un hall de  développement  des  procédés,  occupant environ 3 000 m2. Il est  équipé 
pour  recevoir les  boîtes  à gants avec  atmosphère  inerte, afin de permettre l'installa­
tion et le  traitement  d'un  équipement  contenant de grandes  quantités  de tritium. Le 
hall sera  étanche  à l'air,  grâce  à des portes doubles et sera maintenu  légèrement  au-
dessous  de la pression  atmosphérique grâce  à un  système approprié  de "ventilation 
chaude".  En cas de  libération  anormale de  tritium  du confinement secondaire dans 
l'atmosphère  du hall, un  système  d'épuration de  secours,  déclenché  automatiquement, 
pourra  réduire  la concentration de  tritium  dans la zone  opérationnelle,  et la  libé­
ration de  tritium  dans l'environnement,  jusqu'à  des niveaux admissibles. 
Le hall comportera une zone d'expansion,  composée  d'un  caisson  d'acier de 
500 m3,  entièrement étanche  et ventilé  séparément.  On disposera ainsi d'un confinement 
pour  les grandes composantes, d'une  possibilité  d'effectuer des tests  expérimentaux 
sur leur  détritiation  et leur  traitement. 
Une série  de quatre laboratoires (environ 450 m3),  destinés  à la recherche 
expérimentale  sur des questions exigeant un appareillage  sophistiqué,  mais des inven­
taires de  tritium  limités.  Ces laboratoires ne sont donc pas  reliés  au  système  d'épu­
ration automatique. 
Un laboratoire  séparé  sera  équipé  en vue du  traitement  et du conditionnement 
des déchets  tritiés.  Il est  situé  au-dessous de la zone contenant les  différents 
systèmes  de  traitement  de  déchets  gazeux et  relié  au  système  d'épuration automatique. 
L'appareillage de ventilation et d'extraction du  tritium  des effluents gazeux 
couvrira  un volume d'environ 1 400 m3 à l'étage  supérieur. 
Pour  assurer la  conformité  aux  réglementations  concernant les installations 
nucléaires,  les  systèmes  suivants seront  également montés  : 
- vestiaires, local de physique sanitaire, magasin de physique sanitaire et station 
de surveillance, couvrant environ 250 m2 de la zone chaude; 
- zone de stockage et de  comptabilité  du tritium, couvrant environ 250 m3; 
- zone de stockage des  déchets,  d'environ 150 m3. 
3.6.2.  Système  de confinement du  tritium 
La notion de  "système  de confinement à  barrières  multiples" sera retenue dans le 
projet de l'installation. L'objectif de ce  système  est de limiter la dispersion du 
tritium  dans chaque  système  de  barrières,  afin de pouvoir le  récupérer  avant qu'il ne 
pénètre  dans la prochaine zone de confinement. Ce  système  est  basé  sur un  système  de 
confinement primaire de grande  sûreté,  constitué  normalement par l'équipement de trai­
tement, conduites de raccordement, containers de stockage, etc. 

- 1.59 -
Des parties  importantes  de cet équipement sont incorporées aux boîtes à gants, 
qui constituent  un système de  confinement  secondaire, et  contiennent  une atmosphère de 
gaz inerte  dont  on contrôle la  teneur  en  tritium. 
L'ensemble du  laboratoire  est situé dans un bâtiment hermétiquement clos, qui 
forme  le confinement  tertiaire,  et qui  peut  être fermé hermétiquement en cas d'acci­
dent.  Le contrôle et l'élimination du  tritium  de chaque  enceinte  sont assurés par les 
systèmes de  traitement  suivants : 
I 
- traitement  des déchets  gazeux  pour les  effluents  provenant  du  confinement  primaire; 
- système de  purification  de l'atmosphère  inerte  pour l'atmosphère des boîtes à  gants 
et autres  appareils  de  confinement  secondaire; 
- épuration de secours pour le hall, la zone d'expansion et le  laboratoire  de  traite­
ment  des déchets tritiés. 
Traitement  des déchets  gazeux 
Le figure  17 représente le  diagramme  de flux  de référence de ce système. Tous 
les effluents  gazeux  produits dans le  laboratoire  de  tritium  sont traités par le  sys­
tème  avant  évacuation dans l'atmosphère. Les  effluents  gazeux  arrivent  dans le système 
de traitement  par des collecteurs placés en chicane et  traversent  les  filtres  de char­
bon pour collecter les vapeurs organiques, dues en  premier  lieu  à l'huile  de la pompe 
à vide.  Cette  procédure est nécessaire  afin  d'empêcher  tout  empoisonnement éventuel 
du lit de catalyse. A la  sortie  du collecteur à charbon, le gaz passe dans un  grand 
réservoir  maintenu  sous une  faible  pression. Ce conteneur est équipé de détecteurs de 
pression. Lorsque la pression du conteneur  atteint  une  valeur  élevée, un compresseur 
se met en  route  et assure te  transfert  du gaz du conteneur vers le système de  traite­
ment.  Lorsque la pression a diminué, le compresseur s'arrête ainsi que le  transfert  du 
gaz. Le gaz pénètre dans un préchauffeur électrique, et un réacteur  catalytique,  où 
les isotopes de l'hydrogène et les hydrocarbures sont transformés par catalyse en  vapeur 
d'eau  et en gaz carbonique par réaction avec l'oxygène du gaz à une température d'envi­
ron 500°C. Le catalyseur est composé de quelques pour  cent  en poids de métal précieux 
dispersé sur un support  d'alumine  de  grande  surface. A la  sortie  du réacteur de cata­
lyse, le  courant  gazeux  pénètre dans un réfrigérant, où sa température est abaissée à 
25°C à  l'aide  d'eau  réfrigérée. Les vapeurs tritiées sont  extraites  du  courant  gazeux 
par une série de  trois  séchoirs à lit  fixe,  l'un étant en  fonctionnement,  l'autre  en 
cours de régénération et un troisième en  attente.  Les séchoirs sont  remplis  de  tamis 
moléculaires.  Ils  fonctionnent  en  deux  phases, avec une opération intermédiaire d'humi­
dification,  afin  d'obtenir  une réduction complémentaire de la quantité  d'oxyde  de 
tritium  par  dilution  isotopique. Les  effluents  purifiés sont dirigés soit vers la che­
minée,  soit, si la  teneur  en  tritium  reste  trop  élevée, vers le conteneur à basse pres­
sion,  pour être recyclés. 
Les séchoirs sont régénérés en les  chauffant  et en tes  purgeant  par un  flux  de 
gaz inversé. Le gaz de  purge  est  ensuite  refroidi, séparé de l'humidité de condensation 
et ensuite  recyclé dans le conteneur à basse pression. 
Purification  par atmosphère  inerte 
Le diagramme  de flux  de référence de ce système est  reproduit  à la  figure  18. 
Ce système a pour  objectif  de protéger l'atmosphère de gaz  inerte  dans les boîtes à 
gants  contre  toute  impureté. La  purification  de l'atmosphère de gaz  inerte  est assurée 
par une série de sécheurs à  tamis  moléculaires pour  extraire  l'eau,  complétés par des 
lits  d'oxyde  de cuivre pour  extraire  l'oxygène. Le passage du gaz à  travers  le système 
est assuré par des  soufflantes  fonctionnant  en parallèle. Celles-ci ne sont pas fermées 

