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. 
COMMISSIONE DELLE COMUNITÀ EUROPEE
COM(83) 550 def.
Bruxelles 26 ottobre 1983
P R O G E T T I D I P O R T A T A  E U R O P E A
(Seconda relazione sullo stato dei lavori, 
presentata dalla Commissione al Consiglio)
COM(83) 550 def.

IN D IC E
P R O G E T T I D I P O R T A T A  E U R O P E A  2Pagina
I. L A B O R A T O R IO  D I M A N IP O L A Z IO N E  D E L  TRITIO  
P R E S S O  L O  S T A B IL IM E N T O  D I  IS P R A  D E L  C C R
Seconda relazione sullo stato dei lavori 1.1
1. Introduzione 1.4
2. Sommario operativo 1.6
3. Relazione principale 1.18
II. B A N C O  V IB R A N T E  P R E S S O  L O  S T A B IL IM E N T O  D I 
IS P R A  D E L  C C R
Seconda relazione sullo stato dei lavori I I. 1
III. POSSIBILITÀ' D I O S P IT A R E  U N A  M A C C H I N A  A  
F U S IO N E  T E R M O N U C L E A R E  D E L  TIPO  IG N IT O R  
P R E S S O  L O  S T A B IL IM E N T O  D I IS P R A  D E L  C C R
Seconda relazione sullo stato dei lavori III.1

-  2 -
C O M M IS S IO N E  D E L L E  C O M U N IT À ' E U R O P E E
Centro com une di ricerca 8  settembre 1983
P R O G E T T I D I P O R T A T A  E U R O P E A
1. Int roduzi one
N el marzo 1983 a seguito della riunione del Consiglio del 10 marzo 1983, 
nel corso della quale la Commissione è stata incaricata di esaminare l'op­
portunità di ubicare alcuni progetti presso lo stabilimento di Ispra del 
C C R , sono stati iniziati tre studi preliminari.
L'incarico riguardava:
- l'opportunità e la necessità a  livello comunitario;
- l'attu ab ilità presso lo stabilimento di Ispra;
- i  costi d'investimento.
I progetti in questione erano:
- un laboratorio di manipolazione del trizio;
- un banco vibrante;
- la macchina a  fusione Ignitor.
Data la differente natura dei suddetti argomenti sono stati presi in con­
siderazione volta per volta elementi diversi ed il ritmo dei lavori non è 
stato uniforme.
1. Laboratorio di manipolazione del tritio
L a  seconda relazione sulla fa ttib ilità  di un laboratorio di manipolazione 
del trizio ad Ispra è ora ultimata sotto forma di studio tecnico completo 
ed è già stata presentata al Comitato consultivo del programma "Fusione" 
(CCPF), che ha inserito il trizio nella sua azione "Prima serie di progetti" 
nel quadro del programma "Tecnologie della fusione - 1982-1986".

- 3  -
E' senz'altro assodata l'opportunità e la necessità di un laboratorio euro­
peo di manipolazione del trizio per il programma di ricerca sui reattori a  
fusione, peraltro già sottolineata dal "Fusion Review Panel" nel 1981. Nella 
relazione vengono analizzati in dettaglio i  problemi relativi al trizio pre­
visti negli studi di progettazione del reattore sperimentale IN T O R  (post-JET) 
e del.NET (Next European Torus). In un reattore a fusione il ciclo del t r i ­
zio impone condizioni operative e di sicurezza diverse e molto più complesse 
di quelle degli impianti militari di produzione del trizio.
L o  stabilimento di IS P R A  del C C R  può validamente aspirare ad essere scelto 
per la costruzione ed il funzionamento di tale laboratorio in base all'espe­
rienza attuale e passata nel cam po della tecnologia degli isotopi dell'idro­
geno.
L'impianto, che verrebbe messo a  disposizione di tutte le associazioni inte­
ressate alla fusione, sarebbe "elastico"; con scopi molteplici e in grado di 
manipolare più di 100 g  di trizio. Esso verrebbe destinato essenzialmente 
allo studio dei problemi di sicurezza connessi al trizio , alla definizione 
delle condizioni di manipolazione e di prova dei componenti e delle parti 
dei reattori a fusione contaminate da trizio.
Il personale totale per il funzionamento del laboratorio è valutato ad un 
massimo di 25 persone (7 professionisti). L a precedente stima dei costi di 
installazione del laboratorio, che era di circa 10 milioni di E C U  (valore 1983), 
viene riesaminata più in dettaglio da un gruppo tecnico esterno. I risulta­
ti di questo studio saranno disponibili per il 1 5  settembre.
3. Banco vibrante
L a  seconda relazione sui banchi vibranti è innanzitutto uno studio partico­
lareggiato sulle necessità di questo tipo di impianti e della loro attuale 
disponibilità nella Comunità e nel m ondo intero. Inoltre, essa contiene u n  
esame della ricerca odierna sull'analisi sismica per poter valutare le ten­
denze del settore.

- 4  -
L a  maggior parte degli Stati m em bri reputa che le norme di progettazione an­
tisismica attualmente in vigore debbano essere soddisfatte ricorrendo agli 
strumenti sperimentali e analitici già disponibili. M a  in vari ambienti del­
la Comunità si ritiene che la costruzione di un banco vibrante più grande 
di quelli già esistenti possa essere fruttuosa com e sforzo europeo di coope­
razione al fine di standardizzare le misurazioni dei movimenti tellurici cre­
ando una base europea di dati e anche per sviluppare e provare modelli sofi­
sticati e codici di elaborazione elettronica in m odo da giungere ad una mi­
gliore comprensione dei fenomeni e migliorare le norme di sicurezza.
Sembra che la collocazione di un banco di questo tipo presso lo stabilimento di 
Ispra del C C R  non ponga gravi problemi. Sono stati conclusi contratti di stu­
dio allo scopo di esaminare mediante prove geotecniche statiche e dinamiche 
se il sito dello stabilimento di Ispra è adatto ad ospitare tale impianto.
Il C C R  continuerà nei prossimi anni una valutazione accurata dell'operazione 
sia dal punto di vista tecnico che finanziario, operazione che presenta aspet­
ti di grande interesse per le necessità della Comunità e che si inserisce per­
fettamente negli obiettivi generali di sicurezza del Centro com une di ricer­
ca.
4. IG N IT O R
In questa seconda relazione sono stati analizzati in m o d o  più approfondito 
i  tre principali argomenti a favore dell'installazione dell'impianto IG N IT O R  
presso lo stabilimento di ISPR A  del C C R : il sistema di alimentazione di ener­
gia elettrica, la costruzione centrale e i  sistemi ausiliari e le autorizza­
zioni. In particolare sono stati valutati i  costi di installazione e la spe­
sa annua di consumo di energia elettrica.
L  '  installazione nell'edificio che ospita l'impianto E S S O R  può presentare van­
taggi pratici in considerazione dei servizi già esistenti in quell'area. L e  
procedure relative alle necessarie autorizzazioni non sembrano porre gravi 
problemi.
L a  valutazione finale di tutti i  costi inerenti all'installazione della mac­
china IG N IT O R  e il relativo studio tecnico completo costituiranno la rela­
zione finale che sarà pubblicata alla fine di settembre 1983. Il Centro co­
m une di ricerca ritiene di aver soddisfatto in tal m odo il compito di prepa­
rare uno studio di attuabilità per l'installazione dell'impianto IG N IT O R  
ad Ispra. L o  studio potrà essere ulteriormente integrato, qualora richiesto, 
da almeno una delle Associazioni "Fusione"....!...

C O M M IS S IO N E  D E L L E  C O M U N IT À ' E U R O P E E  
C E N T R O  C O M U N E  D I R IC E R C A
I. L A B O R A T O R IO  D I M A N IP O L A Z IO N E  D E L  TRITIO  
P R E S S O  L O  S T A B IL IM E N T O  D I IS P R A  D E L  C C R
Seconda relazione sullo stato dei lavori

1.2
IN D IC E
pagina
1. IN T R O D U Z IO N E  I. 4
2. S O M M A R I O  O P E R A T IV O  I. 6
2.1. Considerazioni generali I. 7
2.2. Caratteristiche del N E T  I. 7
2.3. Analisi delle conoscenze attuali e delle
attiv ità in corso I. 8
2.4. Esperienze ed attiv ità attuali del C C R  I. 9
2.5. Obiettivi del laboratorio "Tritio" del C C R  1.10
2.6. Descrizione del laboratorio 1.11
2.7. Ubicazione 1.12
2.8. Procedure di concessione delle licenze 1.12
2.9. Programmazione e risorse 1.13
2.10. Conclusioni 1.14
3. R E L A Z IO N E  PR IN C IP A L E  1.18
3.1. Osservazioni sui reattori a fusione con
funzione di superconvertitori 1.19
3.2. I problemi del tritio  in N E T  e nei reattori di
potenza 1.21
3.2.1. Introduzione 1.21
3.2.2. Permeazione e contenuto di tritio  nei
materiali strutturali 1.21
3.2.3. Sistemi di trattamento del tritio  1.23
3.2.4. Effetti della contaminazione da tritio  
durante il normale funzionamento in fase
di manutenzione ed in caso di incidente 1.26
3.2.5. Inventario del tritio  1.28
3.2.6. Calendario d e ll'a ttiv ità  di R  &  S  1.29

1.3
pagi na
3.3. K now -how  disponibile e attiv ità in corso 1.30
3.3.1. Esperienza derivante dai reattori a
fissione 1.30
3.3.2. Attività di supporto per la fusione 1.31
3.4. Attività passate e presenti del C C R  1.38
3.4.1. Esperienza operativa nella manipolazione
e nel monitoraggio del tritio  1.38
3.4.2. Attività di ricerca sulla tecnologia
della fusione ri guardanti il tritio  1.41
3.5. Finalità del laboratorio del tritio  del C C R  1.47
3.5.1. Motivazione e orientamento d e ll'a ttiv ità  1.47
3.5.2. Programma sperimentale proposto in 
connessione con l'a ttiv ità  sulla
fusione del C C R  1.48
3.6. Descrizione del laboratorio 1.58
3.6.1. Edificio 1.58
3.6.2. Sistemi di contenimento del tritio  1.58
3.6.3. Ubicazione del laboratorio 1.60
3.6.4. Procedure di concessione delle licenze 1.61
3.6.5. Programmazione e risorse 1.70
3.6.6. Valutazione dei costi 1.71
3.7. Conclusioni 1.72
A P P E N D IC E  1:
Primo gruppo di progetti sul tritio  fissato dal
Comitato direttivo per la tecnologia della fusione 1.73

1.4
1. Introduzione
Il tritio  è già utilizzato da molti anni nei paesi della Comunità europea per 
la ricerca biologica, biochimica e chimica e per alcune applicazioni industria­
li e commerciali. Nella Comunità sono stati studiati il confinamento ed il con­
dizionamento delle acque di scolo contenenti questo elemento e provenienti da­
gli impianti di ritrattamento del combustibile nucleare.
Il tritio  verrà utilizzato com e combustibile nei reattori a fusione, m a  per 
poterne manipolare quantitativi importanti è necessario sviluppare tecnologie 
sicure ed avanzate. Esso viene prodotto in quantità considerevoli in alcuni im ­
pianti "segreti" degli Stati che possiedono armi nucleari, cioè la Francia e 
la Gran Bretagna. In una dichiarazione fatta al gruppo per le questioni atomiche 
nel dicembre 1981 (rif. 1) questi due paesi hanno affermato di essere pronti a 
mettere a disposizione il loro know-how per gli aspetti della tecnologia del 
tritio  che interessano la fusione. L a dichiarazione del delegato britannico, 
che la delegazione francese ha dichiarato di appoggiare senza riserva, termina 
con le seguenti frasi :
"Sono autorizzato a  dichiarare che il Regno Unito è ben lieto di collaborare con 
la Commissione e con la Comunità mettendo a loro disposizione la sua esperienza 
sugli aspetti della tecnologia del tritio  che possono interessare il programma 
comunitario. Spero che ciò possa contribuire a circoscrivere in m odo più preci­
so i  settori in cui è necessario intraprendere nuove attiv ità".
Tuttavia, le preoccupazioni espresse dall'"European Fusion Review Panel" nella 
sua relazione del dicembre 1981 per il fatto "che soltanto una parte del know- 
h o w  richiesto in questo settore (più precisamente la manipolazione del tritio  
nella tecnologia della fusione) esista già nei laboratori segreti" sono ben 
comprensibili data la diversità degli obiettivi e dei requisiti in base ai qua­
li tali tecniche sono state messe a punto. A  sostegno della sua dichiarazione, 
il gruppo di esperti ricorda che gli Stati Uniti hanno costruito a Los Alamos 
un laboratorio civile per lo studio del tritio  nel quadro della fusione, rite ­
nendo che l'esistenza di un Laboratorio di questo tipo fosse necessaria soprat­
tutto per dimostrare l'osservanza dei criteri di sicurezza stab iliti dalla nor­
mativa nelle tecniche di manipolazione del tritio  per applicazioni civili della 
fusione. Però tale laboratorio è disposto soltanto in parte ad una collabora­
zione internazionale. Il gruppo di esperti raccomanda che venga costruito un 
impianto per prove sul tritio  che nel quadro del programma fusione della C o m u ­
nità renda possibili gli sviluppi tecnologici imposti dalla posizione estrema- 
mente debole dell'Europa. In questo settore esso sottolinea inoltre l'opportu­
nità di occuparsi sin d'ora degli aspetti di sicurezza e dell'impatto ambienta­
le della fusione, anticipando in tal m odo i  problemi che porrà la sua applica­
zione industriale (rif. 2). Il gruppo considera appunto la manipolazione del 
tritio  com e uno dei principali aspetti della sicurezza. Preoccupazioni analo­
ghe sulla sicurezza di questo elemento sono emerse durante un seminario del- 
l'AIEA (rif. 3) in cui si è attribuita la massima priorità alle attiv ità di 
ricerca e sviluppo sui problemi del tr itio .
L a Commissione delle Comunità europee, conscia del problema, ha introdotto le 
ricerche sul tritio  nella "Prima serie di progetti" che ripartisce le a ttiv i­
tà di R & S  della Comunità nel quadro del programma fusione 1982-1986 (rif. 4).

1.5
Bibliografia
1. Dichiarazione delle delegazioni britannica e francese al gruppo per le 
questioni atomiche con le quali si mette a disposizione il know -how  posse­
duto su quegli aspetti della tecnologia del tritio  che interessano la fu­
sione. Allegati A  e B  al documento A T O  98, 10 dicembre 1981.
2. Relazione dell'"European Fusion Review Panel", Commissione delle Comunità 
europee, CREST-EN/216b, SEC(81) 1933, 3  dicembre 1981.
3. IA E A  workshop on Fusion Safety, 23-27 marzo 1981.
4. Programma europeo sulle tecnologie della fusione, 1982-1986; attività 
da T 1  a T 6 (cfr. appendice 1).

1.6
S O M M A R I O  O P E R A T IV O

1.7
2.1. Considerazioni generali
L a tabella 1  e la figura 1  riassumono i  parametri e le fasi fondamentali 
del ciclo del tritio  di un reattore sperimentale post-JET (IN T O R ) e di u n  
reattore a fusione di potenza. Tale ciclo comporta un certo numero di nuo­
ve esigenze rispetto agli impianti militari per la produzione del tritio .
In questi ultimi infatti non esiste alcuna camera del plasma, non si tra t­
tano i  prodotti di scarico, non si recupera il combustibile e non è neces­
sario rigenerare il tritio  com e invece avviene negli impianti a  fusione 
per la produzione di energia elettrica. E' evidente quindi che per numero­
si componenti e unità di trattamento facenti parte del ciclo del tritio  di 
un reattore a fusione non esistono equivalenti nella tecnologia finora svi­
luppata e per cui è necessaria un'attività specifica di R & S .
Tabella 1: Bilancio del tritio  nei reattori a fusione
Portata
(g/d)Quantità
presente
(kg)Quantità 
bruc i  ata 
(kg/a)Tasso di 
ri generazi one
IN T O R  (1)
R E A T T O R E  D I P O T E N Z A  (2)1.600
8.0004-5
10-201 2
1200,6
1,05
(1) Fase III, disponibilità: 50% .
(2) 1.600 M w e , disponibilità: 80% .
2.2. Caratteristiche del N E T
Per individuare le attiv ità di ricerca e di sviluppo specifiche da svolge­
re in Europa è stata effettuata un'analisi dettagliata dei problemi posti 
dal tritio  nel N E T  (Next European Torus), facendo riferimento soprattutto 
allo studio di progettazione dell'INTOR (fase 1  e fase 2). I principali 
argomenti oggetto di studio sono stati:
a) la permeazione, il tenore e il degassaggio del tritio  nei materiali 
strutturali (prima parete di contenimento e componenti del reattore);
b) i  sistemi connessi con i  vari aspetti del ciclo del combustibile (recu­
pero del tritio  dal plasma esaurito, dal refrigerante e dal mantello 
fertile; ricarica, trattamento e smaltimento dei rifiu ti);
c) la contaminazione del reattore durante l'esercizio e la manutenzione 
ed in caso di incidente;
d) il trattamento e l'eliminazione dei rifiuti costituiti da strutture e  
da componenti.

1.8 
Per quanto riguarda iL punto a), i problemi deLL1impiantazione e della per-
meazione del  tritio  nella prima parete di contenimento sono complessi e i 
dati di cui si dispone insufficienti. E1 necessario quindi raccogliere mag­
giori informazioni sulla permeazione e sul degassaggio del H/D in  tritio  e 
studiare  L'effetto  combinato dell'irradiazione neutronica e della presenza 
del tritio. 
Per quanto riguarda il punto b) sono state proposte diverse procedure per 
10 scarico del plasma, il  trattamento  del fascio di neutri, la ricarica, 
l'eliminazione del  tritio  presente nel refrigerante e il recupero del tri­
tio dal mantello fertile. Si è anche riconosciuta la necessità di  mettere 
a punto componenti di grandi dimensioni compatibili con il  tritio,  soprat­
tutto  pompe (criogeniche e turbomolecolari), valvole e  altri  componenti 
circuitali.  Un importante problema da risolvere sarà la saldabilità di 
acciai  ad alto tenore di  tritio. 
Sono  state inoltre individuate alcune esigenze specifiche delle varie 
procedure.  Infine,  per ottimizzare i vari  processi,  è importante  mettere 
a punto alcune apparecchiature. Si  tratta  in particolare dei sistemi di 
purificazione dei gas (trappole fredde, ossidazione catalitica) e delle 
unità  di separazione degli isotopi (distillazione criogenica, cromatogra­
fia gassosa,  elettrolisi, ecc.) per il plasma esaurito. In questi settori 
sarà  particolarmente  utile  l'esperienza acquisita nei  reattori  a fissione 
e nelle applicazioni militari. 
2.3. Analisi delle conoscenze  attuali  e delle attività in corso 
Le conoscenze  attuali  sui problemi posti dal  tritio,  in particolare quel­
li di tipo tecnologico, si basano essenzialmente sulle esperienze opera­
tive  dei  reattori  a fissione (in particolare ad acqua pesante e HTGR) ol­
tre che sul confinamento e condizionamento delle acque scaricate dagli im­
pianti di  ritrattamento  del combustibile di questi reattori, mentre per 
ora sono scarse le informazioni di origine militare. 
Nei reattori  ad acqua pesante le difficoltà riguardano la manipolazione 
ed il  trattamento  di considerevoli volumi di acqua triziata. In questo 
campo  si è acquisita una considerevole esperienza sia in Europa che nel 
resto del mondo (soprattutto in Canada). Un impianto di estrazione del 
tritio  dall'acqua pesante, con una capacità fino a  160.000  Ci/a, funziona 
presso  il reattore  ad alto flusso di Grenoble e si basa su un processo 
messo  a punto dal CEA. 
Negli HTGR sono stati invece studiati i problemi di permeazione del  tritio 
dal circuito di raffreddamento primario e sona state proposte alcune  solu­
zioni per ridurla utilizzando dei rivestimenti. 
11 tritio  è anche un sottoprodotto della produzione di energia elettrica 
di origine nucleare (fissione) e pone dei problemi durante il ritrattamen­
to del combustibile esaurito. Le attività di ricerca sul trattamento, il 
condizionamento e lo smaltimento delle acque di scarico contenenti  tritio 
sono  state  ripartite  tra i diversi Stati membri della CEE nel quadro del 
programma "Gestione e deposito dei residui radioattivi" (DG XII). Nell'am­
bito del "Programma fusione" sono state invece intraprese in Europa alcune 
altre  attività riguardanti i problemi del  tritio  e più precisamente: 

1.9 
- studi per il progetto di massima deL ciclo deL combustibiLe dei  reattori 
sperimentati e dei  reattori  di potenza; 
- progettazione deLL*impianto del  tritio  necessario per il funzionamento 
deL JET con taLe eLemento; 
- definizione di un primo programma di ricerca sperimentaLe. 
IL Joint European Torus funzionerà coL  tritio  neLLa sua seconda fase e un 
impianto per il  tritio  verrà installato nel centro per purificare i gas bru­
ciati provenienti daLla camera del plasma e dagli iniettori di neutri. Il 
personale del JET è attualmente impegnato nella definizione particolareggia-
ta delle specifiche delle più importanti unità di processo dell'impianto. 
Un programma di ricerca per studiare i problemi del  tritio  connessi con iL 
NET e lo sviluppo di  reattori  di potenza è stato recentemente avviato dalla 
Commissione  neL quadro delle azioni sulla tecnologia della fusione decise 
dal comitato direttivo per la tecnologia della fusione (FTSC). Alcune  asso­
ciazioni  europee del settore hanno proposto l'esecuzione di contratti di 
studio.  I settori considerati  sono: 
- il sistema di purificazione del combustibile, 
- il recupero del  tritio  dal flusso dei rifiuti, 
- il sistema di rilevamento del  tritio, 
- le celle elettrolitiche, 
- il sistema di decontaminazione, 
- lo sviluppo industriale di componenti di grandi dimensioni, 
- il recupero del  tritio  dal mantello  fertile  (liquido e solido). 
L'importo complessivo finora  attribuito  è di circa 11 milioni di ECU.  L'at­
tività  sperimentale coprirà il periodo  1984-1986. 
Negli Stati Uniti è stata completata la costruzione del Tritium System Test 
Assembly  (TSTA) a Los Alamos e le prove sul  tritio  per la concessione della 
licenza  di esercizio dovrebbero iniziare nell'autunno di quest'anno. Anche 
altri  laboratori quali il Mound Laboratory e il Lawrence Livermore Labora- ' 
tory sono impegnati in ricerche sperimentali. Sono pronti il progetto e le 
specifiche  dei componenti dell'impianto di prova del  tritio  del Princeton 
Large  Tokamak TFTR. In Giappone è invece in costruzione un laboratorio poli­
valente per il  trattamento  del  tritio  che dovrebbe entrare in esercizio 
nel 1985. 
2.4. Esperienze e attività  attuali  del CCR 
Presso  il CCR di Ispra hanno funzionato per diversi anni due  reattori  di 
prova  ad acqua pesante,  l'Ispra-1  e l'ESSOR. Il Centro è pertanto ben at­
trezzato per il monitoraggio del  tritio,  per le attività di fisica sanita­
ria e per le attività di controllo sul campo e possiede esperienza nella 
manutenzione e nella sostituzione di componenti dei circuiti ad acqua e 
dei materiali contaminati da  tritio. 
Nel quadro del programma "Idrogeno" del CCR, che si avvia alla conclusione, 
è stata acquisita un'indubbia esperienza sui problemi connessi con la produ­
zione e la manipolazione di questo elemento, fenomeni di corrosione, ecc. 
A Ispra nel quadro del programma "Tecnologia della fusione" del CCR sono 
in corso alcune attività connesse con il  tritio  iniziate nel 1978, che rien­
trano in tre categorie: 

1.10 
- valutazione di progetti di massima e schemi di  processo  del  ciclo  del 
combustibile  di reattori sperimentali e di potenza; 
- misura dei dati fondamentali sull'interazione di H/D con metalli e con 
materiali fertili; 
- esperimenti con H/D per studiare la  fattibilità  di alcune fasi dei pro­
cessi  del  ciclo  del combustibile (sviluppo di celle elettroniche, recu­
pero del  tritio  dai materiali  fertili  liquidi). 
2.5. Obiettivi del laboratorio "tritio" del CCR 
Dall'analisi dei problemi che dovrebbero sorgere nel NET e nei reattori 
di potenza e dallo stato attuale delle conoscenze emerge la  necessità  di 
un considerevole impegno nei prossimi anni. Tenuto conto della complessa 
situazione precedentemente descritta si è convinti che un laboratorio del 
"tritio" presso il CCR di Ispra per studiare essenzialmente i problemi di 
sicurezza  dell'applicazione della tecnologia del  tritio  alla fusione, si 
inserisca  perfettamente nel complesso di  attività  che si prevede di  svol~ 
gere negli Stati membri della  Comunità.  Il laboratorio  dovrà  contribuire 
a raggiungere alcuni obiettivi comuni in questo settore, tra cui: 
- acquisire esperienza nella manipolazione del  tritio  in sistemi comples­
si con riguardo alla sicurezza degli operatori durante le  attività  di 
routine (sistemi protettivi generali e individuali) ed alla protezione 
dell'ambiente  (trattamento  dei rifiuti, depurazione di emergenza, moni­
toraggio) ; 
- creare le condizioni richieste per provare procedure di manipolazione 
di parti del reattore contaminate da  tritio  e per ottimizzare i compo­
nenti di  processo  sotto il profilo della sicurezza operativa e del  con­
tenuto di tritio. In particolare: 
a) eseguire esperimenti su modelli contaminati al  tritio  che riproduco­
no parti sostituibili del reattore NET e destinate ad essere conta­
minate e/o successivamente  trattate  e condizionate (giunti, guarnizio­
ni, saldature) in condizioni difficili e a distanza; 
b) provare nuovi procedimenti e componenti messi a punto nei laboratori 
europei quali la cromatografia  gassosa,  gli  elettroliti  e i cataliz­
zatori, i sistemi di recupero del  tritio  dal mantello fertile; 
c) verificare la  validità  dei dati fisico-chimici estrapolati al  caso 
del tritio  a partire dal comportamento di H/D. L'affidabilità di ta­
li dati è di estrema importane per la progettazione del sistema del 
contenimento e di decontaminazione. 
Per far fronte a queste esigenze un impianto flessibile e polivalente 
sembra  più adatto di apparecchiature concepite appositamente per un dato 
problema  o per un sistema specifico. Tenuto conto degli obiettivi del la­
boratorio ai fini del progetto si può considerare come valore di riferi­
mento una  quantità  totale di  tritio  non superiore ai 100 g. 
Il laboratorio  servirà  a due  scopi: 
- ospitare gruppi di ricerca provenienti dalle associazioni europee che 
non possiedono attrezzature adatte alla manipolazione del tritio, 
- effettuare esperimenti sul  tritio  nel quadro del programma "Tecnologia 
della  fusione" del CCR. Tali esperimenti consistono in particolare: 

1.11 
. nello studio del degassaggio di D/T nelle strutture della prima parete 
di contenimento; 
. nella simulazione mediante modelli in  scala  reale delle procedure di 
manipolazione e  trattamento  di alcuni componenti caratteristici del 
reattore  (per es. gli elementi del mantello  fertile  e dei divertori/ 
li mi  tatori); 
. nell'ottimizzazione di alcuni sistemi di  processo  quali le celle elet­
trolitiche e la tecnica di cromatografia  gassosa  per la separazione 
i sotopi ca; 
. il recupero del  tritio  dalle sostanze  fertili  liquide. 
Questi  temi  di ricerca corrispondono a lavori già in  corso  a Ispra in 
condizioni  "fredde"  (cioè  con idrogeno e deuterio) e/o alle  attività  di 
progettazione svolte nel quadro INTOR/NET. 
Per questi studi sperimentali occorrono procedure e sistemi adeguati ed 
affidabili per la protezione e la sicurezza che non  possono  pertanto  costi­
tuire  un tema di ricerca "a priori". Quelli di cui s'intende comunque va­
lutare e determinare l'adeguatezza, osservandone il comportamento in  con­
dizioni reali,  sono: 
- i sistemi di monitoraggio di aree e di superfici contaminate, 
- gli indumenti protettivi e le relative apparecchiature, 
- il controllo dosimetrico e quello degli operatori, 
- la dispersione nell'ambiente ed il suo controllo, 
- le  unità  di depurazione del sistema di contenimento secondario e di 
trattamento  dei  rifiuti  gassosi, 
- le procedure d'intervento e di manutenzione, 
- le tecniche di lavoro in scatole a guanti, 
- i materiali e le apparecchiature compatibili con il  tritio. 
I risultati  ottenuti  serviranno per formulare raccomandazioni sulle appa­
recchiature future ed in particolare per progettare adeguatamente i siste­
mi dei  reattori  a fusione. 
2.6. Descrizione del laboratorio 
La figura 2 mostra la pianta del laboratorio, che comprende: 
- un capannone (HPD = Hall for  Process  Development) di  3.000  m3 di volume 
dotato di scatole a guanti con atmosfera inerte per l'installazione e la 
manipolazione di apparecchiature contenenti notevoli  quantità  di tritio. 
L'HPD  sarà  a tenuta grazie a un sistema di passaggi stagni e  verrà  mante 
nuto ad una pressione leggermente inferiore a quella atmosferica median­
te un opportuno sistema di "ventilazione  calda".  Nell'eventualità  di un 
imprevisto rilascio di  tritio  dal sistema di contenimento secondario al­
l'atmosfera dell'HPD  entrerà  automaticamente in azione un sistema di pu­
rificazione di emergenza (ECU = Emergency Clean-up) che  ridurrà  ai li­
velli permessi la concentrazione del  tritio  nella zona di lavoro e il ri 
lascio  di tritio  nell'ambiente. L'HPD  sarà  inoltre dotato di una superfi 
eie di 500 m3 composta da una camera d'acciaio a perfetta tenuta stagna 
con ventilazione separata.  Sarà così  possibile alloggiare componenti di 
grandi dimensioni su cui  effettuare  prove sperimentali di manipolazione 
ed estrazione del  tritio; 
- una serie di laboratori (450 m3 circa) per esperimenti su materiali a 
bassa  contaminazione da  tritio; 
- un laboratorio per il condizionamento dei  rifiuti  liquidi contaminati 
da tritio,  comprendente i sistemi di  trattamento  dei  rifiuti  gassosi 
(GWT = gaseous waste  treatment). 

1.12 
Dovendo  soddisfare alle norme in vigore per gli impianti nucleari il labo-
ratorio  sarà  anche dotato di un locale e di un magazzino di fisica sanita­
ria oltre che di una stazione di monitoraggio. 
2.7. Ubicazi one 
L'utilizzazione dell'involucro stagno del  reattore  ESSOR  come sistema di 
contenimento terziario presenta alcuni inconvenienti che con  tutta  proba­
bilità  annulleranno il vantaggio di avere a disposizione un edificio dota­
to di condizionamento, ventilazione e camino. Dato l'enorme volume dell'in 
volucro  (circa  38.000  m3) e le caratteristiche dei materiali costruttivi 
potrebbe essere necessario un altro schermo di contenimento interno per 
mantenere entro proporzioni ragionevoli i costi d'investimento e  l'effi­
cienza  operativa del sistema di depurazione d'emergenza. Le casamatte di 
ESSOR  si prestano praticamente soltanto per l'installazione di un impianto 
pilota già completamente messo a punto e ben definito da azionare a distan 
za (come le  unità  criogeniche o di distillazione dell'acqua) date le diffi 
colta  di accesso  e La loro forma particolare (un'altezza sproporzionata 
alLa  superficie). 
Una terza area potenzialmente interessante all'interno del complesso  ESSOR 
è situata accanto al camino e all'involucro del reattore. A questo riguar­
do esistono due  possibilità:  incorporare L'edificio già esistente, destina 
to aLl'alimentazione elettrica del Super Sara, oppure razionalizzare la 
disposizione  del complesso costruendo un nuovo edificio in  prossimità  del 
camino  (fig. 3). 
2.8. Procedure di concessione delle licenze 
In base alla normativa italiana sugli impianti nucleari, La procedura per 
la concessione della licenza a un laboratorio che deve  trattare  tritio  con 
attività  superiori a 100 Ci è fissata normalmente dall'articolo 55 della 
legge DPR 13 febbraio 1964, n. 185 ed è in genere Lunga e rigorosa. La si­
tuazione sarebbe più favorevole se  tale  laboratorio venisse costruito pres 
so il CCR di Ispra, in una zona  cioè  coperta dall'attuale Licenza di eser­
cizio  del  reattore  ESSOR,  che permetterebbe di utilizzarne alcuni impianti 
come  il camino, il sistema di monitoraggio degli effluenti  gassosi,  il si­
stema di alimentazione di energia elettrica (incluso quelLo di emergenza) 
ed aLtre apparecchiature. In una riunione con i rappresentanti delle auto­
rità  giuridiche e tecniche che si occupano del rilascio delLe licenze nu­
cleari in  Italia  i responsabili giuridici hanno affermato che un Laborato­
rio per il  tritio  dev'essere considerato come facente parte del complesso 
ESSOR  e come  tale  va approvato secondo la procedura prevista per la "modi­
fica  degLi impianti nucleari esistenti" (in base  all'art.  42 del DPR 145). 
In tal  caso  l'autorizzazione alLa costruzione potrebbe essere ottenuta en­
tro meno di un anno. 
Un altro vantaggio è che anche per il laboratorio del  tritio  resterebbero 
in vigore i  limiti  stabiliti per gLi scarichi radioattivi di  ESSOR.  Infat­
ti, i rischi potenziali inerenti alla  quantità  totaLe di  tritio  presente 
in laboratorio (100. g) sarebbero inferiori a quelLi imposti dall'attuale 
valore di riferimento utilizzato nel piano d'emergenza esterno del Centro. 
Tale piano ipotizza  infatti  un incidente massimo credibile di  ESSOR  in cui 
la dose prevista è di 4 rem per gli adulti che vivono nel paese più  vici­
no, mentre lo scarico massimo previsto (anche sotto forma di ossido) dal 
camino  di 80 m di  ESSOR  corrisponderebbe a una dose inferiore di 1 rem. 

1.13 
.9. Programmazione e risorse 
Nell'ipotesi di una decisione positiva del Consiglio il laboratorio del 
tritio  potrebbe essere realizzato nelle seguenti fasi: 
A) Preparazione del rapporto preliminare di sicurezza da  trasmettere 
con richiesta di "modifica della licenza  ESSOR"  al Ministero del­
l'industria e del commercio; 
B) approvazione della richiesta da  parte  delle  autorità  responsabili 
della sicurezza ed individuazione degli aspetti concernenti la 
sicurezza  ("progetti  particolareggiati"); 
C) progetto esecutivo del laboratorio (escluse le apparecchiature  spe­
rimentali ); 
D) costruzione e montaggio delle  strutture  e dei componenti; 
E) collaudi funzionali e rilascio della licenza d'esercizio; 
F) preparazione delle apparecchiature sperimentali. 
Le fasi da C a E verrebbero realizzate da uno studio esterno di 
architetti-ingegneri il cui compito  sarà  di allestire il laborato­
rio (ad esclusione delle apparecchiature scientifiche). 
Il personale del CCR richiesto per la supervisione di  tale  contratto 
e per  l'attuazione  delle fasi A e B  sarà  composto inizialmente da due 
laureati  e da un adeguato numero di tecnici. Una volta completata 
la costruzione  dell'unità  e ottenuta la licenza di esercizio a freddo 
verranno ad aggiungersi  altri  tecnici e operatori fino ad un massimo 
di circa 14 persone tra cui meccanici,  periti  elettronici e speciali­
sti degli impianti di ventilazione. 
Contemporaneamente, si  procederà  alla progettazione, preparazione e 
collaudo  delle apparecchiature specifiche necessarie per la ricerca 
(punto  F). Tale compito  verrà  assegnato ai gruppi che nel CCR già si 
occupano  delle misure H/D nel quadro dello studio sui procedimenti di 
manipolazione del  tritio  (programma "Sicurezza della fusione"). 
Su tale  base l'organico complessivo necessario quando il laboratorio 
sarà  operativo è valutato ad un massimo di 25 persone, di cui 7 lau­
reati. Tali cifre non tengono ovviamente conto dei gruppi scientifici 
e tecnici esterni eventualmente interessati alla realizzazione di espe­
rimenti  specifici nel laboratorio di Ispra. 
La tabella 2 mostra i tempi di realizzazione previsti per le fasi 
da A a F unitamente all'organico complessivamente assegnato al labora­
torio (per tener conto del supporto e delle spese generali del CCR, è 
stato applicato un  fattore  2,2 al personale di  solo  laboratorio pre­
cedentemente indicato). 

1.14 
TABELLA  2 
TEMPI DI REALIZZAZIONE E  PERSONALE  DEL LABORATORIO DEL  TRITIO 
1 2 Ann i 
3 4 5 
A 
B 
C 
D 
E 
F dappoi  to preliminare di  sicurezza 
Approvazione  del rapporto preliminare di *• sicurezza 
Hrugttto.esocL.tivu  - selezione  dei .contratti 
• el aborazionedei  progetti 
Costruzione  • Montaggio  - sei  ez.'dei  costrutt. -
• costruz.  • Montaggio 
Co)Iaud  i 
Appai  er. n i sperimentali  - progetti 
- preparazione 
- prove fredde 
- installazione, 
prove  calde B» < 
C »r-
F » c « < 
D — 
D · 
——— · E < 
Organico  - da A a E 
- F 8 
6 20 
6 20 
10 22 
17 30 
25 
Totale 14 26 30 39 55 
Uno studio di engineering esterno sta procedendo ad una valutazione preli­
minare dei costi i cui risultati saranno resi noti entro il 15 settembre. 
2.10. Conclusioni 
Dall'analisi  effettuata  risulta quanto siano complessi i problemi posti dal­
la presenza di  tritio  nel ciclo del combustibile dei  reattori  a fusione. 
I dati  e le informazioni già disponibili o che ci si  attene  dai lavori co­
perti  da segreto non sembrano sufficienti per risolvere  tali  problemi. E' 
pertanto necessario organizzare un valido programma sperimentale per  soddi­
sfare requisiti di NET e dei  reattori  di potenza di grandi dimensioni. 
Su tale  base si è mostrato che un laboratorio per la manipolazione del tri­
tio installato ad  Ispra  potrebbe contribuire in modo significativo all'im­
pegno  europeo in questo settore. Il suo obiettivo principale sarebbe quello 
di fornire una base per la prova di componenti e di procedure operative in 
vista della progettazione e della costruzione di NET. Tale obiettivo potreb­
be essere conseguito nel modo seguente: 
- verificando sperimentalmente le teorie  relative  al ciclo del combustibile 
e al funzionamento del  reattore,  conformemente alle proposte che verranno 
formulate dalle associazioni europee e dal gruppo che si occupa di NET; 

I. 15 
- continuando L'attività sul  tritio  avviata presso il CCR nel quadro del 
programma "Tecnologia delLa fusione". 
Ciò comporterà una  stretta  collaborazione con i centri di ricerca europea 
sulla  fusione e con il gruppo NET a  partire  dalla fase di progettazione, 
analogamente a quanto si è  fatto  in altri  settori di  attività,  riguardanti 
le tecnologie della fusione, alle quali partecipa il CCR. 
Per far questo si darà particolare importanza all'esperienza sugli aspetti 
della sicurezza operativa connessi con il  tritio,  un compito che è in ar­
monia con la missione generale del CCR, come recentemente approvato dal 
Consiglio  dei ministri. 

Le frecce più corte 
indicano perdite do­
vute a fughe e a 
decadimento 
In un  reattore  in condizioni di 
autosostentamento delia reazione: 
1 P3> q 
Fig.l  : Schema del  ciclo  del tritio  in un  reattore  a fusione Fig.2  : Disposizione dei locali del laboratorio del  tritio 

Fig.  3 :  Disposizione generale degli edifici del compiè'sso  ESSOR 

I. 18 
3. RELAZIONE PRINCIPALE 

1.19 
3.1. Osservazioni sui reattori a fusione con funzione di superconvertitori 
Un reattore a fusione da 1 GWe brucia 120 Kg di  tritio  aLL'anno. IL  tritio  com­
plessi  vamente prodotto neL 1980 dai reattori CANDU (circa 6 GWe installati) è 
stato di 1,4 Kg. E' quindi evidente che, per poter svolgere un ruolo significa­
tivo nell'economia energetica, l'energia da fusione deve essere autosufficiente. 
A tal fine ogni reattore deve produrre  tritio  in quantità  maggiore di quella ri­
chiesta  per alimentare il plasma. Tale  eccesso  deve servire per: 
- ricaricare il reattore dopo alcuni anni di funzionamento; 
- compensare le perdite dovute a fughe e a decadimento radioattivo; 
- rifornire i nuovi impianti di potenza. 
Il tasso teorico di conversione del  tritio  (TBR) necessario per conseguire que­
sti obiettivi è di 1,05. Vi  sono  motivi per ritenere che  tale  valore non  potrà 
essere  raggiunto agevolmente e  condizionerà  in modo determinante la concezione 
globale  del reattore. La tabella 1 riassume i parametri fondamentali del  ciclo 
del tritio  per INTOR e per un reattore di potenza a fusione. 
TABELLA  1 - Bilancio del tritio nei reattori a fusione 
Portata 
(g/d) Quantità 
presente 
(Kg) Quantità 
bruciata 
(Kg/a) Rapporto  di 
conversione 
INTOR (1) 1600 
Reattore di po­
tenza (2)  8000 5-6 
10-20 12 
120 0.6-0.7 
1.05 
(1) Fase III,  disponibilità: 
(2) 1000 MWe,  disponibilità: 50% 
80% 
La fig. 1 mostra le principali  unità  e fasi di trattamento del  ciclo  del combu­
stibile di un reattore a fusione. 
I rettangoli rappresentano le fasi del trattamento, mentre le circonferenze rac­
chiudono  le unità  del reattore in cui fluisce il tritio. Le frecce uscenti dalle 
varie parti del sistema servono per indicare le perdite dovute a fughe e decadi­
mento radioattivo.  Affinché  il TBR sia maggiore  dell'unità  la portata di  tritio 
all'ingresso  nell'unità  di stoccaggio deve essere superiore a quella in ingresso 
nel plasma, tenuto conto delle varie perdite. Negli impianti militari per la 
produzione  del  tritio  non esiste una camera del plasma, né si procede al  tratta­
mento del combustibile esaurito o al recupero del  tritio  dal refrigerante. Non 
esistono  inoltre limitazioni dello  stesso  genere quanto al TBR. 
In entrambi i  casi  per ottimizzare il  ciclo  del  tritio  è necessario minimizzare 
i rischi radioattivi e le fughe, ma nel  caso  di un reattore a fusione, si  potrà 
ottenere un TBR maggiore di 1 soltanto attraverso un'accorta riduzione del  deca­
dimento radioattivo, che si può ottenere minimizzando le  quantità  in gioco ed i 
tempi di ritrattamento. 
Questa  descrizione generale è sufficiente per mostrare come nel  ciclo  del  com­
bustibile al  tritio  di un reattore a fusione esistano alcune  unità  di trattamen­
to e numerosi fenomeni fisici e componenti che non trovano riscontro nella tecno­
logia  finora sviluppata e richiedono pertanto  un'attività  specifica di RSS. 