- 1.60 -
hermétiquement,  mais  sont montées dans une boîte hermétique  pcjrvue  d'un refroidisse­
ment  à eau,  afin  de prévenir  toute  augmentation  excessive de La température des souf­
flantes.  Un lit de  getter  chauffé  fait  partie  du système. Ce lit  permet  de  getteriser 
le tritium  et l'azote.  Il doit  être remplacé Lorsqu'il est saturé  d'azote.  La quantité 
d'azote  peut  ainsi être réduite, si nécessaire, à de  faibles  niveaux  de ppm; en raison 
de la capacité limitée du Lit,  cette  unité  n'est  cependant  pas laissée en  ligne  de 
façon  ininterrompue,  et n'est  déclenchée que Lorsqu'il est nécessaire de réduire les 
niveaux  d'azote  ou de  tritium  dans les boîtes à gants. Les  tours  de séchage sont régé­
nérées lorsque les  niveaux  d'oxygène ou  d'eau  commencent  à augmenter.  La régénération 
est assurée en  chauffant  les  tours  et en  assurant  ensuite  une arrivée d'hydrogène à 
contre-courant,  afin  de régénérer le lit pour l'élimination de l'oxygène, et de gaz 
inerte  pour régénérer les sécheurs à  tamis  moléculaires. A la  sortie  des tours, le 
courant  de gaz de régénération est  refroidi,  puis envoyé au système de  traitement  des 
déchets  gazeux  afin  de récupérer  toute  l'eau  tritiée ainsi formée. 
Système d'épuration de secours 
Le diagramme  de flux  de référence de ce système est  reproduit  à la  figure  19. 
IL s'agit  d'un système de détritiation de  l'air  à grande  capacité,  permettant  de ré­
duire  à un  niveau  admissible La  concentration  en  tritium  dans la  zone  opérationneLle, 
et la libération de  tritium  dans  L'environnement.  Ce système est déclenché  automati­
quement  Lorsque le système de contrôle de la pièce détecte une  concentration  anormale 
de tritium  dans la  zone  contrôlée. La  ventilation  chaude  doit  être arrêtée en même 
temps,  isolant  ainsi l'atmosphère de La  zone  contrôlée. Les  figures  20 et 21  donnent 
une représentation schématique des systèmes de  traitement  du gaz, à la fois dans Les 
conditions  normales  et anormales.  Le  tritium  est éLiminé du  courant  gazeux  par  effet 
combiné de  l'oxydation  catalytique  et de  L'absorpiton  sur les couches à  tamis  molécu­
laires. Le locaL est  maintenu  à une pression inférieure à celLe des  autres  locaux, 
afin  de  limiter  Le  retour  en arrière de la  contamination  de ces  derniers.  Les  effluents 
provenant  du système sont recyclés dans La  zone  contrôlée, améliorant ainsi  L'effica­
cité de La détritiation de  l'air.  Le système d'épuration de secours  fait  partie  du 
confinement  tertiaire,  et doit  être conçu en  fonction  des  autres  caractéristiques du 
système de  confinement  tertiaire,  notamment  : 
- les dimensions et l'étanchéité de  L'enceinte  de  confinement  tertiaire; 
- la sensibilité et Le  temps  de réponse des systèmes de contrôle du  tritium  dans la 
zone  contrôlée. Le second paramètre dépend pour  L'essentiel  de  leur  situation; 
- le délai nécessaire pour arrêter la  ventilation  chaude et pour  atteindre  l'état 
stationnaire  avec le système d'épuration de secours; 
- absorption  éventuelle de  tritium  sur les différentes surfaces dans le  laboratoire. 
Ceci  peut  entraîner des  retards  augmentant  le  temps  de fonctionnement  nécessaire 
au système d'épuration  d'urgence. 
3.6.3.  Emplacement  du  laboratoire 
Dans l'étude préliminaire du  laboratoire,  décrit ci-dessus,  L'utilisation 
éventuelle des bâtiments ou  structures  déjà  existants  (sauf  la cheminée) n'a pas été 
envisagée,  afin  de  permettre  une détermination  objective  de  toutes  les exigences, sans 
être soumis aux  contraintes  dues à ces  structures.  La  mise  à l'arrêt du réacteur Essor 
fournira  toutefois  comme  on le  sait  un  certain  nombre  d'installations,  qui  pourraient 
être en  principe  exploitées pour  recevoir  le  laboratoire  du  tritium. 

- 1.61 -
Nous  examinerons  ci-dessous,  en fonction des exigences  posées  par La conception. 
Les moyens disponibles dans Le cadre du contexte  ESSOR. 
L'utilisation du  dôme  d'ESSOR  comme confinement primaire comporte certains in­
convénients,  qui pourraient facilement annuler l'avantage  offert  par un  bâtiment  avec 
air conditionné,  ventilation et  cheminée.  L'énorme volume du  dôme  (38 000 m3) et la 
nature des  matériaux  de construction exigeraient la  réalisation  d'une  autre  enceinte 
de confinement à l'intérieur du  dôme,  afin de maintenir les dimensions du  système 
d'épuration  de secours dans des limites raisonnables, à la fois en raison des  coûts 
d'investissement  et de l'efficacité  opérationnelle. 
L'utilisation des bunkers  ESSOR  ne serait par contre avantageuse que pour 
l'instaLlation d'une installation pilote  déjà entièrement  mise au point et bien  défi­
nie,  exploitée  par  télémanipulation  (par exemple distillation  cryogénique  ou distil­
lation d'eau), du  fait  des  difficultés  d'accès aux bunkers et de leur forme particu­
lière  (hauteur  disproportionnée  par rapport à la surface). 
Une troisième  zone potentielLe à l'intérieur du complexe  ESSOR  se situe  près 
de la  cheminée  et du  dôme  du  réacteur.  Il existe deux  possibilités,  dont L'une per­
mettrait  l'incorporation du  bâtiment déjà  existant pour le  système  d'approvisionne­
ment en  énergie  Super-Sara. 
La seconde  possibilité  consiste à rationaliser La conception par la construction 
d'un nouveau  bâtiment près  de la  cheminée,  comme le montre la figure 22. 
3.6.4.  Procédures  d'autorisation 
Conformément  aux  réglementations  italiennes pour les installations  nucléaires, 
la procédure  d'autorisation d'un Laboratoire manipulant des  quantités  globales de 
tritium  au-delà  de 100 Ci est normalement  fixée  par  l'article  55 du DPR du  13.2.1964, 
n° 185. Un tel laboratoire, construit au CCR d'Ispra,  bénéficierait  d'une situation 
particulière,  dans la zone couverte par l'autorisation d'exploitation du  réacteur 
ESSOR,  en utilisant Les installations de cette  dernière,  telles que la  cheminée,  le 
système  de  contrôle  des effluents gazeux, l'alimentation en  énergie  (y compris ali­
mentation de secours), etc. 
Au cours d'une  réunion  avec les  représentants  de La direction "ressources 
énergétiques  et industrie de base" du  ministère  de L'industrie et du commerce et de 
l'ENEA-DISP,  qui sont Les  autorités  administratives et techniques  compétentes  pour 
les autorisations  nucléaires  en  Italie,  les premiers ont  estimé  qu'une  procédure  d'au­
torisation  conformément  à l'articLe 55, pour un laboratoire T, ne serait pas compati­
ble avec la situation  particulière mentionnée  ci-dessus,  en raison des  interférences 
prévisibles  avec l'autorisation  d'ESSOR  en ce qui concerne la surveillance des effluents 
et tes  procédures  de  contrôle  de  sécurité,  à la fois pour le fonctionnement normal et 
pour  les situations accidentel Les. 
Un Laboratoire  tritium  devrait donc  être considéré  comme une partie du complexe 
ESSOR,  et approuvé  en  tant  que tel par la  procédure prévue  pour les "modifications des 
installations  nucléaires  existantes" (sur La base de  l'article  42 du DPR 185). Dans 
ce cas, l'autorisation de construction pourrait  être éventuellement  obtenue dans un 
délai inférieur  à un an. 
Un autre  avantage  découlerait  du  fait  que les limites de pollution  fixées  pour 
ESSOR  restent valables  également  pour le laboratoire T. Pour l'exploitation de routine, 
le montant d'oxyde de  tritium  qui peut  être libéré  à travers la  cheminée  de 80 m est de 
2 000 Ci/a. 

- 1.62 -
La dose  maximale  en cas de  libération  de  10 uCi (*) de tritium  gazeux  par une 
cheminée  de 100 m serait seulement de 10>c rem. Dans le cas très  hypothétiqu|  de la 
libération  de l.o même quantité  sous  la forme d'eau  tritiée,  un facteur de 10 devrait 
être  appliqué,  aboutissant à un rem de dose maximale. Le potentiel de risque  représen­
té par cet inventaire de tritium, même  sous  forme d'oxyde, reste dans les Limites de 
la valeur de référence existante pour Le plan d'urgence extérieur du centre, évitant 
ainsi  toute  modification. Ce plan se réfère à un accident maximal crédible du  réac­
teur FSSOR,  se traduisant par une dose probable de 4 rem pour les adultes vivant dans 
le village le plus proche. 
(*) Environ 100 g de  tritiyffls ./.. 

Figure  16 

Rgure'17 -"Traitement des  déchets  gazeux 

Figure  18 - Epuration de l'atmosphère  inerte 

Figur»  19 - Systèw d'épuration  d'urgence 

CIRCUIT  EN FONCTIONNEMENT NORMAL (RELACHEMENT DU  TRITIUM  - HPD) 
Figure 20 

CIRCUIT EN FONCTIONNEMENT ANORMAL (LIBERATION-DE  TRITIUM HPD) 
I -"•Hi 
Figure 21 -

Figure  3 -  P'ian général  du complexe  ESSOR 

- 1.70 -
3.6.5.  Planification et ressources 
Après  une décision positive du Conseil, on peut envisager Les étapes 
suivantes pour L'établissement du Laboratoire à  tritium  : 
A) préparation du rapport préliminaire sur La sécurité, qui sera transmis 
au ministre de l'industrie et du commerce en même temps que la demande 
de "modification de la licence  ESSOR"; 
B) approbation de la demande par les autorités compétentes en matière de 
sécurité,  et identification des points intéressant la sécurité 
("progetti  parti  colareggi  ati"); 
C) conception du laboratoire (à l'exclusion des équipements expérimentaux); 
D) construction et montage des structures et des composantes; 
E) essais, puis mise en service. 
Il est prévu de confier les phases  C),  D) et E) en sous-traitance à 
une société extérieure d'architectes-ingénieurs, qui sera responsable pour 
l'ensemble du laboratoire, à l'exclusion des équipements scientifiques. 
Dans un premier temps, le personnel CCR nécessaire pour superviser l'exé­
cution d'un tel contrat et pour réaliser les phases A et B sera limité à 
deux chercheurs et un nombre approprié de techniciens. Après la fin des 
travaux de construction et la mise en servi ce "froide", d'autres techniciens 
et ouvriers, ainsi que des mécaniciens, des électroniciens et des spécia­
listes en ventilation, viendront les rejoindre, pour constituer un groupe 
d'une quinzaine de personnes au maximum. 
Parallèlement  à ces activités auront lieu la conception, la préparation 
et les essais des équipements de recherche spécifiques  (point  F de la figure 23). 
Ces travaux incomberont aux groupes  travaillant  déjà au CCR sur les mesures 
avec l'hydrogène et le  deuterium  en vue de l'élaboration de méthodes pour 
manipuler le  tritium  (programme de sécurité dans le cadre de la fusion). 
On estime à 25 personnes au maximum, dont 7 chercheurs, le personnel 
scientifique et auxiliaire nécessaire pour les activités de recherche dans 
le cadre du CCR (à l'exclusion du personnel technique et administratif 
auxiliaire). Ce personnel sera nécessaire dès que le laboratoire sera 
pleinement opérationnel. Au cours des quatre premières années, ces activités 
nécessiteront  10 personnes. 
Evidemment, ces chiffres ne tiennent pas compte des groupes scientifiques 
et techniques extérieurs éventuellement désireux de procéder à des expériences 
spécifiques  dans ce laboratoire. 
La figure 23 présente sous forme de tableau les différentes phases du 
projet  en même temps que les besoins en personnel prévus pour Le laboratoire 
(les chiffres ont été multipliés par 2,2 pour tenir compte des frais 
généraux  techniques et administratifs du CCR). 