LE FRECCE PIÙ' CORTE 
INDICANO  PERDITE  DO­
VUTE A FUGHE </ E A 
DECADIMENTO 
IN UN REATTORE IN CON­
DIZIONI  DI AUTOSOSTENTA­
MENTO DELLA REAZIONE 
P1 +  p2-+  p3> q 
Fig.  1 - Schema del ciclo del  tritio  in un  reattore  a funzione 

1.21 
3.2. I problemi del  tritio  in NET e nei  reattori  di potenza 
3.2.1.  Introduzione 
La presenza di  tritio  svolgerà  un ruolo fondamentale nel  Next  European Torus. 
E' importante quindi individuare i problemi sollevati da  tale  elemento in 
questo  tipo di macchina e valutare quali  attività  di ricerca e sviluppo deb­
bano essere svolte durante le varie fasi di progettazione, costruzione e fun­
zionamento. La soluzione dei problemi posti dal  tritio  in NET  sarà  valida in 
gran parte anche per i  reattori  di potenza a fusione.  Infatti,  tutti  i prin­
cipali sistemi al  tritio  delle centrali di potenza saranno già presenti nel 
NET,  mentre vi saranno alcune differenze dovute alla temperatura di funzio­
namento (che è maggiore in un  reattore  di potenza) o al tempo di irraggia­
mento, in  altri  fenomeni, per esempio la permeazione attraverso la prima pa­
rete  di contenimento e le strutture del mantello fertile. Si  avrà  inoltre 
un aumento delle dimensioni di componenti di base quali pompe, valvole, 
ecc.  Le ricerche connesse al NET dovrebbero comunque consentire di estrapo­
lare i risultati  ottenuti  ai reattori  di potenza. 
Poi che una va lutazione completadi questi problemi è stata gi à  effettuata  durante 
lo studio del progetto INTOR (rif. 1-2), faremo ampio riferimento a  tale  lavoro 
per individuare i punti critici e le esigenze di ricerca e sviluppo. 
I principati argomenti da studiare  possono  essere suddivisi nel modo seguente: 
- permeazione, contenuto e degassaggio del  tritio  nei materiali strutturali 
(prima parete e componenti del  reattore); 
- sistemi connessi alle varie fasi del  ciclo  del combustibile (recupero del 
tritio  dal plasma esaurito, dal refrigerante e dal mantello fertile; rica­
rica,  depurazione dei  rifiuti  e loro smaltimento); 
- contaminazione del  reattore  durante il funzionamento a regime, in fase di 
manutenzione e in  caso  di incidente; 
- trattamento  e smaltimento dei rifiuti. 
Nei paragrafi seguenti si  accennerà  brevemente allo "stato dell'arte" in que­
sti settori e si valuteranno successivamente l'impegno sperimentale e i rela­
tivi  tempi di attuazione richiesti per soddisfare le esigenze imposte dal 
progetto ingegneristico e dalla costruzione del NET. 
3.2.2.  Permeazione e contenuto di  tritio  nei materiali strutturali 
La permeazione del  tritio  attraverso la prima parete di contenimento, i li­
mitatori  o i collettori del divertore è controllata dalla impiantazione del 
flusso  di neutri con scambio di carica in  prossimità  della superficie, dal­
la ri combinazione di questi atomi in molecole nell'interfaccia fra plasma 
e prima parete e refrigerante e prima parete e dalla diffusione nella massa 
della parete. 
Nelle regioni in cui non si ha impiantazione del  tritio  (come ad esempio 
nei condotti di raffreddamento del mantello  fertile),  il modello che rappre­
senta il fenomeno è alquanto più semplice in quanto la permeazione è  con­
trollata da fenomeni fisico-chimici meglio conosciuti. 
Nei modelli utilizzati per il calcolo dell'impiantazione del flusso di neu­
tri con  scambiò  di carica, le condizioni al  limite  della superficie  sono 
caratterizzate da una costante di ri combinazione che dipende dall'energia 
di attivazione per la migrazione, dal calore della soluzione e dalla costan­
te di Sievert. 

1.22 
IL grado di pulitura della superficie è espresso da un coefficiente di aderenza mo­
lecolare.  Sulla parete dal Lato deL refrigerante la presenza di strati di  ossido 
e di idrogeno prodotti dalla decomposizione radiolitica dell'acqua dà origine a 
una situazione superficiale complessa rappresentata approssimativamente da una ci­
netica di soia ri combinazione o da condizioni di sola diffusione. La diffusione 
all'interno dello strato è descritta da un coefficiente di diffusione dipendente 
dal La temperatura e che tiene conto anche di un gradiente termico  (effetto  Soret). 
Due aLtri parametri, la concentrazione delle trappole e l'energia di scarico per­
mettono di tener conto del danno neutronico alLa parete. 
In INTOR i tassi di permeazione calcolati per la prima parete (superficie parete 
in acciaio inossidabile: 400 m2, T. :  200-300°C,  T :  100°C,  t = 
interna esterna 
0,5-1,3  cm) coprono una gamma di valori molto ampia, compresa tra 10 e 0,2 g/d. 
I valori più elevati di  tale  parametro corrispondono ad una superficie interna 
sporca  e ad una superficie esterna pulita (cioè basso tasso di ri combinazione sul 
lato del plasma ed elevato tasso di ri combinazione sul lato del refrigerante). 
Analogamente, il contenuto di  tritio  nella prima parete dipende dagli  effetti  del­
la ricombinazione dell'intrappolamento. Nel caso di INTOR una stima fornisce va­
lori compresi da 0,7 a 7 kg. Sia la permeazione che La quantità di  tritio  diminui­
scono  al diminuire dello spessore della parete e sono solo marginalmente influen­
zate  da variazioni del ciclo di Lavoro. Per quanto riguarda i collettori del di-
vertore ed i limitatori, sono stati  trovati  valori di permeazione e contenuti del 
tritio  delLo stesso ordine di grandezza di quelli del caso precedente. 
L'importanza relativa deLla permeazione del  tritio  e del suo intrappoLamento nella 
parete dipende strettamente dalla temperatura della superficie esterna  (lato  refri­
gerante). Nel caso di INTOR  tale  temperatura è bassa  (100°C),  mentre in un  reat­
tore di potenza sarà molto più alta (circa 300°C) e La permeazione del  tritio  nel 
refrigerante aumenterà notevolmente a spese forse della parete. Nel caso del NET 
il problema della temperatura del refrigerante della prima parete, che dovrebbe 
situarsi tra i 100 e i  300°C,  non è ancora stato risoLto. A taLe  scopo  è necessaria 
una serie di ricerche sperimentali su un'ampia gamma di temperature per entrambi 
i Lati della parete. 
La questione del degassaggio del  tritio  durante il tempo di sosta del funziona­
mento pulsato e dopo lo spegnimento deL  reattore  è stata riconosciuta come una 
delLe  più critiche. IL rilascio di D e T durante il tempo di attesa influenzerà 
le condizioni di vuoto e di conseguenza l'azione di pompaggio. La camera a vuoto 
dev'essere  portata alLa pressione di preaccensione (circa  IO""-*  torr);  contempo­
raneamente le perdite di gas daLle pareti devono essere ridotte a un livello  tale 
da non influenzare apprezzabilmente La miscela D-T durante l'innesco della  coi— 
rente ed il riscaldamento ohmico. I calcoli  effettuati  nel corso dello studio 
INTOR hanno mostrato che a seconda delle ipotesi formulate per i meccanismi di 
desorbimento del gas e per le condizioni delLa superficie  tali  requisiti possono 
o meno essere soddisfatti. Le stesse incertezze sussistono nel caso dello spe­
gnimento del reattore. E' fondamentale conoscere il tasso di degassaggio per sta­
bilire le modalità delle operazioni da  effettuare  (tempo di attesa, mantenimento 
a temperatura, pompaggio) prima di estrarre i componenti del  reattore  dall'inter­
no del contenitore a vuoto. Da una prima serie di calcoLi risulta  infatti  che la 
quantità  di tritio  trattenuta  dalla prima parete può essere notevolmente ridotta 
per dagassaggio. La permanenza per 100 ore a 350°C determinerebbe la fuoriuscita 
del 90% circa del  tritio  intrappolato in una prima parete di acciaio inossidabiLe 
di 13 mm. Va  tuttavia  detto che  tali  risultati devono essere riesaminati in quan­
to non si è tenuto conto né degli  effetti  di ri combinazione né di quelli di in­
trappolamento. 

1.23 
3.2.3.  Sistemi__di__trattamento_d 
Sistemi del vuoto e pompaggio 
In NET e nei  reattori  di potenza è necessario un certo numero di sistemi 
sotto vuoto e molti dovranno funzionare in presenza del  tritio.  Si tratta 
in particolare dei sistemi di  trattamento  del plasma esaurito, di riscalda­
mento (iniezione di  neutri)  e di recupero del  tritio  dal mantello fertile. 
Una valutazione delle prestazioni del sistema a vuoto del toro è stata ef­
fettuata  per la  fase—1  di INTOR  (rif.3).  Tale sistema ha due funzioni: 
- creare il vuoto nella camera del toro riducendo inizialmente la pressione 
nominale fino a 10-7 torr per permettere il primo avvio, successivamen­
te a circa  3.10~5  Torr da mantenere durante il tempo di sosta; 
- scaricare una quantità di gas uguale a quella necessaria per la ricarica 
durante il tempo di combustione. 
E' stato calcolato che per la pulitura prima dell'avvio è necessaria una 
velocità  di pompaggio nominale di 10 l/sec, mentre durante il tempo di at­
tesa e quello di combustione si devono raggiungere circa i 4.10 l/sec. 
Nell'ipotesi che si disponga di 12 unità di pompaggio ciascuna di esse do­
vrebbe pertanto avere una potenza di circa 3.10^ l/sec. Per quanto riguarda 
il tipo di pompa da utilizzare, si è proposto di ricorrere a criopompe 
compound  dotate di assorbenti microporosi sui pannelli di crioassorbimen-
to, per l'estrazione del plasma esaurito durante la fase di combustione, e 
di far uso di pompe turbomolecolari o meccaniche prima dell'avvio e durante 
il processo di pulitura. I più importanti problemi da risolvere per le crio­
pompe  sono: 
- la velocità di pompaggio dell'elio (rispetto a quella di D e T); 
- il carico termico e gli  effetti  delle radiazioni; 
- l'accumulo di  tritio  nei criopannel li. 
I problemi delle pompe turbomolecolari sono l'estrapolazione delle Loro pre­
stazioni a LiveLlo industriaLe (La massima portata  attuale  è di  3,5.10-^ 
l/sec), gli  effetti  deL campo elettromagnetico e la Loro compatibilità col 
tritio  (assenza di oli e grassi). Lo stesso può dirsi delle pompe meccaniche 
e anche gli  altri  si stemi sotto vuoto presenteranno problemi di pompaggio 
analoghi. 
Trattamento del plasma esaurito e del fascio di neutri 
Per il trattamento  del plasma esaurito estratto dalla camera a vuoto del 
toro attraverso i condotti del divertore e dei limitatori, sono stati pro­
posti  vari processi.che comprendono  tutti  tre fasi principali: 
- la purificazione del gas, 
- la separazione dell'He, 
- la separazione degli isotopi dell'idrogeno. 
Nello studio della fase HA di INTOR (rif.4)ègià stato proposto undiagramma 
di flusso per i sistemi di  trattamento  del plasma esaurito e del fascio di 
neutri. Secondo  tale  schema i due flussi provenienti dal toro e dagli iniet­
tori  del fascio di neutri vengono purificati per passaggio attraverso trap­
pole fredde (si possono anche usare membrane o assorbenti metallici di pal­
ladio-argento). H, D, T vengono liquefatti in un condensatore, mentre l'He 

1.24 
gassoso  v >ne separato ed inviato verso  altre  linee di  trattamento  (per esempio, 
verso  il sistema di recupero dal mantello  fertile).  Gli isotopi dell'idrogeno ven­
gono  separati in colonne di criodistillazione che possono essere collegate ad al­
tri sistemi di  trattamento  quali le unità di recupero dal mantello o di  ritratta­
mento del refrigerante. 
Un altro sistema alternativo proposto per il ri  trattamento  del plasma esaurito (cfr. 
cap.  5) è l'ossidazione a (H, D, T)^ 0 in un ri combinatore catalitico, dopo aver 
separato le impurezze, e successivamente l'invio al circuito di separazione degli 
isotopi  dell'idrogeno, in cui il flusso liquido viene inviato in modo intermitten­
te in una cella elettrolitica di separazione, dove una frazione degli isotopi ricca 
in protio viene elettrolizzata. Gli isotopi  gassosi  vengono separati per gascroma-
tografia. Il residuo non elettrolizzato, costituito essenzialmente da DTO, viene 
inviato in una seconda cella elettrolitica a basso contenuto di liquidi per essere 
trasformato in D, T. 
Alimentazione del combustibile 
In INTOR il combustibile può essere introdotto nella camera del plasma per insuf-
flaggio  intermittente  di gas  (puffing)  o mediante un sistema di iniezione di pellet. 
L'immissione  del gas può avvenire attraverso 12 aperture ed il controllo del flusso 
del gas utilizzato può essere continuo o  intermittente.  Due iniettori del combusti­
bile sotto forma di pellet sono situati in zone opposte del toro. Alcune valvole 
distributrici telecomandate regolano l'affluenza del gas combustibile ai  disposi­
tivi  di liquefazione situati all'interno dell'iniettore schermato del combustibile. 
La velocità di progetto per l'iniezione di pellet è di 2 x 10-3 ms~^ (si possono 
usare iniettori pneumatici o centrifughi a seconda del loro grado di sviluppo. 
Recupero  del  tritio  dal mantello 
Materiali  fertili  solidi 
Nel progetto orientativo di INTOR  (Li-,0  come materiale  fertile  a 400-600°C,  acqua 
come  refrigerante), il  tritio  verrebbe estratto utilizzando  l'elio  come gas di tra­
scinamento  (rif.4).  Unflusso di raffreddamento di,elio incontrocorrente emergerebbe 
dal mantello  fertile  ad una temperatura di circa 600°C contenendo  tritio  ad una 
pressione  parziale di circa 0,1 Pa. L'analisi di progetto è stata basata sull'ipo­
tesi di ricuperare giornalmente  tutto  il tritio  prodotto nel mantello (50 g/d); la 
corrispondente  portata di elio sarebbe di  7.800  m3/h ripartita nei 12 segmenti di 
mantello previsti dal progetto. Il  tritio  verrebbe dapprima completamente ossidato 
su un letto  catalitico (= 200°C) e successivamente raffreddato alla temperatura 
dell'azoto liquido per intrappolarlo in acqua  triziata  congelata. L'elio verrebbe 
riscaldato a circa 400°C prima di essere reintrodotto nel mantello. L'acqua tri­
ziata congelata riassumerebbe successivamente lo stato liquido per essere decomposta 
in una cella elettrolitica. Il  tritio  verrebbe quindi inviato alla linea di  trat­
tamento del plasma esaurito per essere separato dagli  altri  isotopi, mentre  l'ossi­
geno  ritornerebbe al  letto  catalitico. 
Lo schema precedente è stato messo a punto per il caso in cui  l'elio  fosse utiliz­
zato soltanto per il recupero del  tritio  e l'acqua per il raffreddamento. Sono sta­
te tuttavia  elaborate anche proposte in cui  l'elio  svolgerebbe entrambe le funzio­
ni, in particolare per i sistemi dei  reattori  di potenza (rif. 5). Anche in questo caso 
si può prevedere un processo di estrazione del  tritio  dal gas simile al precedente; 
si andrebbe però incontro a difficoltà più gravi create dalla più elevata pressione 
e dalla maggiore portata dell'elio refrigerante oltre che dalla minore concentra­
zione di  tritio  e di T.,0 nel refrigerante e dall'opportunità di evitare che  l'elio 
raggiunga temperature troppo basse nel sistema di estrazione pregiudicando il rendi­
mento termoidraulico della produzione di energia elettrica. 

1.25 
Materiati  fertili  liquidi 
Sono  stati proposti diversi processi di recupero del  tritio  da materiali  fertili 
liquidi,  in particolare dal ^i^Pbg^, che appaiono particolarmente  attraenti  per 
le applicazioni del NET. In  tali  processi si ha un pompaggio diretto dal materiale 
fertile, oppure si impiega un gas di estrazione a contatto col liquido. Una descri­
zione più dettagliata dei vantaggi e degli inconvenienti di questi metodi e della 
ricerca  necessaria per dimostrarne la fattibilità è fornita net capitolo 5. 
Estrazione  del  tritio  dal refrigerante 
Durante la valutazione del progetto INTOR sono stati studiati numerosi processi di 
estrazione del  tritio  dall'acqua e descriviamo qui di seguito i più promettenti: 
a) Scambio catalitico in fase vapore/distillazione criogenica (VPCE/CD = vapour 
phase  catalytic exchange/cryogenic distiLlation). IL  tritio  viene trasformato 
da componente dell'acqua leggera o pesante a semplice elemento in un  reattore 
di scambio catalitico. Per la separazione isotopica degli elementi si ricorre 
alta  distiL  lazione criogenica. 
b) Elettrolisi diretta/distillazione criogenica (DEL/CD = direct electrolysis/ 
cryogenic  distillation). L'acqua è  scissa  per elettrolisi in idrogeno ed  ossi­
geno.  L'idrogeno viene distillato in una colonna criogenica per la separazione 
isotopica.  Estratto il  tritio  l'idrogeno viene ricombinato con l'ossigeno pro­
veniente dalla cella elettrolitica e reimmesso net circuito di raffreddamento. 
c) Elettrolisi e scambio catalitico combinati/distillazione criogenica  (CECE/CD  = 
combined  electrolysis catalyc exchange/cryogenic disti llation). In questo caso 
l'elettrolisi e la catalisi permettono una prima separazione isotopica e produ­
cono  idrogeno allo stato elementare; il processo viene successivamente comple­
tato  da una distillazione criogenica. 
d) Distillazione de11'acqua/elettroli si/distillazione criogenica (WD/EL/CD =  water 
distiLlation/electrolysis/cryogenic  disti l lation). Per distillazione dell'acqua 
si ottiene un'acqua leggermente arricchita che alimenta una cella elettrolitica. 
L'idrogeno elementare ottenuto è inviato in un sistema di distillazione crioge­
nica  per la separazione isotopica finale. 
Si è proceduto ad uno studio comparativo di questi processi assumendo per il tri­
tio una permeazione di 10^ Ci/d (0,1 g/d) attraverso la prima parete e una concen­
trazione dello stesso elemento nel refrigerante di 1 Ci/l per un corrispondente vo­
lume  trattato  di 1.000 l/d. 
Tale confronto ha fornito i seguenti risultati: 
- il CECE/CD  ed il WD/EL/CD sembrano essere i processi più promettenti sotto il 
profilo economico; 
- il CECE/CD  riduce il contenuto di  tritio  nell'acqua a livelli  tali  da permetter­
ne lo scarico incondizionato nell'ambiente; inoltre, potendo essere alimentato 
con liquidi contenenti  tale  elemento in diverse concentrazioni, consente di agire 
contemporaneamente su più sistemi. Per contro, due inconvenienti sono la  limitata 
esperienza di funzionamento e la necessità di  trattare  inizialmente acqua in cui 
la concentrazione di  tritio  è più elevata che negli  altri  processi; 
- il WD/EL/CD ha il vantaggio di offrire un'esperienza commerciale pluriennale 
nella produzione di acqua pesante. Questo processo può  trattare  acque a diverse 
concentrazioni di  tritio.  Nel progetto utilizzato per l'analisi economica la 
concentrazione di  tritio  nell'acqua sarebbe  tale  da non consentire uno scarico 
indiscriminato nell'ambiente. Tale scarico sarebbe possibile soltanto reiterando 
il trattamento; 
.../... 

1.26 
- La fattibiLità del  DEL/CD  è confermata dall'esperienza pratica ottenuta 
con l'elettrolisi dell'acqua a basso tenore di  tritio  e con la distilla­
zione criogenica degli isotopi delL'idrogeno, sebbene questi due procedi­
menti non siano stati utilizzati insieme su larga  scaLa; 
- iL  VPCE/CD  non sembra adatto alla purificazione dell'acqua leggera a bas­
so contenuto di tritio. Potrebbe invece risultare interessante se iL re­
frigerante del sistema deLla prima parete fosse l'acqua pesante. 
3.2.4.  Effetti delLa contaminazione da  tritio  durante il normale funzionamento 
in fase di manutenzione ed in  caso  d'incidente 
Sistemi di decontaminazione deLla sala del reattore 
La determinazione delLa concentrazione di  tritio  nei principali volumi del 
reattore (camera a vuoto, sala del reattore, ecc.) costituirà un aspetto 
importante del progetto di NET e servirà da riferimento per ottimizzare i 
vari componenti ed il funzionamento deL reattore, sia in condizioni norma­
li che in situazioni anomale. Una valutazione di prima approssimazione di 
tutte  Le fonti di  tritio  neLla  saLa  del reattore INTOR ha fornito i seguenti 
valori globaLi degli scarichi: 
- funzionamento normale 10-30 Ci/d 
- manutenzione fino a 103 Ci/d 
- incidente (rilascio unico) fino a 10^ Ci 
I criteri di sicurezza assunti per la contaminazione del  tritio  nel proget­
to preliminare di INTOR sono i seguenti: 
- 10.000  Ci/a scaricati nell'ambiente durante iL funzionamento normale; 
- 5.10~6  ci/m3  come massima concentrazione ammissibile per i lavoratori 
esposti  senza protezione. Questo limite può essere portato a  5.10"^  Ci/m3 
per i lavoratori equipaggiati con indumenti protettivi. 
Per soddisfare  tali  criteri è possibile ricorrere a varie strategie dipen­
denti anche da  altri  fattori  come il tempo minimo richiesto per gli inter­
venti umani dopo lo spegnimento del reattore. Nel fissare  tali  limiti  si deve 
inoltre tener conto anche delLe  altre  sorgenti di  radioattività,  soprattut­
to di quelle dovute alL'attivazione neutronica. 
Dalle prime valutazioni  fatte  durante Lo studio di INTOR (volume deLla sala 
del reattore»  1,5.10^  n»3) è emerso che: 
- Durante il funzionamento normale  l'aria  del Locale del reattore può essere 
ventilata direttamente verso il camino qualora gl i scarichi siano — 10 Ci/d. 
- Per perdite di  tritio  maggiori durante il funzionamento normale è invece 
necessario  un sistema di depurazione dell'aria triziata costituito da 
compressori,  preriscaldatori,  reattori  cataLitici e unità di post-raffred­
damento e deumidificazione. La portata ed i costi corrispondenti dipendono 
dalla concentrazione del tritio. Per esempio, per un'emissione di 30 Ci/d 
il costo di un sistema di depurazione dell'aria che soddisfi i  limiti  im­
posti  per i lavoratori nelLa sala del reattore  (5/jCi/m3)  è stato valutato 
a 75 mi l ioni di USD. L'aumento fino a 500/jCi/m3 del suddetto limite  con­
sentirebbe di ridurre i costi di un  fattore  10. In tal modo il costo  com­
plessivo,  per un periodo di funzionamento decennale, risulterebbe ri­
spettivamente di circa 200 e 16 milioni di USD. E' dunque preferibile ri­
durre per quanto possibile i voLumi di aria triziata da  trattare,  per 
esempio  mediante una suddivisione in più locali della sala del reattore. 

1.27 
- Un sistema di estrazione del  tritio  dall'aria che consentisse ai lavoratori 
di accedere nel  reattore  entro 24 ore dallo spegnimento per motivi di manuten­
zione o in seguito a incidente, sarebbe troppo caro e poco pratico. Per avere 
tempi d'intervento  così  brevi si dovrebbe anche aumentare di 1,5 m lo  spesso­
re della schermatura del toro rispetto allo spessore strettamente richiesto 
per proteggere le bobine superconduttrici dall'irraggiamento neutronico e gam­
ma. Una soluzione alternativa potrebbe essere l'impiego di indumenti protet­
tivi  per i lavoratori (che avrebbero comunque minore efficacia) o il ricorso 
alla manipolazione a distanza. 
Contaminazione del contenitore a vuoto del plasma e manutenzione delle strutture  
interne 
Come  precedentemente detto, la camera a vuoto del plasma  risulterà  contaminata 
dopo  lo spegnimento del  reattore  a seguito del rilascio di  tritio  dalle super-
fici interne e dell'attivazione neutronica delle sue strutture. In INTOR la  con­
taminazione attesa è di  40-100  Ci/cm3 nella prima parete  (pari  ad una dose al 
contatto di  10^rem/h)  e di 10 Ci/cm3 nelle strutture del mantello fertile, con 
un'attività  totale  dopo lo spegnimento di 10' Ci. E' possibile che una parte 
di essa  sia dovuta alle polveri prodotte dall'erosione (l'erosione di 1 mm della 
prima parete di INTOR produce circa 3 t di polveri). Le severe condizioni di la­
voro  della camera a vuoto del plasma richiederanno l'impiego di sistemi automa­
tici che permettano l'ispezione e la manutenzione a distanza.  Essi  devono  con­
sentire di riparare "in  loco"  e di sostituire piccoli componenti in qualsiasi 
punto della superficie interna della camera del plasma. Per riparazioni più im­
portanti o per la sostituzione completa di componenti del  reattore  sarà  invece 
necessario  smontare strutture di considerevoli dimensioni e di notevole peso 
(fino  a 150 t) e trasportarle nelle celle calde. In questo contesto gli aspetti 
che presentano maggiori  difficoltà  sono  i seguenti: 
- il funzionamento di sistemi di controllo e riparazione dei componenti interni 
del reattore  che offrano  possibilità  di visualizzazione e/o d'intervento  com­
pletamente automatico; 
- l'accoppiamento/disaccoppiamento di flangie saldate e bullonate; 
-il trasporto e il posizionamento preciso di componenti pesanti e di grandi 
dimensioni. 
Poiché  tutti  questi interventi riducono la  capacità  di contenimento, la manuten­
zione deve essere concepita in modo da ridurre al massimo il diffondersi della 
contaminazione dovuta al  tritio  e ai prodotti di erosione. Alcune soluzioni  sono 
l'impiego di canali provvisori o il trasferimento in contenitori a bottiglia 
tra i vari compartimenti (toro, celle calde, ecc.). -, 
Trattamento e smaltimento dei residui 
Residui  gassosi 
I residui  gassosi  provenienti dalle varie  parti  del  reattore  (camera del plasma, 
linee dei fasci di neutri, mantello fertile, sistema di accumulo del  tritio) 
devono  essere depurati dal  tritio  prima di essere scaricati nell'ambiente. Il 
sistema  di trattamento  deve poter operare su composti organici. Il  processo  pro­
posto  per INTOR prevede un  letto  di uranio (=  600°C)  sul quale l'acqua ed i 
composti  organici si trasformano in composti di uranio e in idrogeno. Quest'ul­
timo diffonde attraverso una membrana di palladio-argento ed è inviato al si­
stema di ri  trattamento  del plasma esaurito. I gas  così  depurati vengono  scari­
cati dal camino. 

1.28
Condizionamento dei componenti del reattore
La manutenzione dei componenti del reattore nelle celle calde comprende  
anche la loro decontaminazione e le procedure di estrazione del tritio  
in essi contenuto. In particolare il trattamento termico sotto vuoto può  
essere effettuato a temperature superiori a quelle consentite nel toro.  
Per lo smaltimento definitivo dei rifiuti solidi potrà essere necessaria  
una riduzione del loro volume per compattazione o per fusione.
3.2.5. Inventario_del_tri_ti_o
La tabella 1  mostra le varie quantità di tritio complessivamente presenti  
in INTOR - Fase Ilanelcaso di materiali fertili solidi. Per un'analisi  
più dettagliata delle singole voci bisogna tenere presente quanto segue:
- per quanto riguarda il sistema di trattamento del plasma esaurito il  
principale contributo è dato dalle unità di criodisti llazione (120 g),  
dalle criopompe (120 g) e dai serbatoi di accumulo del gas (120 g);
- il sistema di trattamento del mantello fertile contiene circa 1 kg di  
tritio di cui 700 g provenienti dalla trappola fredda ad azoto liquido;  
tale valore vale per il mantello solido;
- il sistema di alimentazione contiene 200 g (limite superiore);
- per materiati fertili liquidi, il contenuto di tritio è compreso fra  
100 e 200 g.
Durante gli studi su INTOR si è cercato di distinguere tra le quantità di  
tritio cosiddette "vulnerabili" e quelle "non vulnerabili" (rispettiva­
mente 1,4 kg e 2,9-4,3 kg secondo una prima suddivisione). Nelle analisi  
di sicurezza l'emissione massima nell'ambiente considerata accettabile  
in caso d'incidente è di 10 g. Ma oggi tale cifra ci appare troppo otti­
mistica.
Tabella 1  - Inventario del tritio (materiale fertile solido) - INTOR -
Fase Ila
Plasma esaurito e iniettori di neutri 370 g
Tritio "fertilizzato" 746 g
Tritio estratto dal refrigerante primario 65 g
Rifiuti Nonvalutato
Atmosfera 1 g
Iniettori di neutri e alimentazione del toro 245 g
1.427 g
Serbatoi di accumulo 2.300 g
Mantello fertile 500 - 1 .000 g
Prima parete 100 - 1 .000 g
TOTALE 4.330 - 5 .730 g

- 1.29 -
3.2.6. Ca L  enda rio_de Ll^e_a11 i_vi_tà_d^_R&S
Supponendo che i  tempi di realizzazione del NET siano i  seguenti:
.  inizio del progetto ingegneristico: 1987 - 1988  
.  inizio della costruzione: 1992 - 1993  
.  messa in esercizio: 1998 - 1999
il calendario delle attività di R&S connesse con i  problemi del  
tritio potrebbe essere il seguente:
.  raccolta delle informazioni di base sui dati di simulazione per  
H/D relativi alla permeazione, ai processi del ciclo del combu­
stibile, ecc.: 1984 - 1986  
.  controllo sul tritio di questi dati: 1986 - 1989;
.  messa a punto dei componenti di grandi dimensioni: 1985 - 1993  
.  prova del sottosistema NET con tritio: 1988 - 1993  
.  sviluppo di sistemi per lo smaltimento dei residui: 1989-1995
Bibliografia
(1) G . C a s in i (E C ), D . L e g e r  (E C ), R o g ers (U S A ), C . S h a tn lc r / (U S S R ), T . S u zu k i { a p a n ), IN T O R ,
Phase Il-a, Final Report, Ch.3: Tritium and Blanket, In  p u b b l icaztona.
12) European Contribution to [NTOR, Phase Il-a, Ch.S, Tritium, Blanket and Safety, edited by  
G.Casini.P. Rocco, EUR FU BRU/XI1-132/82/EDV 30 ( dicem bre 1982).
(3) European Con'ribution to INTOR, Phase 1 ,  C h. XI, Vacuum and Tritium  Systems, edited by  
" "b.LegcrandF. R e ite r ,, FUR FU BRU/XII-132/82/EDV 2 ( aprile 1982).
(4) D . L ayer, M  J H . Plouzcnncc, INTO R Tritium Systems C E A  report DCAEA/SECF/82-103/DL/.AM,  
June 1982 (citato anche nel rlf. 2).
(5) C  onceptual D esign of an Electricity Generating Tritium  Breeding B lanket Sector for 1NTOR/NET,  
edited b y Bond and P . Reynolds, NET-contract 035/81-12/FU (UK), fin al report (m aggio 1983).

1.30
3.3. Know-how disponibile e attività in corso
Le conoscenze di cui si dispone sui problmei del tritio ed in particolare  
sulla tecnologia di questo elemento derivano essenzialmente dalle esperien­
ze operative dei reattori a fissione (soprattutto ad acqua pesante ed HTGR)  
e dal confinamento e condizionamento delle acque scaricate dagli impianti di  
ritrattamento del combustibile di tali reattori; sono invece ancora limita­
te le informazioni provenienti dalle applicazioni militari.
Nei paragrafi seguenti si analizzerà brevemente lo stato delle conoscenze  
sul tritio e si illustreranno le principali attività di ricerca connesse  
con la fusione attualmente svolte o previste in Europa o nel resto del mon­
do.
3.3.1. §sgeri^nza_derwante_dai_reattO£ 2_a_fiss^one
Negli impianti ad acqua pesante il tritio è prodotto nel moderatore per  
assorbimento neutronico. Ciò pone dei problemi di manipolazione e di trat­
tamento di considerevoli volumi di acqua triziata. In questo settore si è  
acquisita notevole esperienza sia in Europa che in altre parti del mondo  
(soprattutto in Canada). Presso il reattore ad alto flusso di Grenoble fun­
ziona un sistema di estrazione del tri t io da11 'acqua pesante con una capa­
cità massima di 160.000 Ci/a basato su un processo sviluppato dal CEA. La  
separazione degli isotopi dell'idrogeno avviene per criodisti l  lazione. Gra­
zie al know-how acquisito attraverso il funzionamento di questo impianto  
questa tecnica raccoglie attualmente le preferenze per la separazione ed il  
recupero del tritio nei reattori a fusione (rif. 1)
Negli HTGR il tritio si forma nel refrigerante primario He, e passa pai—  
zialmente attraverso le pareti degli scambiatori di calore raggiungendo  
l'acqua del generatore di vapore in cui si mantiene a livelli accettabili  
senza rendere necessario alcun particolare processo di purificazione. Nel­
l'impiego degli HTGR come fonte di calore per la produzione di vettori ener­
getici (idrogeno, idrocarburi) la velocità di permeazione del tritio deve  
essere ridotta per motivi di sicurezza. Le prove effettuate presso il KFA  
di Julich hanno mostrato che rivestendo l'acciaio ferritico con uno strato  
di ossido era possibile ottenere un fattore di riduzione di circa 100. Tali  
pellicole di ossido sono tuttavia poco stabili ai cambiamenti di temperatura.  
Un comportamento migliore è stato riscontrato nei rivestimenti di Incoloy.
Il tritio è anche un sottoprodotto delle attività elettronucleari in cui di­
venta fattore di preoccupazione al momento del ritrattamento del combustibi­
le esaurito degli LWR. La tabella 1  riassume le quantità di tritio ed il  
volume di residui prodotti in un impianto di ritrattamento. Va ricordato che  
le attività di ricerca sul trattamento, condizionamento e smaltimento delle  
acque di scarico triziate sono state ripartite tra i  paesi membri della CE  
con il "Programma di azioni indirette", svolto nel quadro del programma  
"Gestione e deposito dei residui radioattivi" (0G XII), riassunto nella  
tabella 2.
Bibliografia
1. J. Chatoux, W. Eisermann, Atomwirtschaft, Voi. 14 (1969), 25-31.

1.31
Tabella 1  - Dati ipotizzati per la descrizione delle possibilità  
alternative di gestione dei residui contenenti tritTo
Capacità di ritrattamente»
Tenore di 3 h negli elementi di combustibile esaurito degli LWR  
Tenore di 3 h nei rivestimenti
Tenore di 3 h nel primo ciclo di estrazione per solventi  
Volume dell'acqua di scolo triziata (16 mCi/l)
Volume dell'acqua di scolo triziata dopo riciclo ed estrazione  
per lavaggio del 3 h (166 mCi/l)
Attività fi/y dell'acqua triziata (300 m3/a)
Inventario dei metalli pesanti presenti nell'acqua triziata (uranio)
(plutonio) 
(rapporto acqua/cemento)tU/a 1500
m Ci/a 1
M C I/a 0.5
M C i/a 0.5
m3/a 32·IO 3
m3/a 3000
m C i/l 0.1
g/m3 1
mg/m3 1
— 0.5
Tabella 2 - Contratti di ricerca sui residui contenenti tritio provenienti  
dal ri trattamento
Periodo del Contratto n. Contraente Contributo Tipo di attività
programma CCE (in mi­
gliaia di 
ECU)
1975-1979 090-78-7 WAS B CEN M ol 371· Separazione del'Tdagli effluenti acquosi
1980-1982 WAS-159-B (D) CEN M ol 393· I I
1983-1984 292* I I
1975-1979 088-78-1 WAS D KFK K arlsruhe  
TU K arlsruhe83·Arricchimento in T su cataliz. idrofobi
1975-1979 046-77-10 WAS D UKAEA H anvell 25·Immobilizzazione del T
1975-1979 075-79-7 WAS UIC »30·Immobil. del T per incorp. in solidi inorg.
1980-1984 KFK K arlsruhe 58'Caratterizzazione del materiale di rive­
stimento condizionato (rilascio di T)
3.3.2. Attivltà_di_suggorto_|oer_la_fusione  
Attività europee
Studi di progetto del funzionamento di JET con tritio
Il Joint European Torus dovrebbe funzionare con il tritio nella sua seconda  
fase di attività per poter eseguire studi sul regime del plasma termonucleare.  
A tal fine si intende utilizzare una miscela al 50/50% di deuterio e tritio;  
il numero di scariche previsto con questo tipo di plasma è di 104.
Tenuto conto del basso burn-up del combustibile e dei problemi connessi ad  
un suo ritrattamento fuori sito si è deciso di trattare in loco i  gas esau­
riti dopo ciascuna scarica prima di reimetterli nel toroide. In prossimità  
del JET verrà pertanto installato un impianto del tritio con le seguenti  
funzioni principali:
.  purificare i  gas provenienti dalla camera del plasma e dagli iniettori;  
di neutri;
.  effettuare la separazione isotopica.

1.32
Le caratteristiche operative dell'impianto che ne determinano la concezio­
ne sono le seguenti:
.  bassa produzione (circa 2 kg per tutta la durata)
.  breve durata (ci rea 2 anni)
.  compiti fissi
.  circuiti paralleli sostituibili senza interrompere il funzionamento  
.  manipolazione attiva dei componenti e deposito dei rifiuti disponibili  
fuori dal sito  
.  piccole dimensioni
.  impianti criogenici a vuoto ultraspinto e manipolazione a distanza dispo­
nibili presso JET. Si farà ampio uso di pompe criogeniche.
Il gas verrà purificato mediante trappole fredde che consentiranno di eli­
minare le impurezze gassose senza produrre rifiuti solidi.
Per la separazione isotopica si è scelta la cromatografia gassosa in quanto  
permette di ottenere la massima efficacia del processo e i  più bassi quan­
titativi di tritio.
L'intera unità di trattamento, compresa l'apparecchiatura di analisi dei gas,  
verrà sistemata entro scatole a guanti la cui atmosfera sarà trattata in con­
tinuo da due sistemi di depurazione. Di questi, il primo funziona sulle sca­
tole a guanti che hanno un'atmosfera molto contaminata, cioè quelle destina­
te alla riparazione e alla manutenzione, mentre il secondo opererà sulle  
scatole a guanti a bassa contaminazione, come quelle di trattamento.
La sala del tritio verrà normalmente ventilata da un sistema di ventilazio­
ne e di condizionamento dell'aria "di routine", mentre in caso di contami­
nazione entrerà in funzione un sistema di depurazione di emergenza. Tutti i  
sistemi di trattamento dell'atmosfera verranno collocati in "cassoni" e  
posti a diversi piani di un edificio il cui accesso sarà vietato ai lavora­
tori durante il funzionamento a impulsi della macchina. Si prevede la co­
struzione di un edificio annesso per i  servizi, i  laboratori, il controllo  
di processo e la sicurezza.
Il personale del JET sta attualmente mettendo a punto le specifiche parti­
colareggiate dell'impianto del tritio che comprenderà le seguenti unità di  
processo fondamentali:
.  circuito per l'estrazione delle impurezze chimiche attive dal toro e dai  
gas esauriti degli iniettori di neutri  
.  circuito per l'estrazione dell'elio  
.  circuito per l'estrazione del protio  
.  unità di separazione isotopica di T e D
.  sistema di accumulo degli isotopi dell'idrogeno così separati  
.  deposito dei rifiuti  
.  pompe 
.  valvole
.  strumenti per il controllo di processo e il monitoraggio delle quantità  
in gioco
.  interfacce input/output.
Attività di ricerca delle associazioni europee
Un programma di ricerca per lo studio dei problemi del tritio nello svilup­
po dei reattori di potenza a fusione è stato recentemente avviato dalla  
Commissione nel quadro del programma "Tecnologie della Fusione 1982-1986"

1.33
preparato dal comitato direttivo sulla tecnologia della Fusione (FTSC).  
Nell'appendice I sono indicati i  settori riguardanti il tritio per i  quali  
sono stati proposti contratti di studio dalle associazioni europee sulla  
fusione e lo stadio raggiunto dalle procedure di accettazione di tali pro­
poste.
I contratti riguardano:
- il sistema di purificazione del combustibile
- il recupero del tritio dal flusso di rifiuti
- i  rivelatori di tritio
- le celle elettrolitiche
-il sistema di decontaminazione
- lo sviluppo industriale di componenti di grandi dimensioni
- il recupero del tritio dal mantello (materiali fertili liquidi e solidi).
Le proposte si basano in generale sulle esperienze già acquiste nei reatto­
ri a fissione; in alcuni casi si fa riferimento a esperimenti specifici  
svolti nel quadro dell'attività sulla fusione prima del 1983 e agli studi di  
progetto svolti in Europa sui vari sistemi dei reattori a fusione.
Attività extra-europee
Laboratorio di Los Alamos
L'impianto TSTA è stato completato e collaudato con idrogeno. Il funziona­
mento con tritio è previsto per la fine del 1983. Gli obiettivi principali  
da conseguire mediante questo impianto sono i  seguenti:
- dimostrare il ciclo del combustibile per i  reattori di potenza a fusione  
a DT;
- sviluppare e valutare i  sistemi di protezione del personale e dell'ambien­
te;
- fornire una serie di apparecchiature che permettano di costituire una ba­
se di dati affidabile per i  sistemi di manipolazione del tritio;
- mettere a punto componenti compatibili con il tritio e affidabili a lungo  
termine.
Uno schema a blocchi dei sistemi di alimentazione del combustibile e di re­
cupero del plasma esaurito è rappresentato nella fig. 2; da esso risulta  
che i  principali sottosistemi richiesti sono:
- il sistema di vuotamento della camera del plasma mediante una pompa crio­
genica
- l'unità delle pompe di trasferimento
- il sistema di eliminazione di tutte le impurezze (He incluso) dal combu-  
stibile
- il circuito per la separazione degli isotopi dell'idrogeno mediante distil­
lazione criogenica
- l'unità di trattamento e smaltimento dei residui
- il sistema di iniezione del combustibile
- i  dispositivi di controllo della sicurezza e di monitoraggio
- l'unità di purificazione d'emergenza.
Sono collegati all'impianto anche altri sistemi o sottosistemi che svolgono  
le seguenti funzioni:

1.34
- simulazione delle impurezze
- iniezione di fasci d i neutri
- analisi dei gas
- acquis.izionere controllo dei dati generali
Nell'impianto in questione che tratta giornalmente 500 moli di DT, si considerano tre  
diversi livelli di contenimento del tritio:
- il primo livello è costituito dai materiali costruttivi del sistema in cui tale ele­
mento è presente;
- il secondo livello è costituito dalle scatole a guanti per i  principali componenti  
ed elementi del sistema di manipolazione del tritio;
- il terzo livello è costituito dall'ampio locale in cui la concentrazione del tritio  
è mantenuta al di sotto di 10-5 Ci/m da un sistema di depurazione normale e da uno  
di emergenza (che entra in fuznione in caso d'incidente).
In questo impianto, situato in un vecchio edificio di 3.000 m3, la quantità di tritio  
non dovrebbe superare i  200 g.
Altri laboratori statunitensi
IL Mound Laboratory ha recentemente concentrato la maggior parte delle attività di  
sviluppo della tecnologia del tritio sul suo contenimento e sul controllo dell'ambien­
te. I principali obiettivi sono:
- evitare qualsiasi fuoriuscita di tritio nell'ambiente e recuperare, per poterlo riu­
tilizzare, tutto il tritio scaricato all'interno del laboratorio,
- dimostrare il sistema CECE/CD di estrazione del tritio dall'acqua, una cella elet­
trolitica fabbricata dalla GE ha funzionato per molto tempo con una concentrazione  
di tritio di 10 Ci/cm3,
- mettere a punto un sistema di iniezione nel toro del TFTR,
- progettare contenitori per i  rifiuti liquidi contaminati al tritio.
Le principali attività svolte presso il Lawrence LL sono:
- il recupero del tritio dall'atmosfera mediante unitàdi ossidazione catalitica,
- lo sviluppo di assorbitori organici che in presenza dell'aria minimizzano la for­
mazione di acqua triziata estremamente pericolosa,
- la misurazione e l'intercorrelazione delle proprietà fisiche e chimiche degli iso­
topi e dell'idrogeno sotto i  30 K.
Presso il Princeton Plasma Physics Laboratory in previsione del funzionamento del  
TFTR con tritio si è destinato uno spazio alla costruzione di sistemi del tritio  
(fig. 3) che rispondono ai richiesti requisiti di accumulo in loco di tale elemento  
e non ne prevedono il recupero, la purificazione e la riutilizzazione. Conformemente  
alle prove del Mound Laboratory, l'alimentazione di tritio avverrà automaticamente  
e rapidamente per un massimo di 400 Curies o 0,4 g.s-1 in 15 ms. Numerose sono le pre­
cauzioni prese per creare barriere che impediscano il passaggio di particelle nel  
toro e dispositivi che permettano l'estrazione dell'He^ e delle impurezze. I compo­
nenti principali saranno in acciaio inossidabile 316 e saranno tutti saldati, ad ec-  
zione dei giunti per la manutenzione dei componenti stessi e per la sostituzione dei  
pezzi amovibili. L'intera area è dotata di un sistema di depurazione che è simile  
nelle grandi linee al TSTA, ma a dimensioni più piccole in quanto il volume d'aria  
da trattare e la quantità di tritio sono estremamente ridotti.