- 1.71 -
3.6.6.  Estimation  des coûts 
I * 
Une estimation  préliminaire de La conception et des coûts est en cours. 
Les résultats de  cette  étude  seront'  présentés lors de La réunion du CDTF du 
16 septembre  1983. 
Figure  23  : Calendrier  du  laboratoire  à tritium  et personnel nécessaire 
•· , . 1 , .^Années 1 
3 1 4 
A 
e 
c 
D 
E 
F Rapport  de sécurité préliminaire ^ 
Approbation de ce  rapport 
Conception . choix d'un concepteur 
- élaboration du  projet 
Construction et  montage  - choix d'un construc­teur 
r - construction et Essais  montage 
Equipements  -  projets 
expérimentaux - préparation 
- essais à  froid 
- essais à chaud des 
installations B— 
C — 
F-C » 
D — 
D « 
El , 
Besoins en personnel- - A à E 
- F 8 
6 20 
6 20 
10 22 
17 
Total  * · 14 26 30 39 

- 1.72 -
3.7. Conclusions 
L'analyse qui a été effectuée montre que les problèmes soulevés par 
la présence de  tritium  dans le cycle du combustible des réacteurs à fusion 
sont complexes. Les données et informations disponibles actuellement ou 
que l'on  attend  de travaux de recherche confidentiels semblent insuffi­
santes pour résoudre ces problèmes. Un vaste programme expérimental est 
nécessaire  pour satisfaire les conditions requises par le NET et les 
grands réacteurs nucléaires. 
Nous  avons montré qu'un laboratoire de manipulation du  tritium  au 
CCR pourrait constituer une importante contribution aux efforts européens 
dans ce domaine. L'objectif principal d'un tel laboratoire serait de 
fournir une base d'essai des composantes et des procédures de fonctionne­
ment dans le cadre de la conception et de la construction du NET. Cet 
objectif pourrait être  atteint  comme suit : 
- en procédant à des vérifications expérimentales de conceptions ayant 
trait  au cycle du combustible et au fonctionnement du réacteur, à la 
suite de propositions qui émaneront de l'Association européenne et de 
l'équipe  de NET; 
- en poursuivant les activités relatives au  tritium  commencées au CCR 
dans le cadre de son programme de technique de la fusion. 
Cela  nécessitera une collaboration étroite avec les centres européens 
de recherche sur la fusion et l'équipe du NET, à  partir  de l'étape de la 
conception,  comme c'est le cas dans les autres domaines de recherche sur 
la fusion dans lesquels  travaille  le CCR. 
En cette  matière, une  attention  particulière sera accordée à 
l'acquisition d'expérience dans les aspects de sécurité en ce qui concerne 
le tritium. Cette tâche est conforme à la vocation générale du CCR, comme 
le montre la récente approbation du Conseil de ministres. 

- 1.73 -
ANNEXE  1 : Premier  projet  en ce qui concerne Le tritium, établi par le comité 
directeur sur la technologie de La fusion 
Les projets sont présentés sous forme de feuillets à la suite de l'appel 
d'offres lancé par la Commission en décembre 1982 dans Les domaines suivants : 
- système d'épuration du combustible, 
- récupération du  tritium  à partir  des déchets, 
- détecteur de  tritium, 
- cellule d'électrolyse, 
- système de décontamination, 
- développement industriel de composantes de grande taille, 
- récupération du  tritium  à partir  de la couverture  (tant  Liquide que solide). 
Chaque  feuillet  contient : 
- La description des activités requises (document CDTF 418); 
- un résumé des actions proposées par Les associations (document CDTF  5/3.3); 
- la situation actuelle des contrats conclus avec l'association (documents 
CDTF  5/6 et 6/9) dans le même cadre. 
Tritium  1 
Système  d'épuration du combustible 
Etude théorique des solutions de rechange pour le système d'épuration du 
combustible. On  part  d'un flux de 1,5 kg/jour de gaz contenant un mélange de 
deuterium  et de  tritium  à parts  égales,  et moins de 1 % d'impuretés, à 
l'exception de L'hélium, conformément aux exigences d'INTOR. Les principales 
impuretés  sont 0^, PU/ H.,0, CH^. On ignore toutefois à quelles concentrations 
on les rencontrera.  Aussi  importe-t-il de s'efforcer de les déterminer. Eu 
égard  à l'absence de données précises, il conviendrait de s'efforcer d'étudier 
séparément  des modèles comportant des pourcentages élevés de chacune de ces 
impuretés.  La quantité totaLe d'impuretés dans Le gaz sortant du système 
d'épuration  du combustible doit être inférieure à 1 ppm. 
Propositions  de l'Allemagne et de La France 
La proposition allemande comporte les deux volets suivants : 
a) les travaux expérimentaux en cours utilisant des dégazeurs métalliques pour 
éliminer  les impuretés; 
b) une étude théorique, suivie de la conception et de la construction d'une 
installation expérimentale de distillation cryogénique  (1982-1986). 
Etude proposée par la France (répondant en tous points à l'appel d'offres) 
(1983-1984)  : 
- contrats/plafonds/calendrier retenus : F : 0,4 million d'Ecus -  1983-1984, 
D : 1,1 million d'Ecus -  1982-1984; 
- la description technique allemande doit être modifiée en fonction du plafond 
réduit,  de façon à éviter de  faire  double emploi avec le contrat français. 

- 1.74 -
Tritiuro  2 
Récupération du  tritium  à partir  des déchets 
Etude de La récupération du  tritium  à partir  des impuretés collectées 
dans le système d'épuration du combustible. Dans ce cas, le  tritium  se trouvera 
sous  forme  gazeuse et de composés chimiques. Il  s'agit  de récupérer ce  tritium 
pour limiter  la quantité  d'effluents.  On peut  envisager les méthodes suivantes : 
- décomposition de  l'eau  et des hydrocarbures sur lit métallique, suivie du 
passage des isotopes de l'hydrogène à  travers  une  membrane  d'alliage  au 
palladium; 
- oxydation  de toutes  les impuretés sur lit  catalytique,  suivie du piégeage et 
de la décomposition de  l'eau  tritiée; 
- séparation des impuretés au moyen  d'une  colonne chromatographique, impuretés 
que l'on  peut,  soit brûler et récolter sous  forme  aqueuse, soit décomposer 
et séparer dans une seconde colonne chromatographique. 
Toutes ces méthodes  doivent  faire  l'objet  d'études préalables. Cependant, 
les problèmes  tels  que ceux que pose la  contamination  de la  membrane  de 
palLadium par  l'eau  ou les hydrocarbures  doivent  être identifiés, de façon à 
ce que la première étape des expériences puisse être  entreprise  le plus 
rapidement  possible. L'étude de ces processus  devrait  comprendre une évaluation 
de la quantité de déchets tritiés  produite. 
Propositions belges,  allemandes  et françaises 
La Belgique propose : 
a) une expérience de recherche et de développement sur la séparation du  tritium 
de l'eau  par laser  (1983-1985); 
b) une étude, suivie de la construction  d'une  boucle pour la récupération du 
tritium  à partir  des déchets  provenant  de l'épuration du combustible 
(1983-1986). 
L'Allemagne propose : 
a) une expérience de recherche et développement sur la récupération du  tritium 
à partir  d'eau  tritiée et du méthane  (1984-1986); 
b) une étude expérimentale de la  contamination  des  membranes  palladium-argent 
(à partir  de 1985). 
La France propose : 
a) une étude théorique : 
i) lits  métalliques, 
ii) oxydation, 
iii) chromatographie  (1983-1984); 
b) une étude expérimentale de la  contamination  des  membranes  Pd-Ag, en  utilisant 
la boucle  existante  (1983-1986); 
c) i) une étude expérimentale de  certains  composants  dont  le rôle est crucial 
dans le  pourcentage  en tritium  des déchets (unité d'électrolyse,  traitement 
("package')  dans les colonnes à  cryodistillation); 
ii) une évaluation de  l'influence  de la  concentration  de tritium  sur le 
processus  d'extraction.  .../... 