1.35
ACQUISIZIONE DEI DATI  
PRINCIPALI E SISTEMA  
DI CONTROLLO
Fig. 2 - Diagramma a blocchi del sistema di processo TSTA
Attività giapponesi
Un Tritium Process Laboratory (TPL), attualmente in costruzione, entrerà in eser­
cizio nel 1985. Di concezione polivalente, tale laboratorio avrà i  seguenti com­
piti principali :
- provare le capacità di contenimento di barriere multiple e applicare i  sistemi*  
di estrazione del tritio;
- procedere ad una precisa ripartizione in zone e installare opportuni sistemi  
di ventilazione;
- scegliere i  materiali ed i  componenti adatti al trattamento del tritio.
Le dimensioni dell'edificio sono di circa 48 x 26 m e l'aria controllata ha un vo­
lume di 1.080 m2.
Le scatole a guanti sono collocate nel locale sperimentale che ha un'altezza di 15 m.  
Il resto dell'edificio è costituito da una sala apparecchiature dotata di sistemi  
di estrazione del tritio di vario tipo (fig. 4).
Ciascun blocco di scatole a guanti possiede un sistema autonomo di ventilazione  
e di controllo della pressione e alcune scatole a tenuta d'aria dotate di pompa  
del vuoto. I sistemi di contenimento sono tre: il primo è costituito dai materiali  
del sistema; il secondo è invece rappresentato dal sistema di estrazione del tri­
tio formato da:

1.Scatolaaguantiperanalisi 11. Scatola a guanti mobile per trasporto
2.Scatolaaguantiperdeposito 12. Scatola a guaiti mobile per trasporto
3.Scatolaaguantiperdistillazione criogenica 13. Scatola di carico e scarico
4.Scatolaaguantipermisure sull'equilibrio di fase 14. Pozzo per montaggio colonna criogenica
5.Scatolaaguantiperrecupero 15. Pozzo di drenaggio
6.Scatolaaguantiperdiffusione termica 16. Sistema di raffreddamento dell'elio
7.Scatolaaguantiperprove sui componenti 17. Quadro di controllo
8.Scatolaaguantiperdepurazione 18. Alimentazione elettrica
9.Scalotaaguantipersolidificazione 19. Quadri di controllo
10.Scatola aguantiperprove di estrazione del tritio

1.37
- un sistema di purificazione in scatola a guanti per l'estrazione del  
tritio e dell'ossigeno;
- un sistema di controllo della pressione di ciascun blocco per evitare  
perdite di tritio dalle scatole a guanti e l'eventuale esposizione a  
radiazioni degli operai sia durante il normale funzionamento che in con­
dizioni anomale.
Il terzo sistema di contenimento è costituito da un'unità di depurazione  
dell'atmosfera della sala durante il funzionamento normale. In caso di in­
cidente entra in azione automaticamente un sistema di depurazione di emer1 - 
genza.
In base all'attuale programma le scatole a guanti poste nel locale stagno  
saranno dotate di sistemi per l'analisi e la misurazione del tritio, per il  
suo deposito e per la distillazione criogenica oltre che di sistemi a  
diffusione termica e di misurazione dell'equilibrio liquido-vapore, di cat­
tura e purificazione del tritio, di solidificazione dei residui liquidi e  
di controllo dell'azione di contenimento ed estrazione del tritio.
Attività canadesi
E' stato avviato un progetto di tecnologia dei combustibili per la fusione,  
concentrato sulla fornitura del tritio e sulla tecnologia di questo elemen­
to; esso è destinato ad ampliare l'attuale tecnologia CANDU per il tritio  
e ad adattarla ai programmi di fusione internazionali. Il Canada, in cui il  
tasso di produzione di tale elemento era già nel 1980 di circa 1,4 kg/anno,  
produrrà il tritio in quantitativi ancora maggiori in funzione del suo  
programma elettronucleare.
Questo paese ha acquisito un know-how e un'esperienza operativa rilevanti  
nella manipolazione dei fluidi e dei componenti contenenti ossido di tritio,  
nella progettazione di sistemi di contenimento dinamici e statici (stagni),  
nell'elaborazione di modelli di esposizione dei lavoratori e di dispersione  
dell'ambiente. Esso ha portato a maturità commerciale sistemi di monitorag­
gio particolarmente efficienti, indumenti protettivi e tecniche e strumen­
tazioni di manipolazione a distanza. Nel prossimo futuro entreranno in eser­
cizio due impianti per la separazione del T dall'acqua pesante, il primo  
dei quali basato sul processo CEA per scambio isotopico in fase di vapore  
a scopo commerciale, ed il secondo come impianto pilota basato sullo scam­
bio isotopico in fase liquida (brevetto canadese). Entrambi gli impianti  
utilizzano la distillazione criogenica per la purificazione finale del T  
e assorbitori metallici per il deposito del tritio a lungo termine.

1.38
3.4. Attività Dassate e oresenti del CCR
3.4.1. Esperienza operativa nella manipolazione e nel monitoraggio del tritio
Introduzione
L'esercizio del primo impianto nucleare (CCR) che ha prodotto residui conte­
nenti ossido di tritio è stato autorizzato nel 1959. Da allora il monitoraggio  
del tritio è stato effettuato sistematicamente su campioni di aria e di acqua  
(ambiente), su materiali biologici e sui residui dell'impianto. In questo pe­
riodo le procedure di campionamento e di misura sono state continuamente ri­
viste e adattate all'evoluzione tecnica, nell'intento di migliorarne la sen­
sibilità.
Impianti di produzione del tritio
ISPRA - 1: reattore di ricerca moderato e raffreddato a D_o con potenza nomina­
le di 5 MWth, in esercizio dal 1959 al 1973. La quantità ai D^O presente era
di circa 7 m3, con un'attività finale del T di 2,1 Ci/l. Il monitoraggio del
tritio nel reattore e nei suoi effluenti è continuato fino al 1977.
ESSOR: reattore di ricerca (diventato critico nel 1967) moderato e raffreddato  
a D^O in due circuiti distinti e con potenza nominale di 25 MWth nella zona
attiva e di 17 MWth in quella sperimentale del nocciolo. In queste due zone la
quantità di D 2O presente è, rispettivamente, di 8 e 12 m3. Nella zona speri­
mentale il tritio ha raggiunto un'attività di 3,2 Ci/l. Il peso del tritio  
complessivamente contenuto nell'acqua pesante a Ispra è di circa 7 grammi.
Monitoraggio del tritio
Tipi di campioni
Aria proveniente dalle zone operative, dai residui gassosi dai circuiti speri­
mentali, dai sistemi di scarico del gas, dalla zona esterna agli impianti.  
Acqua campionata dagli effluenti liquidi e dall'acqua di raffreddamento dei  
circuiti sperimentali, dall'acqua delle varie correnti, dalle piscine di de­
cadimento degli elementi di combustibile irraggiati, da11'acqua piovana e dalle  
acque superficiali, dall'acqua delle falde freatiche e della rete idrica.
Fluidi di processo quali D^O H , N_.
Prodotti della catena alimentare e dell'ambiente quali vegetaLi, frutta, latte,  
campioni del suolo, ecc.
Sostanze biologiche, soprattutto urina utilizzata per il controllo radiologi­
co degli operai.
Campioni di superfici per il controllo della contaminazione nelle zone di  
lavoro.
Tecniche e procedure applicate
Informazioni dettagliate in materia sono reperibili in tutta una serie di rap­
porti Crif.' 1-6). Attualmente la tecnica di misura preferita è quella che uti lizza  
scinti llatori liquidi, opportunamente adattata al tipo di preparazione del  
campione (distillazione, liofilizzazione, centrifugazione, arricchimento  
isotopico elettrolitico).
Il controllo on-line delle aree di lavoro e dei livelli di contaminazione  
degli effluenti gassosi avviene, a seconda dei casi, in camere di ionizza­
zione con 0 senza compensazione dei campi di radiazione esterna. Il controllo

1.39
della contaminazione superficiale "in loco" avviene mediante contatori pro­
porzionali a flusso gassoso senza finestre. Il campionamento per il control­
lo della contaminazione dell'aria ambientale avviene per gorgogliamento  
dell'aria attraverso acqua distillata o per passaggio in colonne a setacci  
molecolari selettivi per l'H^O. Le tecniche chimiche e criogeniche sono  
state abbandonate.
Sensibilità delle misure
Misure dirette in camere di ionizzazione: 5 x 10■6t 5 x 10-5Ci/m3 di aria.
Scintillatoci liquidi:
campionamento dell'aria: 10•810 '■12Ci/m3; per arricchimento elettroli­
tico si raggiunge il limite di 5 x 1CT14 Ci/m3 che consente di conoscere  il fondo atmosferico naturale del tritio;
-4 -7- campioni di acqua e di sostanze dell'ambiente: 10 - 10 Ci/m3; per
arricchimento elettrolitico il limite è portato a circa 5 x 10“^ Ci/m3,  
anche in questo caso sufficiente per conoscere i  livelli del fondo natu­
ra le;
- campioni biologici (urina: 10 ^juCi/ml; tale valore rappresenta meno  
dello 0,1% del "maximum body burden", cioè del livello che corrisponde  
al limite massimo della dose annua ammessa per le persone professional­
mente esposte.
Laboratori e apparecchiature del CCR di Ispra  
Laboratorio per le analisi di processo
Si tratta di un laboratorio radiochimico situato nel complesso ESS0R ed  
equipaggiato per trattare e misurare mediante scinti llatori a liquido  
campioni che abbiano un contenuto relativamente elevato di T; il labora­
torio possiede una notevole esperienza pratica in questo settore.
Laboratorio di fisica sanitaria
Questo laboratorio, in cui si effettuano misurazioni a bassi livelli di T,  
dispone di una sezione di pretrattamento per liofilizzazione, arricchimento  
elettrolitico (progettata e costruita dal Centro), ecc. e diversi scinti l-  
latori liquidi. Il personale di questo laboratorio possiede un'ampia espe­
rienza nella manipolazione di campioni di diverso tipo, nelle misure e  
nella valutazione dei risultati (cfr. rapporti annuali, (rif. 7)).
Controllo sul campo
La divisione Fisica Sanitaria utilizza correntemente strumenti portatili  
per il controllo sul campo della contaminazione da tritio dell'aria e  
delle superfici. La stessa divisione gestisce anche la strumentazione di  
monitoraggio locale nelle installazioni.

1.40
Laboratorio radiotossicoLogico
Questo Laboratorio, costituito da una sezione radiochimica per La prepara^  
zione dei campioni e da una sezione anaLitica dotata di scintiLLatori Liqui­
di, ha reaLizzato più di 9.000 misure di controLLo suLLa contaminazione in­
terna da tritio dei Lavoratori.
Laboratorio bioLogico
In questo Laboratorio sono in corso attività di ricerca suLLa microdistri­
buzione deL T negLi organismi viventi e neLLe piante e sui suoi effetti  
bioLogici (rif. 8-12).
Esperienza deL CCR durante iL funzionamento e La manutenzione in presenza  
di tritio
IL funzionamento deLL'ISPRA-1 e deLL'ESSOR ha richiesto continuamente inter­
venti di manutenzione e di sostituzione, sia programmati che eccezionaLi,  
sui circuiti d'acqua pesante e sui componenti contaminati aL T in un'atmo­
sfera contenente ossido di tritio. La protezione degLi operatori è stata  
studiata accuratamente. I tecnici deL CCR, in coLLaborazione con L'industria  
che fornisce tute, maschere ed aLtri indumenti protettivi hanno introdotto  
migLioramenti e modifiche per migLiorarne Le prestazioni e per adattarti  
ai requisiti speciaLi richiesti dagLi interventi sui circuiti ad acqua pe­
sante contaminati aL tritio. In questo campo si procede ad un intenso scam­
bio di informazioni con aLtri centri nucLeari aventi probLemi anaLoghi.
... /...
BibLiografia
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1.41
3.4.2. Attività di ricerca sulla tecnologia della fusione riguardanti il tritio
Già da diversi anni alcuni gruppi di ricerca e laboratori del CCR di Ispra  
svolgono tutta una serie di attività sui problemi dal tritio nella fusione,  
che comprendono lo studio di alcuni processi fondamentali, quali l'intera­
zione idrogeno-metallo, e altri aspetti tecnologici e comportano attività  
sia teoriche che sperimentali. Finora queste ultime sono state effettuate  
soltanto con gli isotopi più leggeri H e D simulando o estrapolando il com­
portamento del tritio in attesa di una verifica diretta.
Studi sull'interazione tra gli isotopi dell'idrogeno e i  metalli
Da circa dieci anni il laboratorio di termodinamica delle superfici è attivo  
nel campo della tecnologia della fusione con studi sulle interazioni plasma-  
superficie e sulle caratteristiche fisico-chimiche dei materiali dei reatto­
ri a fusione (p.e. prima parete). Sono state effettuate misurazioni riguar­
danti :
- gli spetti di deassorbimento, gli stati di adsorbimento, i  rivestimenti  
superficiali e le probabilità di adesione delle coppie Mo-N_ e Mo-FU 
(rif. 1-3);
- il degassaggio termico iniziale dopo la preparazione della superficie con  
diversi metodi, gli spettri di deassorbimento termico, le velocità di  
deassorbimento all'equilibrio, i  rivestimenti superficiali all'equilibrio  
di diversi materiali, tra cui Inconel, acciai inossidabili, alluminio  
(rif. 4-10);
- La diffusività di H e D in leghe del tipo Inconel C  r i  f.  11-12).
Sono in corso o previste le seguenti attività:
- misure di solubilità e diffusività dell'idrogeno (H,D) nella prima  
parete di contenimento e nei materiali strutturali potenzialmente uti-  
lizzabili ;
- determinazione delle velocità di degassaggio dell'H,D impiantato in  
funzione del tempo;
- misurazione delle caratteristiche termodinamiche e della pressione di  
vapore del Li„-,Pb„-. (rif. 13):
analisi della solubilità e della diffusività di H,D in Li17Ì3"
Per raccogliere dati sulla diffusione da utilizzare per valutare le per­
dite di tritio attraverso le tubazioni del sistema di raffreddamento in  
un mantello liquido costituito da Li.^Pbg^ è stata costruita un'apparec­
chiatura sperimentale. Con un impianto aa ultra alto vuoto sono state  
effettuate numerose misurazioni della permeazione del deuterio attraverso  
membrane di acciaiò inossidabile à’diverse temperature. Sono state effet­
tuate anche misure su membrane ossidate.
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stainless steel.
Trattamento del tritio  
Studi di progetto
Dal 1978 sono stati svolti alcuni studi di fattibilità su una serie di schemi  
teorici di processo per il trattamento del plasma esaurito prendendo come  
riferimento il procedimento TSTA di Los Alamos, con l'obiettivo di individuar  
i  processi più semplici e compatti che potessero eventualmente consentire di  
aumentare globalmente la sicurezza di un impianto cosi concepito ed allo  
stesso tempo di ridurre i  costi di investimento e di esercizio. I due schemi  
scelti (rif. 2, 3) sono indicati nelle fig. 5.e6. Il secondo presenta un vantag  
gio essenziale rispetto al primo a causa del minore contenuto di T, grazie  
alla separazione finale di H da D e T per gas-cromatografia anziché per di-  
stillazione dell'acqua.
In entrambi gli schemi l'elettrolisi è utilizzata in alcune fasi fondamentali  
del processo. Nel primo stadio tale tecnica serve infatti per il prearricchi­
mento isotopico (di H), nel secondo per la riconversione degli ossidi a D,T  
elementari; il successo di queste fasi cruciali dipende da tre fattori:
- il raggiungimento di un coefficiente di separazione di almeno 10 (nella  
cella 1 );
- lo sviluppo di un elettrolita con una quantità di liquido più bassa possi­
bile ed una potenzialità di trattamento (relativamente) alta;
- la compatibilità del disegno e dei materiali di queste celle con alte  
concentrazioni di ossido di tritio.
Solo risolvendo questi problemi sarà possibile dare una definitiva valutazio­
ne della sicurezza degli schemi precedenti.

1.43
STR EA -M  n  moojQ 
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1.44
Estrazione del tritio dal refrigerante
Le perdite di tritio dalmantello fertile verso il circuito di raffreddamento  
primario a He sono state analizzate (rif. 4) per un reattore a fusione del tipo  
FINTOR-D. Nell'ipotesi realistica che in t.le circuito possa essere presente  
anche acqua sfuggita dal circuito generatore di vapore (circuito secondario),  
il livello di HTO (acqua triziata) raggiungerebbe valori inaccettabili in  
seguito allo scambio isotopico di T con H. Tale scambio offre d'altra parte  
l'opportunità di sfruttare la reazione di equilibrio ossido-idrossido per  
estrarre l'idrogeno, e quindi il tritio, dal flusso di He. Da studi effettuati  
sulla cinetica della reazione di assorbimento dell'acqua: SrO + H^O^Sr (OH)^  
alla temperatura del lato freddo del circuito ad He risulta che (rifI'5) i  l  con­
tenuto di acqua triziata nel circuito potrebbe essere mantenuto a livelli  
accettabili tramite questa reazione senza ridurre il rendimento termodinamico.
Sviluppo di celle elettrolitiche
Le attività, sperimentali sono servite a studiare i  potenziali catodici in  
relazione ai fattori di separazione isotopica di H-D di diversi materiali  
utilizzati per il catodo (rif. 6, 7). AL termine .di questi lavori i  risultati  
più promettenti sono stati ottenuti con elettrodi di Ni o Fe rivestiti di NiS.
Contemporaneamente, per la riconversione di DTO in D-T è stata progettata,  
costruita e collaudata con successo una cella di nuova concezione. Per elimi­
nare il liquido nei compartimenti della cella (= elevato tenore di T) soltan­
to il separatore è bagnato dall'elettrolita che è spruzzato nel compartimento  
anodico sotto forma di aerosol. In questi esperimenti il materiale utilizzato  
per il separatore è di fibra di amianto, mentre gli elettrodi sono di Ni. Le  
elevate intensità di corrente raggiunte hanno permesso a questa unità relati­
vamente piccola di far fronte già adesso alla produzione giornaliera di una  
macchina di fusione del tipo INTOR.
Estendendo le prove di arricchimento isotopico a questo nuovo tipo di cella  
sono sostanzialmente migliorati i  fattori di separazione (oltre 10 per H/D)  
incoraggiando la continuazione delle ricerche su materiali ancora più efficaci  
per il catodo e il separatore (sotto il profilo della bagnabilità e resistenza  
alle radiazioni indipendentemente dall'arricchimento) e sul processo di otti­
mizzazione delle condizioni operative.
. . .  /. . .
Bibliografia
1 . C. Pierini, H . Dworschah, B . Spelta, C . Rizzeilo, S. Sansolini, A. Tata, Feasibility on exhaust  
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2. G . Pierm i, Reprocessing of spent plasm a, UK Patent 2.040.399B, 1982 published, 198 1  application.
3. Process for rem oving helium and other im purities from a  mixture containing deuterium and  
tntium especially from  a  fusion reactor, European Patent 0032327, 1983 published, 1982  
application.
4. F . Lanza, P . Rocco, F . V an Ruttcn, A  system for die control of tritium  losses in  prim ary and  
steam  circuit of a  fusion power plant, Proc. of die Fusion Technology 1978, Padova, 1973.
5. F . V an Rutten, Helium puniicaticn by a  tritizted water absorption system, Proc. of Fusion  
Technology 1980, Cuiham, 1980.
6. G . Pienni et a ]., Experimental investigation on !cey  equipments related to a n  alternative exhaust  
plasm a process, 9th Svmp. on Engineering Problems of Fusion Research, Chicago, H I., October  
26-29, 1 9 3 1 ,  Vcl. 0, ?p.2030-33.
7. G . Pierini. 3. Spelta, Alternative processing modes to cryogenic hydrogen isotopes separation in  
exhaust tuel treatment, Contribution to a  special issue of Nuclear Engineering and Design. 1983.

1.45
Recupero del tritio dal mantello fertile
Presso il CCR di Ispra vengono svolti già da qualche anno studi teorici e  
sperimentali per individuare il miglior metodo di recupero del tritio dal  
materiale fertile liquido Li^Pbg^. A tal fine sono state effettuate misure  
della solubilità e della cinetica ai assorbimento degli isotopi dell'idro­
geno sul Li^Pbg, a varie temperature Crif.  1, 2, 3,). In.base  a questi dati sono  
stati esaminati aiversi modelli di estrazione del tritio dal materiale del  
mantello.
Nei primi due modelli si fa l'ipotesi di un pompaggio diretto da un bagno  
fuso stagnante, oppure da un bagno agitato in condizioni ideali. Per un  
mantello fertile del tipo INTOR nel primo caso i  calcoli forniscono una.  
quantità di T a regime di circa 19 kg, mentre nel secondo caso il risultato  
è inferiore a 160 g. Tenuto conto dell'impossibilità di agitare il bagno  
fuso "in loco", il pompaggio diretto può applicarsi praticamente soltanto  
ad una derivazione del flusso della lega all'esterno della zona del mantel­
lo, come indicato nello schema A della fig. 7; la quantità finale di T  
dipende in questo caso essenzialmente dalla portata del materiale fuso nel  
ramo di derivazione.
Un terzo modello si basa sulla depurazione di un gas inerte che attraversa  
in controcorrente il bagno fuso in una torre a riempimento e in una  
colonna a gorgogliamento. Questo modello è rappresentato nello schema B  
della fig. 7.
Nell'ipotesi che il contenuto di T si mantenga inferiore a 200 g inun volume  
totale del mantello fertile di 76 m3, si dovranno trattare giornalmente  
circa 50 m3. A tale scopo è necessaria una colonna di 1,7 m di altezza e  
0,15 m di diametro ed un volume di He di circa 520 m3 (rif. 4).
Per la progettazione tecnica di tale impianto è comunque necessario disporre  
di dati affidabili sulle caratteristiche idrodinamiche della lega, quali  
viscosità e tensione superficiale, e sulla velocità di deassorbimento del­
l'idrogeno. Per questa ultima determinazione si è progettata un'unità  
sperimentale che dovrà essere realizzata presso il CCR; grazie ad essa sarà  
possibile effettuare sia il pompaggio diretto che l'estrazione in controcor­
rente gassosa (cfr. capitolo 6).
... /...
Bibliografia
1 . C . Pierini, A .M . Poicaro, P.F. Ricci, A. Viola, Tritium recover/ from liquid L i l7Pb3 3  alloy, blanket  
m aterial, Nuclear Engineering and Design, in  press, 1983.
2. G . Pierini, A ..M . Poicaro, P.F. Ricci, A. Viola, Tritium recovery from  liquid Li^Pb^, paper pre­
sented at die 12di SOFTJididi, September 13-17, 1982 (in press).
3. A _\t. Poicaro, P.F. Ricci, A. V iola, Kinetics of hydrogen absorption on liquid Pb33Li1 7  alloy,  
to b e published.
4. G . P ierm i, A ..M . Poicaro, P.F. Ricci, A . Viola, Perspectives for tritium  recovery from  liquid  
Pb33Lil7  alloy, EUR report, in press, 1983.

1.46
SCHEMA A
S ostan za A  B C
1  n 50 g/d 50 g/d T r a c c e
He 66.67 g/d 66.67 g/d
SCHEMA B
1  1  ■ "  — 1 , 1  
S ostan za A B C D E
T 2 136 g 86 g 50 g/d / 50 g/d
He / /518 m Vd 518 mJ /d /
Li.°b„ 5.105Kg/c|5.l0;Kg/d / / /
F ü > . 7- S ch ea i d i recu p ero d el tritio d a l aantello fertile  
(aateriale fertile: Li^Pbgj ).
4

1.47
3.5. Finalità del laboratorio del tritio del CCR
3.5.1. Moti_vaz 2one_e_ori^entamento_delInattività
I problemi connessi con l'uso e la presenza di tritio nei reattori a fu­
sione sono sorti soltanto al momento della progettazione di macchine di  
grandi dimensioni in cui tale elemento è utilizzato come combustibile.
Infatti non si tratta unicamente di dimostrarne la fattibilità tecnica e  
in particolare l'accensione e il controllo del plasma, quanto soprattutto  
di verificarne al più presto l'applicabilità, tenendo conto dei requisiti  
specifici di sicurezza operativa e ambientale. Come già visto in una  
centrale di potenza a fusione il tritio prodotto all'interno del reattore  
deve essere continuamente rigenerato in loco; inoltre, la quantità di tale  
elemento nel mantello fertile deve essere molto piccola per motivi di  
sicurezza e di ordine economico. Per risolvere tutti questi problemi si  
dovrà probabilmente impiegare metodi di recupero del tritio non ancora  
considerati.
Un altro esempio è la permeazione e l'intrappolamento del tritio nelle strut­
ture della prima.parete. Come mostrato dal capitolo 3 il fatto che il tritio  
assuma la forma di particelle altamente energetiche (100-1000 e V) e la  
contemporanea presenza di irraggiamento neutronico possono modificare  
profondamente i  meccanismi di impiantazione, di fusione e intrappolamento  
nelle strutture metalliche.
Un terzo punto riguarda il tipo di operazioni previste in un reattore a  
fusione. Come già detto si dovranno manipolare componenti di grandi dimen­
sioni contaminati al tritio in un ambiente estremamente difficile e con  
severe esigenze di sicurezza soprattutto per la massima concentrazione  
ammissibile di tritio.
Un ultimo aspetto è il condizionamento delle parti usate del reattore (da  
riciclare o da eliminare come rifiuti) che saranno contaminate da tritio  
e attivate oltre che pesanti e di forma complessa. I nuovi problemi da  
risolvere saranno quindi numerosi.
Considerata la situazione così complessa un laboratorio di tritio nel CCR  
di Ispra incaricato soprattutto di studiare i  problemi di sicurezza dell'appli­
cazione delle tee no lógi e de l  tr i  t io a l  La fusione si i  nser i  se e perfettamente nel  
quadro delle attività in corso e programmate negli Stati membri della  
Comunità. Alcuni degli obiettivi comuni da conseguire in questo settore e  
sul quale si concentrerà l'attività del laboratorio sono i  seguenti:
- acquisire esperienza sulla manipolazione del tritio in sistemi complessi  
al fine di garantire la sicurezza dei lavoratori durante il normale  
funzionamento (strumenti di protezione generale e individuale) e la  
difesa dell'ambiente (trattamento dei rifiuti, depurazione di emergenza,  
monitoraggio);
- permettere la sperimentazione di procedure di manipolazione di componenti  
del reattore contaminati al tritio e l'ottimizzazione dei componenti di  
processo sotto il profilo della sicurezza operativa e del contenuto di  
tritio. In particolare mediante:
a) esperimenti su modelli appositamente contaminati al tritio che ripro­
ducono componenti del reattore NET destinati ad essere sostituiti in  
condizioni difficili e a distanza per poter valutare l'adeguatezza  
delle procedure di decontaminazione, condizionamento (guaine, giunti,  
saldature), assemblaggio e controllo della qualità;

1.48 
b) nuovi schemi  e componenti messi  a punto  nei  Laboratori europei 
(unità  gas  cromatografiche,  elettroliti  e catalizzatori, sistemi 
di recupero  del  tritio  dal  mantello  fertile); 
c) la  verifica della validità  dei  dati fisico-chimici estrapolati  al 
caso  del  tritio  a partire  dal  comportamento  di H/D.  L'affidabilità 
di tali  dati  è di  importanza essenziale  per la  progettazione  dei 
sistemi  di  contenimento  e di  depurazione. 
Per svolgere queste attività  un  impianto flessibile  e polivalente  è da 
preferire  a un'unità concepita  per un  dato problema  o un  sistema  spe­
cifico,  quale  ad  esempio  il TSTA  (Los  Alamos). Ovviamente  il fattore 
tempo assume un'importanza considerevole anche  per  questa decisione. 
Quando  si decise  di avviare  il TSTA  nella seconda metà degli anni  '70, 
il TNS (the  next step)  e l'EPR  (experimental power reactor) erano 
programmati rispettivamente  per il 1984 e il 1990 con un  tenore  di 
tritio  di 0,25 e 4,6 kg.  Considerato  il brevissimo tempo  di cui  apparente­
mente  si disponeva  per  creare  un  sistema affidabile  ed  efficace  di mani­
polazione  del  tritio,  non  restava  altro  da  fare  che  affidarsi  a tecniche 
sufficientemente  ben  note quali  la  distillazione dell'acqua  o la  distilla­
zione  criogenica dell'idrogeno,  e sperimentare  su un  impianto pilota  di 
dimensioni adeguate  un ben  determinato schema  di processo semplificato. 
In un  reattore sperimentale come  NET/INTOR  la  quantità  di tritio  presente 
sarà  di alcuni chilogrammi,  la  maggior parte  dei  quali  tuttavia  costi­
tuita  da  stoccaggi intermedi  o dai  volumi presenti  a regime  nel  mantello 
fertile.  Nel  TSTA  il peso  del  tritio  previsto  è di 150 g di cui una 
quota importante  è assorbita dalla colonna  di criodistillazione. Dati  gli 
obiettivi  perseguiti quantità anche  inferiori  (50-100  g)  dovrebbero essere 
sufficienti  per  un'attività significativa  del  laboratorio  del  tritio 
del CCR. 
Quest'ultimo  ha  essenzialmente  due  finalità: 
- ospitare gruppi  di  ricerca provenienti  da  laboratori della Comunità 
europea  che non  dispongono  di apparecchiature  di manipolazione  del 
tritio  adatte  a verifiche sperimentali "calde"; 
- effettuare  esperimenti  con  tritio  nel  quadro  del  programma "Tecnologia 
della  fusione"  del  CCR. 
Nei seguenti paragrafi vengono illustrate  le  relative attività proposte 
dal CCR. 
3.5.2.  Programma sperimentale proposto  in  connessione  con  l'attività sulla 
fusione  del CCR 
Permeazione,  contenuto  e deqassaqqio  del  tritio  nelle  strutture  metalliche 
Verrà svolto  uno  studio sperimentale  sul  degassaggio  del  deuterio  e del 
tritio  nella camera  del  plasma durante  il tempo  di sosta,  sulla permea­
zione  e sull'intrappolamento  del  tritio  nelle  strutture  della prima 
parete.  Un  programma  di misure riguarderà: 
- la  conoscenza  dell'evoluzione  nel  tempo delle velocità  di  degassaggio 
da bersagli  di  acciaio inossidabile, Inconel  e altri  materiali 
utilizzati  per la  prima parete  o per il  divertore, degli isotopi 
di idroaeno  in  essi  imDiantati: 

1.49 
. a diverse temperature del bersaglio (200-600°C), 
. con diverse energie delle particelle (0,1-5 keV), 
. con diverse densità del fascio di particelle  (fino  a 10 ,15 cm -2 
-s 
- la determinazione della costante di ricombinazione  alla  superficie 
interna del bersaglio; 
- la determinazione dei coefficienti di diffusività e di permeabilità 
del materiale del bersaglio; 
- lo studio dell'influenza esercitata sulla permeabilità del bersaglio 
dalle  barriere  alla  diffusione formatesi localmente; 
- la determinazione del quantitativo di idrogeno in funzione del 
numero di cicli di reazione; 
- il confronto dei  risultati  sperimentali sul comportamento dell'idrogeno 
impiantato durante il tempo di  sosta  con i  risultati  dei modelli 
esistenti (TRIT,  PERI,  DIFFUSE),  e l'eventuale sviluppo di nuove 
teori  e. 
Come  già detto, queste attività inizieranno con una serie di misurazioni 
(1984-1986) su  protio  e deuterio e continueranno con misurazioni sul 
tritio.  L'impianto sperimentale è schematicamente rappresentato nella 
fig.  8. In  esso  si riprodurranno i cicli di combustione e di  sosta 
dell'INTOR  (rispettivamente 100, 200 e 20 sec). 
Fig.  8 -  Schema  di un impianto per lo studio del comportamento 
dell'idrogeno (H, D, T) impiantato- nella prima parete 
di un reattore a fusione termonucleare. 

1.50 
Trattamento dei componenti contaminati al  tritio 
Quando  i materiali  strutturali  (metallici) entrano in contatto con il  tritio 
quest'ultimo è sempre assorbito e - soprattutto alle temperature più 
elevate - disciolto nel metallo in quantità proporzionali alla radice 
quadrata della sua pressione parziale. La decontaminazione è possibile con 
un degassamento la cui durata dipende dalla pressione e dalla temperatura. 
E' necessario mettere a punto appropriati sistemi di riscaldamento e di 
intrappolamento del  tritio  adatti anche ad interventi a distanza su  strutture 
e componenti complessi e di notevoli dimensioni, come quelli usati nella 
manutenzione e nella riparazione delle unità del toroide. La sperimenta­
zione  di tali  tecniche su modelli contaminati al  tritio,  preparati in 
stretta collaborazione con il gruppo del progetto NET presso il CCR rappre­
senta  un altro tema di ricerca del Centro comune. I modelli possono essere 
in scala  ridotta ma devono comunque avere dimensioni  tali  da consentire di 
inserirvi componenti critici (quali i collegamenti tubieri, i giunti 
saldati) di dimensioni reali.  Essi  dovrebbero inoltre essere costituiti 
dai materiali che si prevede di utilizzare nel reattore ricorrendo eventual­
mente a strati schermanti di spessore e peso inferiori. Si dovrebbero 
simulare  tutte  le operazioni di manutenzione a distanza tenendo conto dei 
seguenti aspetti: 
- i livelli delle radiazioni dovute all'attivazione neutronica; 
- la contaminazione dovuta al  tritio  e ai  prodotti  dell'erosione; 
- gli eventuali  effetti  piroforici delle polveri derivanti dall'erosione 
(pericolo di incendio). 
Si dovranno in particolare effettuare prove sui seguenti punti: 
- proprietà di degassaggio dei materiali danneggiati dal flusso neutronico; 
- metodi di recupero del  tritio. 
Sarà oggetto di particolare attenzione  l'ulteriore  trattamento e condizio­
namento dei  rifiuti  triziati cosi  prodotti  e la loro caratterizzazione. 
Questo  problema sebbene sia già stato  trattato  nelle ricerche sui reattori 
a fissione va preso in considerazione dato il previsto aumento quantitativo 
di questi flussi di  rifiuti.  Le figg. 9-11 mostrano alcune delle  strutture 
da riprodurre per simulare le operazioni di manutenzione. 
Prove  di processo 
Elettrolisi 
Nei diversi processi di recupero e riciclo del  tritio  valutati dal CCR 
(cfr. capitolo 5.2.2), una delle fasi critiche è l'elettrolisi dell'ossido 
di tritio.  Il recupero di questo elemento dalle acque di  rifiuto  altamente 
contaminate da  tritio  deve essere accettato come un'inevitabile necessità 
in una centrale a fusione, qualunque  possa  essere il  tipo  di processo 
applicato per il trattamento del flusso principale e del mantello fertile. 
Le prove proposte riguardano: 
- separatori in grado di resistere alle severe condizioni operative create 
dagli elevatissimi livelli di radiazioni beta. Si prevede di utilizzare 
una serie di piccole cellule (le dimensioni del separatore sarebbero di 
circa  40 x 40 mm) dotate di un ri combinatore catalitico dal quale l'ossido 
è riconvogliato verso le celle (fig. 12); 

1.51 
- celle stagne da montare mediante tecniche di manipolazione a distanza. Per 
tale unità va  esclusa  qualsiasi operazione di manutenzione manuale data 
l'elevata tossicità dell'ossido di  tritio; 
- le procedure per l'estrazione del  tritio  dai materiali del separatore e 
del ri combinatore prima della loro sostituzione. 
Cromatografia a colonna 
Questa  tecnica è caratterizzata da un elevatissimo grado di sicurezza 
intrinseca rispetto ad  altri  processi di separazione isotopica. Contraria­
mente alla distillazione criogenica e dell'acqua, nella cromatografia a 
colonna  il contenuto di  tritio  in regime stazionario è "nullo", per cui 
l'impianto  risulta "pulito" allo spegnimento. Sono possibili due alternative: 
la prima si  basa  sulla  classica  tecnica di adsorbimento gascromatografica 
sperimentata presso l'IPP di Garching (rif. 1) con cariche  fino  a 2 l 
per ciclo  addittivati  di allumina  (oltre  l'1% di  SiC^).  La miscela isotopica 
viene separata in 6 correnti, rispettivamente di HD, D^, HT, DT, in 
circa  2 ore e alla temperatura dell'azoto liquido. Ai  fini  applicativi la sua 
produzione deve essere aumentata accorciando i periodi ciclici oppure 
aumentando i volumi  trattati  o ancora ricorrendo a unità parallele  oltre 
che,  eventualmente, ad una combinazione di queste possibilità. I parametri 
da studiare sono il diametro della colonna, la temperatura di lavoro, la 
portata del gas e, infine,  altri  materiali  strutturali  con un tempo di 
ritenzione inferiore. Tali materiali sono già  trattati  dalla letteratura 
(rif. 2), ma deve ancora esserne provata sperimentalmente la compatibilità 
con il tritio.  Una rappresentazione schematica del circuito di prova è 
fornita nella fig. 13. 
Nella  seconda alternativa si ricorre all'assorbimento chimico su palladio 
con substrato costituito da grani di allumina. Le tre specie isotopiche 
vengono estratte in forma pura nella sequenza T^, D.,, H^. Questa tecnica è 
stata proposta dal CEA per il sistema di depurazione del  tritio  del JET. La 
procedura è descritta nel testo (rif. 3). I volumi  trattati  per singolo 
ciclo  sono superiori a quelli del primo sistema, ma il periodo di tempo 
richiesto è molto più lungo, per cui, anche in questo  caso,  per giungere 
ad un'applicazione del metodo su  scala  industriale è necessario aumentare 
considerevolmente i tassi  produttivi  giornalieri. Tale incremento pur 
apparendo  fattibile  in teoria deve essere dimostrato sperimentalmente. Un 
circuito di prova semplificato è rappresentato nella fig. 14. 
Recupero  del  tritio  dal mantello  fertile 
L'estrazione del  tritio  dal metallo liquido del mantello  fertile  avverrà sul 
modello che i  risultati  ottenuti  con le prove "fredde" in corso, indicheranno 
come più adatto. Si utilizzerà un circuito di prova simile a quello degli 
esperimenti "freddi" (fig. 15), costituito da: 
- un sistema di alimentazione e depurazione del gas; 
- un "saturatore" in cui le desiderate concentrazioni di  tritio  (o di  altri 
isotopi deLl'idrogeno) nella lega vengono preparate per gorgogliamento di un 
flusso di He contenente  tritio  attraverso la lega; 
- un "reattore" che verrà alimentato con un  filo  uniforme e continuo costituito 
dalla  lega precedentemente additivata. 
La cinetica di deassorbimento del  tritio  può essere controllata sia facendo 
fluire  He in controcorrente nel reattore che in bagno statico. 
La scelta tra il funzionamento dinamico e quello statico dipende  essenzial­
mente dalla più conveniente tecnica analitica disponibile. Nel caso delle 

1.52 
prove con  tritio,  La tecnica statica sembra La più opportuna. In taL modo 
si può eLiminare iL sistema di ricicLo deLL'He verso iL reattore (La parte 
deL sistema rappresentata aLL'interno  deLLa  Linea tratteggiata  neLLa  fig. 15), 
permettendo di sempLificare considerevoLmente iL circuito di prova e di 
ridurne iL contenuto gLobaLe di  tritio. 
Sicurezza  operativa 
Per attività sperimentaLi deL  tipo  di queLLe descritte neLLe precedenti 
sezioni  si deve disporre di procedure e di sistemi adeguati ed affidabi Li 
sotto iL profiLo  deLLa  sicurezza e  deLLa  protezione sanitaria e che non 
possono  pertanto rappresentare un tema di ricerca "a priori". Si prevede 
comunque di vaLutare e di quaLificare, osservandone Le caratteristiche e Le 
prestazioni giornaLiere neLLe condizioni  effettive  di Lavoro: 
- i sistemi di monitoraggio  deLLa  contaminazione  LocaLe  e superfici a Le; 
- gLi indumenti e Le apparecchiature protettive; 
- i dosimetri ed i sistemi di controLLo radioLogico degLi operai; 
- La dispersione neLL'ambiente e iL suo controLLo; 
- iL sistema di depurazione deL contenimento secondario e iL sistema di 
trattamento  dei  rifiuti  gassosi; 
- Le procedure di intervento e di manutenzione; 
- Le tecniche d'impiego deLLe scatoLe a guanti; 
- i materiaLi e Le apparecchiature compatibiLi con iL  tritio. 
I risuLtati  ottenuti  serviranno per formuLare raccomandazioni sugLi impianti 
futuri  ed in particoLare per progettare in modo adeguato i sistemi dei 
reattori  a fusione. 
m m m / m m m 
BibLiografia 
1. H. Weichselganncr, H. Fvischmuth, J. Perchermeier, A. Stimmelmayr, Garching  EURATOM 
Associatici!,  Optimisation of a large scale gas chromatograph for separating  tritium  ajid 
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2. M. Bonivcnto, U. Croatto, R. Ganzerla and G. Michelon, Isotopie separation or 1 Ho-1 Ho nrùx-
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3. Ls Triuum, BIST No. 173, Février 1973,  Pag.  13-14. 