- 1.75 -
- Contrats/plafonds/calendrier acceptés : France : 1,2 million d'Ecus 
(1983-1986); 
- la description technique devrait être modifiée de façon à exclure les études 
expérimentales  autres que celles qui portent sur la contamination des membranes 
palladi um-argent; 
- l'examen de la proposition  relative  au laser belge a été renvoyé à une  date 
ultérieure. 
Tritium 3 
Détecteur  de tritium 
Mise au point d'un détecteur de  tritium  capable de détecter des concentra­
tions faibles de  tritium  en présence d'un fond de radiations. Ce système devrait 
être  capable de mesurer, dans ces conditions, une concentration de  tritium 
d'environ 1 MPC, avec un temps de réponse inférieur à quelques minutes. 
Propositions  de la Belgique, de l'Allemagne et du Royaume-Uni 
La Belgique développerait le compteur proposé pour L'air ou id. (ou 6M), avec 
des flux de gaz individuels - prototype d'ici 1986. 
L'Allemagne développerait Le capteur en fonction de La concentration de 
tritium  requise et de L'environnement pour le moniteur. Commencement des travaux 
en 1984; prototype en 1986. 
Le Royaume-Uni  mettrait  au point une méthode pour établir une distinction 
entre  le gaz tritié et l'eau, ainsi qu'un capteur destiné à fonctionner en per­
manence dans une installation nucléaire  (1983-1984). 
- Contrats/plafonds/calendrier retenus. 
On a constaté qu'un moniteur satisfaisant presque entièrement aux conditions 
requises  a été mis au point au Canada. Si la Belgique et l'Allemagne maintiennent 
leurs propositions, la Commission examinera La situation et fera rapport au  CDTF. 
Tritium 4 
Cellule d'électrolyse 
Etude d'une cellule d'électrolyse capable de  traiter  jusqu'à 100 ml par 
jour, en  mettant  particulièrement l'accent sur  l'entretien  et les rejets, de 
façon  à réduire les petites quantités d'eau tritiée. 
Propositions  de la Belgique, de la France, du Royaume-Uni et du CCR 
La Belgique propose d'accroître La capacité de la cellule d'électrolyse 
actuellement en cours de développement, prévue pour 100 à 1 000 Ci, de façon à 
satisfaire aux concentrations prévues dans le cadre de l'action T-4, y compris la 
construction d'un prototype d'ici 1986. 
La France propose d'étudier des problèmes cruciaux tels que le matériau 
à utiliser pour le diaphragme et  l'entretien  à distance. Elle propose également 
de construire (en 1985) et d'essayer un prototype actif à des niveaux de 10^ Ci/l 
(en 1986 ou plus  tard). 

- 1.76 -
Le Royaume-Uni propose Le développement progressif  suivant  : 
i) 10 à 100 Ci, 
ii) 100 à 1 000 Ci, 
iii) recommandations pour La conception  d'une  cellule d'électrolyse  apte  à 
traiter  1 MCi par  jour  (1986). 
CCR : Le CCR étudie depuis 1981 des cellules d'électrolyse à  faible 
inventaire  liquide. Le but est  d'arriver  à la séparation isotopique de  l'hydro­
gène.  Seules des expériences inactives sont prévues. Fin du  projet  en 1984. 
- Contrats/plafonds/calendrier  retenus; 
- la Belgique et la France ne sont pas encore tombées d'accord,  mais  les 
discussions  continuent  et le  projet  sera mis au  point  dans un  avenir  proche. 
Tritium  5 
Système de décontamination 
Etude théorique de la faisabilité économique du  traitement  de grandes 
quantités  d'air  contaminé par du  tritium,  y compris les  estimations  de coût, 
les rejets  dans  l'environnement  et les problèmes  d'entretien.  L'unité de déconta­
mination  devrait  permettre  au personnel de pénétrer dans la salle du réacteur 
sans  protection  spéciale, 24 heures après l'arrêt de son  fonctionnement.  Les 
fuites  normales ou accidentelles dans l'atmosphère de la salle du réacteur 
peuvent  être de  l'ordre  de 1 à 1 000 ppm de  l'inventaire  par  jour. 
L'atmosphère des boîtes à  gants  et du dispositif de  confinement  secondaire 
devra être traitée régulièrement. La méthode  normale  consiste à oxyder le  tritium 
et à piéger  l'eau.  Il importe  d'évaluer des  lits  catalytiques  opérant à des 
concentrations de  tritium  très faibles, et des recherches  devraient  avoir  lieu 
le cas échéant en vue d'améliorer l'efficacité des  meilleurs  catalyseurs. 
Propositions de la Belgique, de L'Allemagne et de la France 
La Belgique propose : 
a) d'étudier la faisabilité économique du  traitement  de grandes quantités  d'air; 
b) de procéder à des expériences de recherche et développement dans le  domaine 
de la décontamination et, éventuellement, de la récupération du  tritium  dans 
le système de  purge  des boîtes à  gants  à gaz  inerte  (1983-1986). 
L'Allemagne propose de  mettre  au point  des dégazeurs organbmëtàîliques dans 
lesquels le  tritium  serait  fixé de manière irréversible, de façon à ce  qu'il 
puisse être éliminé  facilement  (1983-1986). 
La France propose : 
a) une étude théorique  portant  notamment  sur  l'identification  des  termes  sources 
pour le  tritium,  les concentrations, la conception et  l'optimisation  écono­
mique  du système d'épuration  (1983-1984); 
b) l'essai de catalyseurs disponibles sur Le marché, dans une  vaste  gamme  de 
paramètres et  l'utilisation  des catalyseurs les plus  prometteurs  dans 
l'élaboration  d'une  solution  optimale  (1983-1986). 

- 1.77 -
- Contrats/platonds/calendrier retenus : Allemagne : 1,7 million d'Ecus -
1983-1986 
France  : 1,6 million d'Ecus -
1983-1986; 
- d'autres  discussions  sur la  partie  expérimentale des propositions ont été 
nécessai  res; 
- la description technique de la proposition allemande devrait être plus 
détaillée. 
Tritium 6 
Développement  industriel de composantes de grande  taille 
Le développement industriel de certaines composantes de grande  taille 
utilisables sans restrictions pour le tritium, notamment les pompes  turbomolé-
culaires  d'une capacité de 500 à 10 000 litres par seconde et des vannes de 
grande taille, d'un diamètre  allant  de 1,5 à 2  mètres. 
La marche à suivre serait la suivante : 
- demander à des laboratoires, familiarisés avec la manipulation du tritium, 
des propositions en vue de la mise à disposition d'une unité dans laquelle de 
telles composantes pourraient être soumises à des essais finals avec du 
tritium. Cette installation devrait être disponible au moment voulu dans le 
déroulement  du programme; 
- réaliser une enquête parmi les entreprises, dans le but a'estimer le niveau 
actuel de développement de composantesutilisables avec du tritium; 
- collaborer avec les milieux industriels concernés à une étude sur dételles 
composantes,  lorsqu'il n'en existe pas présentant toutes les qualités requises 
pour  la fusion. 
Propositions  de l'Allemagne et de la France 
L'Allemagne propose : 
a) une enquête industrielle; 
b) une étude de faisabilité des composantes (pompes et vannes); 
c) la planification d'installations d'essai  (1985)  (une seconde étape pourrait 
suivre,  qui consisterait dans la fabrication de composantes et dans la 
construction  d'installations d'essai d'ici à  1986-1987). 
La France propose : 
a) une enquête industrielle; 
b) l'étude et la mise au point  décomposantes; 
c) l'adaptation et l'équipement d'installations d'essai existantes (qui 
devraient être louées par le programme fusion)  (1983-1986). 
- Contrats/plafonds/calendrier retenus : Allemagne et France (en commun) : 
2,85 millions d'Ecus -  1983-1986; 
- l'enquête industrielle ainsi que l'étude de faisabilité seront effectuées 
en commun par la France et l'Allemagne; 
- les installations d'essai françaises existantes seront ouvertes à toutes les 
associations;  la question du loyer fera  l'objet  de discussions  ultérieures. 

- 1.78 -
Couverture  8 
Extraction  du tritium  à partir  du Li17Pb83 :  barbotage  en gaz  inerte 
Des essais de  Laboratoire  du type  démonstration  devraient  avoir Lieu pour 
établir Le  potentiel  de cette  méthode. Les premières expériences  devraient 
avoir  lieu  avec de l'hydrogène dans du  L"'i7 p'383  sta't''a.ue'  L'eutectique  utilisé 
devrait  être  bien  défini et  l'absorption  d'impuretés au cours des essais, 
mesurée.  Dans une deuxième étape, il  importerait  de confirmer  la validité de 
la méthode par des expériences basées sur le  tritium.  D'autres  expériences 
seront  nécessaires pour déterminer la dépendance vis-à-vis de la température 
et de la pression  partielle  de La solubilité de L'hydrogène et de ses isotopes -
dans du Li„-7Pb0, (Loi de  Sievert). 17 83 
Propositions de  l'Allemagne,  de la France et du CCR  
Allemagne : 
a) mesures de La solubilité de L'hydrogène et  autres  études physico-chimiques 
(1982-1986); 
b) essai en  laboratoire  de la méthode du  barbotage  (non spécifié). 
France ; 
a) essai de faisabilité de la méthode  (1983-1986); 
b) mesures de La solubilité de l'hydrogène et du  coefficient  de diffusion 
(1982-1985); 
c) installation  de démonstration  (1986). 
CCR : 
a) mesures de la solubilité et de la diffusion  (1983-1984,  université de 
Cagliari); 
b) vérification expérimentale de la méthode  (1983-1985). 
- Contrats/plafonds/calendrier  retenus  : Allemagne : 0,4  million  d'Ecus -
1983-1984; 
France : 0,3  million  d'Ecus -
1983-1984, 
Couverture  9 
Extraction  du tritium  au moyen de dégazeurs solides 
La thermodynamique  autorise  l'extraction  du tritium  à partir  du lithium 
ou du Li^Pbgj au moyen de matériaux dégazeurs solides tel que  l'yttrium. 
Cependant, le  potentiel  de cette  méthode est fonction de la cinétique de réac­
tion, de La régénération des dégazeurs et du  taux  de contamination  par les 
impuretés.  En outre,  il importe  de tenir  compte  d'une  réaction possible du 
matériau dégazeur avec le  liquide  fertile  ou une de ses composantes,  teLle  que Le 
plomb. Dans une première étape, on  devrait  faire  des expériences dans des 
dispositifs  statiques  avec de L'hydrogène. Dans une deuxième étape, il  faudrait 
procéder à des expériences de  confirmation  avec du  tritium. 
Propositions de la Belgique, de  l'Allemagne,  de La France et de  L'Italie 
Belgique : 
a) évaluer la cinétique de réaction avec le Li et le Li-Pb; régénération des 
dégazeurs solides (Y, ...)  (1983-1984);  , 

- 1.79 -
b) démonstration de La méthode dans une boucle expérimentale  (1984-1986). 
Allemagne : 
a) expériences par lot sur la solubilité et les réactions avec le Li-Pb; 
contamination  des dégazeurs (Y, ...)  (1983-1984); 
b) expériences en boucles jusqu'à 10 mg de  tritium  (1985-1986); 
c) idem  jusqu'à 1 g de  tritium  (1986-....). 
France : 
a) étude expérimentale de la cinétique de réaction et de  l'extraction  à partir 
de différents dégazeurs  (1984-1985). 
Italie  : 
a) expériences par capsule (par lot) sur les réactions avec Le Li et les paramètres 
à prendre  en considération;  contamination  du dégazeur (Y,  alliages  à base d'Y) 
(1983-1984); 
b) extraction  de la boucle  (1985). 
- Contrats/plafonds/calendrier  retenus; 
- après des discussions  entre  la Belgique et  l'Allemagne,  les fonds  seront 
désormais répartis comme  suit  : Belgique : 0,26  million  d'Ecus; 
Allemagne : 1,44  million  d'Ecus. 
Couverture  16 
Récupération du  tritium 
Une expérience sera conçue ou proposée pour des  installations  d'irradiation 
existantes,  dans  laquelle  on démontrera  directement  la récupération du  tritium 
à partir  des couches  fertiles  solides en fonction de la température  d'irradiation 
et de la combustion (ou du dosage), en  utilisant  une méthode appropriée pour la 
récupération du  tritium  : les échantillons  seront  également utilisés pour établir 
les modifications des propriétés, en vue  d'une  comparaison avec  l'action  B-15, 
dans les Limites fixées par l'étude de  l'extraction  du tritium. 
Propositions belges, allemandes, françaises et  italiennes 
La Belgique propose un contrôle et un piégeage en  direct  du tritium  libéré 
par les capsules dégazées  (voir  B-15). 
L'Allemagne propose une expérience en boucle dans  DIDO,  la surveillance du 
tritium  par une chambre  d'ionisation  dans le  flux  de gaz  porteur,  après réduction 
du sur lit métallique chaud. 
La France propose une  irradiation  dans SILOE ainsi qu'une étude systématique 
des méthodes  d'extraction  couvrant  le Î£ ainsi que les matières tritiées. 
L'Italie  propose  d'irradier  du LiAlC^  dans une boucle hélium-gaz dans 
TRIGA RC-i1, et de piéger le  tritium  présent dans le gaz par des systèmes 
cryogéniques et de dégazage. 
- L'imputation  budgétaire n'a pas encore été décidée. 

COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES 
Centre commun de recherche 
II. TABLE  VIBRANTE 
au 
CCR - ISPRA 
Second  rapport sur L'état d'avancement 

Page 
11,3 
II.3 
II.4 
II.4 
II.4 
II.5 
II.6 
II.6 
II.7 
II.8 
II.9 
II.9 1. •  INTRODUCTION 11,3 
2. APERÇU DES RECHERCHES EN COURS SUR L'ANALYSE  SISMIQUE 
ET L'IDENTIFICATION  DE L'UTILISATION  ET DE  L'INTERET 
DES TABLES VIBRANTES II.3 
3. APERCU DES  TABLES VIBRANTES EXISTANTES H-4 
4. IDENTIFICATION  D'UN BESOIN COMMUNAUTAIRE EVENTUEL 
D'UNE  TABLE DE GRANDES  DIMENSIONS  II-4 
4.1. Conclusion du  groupe  de travail  ad hoc  italien  II.4 
4.2. La  situation  en France II.5 
4.3. La  situation  au Royaume-Uni  II.6 
4.4. La  situation  en Grèce II.6 
4.5. La  situation  en ALLemaane fédéraLe II.7 
5. EVALUATION DU  CARACTERE ADEQUAT  DU*SITE  D'ISPRA  II .8 
6. REMARQUES FINALES H-9 
7. DEVELOPPEMENTS FUTURS II-9 TABLE  DES MATIERES - 11,2 -

- II.3 -
1. Introduction 
Le présent  rapport est Le  deuxième  rapport sur L'état d'avancement des tra­
vaux relatifs aux tables vibrantes  préparé  par le groupe de travail ad hoc du CCR 
dont Le mandat consiste à  évaluer  l'intérêt que  présenterait  pour la 
Communauté  l'installation, à Ispra, d'une table vibrante de dimension 
intermédiaire (capacité  de 100 à 300 tonnes). 
Le présent  rapport comporte les parties suivantes : 
1. aperçu  des recherches en cours dans le domaine de l'analyse sismique et 
identification des applications  intéressantes  de tables vibrantes; 
2. aperçu  des tables vibrantes existantes; 
3. besoins communautaires susceptibles d'être satisfaits par L'installation 
d'une table vibrante de grande dimension; 
4. évaluation  de l'aptitude  du site d'Ispra; 
5. conclusions sommaires; 
6. phases  ultérieures  des travaux 
2. Aperçu  des recherches en cours dans le domaine de l'analyse sismique  
et identification des applications  intéressantes  de tables vibrantes 
Communauté 
- Des  essais  de qualification et de validation de  modèles  sont 
effectués  au moyen de tables de dimension moyenne. 
- Aucun essai à grande  échelle  n'est  effectué  pour le moment bien 
que ce type d'essais semble susciter un certain  intérêt  (cf. section 3). 
- Des travaux se poursuivent actuellement en ce qui concerne 
l'élaboration  de modèles  et de codes machine pour l'analyse sismique. 
Ces travaux sont ralentis, entre autres, par le manque de  données 
représentatives  sur les mouvements de terrain de  référence  à prendre 
en considération. 

- II.4 -
Japon
- Activités de recherche extrêmement étendues couvrant tous Les  
aspects de L'analyse sismique.
- Des séries d'essais de démonstration à grande échelle (structures  
des installations nucléaires et pétrochimiques) doivent être effectuées  
au moyen de la table vibrante de Tadotsu d'une dimension de 15 m x 15 m  
et d'une capacité de 1 000 tonnes.
- Essais pseudo-statiques (paroi de réaction) sur des immeubles
à appartements de cinq étages au plus :  induction répétée de contraintes  
latérales alternées et graduellement renforcées (Tsukuba).
USA
- Large éventail d'actions de recherche patronnées pour la plupart  
par la "National Science Foundation" et la "National Regulatory Commission".
- Recherches actives concernant la conception et la construction
de bâtiments antisismiques au moyen d'essais pseudo-statiques et d'essais  
effectués sur la table vibrante de 45 tonnes de l'université de Californie  
à Berkeley.
- Collaboration avec le Japon pour la réalisation d'essais de  
maquettes de très grande dimension.
3. Aperçu des tables vibrantes existantes
On trouvera en annexe quatre tableaux donnant la liste des principales  
tables vibrantes installées dans le monde avec leurs caractéristiques  
principales. Les plus grandes se trouvent au Japon, où il existe six tables  
d'une capacité de 100 à 1 000 tonnes. Aux Etats-Unis, la plus grande table  
en service a une capacité de 45 tonnes et est installée à Berkeley (Californie).  
La plus grande table de la Communauté est installée au Royaume-Uni (GEC Power  
Engineering, Stafford Mech. Lab.). Il s'agit d'une table biaxiale de  
14 pieds x 14 pieds, d'une capacité de 100 tonnes.
4. Besoins communautaires susceptibles d'être satisfaits par l'installation  
d'une table vibrante de grande dimension
4.1. Conclusions du groupe de travail ad hoc italien
En mars 1983, l'ENEA a instauré un groupe de travail ad hoc ayant pour  
mandat :
a) de recueillir les dernières informations relatives aux essais dynamiques de  
structures réalisés à travers Le monde;
b) d'étudier l'intérêt qu'il y aurait, pour l'Italie, d'installer une table  
vibrante de grande capacité;
c) d'indiquer les caractéristiques optima les qu'une telle table devrait avoir.