Fig. 9: Componenti semi-permanenti deL toroide e componenti interni sostituibili costituenti uno dei dodici 
settori. 

CARICATORE  DEL DIVERTORE 
MATERIALI:  AISI  316, W, Cu PESO^  30 t 
Fig.  10 - INTOR-NET fase 2A. 

Fig. 11- INTOR-NET fase 2A ~ 
Componenti  sostituibili del mantello 
(cfr. soluzione con divertore poloidale) 
MATERIALI :  AISI  316, MATERIALE FERTILE,  SCHERMO  (Fe> 
PESO: 
COMPONENTE  A: = 150 t 
COMPONENTE  B: ^100 t 

Fig. 12-Scneaa  di un dispositivo per il 
controllo del danno da  radi  azione  Jì 
nei separatori a celle elettrolitiche 
(serie di più celle elettrolitiche in 
parallelo 
SPIEGAZIONE  DEI SIMBOLI 
V|> „ Valvole elettropneumatiche 
MP Pompe a membrana 
F.M. Misuratore di portata 
M Manoiaetro 
s.v. Voi  une del campione 
He I.D. Rilevatore a ionizzazione di He 
Gì. • Assorbitore metallico  SAES 
l.P.G.  Depuratore 
B.v Volume tampone Fig. 13- Unità  cromatografica in 
scala  ridotta 

Spiegazione  dei si«boiI 
v Valvole pneumatiche 
HE I.D. Rilev. a ionizzazione di He 
M Manometro 
f-*- Misuratore di portata 
MP Pompa a membrana 
Fig. 14-Unità  cromatografica ad 
allumina rivestita di 
palladio 
Spiegazione  dei simboli 
He Scambiatore di calore 
TRC Termocoppia 
THP Pompa turbomolecolare 
MF Misuratore di portata 
MgF Misuratore di portata magnetico 
Fig. 15 • Schèma  dell'unita di recupero del  tritio  dal 
pb Li^ liquido. 

1.58 
3.6. Descrizione del Laboratorio 
3.6.1.  Edi_f2£i_o 
La struttura  delL*edificio, a due piani, sarà di cemento armato. Il labo­
ratorio, i cui Locali sono suddivisi come indicato nella fig.16, com­
prende: 
Un'area  per lo sviluppo di processi (HPD), che ha un volume di circa 
3000 m3, dotata di scatole a guanti ad atmosfera inerte per l'installa-
zione  e la manipolazione di apparecchiature contenenti notevoli quanti­
tà di  tritio.  L'HPD  sarà stagna all'aria grazie ad una coppia di porte 
ad apertura alterna (passaggio stagno) e mantenuta ad una pressione 
Leggermente inferiore a quella atmosferica mediante un opportuno si­
stema  di "ventilazione  calda".  Nell'eventualità di una perdita  acci­
dentale di  tritio  dal sistema di contenimento secondario verso  l'atmo­
sfera  dell'HPD entrerà automaticamente in funzione un sistema di depu­
razione  'di emergenza (ECU) che ridurrà ai livelli ammessi sia la  con­
centrazione  di tritio  nella zona di lavoro che lo scarico nell'ambiente. 
L'HPD  comprenderà una zona supplementare costituita da 500 m3 di com­
partimenti di acciaio completamente stagni e ventilati separatamente. 
Si potrà così ospitare componenti di grandi dimensioni sui quali ef­
fettuare  prove sperimentali di estrazione del  tritio  e di manipolazione. 
Una serie di  quattro  laboratori (circa 450 m3) per svolgere attività 
sperimentali sui processi che richiedono apparecchiature sofisticate, 
ma lavorano con piccole quantità di  tritio.  Tali laboratori non sono 
pertanto collegati  all'ECU. 
Un laboratorio a parte sarà munito delle apparecchiature necessarie 
per il trattamento  ed il condizionamento dei  rifiuti  contaminati al 
tritio,  sarà ubicato nella zona contenente i sistemi di  trattamento 
dei diversi  rifiuti  gassosi e verrà collegato  all'ECU. 
L'unità  di ventilazione calda e di estrazione del  tritio  dagli scarichi 
gassosi  occuperà un volume di circa 1.400 m3 al piano superiore. 
Per poter soddisfare i requisiti richiesti dall'attuale normativa su­
gli impianti nucleari, il laboratorio possiederà anche 
- uno spogliatoio, un locale di fisica sanitaria, un magazzino di fisica 
sanitaria  ed una stazione di monitoraggio che occuperanno complessi­
vamente circa 250 m3 dell'area  "calda"; 
- un magazzino del  tritio  ed un'area di conteggio per circa 250 m3; 
- un magazzino dei  rifiuti  avente un volume di circa 150 m3. 
3.6.2.  Si.stemi__di__conteni_mento_de_l_tri_ti_o 
Nella  progettazione dell'impianto si farà uso del concetto di "sistema 
di contenimento a barriere multiple" che consiste nel limitare la di­
spersione  del  tritio  all'interno di ciascuna barriera in modo da  con­
sentirne il recupero prima che penetri nell'area di contenimento  suc­
cessiva.  In tale concezione il sistema di contenimento primario ad alta 
integrità è costituito globalmente dalle apparecchiature di processo, dai 
tubi  di collegamento, dai serbatoi di deposito, ecc.. 

1.59 
Alcuni  grandi componenti di  tali  apparecchiature vengono collocati in scatole 
a guanti che costituiscono un sistema di contenimento secondario in atmosfera 
di gas inerte dove il tenore di  tritio  è controllato. 
L'intero laboratorio è situato in un edificio che può essere reso stagno in 
caso  di incidente e costituisce il contenimento terziario. Il monitoraggio 
del tritio  e l'estrazione da ciascuno dei tre contenimenti avviene mediante 
i seguenti sistemi di  trattamento  del gas: 
- sistema di  trattamento  dei residui gassosi (GWT) che agisce sui residui del 
contenimento primario; 
- sistema di depurazione dell'atmosfera inerte (IAP) che agisce sull'atmosfe­
ra delle scatole a guanti e sugli  altri  elementi del contenimento secondario; 
- sistema di depurazione di emergenza (ECU) per  L'HPD,  per l'area supplemen­
tare e per il Laboratorio di  trattamento  dei  rifiuti  triziati. 
Trattamento dei  rifiuti  gassosi (GWT) 
Lo schema di processo di tale sistema è illustrato nella fig. 17. Il GWT  trat­
ta tutti  i residui gassosi  prodotti  nel laboratorio del  trit'io  prima di  sca­
ricarli nell'atmosfera. I residui passano nel sistema di  trattamento  attraver­
so trappole a deflatori e  filtri  a carbone per arrestare i vapori organici 
provenienti essenzialmente dall'olio delle pompe a vuoto. Tale fase è neces­
saria  per evitare l'eventuale avvelenamento del  letto  catalitico. All'uscita 
dei filtri  a carbone il gas è scaricato in un ampio serbatoio di compensazione 
a bassa  pressione dotato di relè che intervengono quando la pressione del ser­
batoio raggiunge un valore superiore predeterminato mettendo in moto un com­
pressore  che trasferisce il gas dal serbatoio al sistema di  trattamento.  Il 
compressore  cessa  di funzionare, interrompendo in tal modo il flusso di gas, 
quando la pressione del serbatoio si riduce ad un valore minimo preselezionato. 
Il flusso di gas entra in un preriscaldatore elettrico e in un reattore cata­
litico dove gli isotopi dell'idrogeno e gli idrocarburi sono convertiti cata­
liticamente in vapore acqueo e in biossido di carbonio per reazione con l'os­
sigeno  del flusso gassoso ad una temperatura di circa 500°C. Il catalizzatore 
è costituito da un metallo prezioso disperso per una piccola percentuale in 
peso  su un'ampia superficie di allumina. Dal reattore catalitico il flusso di 
gas passa  in una unità di raffreddamento ad acqua in cui raggiunge la tempe­
ratura di 25°C. I vapori  triziati  vengono  estratti  dal flusso gassoso da una 
serie  di tre essiccatori a  letto  fisso di cui uno in funzione,  l'altro  in ri­
generazione  e il terzo in riserva. Gli essiccatori contengono setacci mole­
colari  e hanno un funzionamento a due stadi intervallati dall'aggiunta di una 
miscela  che permette di  ridurre  ulteriormente, per diluizione isotopica, la 
quantità di  tritio.  Gli  effluenti  così depurati si avviano al camino di  scari­
co, oppure se il contenuto di  tritio  è ancora eccessivamente alto vengono 
riciclati nel serbatoio a  bassa  pressione. 
Gli essiccatori sono rigenerati per riscaldamento e spurgo mediante un flusso 
di gas in controcorrente. Tale gas viene successivamente raffreddato, separato 
dal condensato e riciclato verso il serbatoio a  bassa  pressione. 
Sistema  di depurazione dell'atmosfera inerte (IAP) 
Lo schema del sistema, che ha il compito di eliminare le impurezze dall'atmo­
sfera  di gas inerte delle scatole a guanti, è  riportato  nella fig. 18. Il si­
stema  è costituito da una serie di essiccatori,  dotati  di setacci molecolari, 

1.60 
per L'estrazione delle particelle di acqua, cui seguono  letti  di ossido 
di rame nei quali si estrae l'ossigeno. Il gas è costretto ad attraver­
sare  l'IAP da due compressori in parallelo che non sono a tenuta stagna, 
ma sono sistemati all'interno di una scatola stagna raffreddata ad 
acqua  per evitare un aumento eccessivo della loro temperatura. L'IAP è 
dotato anche di un  letto  riscaldato di assorbitori che catturano il  tri­
tio e l'azoto. Il  letto  di assorbitori deve essere sostituito una volta 
saturato dall'azoto che, se necessario, può essere  ridotto  a livelli di 
alcuni ppm. Data  tuttavia  la sua limitata capacità, questa unità di as­
sorbimento non viene lasciata sulla linea di processo per  tutto  il tem­
po, ma soltanto quando è necessario  ridurre  il livello di azoto e di 
tritio  nelle scatole a guanti. Le  torri  di essiccamento vengono rigene­
rate quando comincia ad aumentare il livello dell'ossigeno o quello  del­
l'acqua.  La rigenerazione avviene mediante riscaldamento delle  torri 
seguito da un flusso in controcorrente di idrogeno, per rigenerare il 
letto  di estrazione dell'ossigeno, e di gas inerte, per rigenerare gli 
essicatori  a setacci molecolari. All'uscita delle torri, il flusso 
gassoso  di rigenerazione viene raffreddato ed inviato al sistema GWT 
dove si recupera  tutta  l'acqua triziata così formatasi. 
Sistema  di depurazione di emergenza (ECU) 
Lo schema di questo sistema è mostrato nella fig. 19.  L'ECU  è un siste­
ma di estrazione del  tritio  dall'aria di grande capacità e in grado di 
ridurre  a livelli ammissibili sia la concentrazione di  tritio  nella zo­
na di lavoro che le quantità scaricate nell'ambiente.  L'ECU  entra in 
funzione automaticamente quando il sistema di monitoraggio dei locali 
rileva una concentrazione anomala di  tritio  nella zona controllata.  Con­
temporaneamente l'atmosfera di tale zona deve essere isolata interrom­
pendo la ventilazione  "calda".  Una rappresentazione schematica delle 
funzioni dei vari sistemi di  trattamento  dei gas durante l'esercizio 
normale e in condizioni anomale è illustrata nelle figg. 20 e 21. Il 
tritio  è estratto dal flusso gassoso grazie  all'effetto  combinato  del­
l'ossidazione  catalitica e dall'adsorbimento sul  letto  di setacci mole­
colari.  Il locale è mantenuto ad una pressione inferiore a quella dei 
locali circostanti per limitare il riflusso in questi ultima della 
contaminazione. Gli  effluenti  provenienti  dall'ECU  vengono riciclati 
verso  la zona controllata, migliorando in tal modo l'efficienza del si­
stema  di estrazione del  tritio  dall'aria.  L'ECU  fa parte del contenimen­
to terziario delle cui altre caratteristiche si è  tenuto  conto nella 
progettazione più precisamente: 
- le dimensioni e lo spessore del contenimento stesso; 
- la sensibilità e il tempo di risposta dei monitori della  sala  del  tritio 
nella  zona controllata; il secondo di questi parametri dipende  stret­
tamente dall'ubicazione dei monitori; 
- il tempo richiesto per arrestare la ventilazione  "calda"  e per porta­
re l'ECU  a regime; 
- l'eventuale adsorbimento di  tritio  sulle diverse superfici del labo­
ratorio che può essere all'origine di  ritardi  tali  da allungare la 
durata dell'intervento  dell'ECU. 
3.6.3.  Ubi cazÌone_de l_J.aboratori_o 
Nello  studio di progetto preliminare del laboratorio descritto nei pa­
ragrafi precedenti non si è presa in considerazione l'eventuale possibi­
lità di utilizzare gli edifici o le  strutture  già esistenti 
m m m / m * m 

1.61 
(ad eccezione del camino) nell'intento di individuare in modo obiettivo 
tutte  le reali esigenze, liberi dai vincoli inerenti a  tali  strutture. 
E' noto  tuttavia  che con l'arresto del reattore  ESSOR  si renderanno di­
sponibili attrezzature utilizzabili in linea di massima anche per il 
laboratorio del  tritio. 
Tenuto conto delle specifiche di progetto si esamineranno qui di seguito 
le possibilità  offerte  dal complesso  ESSOR. 
L'impiego dell'involucro stagno di  ESSOR  come contenimento terziario 
presenta  alcuni inconvenienti che potrebbero in gran parte annullare il 
vantaggio di disporre di un edificio con aria condizionata, sistema di 
ventilazione e camino. Dato l'enorme volume dell'involucro  (cir­
ca 38.000 m3) e il materiale impiegato, sarebbe necessario un  altro  in­
volucro di contenimento interno per mantenere entro  limiti  ragionevoli 
i costi d'investimento del sistema di depurazione di emergenza e per 
aumentarne il rendimento in esercizio. 
L'utilizzazione  delle casamatte di  ESSOR  appare invece una .soluzione 
pratica soltanto per l'installazione di un impianto pilota telecoman­
dato già completamente sviluppato e ben definito (quale ad esempio 
l'unità  di distillazione criogenica o di distillazione dell'acqua) date 
la difficoltà di accedere alle casamatte e la loro forma particolare 
(altezza  sproporzionata rispetto alla superficie totale). 
Una terza area potenzialmente utilizzabile nel complesso  ESSOR  è quella 
situazione  in prossimità del camino e dell'edificio del reattore. Una  del­
le possibilità è di utilizzare l'edificio già esistente inizialmente 
previsto per il sistema di alimentazione di energia elettrica del 
SUPER-SARA.  La seconda possibilità è di razionalizzare la sistemazione 
dell'impianto costruendo un nuovo edificio presso il camino, come mo­
strato nel la fi g . 22. 
3.6.4. Procedure di concessione delle licenze 
In base alla normativa italiana sugli impianti nucleari, la procedura 
di concessione delle licenze per un laboratorio che  tratti  quantitativi 
di tritio  superiori a 100 Ci èfissata normalmente dall'articolo 55 della 
legge  DPR del 13 febbraio 1964, n. 185. Se il laboratorio venisse co­
struito  presso il CCR di Ispra, cioè in un'area coperta dalla licenza 
di esercizio del reattore  ESSOR,  si creerebbe una situazione particolare 
in quanto si utilizzerebbero alcuni impianti di quest'ultimo quali il 
camino,  il sistema di monitoraggio degli  effluenti  gassosi,  il sistema 
di alimentazione (inclusi i gruppi elttrogeni di emergenza), ed altri. 
In una riunione con rappresentanti della direzione  "Energia,  risorse 
ed industria di  base"  del ministero dell'industria e commercio e con 
esponenti  dell'ENEA-DISP,  che sono rispettivamente le autorità giuridi­
che e tecniche preposte alla concessione di licenze nucleari in Italia, 
i rappresentanti ministeriali hanno dichiarato che una procedura di li­
cenza  ai sensi dell'articolo 55 per un laboratorio del  tritio  è prati­
camente incompatibile con tale situazione particolare, date le preve­
dibili interferenze che si avrebbero con la licenza  ESSOR  sulle proce­
dure di controllo degli  effluenti  e su quelle di controllo della  sicu­
rezza,  sia durante il funzionamento normale che in  caso  di incidente. 

1.62 
Un Laboratorio deL  tritio  dovrebbe pertanto essere considerato come parte deL 
complesso  ESSOR  e come tale essere approvato mediante la procedura prevista 
dalle  "Modifiche degli impianti nucleari esistenti" (di cui all'art. 42 
del DPR 185). In tal caso l'autorizzazione alla costruzione potrebbe essere 
ottenuta in meno di un anno. 
Un altro  vantaggio sarebbe che gli scarichi massimi consentiti per  ESSOR  vei— 
rebbero mantenuti anche per il Laboratorio del  tritio,  il quantitativo di 
ossido  di tritio  che può essere scaricato attraverso il camino di 80 m in 
funzionamento normale, è di 2.000 Ci/a. 
La dose per uno scarico di 10^ Ci (1) di  tritio  gassoso da un camino di 100 m 
sarebbe  di soli 10 /i rem. Nel caso estremamente ipotetico di scarico dello 
stesso  quantitativo sotto forma di acqua triziata verrebbe applicato un  fat­
tore  105, corrispondente ad una dose di 1 rem. I rischi potenziali di queste 
quantità di  tritio,  anche sotto forma di ossido, restano comunque  inferiori 
all'attuale valore di riferimento fissato nel piano di emergenza esterna del 
centro ed evitano in tal modo la necessità di eventuali modifiche. Tale  pia­
no fa riferimento ad un incidente massimo credibile del reattore  ESSOR  corri­
spondente ad una dose di 4 rem per gli adulti che abitano nella località 
più vicina. 
(1) Ci rea 100 a di tritio. 

PIANTA  01 LIVELLO  • 0,00 
(SCALA  1:200] 
Il . Spogli  aiolo 
?! -Gabinetti 
3) Area calda 
4f Passaggio stagno 
PIANTA DEL LIVELLO  • V.80 
(SCALA  1:200) 
ria- io 

Fig. |7-  SI stesa  di trattamento dei rifiuti  gassosi 

Fig. 18- Sistema di depurazione dell'atmosfera  inerte 

Fig. 19- Si  stana  di depurazione di esergenza 

.DIAGRAMMA  DI FLUSSO  DEL FUNZIONAMENTO  NORMALE  (SCARICO DI  TRITIO  ALL'HPD) 
Fig. 20 

DIAGRAMMA 01 FLUSSO D a  FUNZIONAMENTO ANOMALO (SCARICO 01 T R IT IO  ALL'HPO)

Sottosta :i( 
-  elettri :a

1.70
3.6.5. Programmazione_e_r2sorse
In caso di decisione positiva d el. Consiglio, le fasi di realizza­
zione del laboratorio del tritio sarebbero le seguenti:
A )  preparazione del rapporto preliminare di sicurezza da trasmette­
re al Ministero dell'industria e com m ercio con la richiesta di 
"modifica della licenza E S S O R ";
B ) approvazione della richiesta da parte delle autorità preposte 
alla sicurezza con individuazione degli aspetti concernenti la 
sicurezza ("progetti particolareggiati");
C )  progetto esecutivo del laboratorio (escluse le apparecchiature 
sperimentali);
D )  costruzione e montaggio delle strutture e dei componenti;
E ) collaudo funzionale e rilascio dell'autorizzazione di esercizio.
L e fasi C), D )  ed E ) verranno subappaltate ad una ditta esterna di 
architetti-ingegneri che sarà responsabile di tutto il laboratorio, 
escluse le apparecchiature scientifiche. Il personale del C C R  ri­
chiesto per la supervisione di tali contratti e  per l'attuazione 
delle fasi A )  e  B ) sarà costituito nel periodo iniziale da due laurea­
ti e  da u n  adeguato num ero di tecnici. U n a  volta costruito l'im­
pianto e  rilasciata l'autorizzazione d'esercizio a  freddo, verran­
no aggiunti altri tecnici e  operatori, tra cui periti meccanici 
ed elettronici e  specialisti della ventilazione, fino ad un massi­
m o  di circa 1 4  persone.
Contemporaneamente, si procederà alla progettazione, preparazione, 
e collaudo delle apparecchiature di ricerca scientifica (punto F )
(fig. 23). Tale compito verrà assegnato ai gruppi del C C R  già im pe­
gnati nelle misure effettuate su H /D  per valutare i processi di mani­
polazione del tritio (program m a "Sicurezza della fusione").
S u  questa base il personale tecnico-scientifico del C C R  complessiva­
m ente impegnato nelle relative attività di ricerca (escluso il sup­
porto tecnico e  quello amministrativo) è valutato ad u n  m assim o di 
2 5  persone, di cui 7  laureati. Tale personale sarà necessario nel 
m om ento in cui il laboratorio comincerà in pieno la sua attività.
N ei primi quattro anni dovranno essere assegnati a  questi lavori 
10 persone.
L e  precedenti cifre non tengono ovviamente conto dei gruppi tecnico­
scientifici esterni eventualmente interessati ad effettuare esperi­
menti specifici nel laboratorio. Nella figura 23 vengono indicati sia 
i tempi di realizzazione previsti per le varie fasi di preparazione 
ed utilizzazione che il personale complessivamente assegnato al 
laboratorio (al fine di tener conto delle spese tecniche ed am m i­
nistrative del C C R  è stato applicato un fattore di 2,2).