- II.5 -
Le groupe de travail a remis son rapport en juillet. Ses principales  
conclusions peuvent être résumées comme suit :
- Les possibilités offertes par une grande table vibrante d'une  
capacité de 100 à 300 tonnes présentent, en principe, un intérêt certain :
- possibilité d'étudier le comportement de composantes complexes soumises à  
des contraintes non linéaires;
- possibilité d'affiner les connaissances actuelles relatives au comportement  
dynamique des structures et de réduire ainsi les marges de sécurité appliquées  
aussi bien dans le domaine nucléaire que dans Les domaines non nucléaires.
- Certaine perplexité en ce qui concerne les coûts qu'impliqueraient  
d'une part l'utilisation de la table et d'autre part la construction de  
maquettes complexes et de grande dimension.
- La dimension et le poids des équipements à tester sont limités en  
raison des difficultés d'acheminement vers des installations situées à  
l'intérieur des terres. Pour les essais de maquettes de très grande dimension,  
la solution idéale consisterait à utiliser la table japonaise de 1 000 tonnes.
- Pour le moment, le "marché"potentièl en Italie n'est pas estimé  
suffisant pour justifier l'utilisation d'une grande table. Cependant,
la situation pourrait changer en cas de modification importante des normes  
actuelles.
- L'avis définitif ne pourra être donné que lorsque les besoins exprimés  
par les autres pays membres de la Communauté auront été complètement évalués.
- On aurait tort de se fixer sur l'installation d'une grande table  
vibrante et de faire ainsi abstraction des autres équipements nécessaires
à la création de bonnes conditions d'expérimentation pour le génie sismique.
La nécessité de disposer d'un personnel compétent est un autre aspect à  
prendre en considération.
4.2. Situation en France
En France, deux organismes ont été reconnus comme pouvant témoigner  
d'un certain intérêt :
a) selon FRAMATOME la Communauté ne dispose pas d'un nombre suffisant de  
moyens expérimentaux appropriés aux essais de qualification sismique  
d'équipements importants. Le problème se pose en particulier pour les sites  
à haut risque sismique où il est impératif de tenir compte des phénomènes  
non linéaires, ce qui nécessite la construction et l'essai de maquettes  
à grande échelle. Ont été mentionnés comme problèmes à examiner :
- le circuit réfrigérant primaire d'un PWR et son système de fixation;
- les générateurs de vapeur (comportement des faisceaux tubulaires);
- dispositif de stockage dans les bassins d'éléments combustibles irradiés;
- comportement des grues.

- II.6 -
b) le "Centre scientifique et technique du bâtiment" (CSTB) projette,
en collaboration avec le "Laboratoire central des ponts et chaussées", la  
construction d'une table vibrante triaxiale de 6 m x 8 m d'une capacité  
maximale de 100 tonnes. La construction de cette table n'a pas encore été 
décidée par les autorités françaises, mais le CSTB est absolument convaincu  
qu'une grande table vibrante est un instrument irremplaçable pour :
- les recherches relatives aux structures architecturales constituées par  
l'assemblage de composantes préfabriquées. Des problèmes particuliers  
se posent au niveau de la jonction entre les assemblages. Aucun modèle  
analytique ne pouvant être élaboré, l'expérimentation au moyen d'une  
grande table vibrante est la seule méthode qui permette d'étudier les  
phénomènes de rupture provoqués par une contrainte sismique;
- l'amélioration des principes architecturaux et des techniques de  
construction antisismique;
- la mise au point des techniques permettant d'augmenter la résistance  
des bâtiments existants aux contraintes sismiques;
- l'élaboration de modèles permettant de représenter le comportement actuel  
des structures et de valider les méthodes de calcul;
- la qualification d'installations grandeur nature et de structures  
d'ouvrages de génie civil résistant à une excitation sismique déterminée.
4.3. Situation au Royaume-Uni
D'après les contacts qui ont été pris avec l'UKAEA, le CEGB et le  
Nuclear Installations Inspectorate, il semble que les conditions de qualifi­
cation contre les risques sismiques telles qu'elles sont établies par le code  
en vigueur au Royaume-Uni peuvent valablement être vérifiées au moyen des  
tables vibrantes existantes. Au Royaume-Uni, on estime que la question de  
la qualification contre les risques dus aux tremblements de terre n'a pas  
une importance cruciale.
Le National Engineering Laboratory à Glasgow, où trois tables sont  
en service, est disposé à collaborer.
Une lettre a également été envoyée au Building Research Establishment,  
mais jusqu'à présent aucune réponse n'a été obtenue.
4.4. Situation en Grèce
Le professeur P.G. CARYDIS, qui occupe la chaire de génie sismique à  
l'Université technique d'Athènes s'est rendu au CCR d'Ispra, en juillet,  
pour y faire un exposé sur l'installation permettant de simuler un  
tremblement de terre qui est actuellement en cours de construction dans  
son département.
Selon le professeur Carydis, un effort devrait être entrepris au niveau  
communautaire en vue d'atteindre les objectifs suivants :

- I I . 7  -
- rassembler et diffuser l'information relative aux tremblements de terre;
- installer des sismographes normalisés en vue d'enregistrer les mouvements  
importants du sol, et créer une banque de données spécialisée dans
ce domaine;
- mettre en place un réseau européen de tables vibrantes disposant d'un  
service central d'information sur les caractéristiques particulières;
- compléter ce réseau par l'installation d'une table de grande capacité;
- élaborer des modèles décrivant le comportement dynamique des structures  
dans des conditions de mouvements du sol réalistes, et diffuser les  
programmes d'ordinateurs résultant de ces travaux.
4.5. Situation en RFA
En RFA, les travaux de recherche dans le domaine de la théorie des  
structures antisismiques ont été intensifiées au cours des dix dernières  
années, notamment en vue de la construction de réacteurs nucléaires.
A l'heure actuelle, ces travaux ont des retombées dans le domaine du  
génie civil. Les essais dynamiques de modèles et/ou de composantes se  
limitent à l'emploi de petites tables vibrantes et de dispositifs générateurs  
de secousses pour l'étude des structures existantes. Depuis six mois, une  
table vibrante de 2 5 tonnes est en service à l'institut HRB de Jülich  
(cf. tableau 1).
En Allemagne, des contacts ont été établis avec :
- des vendeurs de réacteurs (KWU, HRB);
- les autorités compétentes pour l'octroi de licences (1RS, Cologne);
- des instituts de recherche (TH Darmstadt, HDR, responsable du projet KfK).
Les vendeurs de réacteurs ont tendance à être favorables aux essais  
de prototypes jusqu'à l'échelle 1:1, notamment dans le domaine des interactions  
fluide - structures (éléments combustibles, générateurs de vapeur, etc.).
Les instituts de recherche, quant à eux, marquent une préférence pour les  
petites tables vibrantes qui leur permettent de procéder à des vérifications  
expérimentales détaillées des modules de base des programmes d'ordinateurs.
Les autorités compétentes en matière d'octroi de licence ont tendance à suivre  
les instituts de recherche, c'est-à-dire à se fier aux logiciels permettant  
de simuler les phénomènes intervenant dans des structures importantes, à  
condition que les lois de constitution du modèle dans des conditions de  
non-linéarité soient validées par l'expérience. En république fédérale  
d'Allemagne, tout comme au Japon et aux Etats-Unis, l'intérêt témoigné en  
faveur des tables vibrantes de grande dimension diminue, la préférence étant  
donnée de plus en plus, pour les bâtiments importants, à la vérification  
expérimentale par la méthode pseudo-dynamique. Ce changement d'orientation  
est justifié principalement par des considérations de coût-utilité :  en effet,  
le coût d'une table vibrante est d'environ 100 dollars par kilo de l'équipement  
testé.
Les différents organismes qui ont été contactés en république fédérale  
d'Allemagne apprécient l'initiative de la Commission. Ils formuleront très  
prochainement un avis plus détaillé sur le besoin de coordonner, en Europe,  
les travaux de recherche entrepris dans le domaine de la théorie des structures  
antisismiques en indiquant par la même occasion quelles sont les installations  
de grande dimension qui sont nécessaires pour l'expérimentation.

- II.8 -
5. Evaluation de L'aptitude du site d'Ispra
Des contrats d'études ont été lancés afin d'évaluer par des essais  
géotechniques statiques et dynamiques l'aptitude du site prévu au CCR  
d'Ispra pour accueillir une grande table vibrante.
Les essais prévus comprennent :
- l'élaboration d'une coupe stratigraphique du site;
- la caractérisation géomécanique du sol (essais classiques de sondage,
essais en laboratoire des échantillons prélevés, études de l'eau souterraine);
- essais dynamiques de conformation;
- utilisation d'excitateurs dynamiques spéciaux en vue de mesurer l'atténuation  
des ondes sismiques en fonction de leur fréquence, et pour évaluer les  
effets possibles de la mise en service de la table sur les installations
et les bâtiments avoisinants.
L'alimentation en électricité ne devrait pas poser de problème d'après  
les déclarations de la compagnie d'électricité locale (ENEL).  En ce qui concerne  
l'accessibilité du site d'Ispra, il y a lieu de remarquer que le réseau  
routier actuel a permis l'acheminement des composantes de trois réacteurs  
expérimentaux (Ispra-I, ECO, ESSOR). On pourrait également envisager de  
construire une nouvelle route reliant le CCR à l'autoroute passant à proximité.  
Le problème du transport d'un matériel lourd et encombrant s'est également  
posé aux Etats-Unis dans le cadre des programmes spatiaux et nucléaires où  
l'on a entre autres solutions envisagé l'utilisation de dirigeables. Des  
études analogues ont été réalisées en Europe. Cependant, dans de nombreux cas,  
il ne serait pas nécessaire de transporter les maquettes entières. Elles  
pourraient en effet être assemblées sur le site même au moyen des équipements  
existants.
Bien que l'analyse sismique soit un domaine qui n'ait pas encore été  
abordé au CCR, on peut dire que celui-ci dispose d'un personnel qui a acquis  
une expérience certaine dans les domaines suivants, utiles dans le cadre du  
présent projet :
- essais dynamiques;
- instrumentation, saisie des données;
- analyse numérique de structures.
La constitution d'une équipe compétente nécessiterait toutefois le  
recrutement d'un petit nombre de spécialistes

- II. 9 -
6. Conclusions sommaires
Bien qu'encore incomplète, l'analyse présentée ci-dessus permet de  
donner une première série d'indications :
- En dehors de la Grèce, tous les autres Etats membres estiment que les  
normes actuelles pour la conception de structures parasismiques peuvent être  
respectées de façon convenable par l'utilisation des moyens d'expérimentation  
et d'analyse disponibles.
- Il existe un grand nombre de tables vibrantes de petite et même de  
moyenne dimension dont certaines sont pourvues de six degrés de liberté  
commandés, ce qui permet de simuler de façon plus réaliste les mouvements  
du sol dont on veut évaluer les effets.
- Un certain nombre d'organismes établis dans la Communauté ont  
manifesté un réel intérêt pour l'installation d'une table vibrante de grande  
capacité. Ceci montre qu'à l'heure actuelle, il subsiste un certain nombre  
de phénomènes qui ne peuvent être modélisés par des méthodes analytiques
ou par l'expérimentation sur des maquettes à échelle réduite.
- Un effort de coopération au niveau européen pourrait se révéler  
utile dans les domaines suivants :
- normalisation de la mesure des mouvements du sol et création d'une base  
de données européenne;
- élaboration de modèles et de codes machine plus fins, vérifiés de façon  
expérimentale au moyen des équipements existants ou à construire, en vue de  
mieux comprendre les phénomènes et de réduire éventuellement les marges
de sécurité.
7. Phases ultérieures des travaux
Les études suivantes seront réalisées et incorporées dans un rapport qui  
sera publié au milieu de l'année 1985 :
- évaluation des contrats d'étude ayant pour objet d'examiner par des essais  
géotechniques statiques et dynamiques si 1e site d'Ispra convient pour  
l'installation d'une table vibrante de grande dimension;
- poursuite des examens destinés à évaluer l'intérêt d'une telle installation  
pour la Communauté;
- description d'une éventuelle action de recherche;
- estimation préliminaire des coûts et des besoins en personnel.
Les résultats de ces études devraient permettre de décider s'il y a lieu  
ou non d'installer une table vibrante à Ispra, et d'entamer l'étude d'un  
avant-projet détaillé à présenter d'ici fin 1986.

II. 10-
Légende dos tableaux
Reavoie
1 .  Istituto Spertmental'Modelli e  Strutture S.p.a.
2 . National Engineering Laboratory
3 . ’l
4 . Commissariat à  l'Energie Atomique
5 . Société pour le Perfectionnement des Matériels e t Equipements Aérospatiaux
6 . Hochtempentur Reaktorbau GmbH
7 . Construction Engineering R es. Lab. (US Army)
8 . National Research Centre for Disaster Prévention, Science and Technology Agency
9 . The Nuclear Power Engineering Test Centre
1 0. Institute of Industrial Science, University-oT Tokyo
1 1 . Raûway TechnicaI Research Institute, Japan National RaLlway
12. Public Works Research Institute, Ministry of Construction
1 3 . Central Resea/ch Institute of Electric Power Industry
1 4. Takasago Research Institute, Mitsubishi Heavy Industries
13. National Research Institute of Agrlcuttural Engineering, Ministry of Agriculture
16. Port and Harbour Research' Institute, Ministry of Transport
17. Shimizu Construction Co. Ltd.
1 8 . Kajima Construction Co. Ltd. .
19. BuOding Research Institute, Ministry of Construction
20. ,  Ohbayash'rgumi Construction Co. Ltd,
21. Disaster Prévention Research Institute, Kyoto Unrversiry
EHSS Elcctro-Hydraulic Scrvo System (aervonyatéme électro-hydraulique)
E V S  E lc c tro d y  n a m ic  V ib ra tio n  S y ste m  (  ayatèm e vibratoire électrodyna
H  H o riz o n ta l
V  V e r tic a l *  ' ■  .Siglea

Tableau 1  :  Principales tables vibrantes en Europe
Caractéristiques Perform ances
1.1 iV.tîT.lr.o Tcm ianti
"P iu: : ; xi js "
Gênes, Italie _ _ _ _ _ _ _
1.
2 ISi'.-JS.1
Bergam e, Italie _ _ _ _ _
1.
3 m;:i,-
Glosai O'.'/- RU
1  .4 OGC3
b ’Iiet s to n d - r u
Sta/Toi C!- RU
1.5 CG/; 1  "VGSUVG"
5âcl2-'-FrTiiC(i
1  .G  C G A "TOUPIIASOL’  
Socl ru'-F rrncc
1.7 GOPGPTG/^"Plage cle" 
D im ensions fréquences
(ni) Ulz)
IT . iMC j
i . r. :i::i' . r >  n îbH "SA-;:;o;;M
i UNIVERSITE TECHNIQUE
NATIONALE ATHENES, GRECEMasse maximale Degrés de 
testée (t) liberté 
______________ commandes
3-
5 3-5 0-60
o  c ;  • » * -  a< - •  j -n.  't 0.1-50
3 x 3 0-33
3.65 x 3.2
14ft x 14ft20
1-33
3-100025
100
3.1 x 3.1La 1e fréq.
de résonance 
200 Hz20
La 1e fréq.
de résonance 
200 Hz
3  x 3
5  x 5
4 x 40-50
0.5 -1 0 0
0-6010
10
252C ourse .  max.  (
H  +  70 
V  1 70Vitessemax. Accél. max.
uv.'/r.i:  c ( n ’  • . )
6G0
550
± 35
il ± 125 
V  ± 125
2
o
I  100
il - 125 
V  ± 100
10n  i  110
v ± n  o
± 200 
: ■ i  lop
\ i H  î r r .4  O C
1000 1  .B
2 200 
1200
600
:  <  o 
^  ’ * r -1  .5
i .:
O  ' T- • I2.4
2
K-«  
H3
1
2
2 32  x 2
n
6{■  L  0
il ,0'./(.O  j  ;■v - V i  11 ô c o u b la v '
J u l i c ’:- R F A

TABLEAP 2. î P rin cip a les  t*b le s  vibrantes aux D SA
Caractéristiques ' -  * Performances
Plage deDi mensî ons Masse maximaleDegrés de  
lib ertéCourseVitesse Accêl. m a x %
fm)f rèquences
Ht testée i.(t)co m m a n d éesmax.  
(m m )max.  
n >  1 1  i/ic c Isa
2 _  1  Univosily of Illinois, Ufbana, , , . ,,, .  *  , 3 65x 3.65 0- 50 4.5 1  - H±5l -  3 8 1Illinois (Umax lal, 1968)
7.2 UnlvrrsUy of California. Berkeley, 6.1 x 6.1 0-50  45 5 H ± 152 635 0.67
California (Binxr.il, 1971) _  V±51.  .254 0.22
2.3 ClIRL7, Clsanipni^n, 3.65 x 3.65 0- 200/ 6 5 - 1 1  + 73 813 \S
Illinois (Biaxial. 1973) ’ V ± 35 686 30
2.4 Union Carbide. O.ik Ridec , 1.83 x 1.83 ' 0-20  7 1 lit 193 305 0.25
Tennessee  (Biaxial, 1980) ' V±I93  305 0.25
2.5 S  UN Y, Buffalo, N.Y.  3.65 x 3.65 0.1 - 60 20 5 ÎT ± 150 - 635 1.0
(Biaxial, 1983) . -  _ V±I50  318 1.0
2.6 NASA, Maislial) 5pacc Fliglit  3 x 4.5 —  0.9 6 -  —  2438 _  100
Ccnlcr,  AL (Biaxial, 1969)
2.7 Comell Univcrsîly, Ttliaca, 2.1x2.1 . , 0-50  •  0.27 2 H ± 76  800 6
N.Y. (Biaxial. 1982) V ± 76 800
2.8 Wcsim^-.ousc. PiMslure. 4.9 x 4.9 •  0-100  17.8 3 1 1  ± 305 762 3-S
Ta (Biaxial. 19 78) V ± 305 762

TABLEAÜ 3 ‘ Principales tables vibrantes au Japo»
Caractéristiques -  Performances
Plage de „  .  Degrés de Course Vitesse . i,f . Masse maximale ... \ «.cssc Accél. rnax.Dimensions fréquences- lib e rté  max. max.
("0. 0 ‘z )  .  testée Ct) commande's  (»im) mm/.scc (g s)
3.1 NHCOP  STA* ’ 15x15 H)ISS 0 50 500 ' 2  II * 30 370 0.55
Tsukulm /baragi V i  30 370 1
3.2 NUPEC*  15x15 EHSS' 1000' 2 H ± 700 750 l.E
T.idofjK-T.il.i/nalsu V ± 100 3 75 0.9
3.3 J  JS . UT1 0  , CJiïbo,- 10x2 EHSS .- 170 I ±100 0.4
3.4 hlRJ.JNlV  J0 x2  ]0Q j ±3Q 0.4
Knsuisclii, Toi.yo
3.5 l'WRl, MC” , TswsubO/' 6 x 8  E H S S  0- 30 1 0 0  1  ± 7 5  600  0.8
3.6 CRIEPI15, AbiVo, Chibci^ 6.5 x6  EHSS 125 J  ± 50 600 _  1.2
3.7 K R  COP STA* 6 x 6  E H S S  0 -  50  75 3 H ±100 S00 -  1.2
V ±  50 600 1
3.8 TRI MHiJ <  6 x 6  EHSS 50 2 1\ ±  50 420 E2
1  I imcji, 1  [y Q gOV ± 50 470 f .2
3.9 N'KIAE M AM. T - lû b d - 6 x3.2 EVS -  0- 50 30 1  ±  50 320 0 .4 '
./. -  -  . -

Tableau 3 :  suit*
Caractëristi ques Perform abcës
Dimensions
(m)Plage de
f réquénces' (Il z)
3.10 P II R I. MT1 4
Yokosuka. Fjnrupme
3.1 I S I I IM 17.U , Tokyo
3 . 1 2  ,K A J IM A .1 *
Tokyo
3.13 P II R I. MT", Y okosuka5.5 x 2
5x4
4 x 4EVS
E H S S
B IS S17
121
I
2
1
1
1
1
220
4 x 3.5 EVS 30
3.14 J3 R I MC1 7 .  Tsukube 4x3 BISS 0-50 20
3.1 5  _O I 10A YASIII, Tokyo7 4x3 E li S S
3.16 DPR171, Kyoto
3.17 DPR17 1  
K y olo3 x 3
2.5x2.5E H SS
E V S10
12
8±  50 
±  1 00150
H ±  150 
V ±75
± 50
±  75
t 100 ■
±  100
H ± 50 
V t 50720
1)40
455
250
600
500
500M-  .  i  Degrés de -Course VitesseMasse maximale - <  . Accél. m a x -»+  /«.v liberté ,  ma*- max, .testee (tJ. * (mm) nim/scc ilcommandes
0.5
1
1.2
2
0.45
0 .5
OS.
0 .5

TABLEAU k :  Principales tables dans le reste du mondé'
Caractér i  st i  ques Performances
D  i m e n s  i o n s
(m)Plage de  
f ré^u^ncesMasse maximale Degrés de Course liberté .  max.•  ,  - (iiun)commandestestée (t)
4.  !  Université Ki ril
Metodij, Skopje, Yougoslavie 5x5
(Hi:*xi:il, 1980)0 -  30
4.7 .Université ARYA'MEHZ *  
Tdu inn, Iran 
(Uniaxial)5x5
4.3 Université-, Pahbvi,  
Shiraz, Iran 
(Uniaxial)4 x40 - 50
0-5040
50Jli 125 
V± 50
20
4.4 'Université de Mexico 
■ Mexico - Mexique. 
(Uniaxial, 1  5 »  75)4.5x 2.5 0-50
4.5 'Université Tong Ji 
Shanghai, Chine 
•  (fJijxhl, 1982)4x4 0-6020
105
1
1
1
6Il t 50
H i 50
Ht 51
J I ±  100
V i 100Vi tesse 
m a nui)/:m ^x-iC C
635
380
3 8 1
890
625Accél. rnax. 
(SS)
0.67
0.4
0 6
1.1
1.2
1.5
2.7

COMMISSION
DES
COMMUNAUTES EUROPEENNES
Centre commun de recherche
III. PERSPECTIVES D'INSTALLATION AU CCR D'ISPRA  
D'UNE MACHINE A FUSION DU TYPE IGNITOR
Deuxième rapport d'activité

- I I I . 2  -
SOMMAIRE
Page
1. INTRODUCTION III.3
2. ALIMENTATION ELECTRIQUE III.‘
3. BATIMENT PRINCIPAL ET SYSTEME AUXILIAIRE III.4
4. OCTROI DES LICENCES III.4
5. EVALUATION DES COUTS III.5

- III.3 -
1. Introduction
Dans le rapport d'activité précédent daté de mai 1983 (C0M(83)398 final)  
sont donnés les résultats d'une évaluation préliminaire des trois points  
essentiels liés à l'installation d'IGNITOR à Ispra :  le système d'alimentation  
électrique, le bâtiment principal et les systèmes auxiliaires, l'octroi  
des licences.
Au cours de cette période, ces points ont été étudiés de façon plus  
approfondie, du point de vue notamment de l'utilisation des possibilités  
offertes par les installations ESSOR. L'examen de nombreux aspects détaillés  
et pratiques a été rendu possible d'une part par une meilleure définition  
des différentes activités nucléaires prévues dans le domaine d'ESSOR, dans  
le cadre de la proposition de programme pluriannuel du CCR (C0M(83)327 final),  
d'autre part par la disponibilité d'une information détaillée et mise à jour  
sur les caractéristiques et les impératifs de l'expérience IGNITOR.
2. Alimentation électrique
Nous avons reçu la réponse détaillée d'ENEL au questionnaire spécifiant  
les impératifs de cette alimentation. La faisabilité d'une alimentation  
directe à partir de la ligne de 380 kV se trouvant à la limite du centre  
d'Ispra a été officiellement confirmée. Le coût du raccordement à cette ligne  
a été indiqué ainsi que les conditions contractuelles de l'alimentation  
électrique pour la période 1987-1991.
Dans le cas de référence de trois impulsions/jour, l'offre peut  
être décrite comme suit :
- coût de l'installation :  820 millions de LIT;
- durée de la construction :  24 mois;
- coût annuel du courant électrique :  565 millions de LIT (en supposant  
une consommation de 120 000 kW par an);
- un supplément de 75 LIT par kW est demandé pour l'énergie dissipée  
dans le transformateur.

- III.4 -
La seule condition mise à la fourniture d'électricité est que les  
tirs soient annoncés à l'avance. Il est de plus suggéré d'opérer au  
cours des heures de travail des jours ouvrables quand la puissance de  
court-circuitage est à son niveau maximal et que les impulsions causent  
relativement peu de perturbations dans le réseau.
Le site de la station de transformation du centre d'Ispra a été  
retenu et le tracé de la ligne électrique jusqu'à la sous-station de  
moyenne tension située près du bâtiment principal d'IGNITOR a été défini.
3. Bâtiment principal et systèmes auxiliaires
Etant donné qu'aucune autre utilisation n'est proposée pour le  
bâtiment de confinement d'ESSOR et sur la base des informations mises à  
jour sur la conception d'IGNITOR et les impératifs d'exploitation et  
d'octroi des licences, l'installation d'IGNITOR dans ce bâtiment a été  
réexaminée. En fait, à la lumière des nouveaux renseignements obtenus,  
il apparaît que le jugement précédent, selon lequel l'installation de  
la machine à l'intérieur de l'enceinte de sécurité posait des problèmes  
était prématuré.
La solution envisagée maintenant est son installation au niveau  
de la plate-forme de travail (figure 1), qui semble offrir de nombreux  
avantages pratiques. Le blindage peut être constitué de blocs amovibles  
manipulés par la grue de 50 tonnes existante. Beaucoup de systèmes  
auxiliaires, tels que la station de distribution d'azote liquide existent  
déjà dans le bâtiment. D'autres services auxiliaires, notamment le stockage  
provisoire des matières activées peuvent être facilement installés dans  
les diverses pièces existantes avec accès direct aux cellules chaudes  
(figure 2). Le grand bâtiment de confinement relié à une cheminée d'aération  
d'une hauteur de 80 mètres garantit une ample protection contre tout rejet  
maximal hypothétique de tritium ou de poussière activée. La disposition  
relative d'IGNITOR et des autres laboratoires et programmes à l'intérieur  
de l'installation d'ESSOR est indiquée à la figure 3.
4. Octroi de licences
Un contact exploratoire a été établi avec les autorités italiennes  
chargées de l'octroi des licences pour évaluer la procédure possible  
pour les diverses nouvelles activités nucléaires éventuellement poursuivies  
dans le complexe d'ESSOR, et notamment d'IGNITOR.
La procédure proposée est de grouper toutes ces activités sous la  
licence existante et de les considérer comme une "modification de l'installation"  
Dans cette hypothèse, qui sera très probablement retenue comme principe  
directeur général de la procédure d'octroi des licences, IGNITOR ne devra même  
pas appliquer la procédure requise à l'article 55 DPR 13.2, 1964, n° 185  
mentionnée dans le rapport d'activité précédent. Dans ce cas, la procédure plus  
simple de l'article 12 DPR *125 sera suivie.

- III.5 -
5. Evaluation des coûts
L'évaluation des coûts de la préparation du site (y compris le  
système d'alimentation électrique et les bâtiments), de l'adaptation des  
différents systèmes auxiliaires, de l'alimentation électrique et des  
services techniques, compte tenu d'une période de construction d'environ  
trois ans (1984-1987) et d'une durée de service de quatre ans (1988-1991)  
est en cours. Cette évaluation sera disponible, ainsi que le rapport  
technique, à la fin de septembre.

Figure 1 Installation d'IGNITOR dans le bltlaent
de confinement d1  E S S O R
Coupe verticaleNouvelle construction
C O U P E_ III. 6 _

Figure 2  - Installation d'IGNITOR dans le bStlient 
de confinaient d'ESSO R  
Disposition des systèmes auxiliairesNouvelle constructl
PLAN- III. 7 "
I

"III. 8 ‘
(NdT : en partie illis ib le )Figure 3  - Disposition d'IGNITOR et d'autres 
laboratoires et prograiaes à  
T  Intérieur d u  complexe ESSOR