1.71
3.6.6. V a].utazi_one_dei__costi_
Sono in preparazione u n  progetto ed una valutazione dei costi 
preliminari, e i risultati verranno resi noti in occasione della 
riunione del F T S C  del 1 6  settembre 1983.
Fig. 23 T E M P I D I R E A L IZ Z A Z IO N E  E  P E R S O N A L E  D E L  L A B O R A T O R I O  D E L  T R IT IO
1 2 3  · 4
A
L ·
C
0
E
FRapporto p re lim in a re  di s ic u re z z a  A 
A pprevazlene del ra p p e rte  p r o l i · .  di s i c . 
P ro g e tta  e se c u tiv e  - s e le z . del cen traen ,
Costruzione e  M ontaggio- s e fa z ^ ’d e ? 'c o s t r u ii
-  c e s tru z . *  a e n ta g .
C ellaude funzio n ale
A pparecchiatura - p ro g e tti 
speri oen ta l e - p rep arazio n e
-  prove fredde
- I n s t a l l a z . ,  prave 
cald eB «----------
C  —
F
 ----------C  -----------0 —
D
 ------------
E  
■
P erso n ale - A  e E  
-  F8
620
620
1 022
1 7
T otale 1 4 26 30 39
f
9

1.72
3.7. C o n c  lusioni
Dall'analisi effettuata risulta quanto siano complessi i problemi 
posti dalla presenza di tritio nel ciclo del combustibile dei reat­
tori a  fusione. I dati e  le informazioni già disponibili o  attesi 
dalle attività coperte da segreto non sembrano tuttavia sufficienti 
per risolverli. Per soddisfare le esigenze del N E T  e  dei reattori 
di potenza di grandi dimensioni è necessario un sostanziale program­
m a  sperimentale.
Partendo da queste premesse si è  mostrato co m e  u n  laboratorio per 
la manipolazione del tritio presso il C C R  potrebbe contribuire in 
m o d o  significativo all'impegno europeo in questo settore. Il prin­
cipale obiettivo di un tale laboratorio sarebbe quello di fornire 
una base per sperimentare componenti e procedure operative a  supporto 
della progettazione e  della costruzione di N E T . Tale obiettivo può 
essere conseguito nel m o d o  seguente:
- verificando sperimentalmente i progetti relativi al ciclo del c o m ­
bustibile e al funzionamento dei reattori sulla base di proposte 
che verranno fatte dalle Associazioni europee e dal gruppo N E T ;
- continuando l'attività sul tritio  avviata presso il C C R  nel quadro 
del program m a sulla tecnologia della fusione.
A  tale fine si dovrà agire in stretta collaborazione con i centri euro­
pei che effettuano ricerche sulla fusione e  con il gruppo N E T  sin dalla 
fase di progetto, analogamente a  quanto viene fatto in altre attività 
di tecnologia della fusione in cui è impegnato il C C R .
S i cercherà soprattutto di accumulare una certa esperienza negli aspet­
ti riguardanti la sicurezza operativa del tritio , attività che si in­
serisce fra i compiti generali del C C R , c o m e  è stato recentemente ap­
provato dal Consiglio dei ministri.

1.73
A P P E N D IC E  1  - Prim o gruppo di progetti sul tritio fissato dal Comitato 
direttivo per la tecnologia della fusione (F T S C )
I progetti sono presentati sotto form a di schede, conformemente al "bando 
di gara" indetto dalla Com m issione nel dicembre 1982 e  riguardano ip parti­
colare:
- i l  sistema di depurazione del combustibile
- il recupero del tritio  dai flussi di rifiuti
- il rilevamento del tritio
- le celle elettrolitiche
- il sistema di decontaminazione
- lo sviluppo industriale di componenti di grandi dimensioni
- il recupero del tritio dal mantello (materiali fertili liquidi e solidi).
Ciascuna scheda contiene:
- la descrizione dell'attività che si intende svolgere (doc. F T S C  418)
- u n  som m ario delle azioni proposte dalle Associazioni (doc. F T S C  5/3.3)
- la situazione dei relativi contratti con le Associazioni (doc. F T S C  5/6 
e  6/9).
Tritio 1
Sistema di depurazione del combustibile
Studio teorico delle varie soluzioni del problema della depurazione del 
combustibile. L e specifiche d'ingresso sono: una portata di 1,5 k g  giorna­
lieri di u n  gas composto da una miscela al 5 0 %  di deuterio e  tritio , con 
un tenore d'impurezze inferiore all'1%, elio escluso. Tali valori corrispon­
dono alle condizioni di IN T O R . L e  impurezze principali sono 0^, N ^, H ^ O  C H ^ , 
m a  non si conosce ancora in quale tenore saranno presenti. E' necessario 
cercare di determinare tali valori e  finché m ancano dati precisi studia­
re separatamente casi rappresentativi in cui è presente un alto tenore 
di ciascuna impurezza. In ogni caso la loro presenza nel gas scaricato dal 
sistema di depurazione del combustibile deve essere complessivamente infe­
riore ad 1  p pm .
Proposte della Germ ania e della Francia 
Germania: le proposte riguardano:
a) attività sperimentali in corso in cui per l'estrazione delle 
impurezze si usano assorbitori metallici;
b) uno studio teorico seguito dalla progettazione e dalla costru-
t zione di un'unità di prova per la distillazione criogeni­
ca (1982-1986).
Francia :  Studio che corrisponde esattamente ai requisiti del bando di ga­
ra (1983-1984):
. contratti/fondi ri chiesti/tempi di
realizzazione approvati: Francia :  Q,4 milioni di E C U  - (1983-1984)
Germ ania :  1,1 milioni di E C U  - (1982-1984)
. le caratteristiche tecniche delle proposte tedesche devono essere modifi­
cate per tener conto della riduzione del massimale evitando tuttavia even­
tuali duplicati con il contratto francese. ,

1.74
Tritio 2
Recupero del tritio dai flussi di rifiuti
Studio del recupero del tritio dalle impurezze raccolte nel sistema di de­
purazione del combustibile. Il recupero di questo tritio sotto form a gassosa 
o  di com posto chimico è  necessario per limitare il volum e degli effluenti. 
Possono essere presi in considerazione i seguenti processi:
. decomposizione dell'acqua e  degli idrocarburi su letti metallici, seguita 
da permeazione degli isotopi dell'idrogeno attraverso una m em brana di 
lega di palladio;
. ossidazione di tutte le impurezze su un letto catalitico, seguita da 
intrappolamento e  decomposizione dell'acqua triziata;
. separazione delle impurezze per m ezzo di una colonna cromatografica. Tali 
impurezze possono essere bruciate e raccolte c o m e acqua, oppure decomposte 
e  separate in una seconda colonna cromatografica.
Tutti questi metodi devono essere innanzitutto studiati teoricamente.
Alcuni problemi, c o m e  quelli derivanti dall'avvelenamento della m em brana 
al palladio da parte dell'acqua, o  degli idrocarburi, dovrebbero essere 
definiti sin d'ora per consentire di avviare al più presto possibile la 
prima fase sperimentale. L o  studio di questi processi dovrebbe includere 
anche una valutazione della quantità di rifiuti triziati prodotti.
Proposte del Belgio, della Germ ania e  della Francia
Belgio:
a) attività sperimentali di R  &  S  sulla separazione per laser del tritio 
dall'acqua (1983-1985);
b) studio e costruzione di un circuito per il recupero del tritio dagli sca­
richi del sistema di depurazione del combustibile (1983-1986).
Germania:
a) attività sperimentali di R  &  S  sul recupero del T  dall'acqua e  dal metano 
triziati (1984-1986);
b) studi sperimentali sull'avvelenamento delle m em brane al Pd-A g (da ini­
ziare nel 1985).
Francia :
a) studio teorico sui seguenti aspetti:
i) letti metallici
ii) ossidazione
iii) cromatografia (1983-1984)
b) studio sperimentale sull'avvelenamento delle m em brane al Pd-A g utiliz­
zando circuiti già esistenti (1983-1986).
c) i) studio sperimentale su alcuni dei componenti che maggiormente influen
zano il contenuto di T  nei flussi di rifiuti (cella elettrolitica, 
materiale di riempimento nelle colonne di criodisti llazione) 
ii) valutazione dell'influenza del tenore di T  sui processi di estrazione

1.75
. Contratti/fondi ri chiesti/tempi di realizzazione approvati:
Francia: 1,2 milioni di E C U  (1983-1986);
. le caratteristiche tecniche dovrebbero essere modificate in m o d o  da 
escludere gli studi sperimentali che non riguardano l'avvelenamento delle 
m em brane al palladio-argento;
. l'esame della proposta belga di separazione al laser è stato rimandato 
ad u n  secondo m om ento.
Tritio 3
Rilevatori di tritio
M essa a  punto di u n  rilevatore capace di distinguere anche bassi livelli 
di tritio dalla radiazione di fondo. Il sistema di rilevamento dovrebbe 
permettere di misurare in tali condizioni tenori di tritio dell'ordine 
di 1  M P C  (concentrazione m assim a ammissibile)con un tem po di risposta 
di qualche minuto.
Proposte del Belgio/ della Germ ania e  del R egno Unito
Belgio :  m essa a punto di un contatore proporzionale per aria o  di
un contatore proporzionale (o G M )  con flusso di gas separato;
„  il prototipo è previsto per il 1986;
Germ ania :  m essa a  punto di una sonda adatta al contenuto di T  e all'am­
biente di lavoro del sistema di rivelazione. A vvio previsto 
per il 1984 e ottenimento del prototipo per il 1986;
R egno Unito: sviluppo di un m etodo che permetta di distinguere i segnali 
'  prodotti dal gas triziato da quelli provenienti dall'acqua
triziata e m essa a  punto di una sonda capace di funzionare 
senza interruzione in un impianto nucleare (1983-1984).
. Contratti/fondi ri chiesti/tempi di realizzazione approvati.
Sem bra che u n  rivelatore di caratteristiche vicine a  quelle richieste sia 
stato sviluppato in Canada. Qualora Belgio e Germ ania mantengano le loro 
proposte, la Com m issione analizzerà la situazione e  ne riferirà al F T S C .
Tritio 4
Celle elettrolitiche
Studio di una cella elettrolitica capace di trattare fino a  100 m i al giorno, 
con caratteristiche speciali di manutenzione e  di trattamento dei rifiuti, 
per la riduzione di piccole quantità di acqua triziata.
Proposte del Belgio, della Francia, del R egno Unito e del C C R
Belgio :  proposte per far giungere gli sviluppi in corso sulle celle 
elettrolitiche da 100-1.000 C i ai livelli richiesti dall'at­
tività in questione (T-4); costruzione di un prototipo per 
il 1986;
F ran cia :  proposte d i studio d i p ro b lem i critici, quali il m ateriale
dei diaframmi e  la manutenzione a  distanza; costruzione (1985)^ 
e collaudo di u n  prototipo attivo a  livelli dell'ordine di 10° 
Ci/l (1986 o  più tardi).
... /...

1.76
R egno Unito :  proposte di sviluppo graduale:
i) 10-100 C i  
ii) 100-1.000 C i
iii) raccomandazioni conclusive per la progettazione di u n  
sistema di celle elettrolitiche da 1  milione di 
Ci/giorno (1986).
C C R  :  studio in corso dal 1 9 8 1  su celle elettrolitiche a  basso te­
nore di liquido per la separazione isotopica dell'idrogeno. 
S i prevedono soltanto esperimenti non attivi. Il progetto 
dovrebbe terminare nel 1984.
. Contratti/fondi richiesti/tempi di realizzazione approvati
. N o n  si è ancora raggiunta alcuna conclusione tra Belgio e Francia, m a  le 
discussioni continuano e il progetto verrà messo a  punto nel prossimo 
futuro.
Tritio 5
Sistema di decontaminazione
Studio teorico della fattibilità economica di u n  sistema di trattamento 
di volum i considerevoli di aria triziata nonché valutazione del costo, degli 
scarichi nell'ambiente e  dei problemi di manutenzione. L'unità di deconta­
minazione dovrebbe consentire al personale del reattore di entrare nella 
sala del reattore, senza protezione speciale, 2 4  ore dopo lo spegnimento.
L e  perdite normali o  accidentali verso l'atmosfera della sala possono 
essere comprese tra 1  e 1.000 parti per milione dell'efflusso giornaliero.
Il trattamento dell'atmosfera delle scatole a  guanti e  dei contenitori 
secondari dovrà essere un'operazione ordinaria. Il processo normale con­
siste nell'ossidazione del tritio  e  nell'intrappolamento dell'acqua. S i do­
vranno studiare letti catalitici operanti a  bassissime concentrazioni di 
tritio e svolgere eventualmente delle ricerche sulla possibilità di aumenta­
re il rendimento dei catalizzatori migliori.
Proposte del Belgio, della Germania e  della Francia
Belgio :
a) studio della fattibilità economica del trattamento di 
grandi volum i d'aria;
b) attività sperimentali di R  &  S  sulla decontaminazione 
e sull'eventuale recupero del T  dai sistemi di scarico 
del gas inerte delle scatole a  guanti (1983-1986)
Germ ania :  proposte di sviluppo di assorbitori organometallici in cui T
viene fissato irriversibiImente in m o d o  da facilitarne l'e li­
minazione definitiva (1983-1986)
Francia :
a) studio teorico comprendete l'individuazione delle sorgenti 
di T, e  dei livelli di concentrazione, la disposizione 
ottimale e l'ottimizzazione economica del sistema di depu­
razione (1983-1984)
b) prove su catalizzatori commerciali con valori dei diversi 
parametri compresi entro un'ampia g a m m a  e  sviluppo dei più 
promettenti verso una soluzione ottimale (1983-1986).

1.77
. Contratti/fondi richiesti/tempi 
di realizzazione approvati :  Germania: 1,7 milioni di E C U  - (1983-1986) 
Francia :  1,6 milioni di E C U  - (1983-1986)
. sono necessari ulteriori discussioni sulla parte sperimentale delle proposte 
. la descrizione tecnica della proposta tedesca deve essere più dettagliata.
Tritio 6
Sviluppo industriale di componenti di grandi dimensioni
Sviluppo industriale di componenti specifici di grandi dimensioni, perfetta­
mente compatibili con il tritio , tra cui po m p e turbomolecolari di potenza 
compresa tra 500 e 10.000 litri/sec e  valvole di grandi dimensioni di dia­
metro compreso tra 1,5 e 2  m . S ono previste le diverse fasi seguenti:
. richiesta a  laboratori che abbiano esperienza nella manipolazione del 
tritio affinché mettano a  disposizione un'unità in cui tali componenti 
possano subire il collaudo finale con tritio; naturalmente si dovrebbe 
poter disporre dell'unità esattamente nel m om ento in cui lo richiede 
lo sviluppo del program ma;
. indagine presso l'industria per valutare l'attuale livello di sviluppo 
di componenti specifici compatibili con il tritio;
. avvio di uno studio, in collaborazione con l'industria, sui componenti 
compatibili con il tritio m a  che non rispondono ancora ai requisiti ri­
chiesti per la fusione.
Proposte della Germania e  della Francia
a) analisi del settore industriale
b) studio di fattibilità dei componenti (pom pe e valvole)
c) programmazione di un'apparecchiatura di prova (1985)
(cui potrebbe fa seguito, c o m e seconda fase eventuale, la 
fabbricazione di componenti e  la costituzione dell'appa­
recchiatura di prova per il 1986-1987).
. contratti/fondi richiesti/tempi di realizzazione approvati: Germ ania e  
Francia (congiuntamente): - 2,5 milioni di E C U  - 1983-1986;
. L'analisi del settore industriale e lo studio di fattibilità verranno ef­
fettuati congiuntamente da Germ ania e Francia;
. l'attuale apparecchiatura di prove francese sarà accessibile a  tutte le 
Associazioni e si discuterà ulteriormente delle possobilità di un suo 
affitto.Germania
Francia
a)
b)
c )analisi del settore industriale 
studio e sviluppo di componenti
adattamento e completamento dell'apparecchiatura di prova 
esistente (che dovrebbe essere imprestata dal program m a 
fusione) (1983-1986)

1.78
Mantello 8
Estrazione del tritio  dal Li,j7  Pbg3 :  gorgogliamento di gas inerte
Prove di laboratorio dimostrative per determinare l'efficacia potenziale 
del metodo. I primi esperimenti dovrebbero avvenire in Li^Pbg^ statico 
utilizzando idrogeno. Bisognerà ben definire l'eutettico usato e misurare 
l'assorbimento di impurezze durante le prove. In una seconda fase la 
validità del metodo dovrà essere confermata in esperimenti in cui si uti­
lizzerà invece il tritio . Ulteriori esperimenti saranno richiesti per de­
terminare in che misura il grado di solubilità dell'idrogeno e  dei suoi 
isotopi in Li^Pb_, dipende dalla temperatura e dalla pressione parziale 
(legge di SievertJ.
Proposte della Germania, della Francia e del C C R  
Germ ania :
a) misure di solubilità dell'H ed altri studi fisico-chimici 
(1982-1986)
b) prove di laboratorio sul m etodo di gorgogliamento di gas 
(non specificato)
Francia
a) prove di fattibilità del m etodo (1983-1986)
b) misure della solubilità e del coefficiente di diffusione 
dell'H (1982-1985)
c) unità dimostrativa (1986)
C C R
a) misure di solubilità e diffusione (1983-1984), Università 
di Cagliari)
b) verifica sperimentale del metodo (1983-1985)
. contratti/fondi richiesti/tempi di
realizzazione approvati :  Germania: 0,4 milioni di E C U  - (1983-1984)
Francia :  0,3 milioni di E C U  - (1983-1984)
Mantello 9
Estrazione del tritio mediante assorbitori metallici solidi
L'estrazione del tritio  dal litio o  dall'Li^Pbg^ è termodinamicamente pos­
sibile mediante assorbitori metallici solidi, per esempio queLli inittio. Tutta­
via, la cinetica della reazione, la rigenerazione degli assorbitori e  il tasso 
di avvelenamento dovuto alle impurezze sono aspetti che condizionano l'ef­
ficacia potenziale di tale metodo. V a  inoltre studiata l'eventuale reazione 
dell'assorbitore con il materiale liquido o  con uno dei suoi componenti 
(per esempio il Pb). In una prima fase gli esperimenti verranno effettuati 
in apparecchi statici con idrogeno. In una seconda fase si effettueranno 
invece anche esperimenti di convalida in cui si utilizzerà tritio.
Proposte del Belgio, della Germania, della Francia e dell'Italia
Belgio :
a) valutazione della cinetica di reazione con L i e  Li-Pb; 
rigenerazione degli assorbitori metallici solidi
(Y , ...) (1983-1984)
b) dimostrazione del metodo in un circuito sperimentale 
(1984-1986)..../...

1.79
Germania :
a) esperimenti a  Lotti sulla solubilità e  sulle reazioni con 
Li-Pb; avvelenamento degli assorbitori (Y , ...) (1983-1984)
b) esperimenti in circuito chiuso con quantitativo m assim o 
di tritio di 1 0  m g  (1985-1986)
c) analogamente al punto b) m a  con u n  quantitativo di tritio 
fino a  1  g  (1986-
Francia :  studio sperimentale sulla cinetica di reazione e sui processi 
di estrazione dai vari assorbitori (1984-1985)
Ita li a
a) esperimenti in capsula (o lotti) sulle reazioni con L i e  
studio dei relativi parametri; avvelenamento degli assorbi­
tori (Y , leghe a  base di Y )  (1983-1984)
b) processi di estrazione in circuito chiuso (1985)
. contratti/fondi ri chiesti/tempi di realizzazione approvati
. in seguito ad una serie di incontri tra Belgio e Germania, la ripartizione 
dei fondi sarà la seguente:
Belgio :  0,26 milioni di E C U
Germ ania :  1,44 milioni di E C U
Mantello 1 6  
Recupero del tritio
Verrà m esso a  punto o  proposto un esperimento da effettuare mediante una 
unità di irraggiamento già esistente per dimostrare c o m e  l'azione di recupero 
del tritio  dai materiali fertili solidi dipenda direttamente dalla temperatura 
di irraggiamento e  dal burn-up (o dalla dose) mediante ricorso ad u n  opportuno 
m etodo di recupero del T : i campioni verranno anche utilizzati per determinare 
eventuali modifiche delle proprietà ai fini di un confronto con i risultati 
dell'attività B -15 ed entro i limiti imposti dallo studio sull'estrazione 
del T.
Proposte del Belgio, della Germania, della Francia e  dell'Italia
Belgio :  monitoraggio e  intrappolamento on-line del T  rilasciato
dalle capsule dopo l'apertura (cfr. B  15);
Germania :  esperimenti nel circuito D I D O  con monitoraggio del T  mediante 
cam era a  ionizzazione nel gas vettore, dopo una riduzione 
del T 2O  su un letto metallico caldo;
Francia :  prove di irraggiamento in S IL O E  e studio sistematico dei m e ­
todi di estrazione di e delle specie triziate;
Italia :  prove di irraggiamento di LiA lO ?  in u n  circuito ad H e  nel
T R IG A  R C -1  e intrappolamento del tritio nel gas mediante 
sistemi criogenici e mediante assorbitori.
L a  ripartizione dei fondi non è  ancora stata decisa.

C O M M I S S I O N E  D E L L E  C O M U N I T À ' E U R O P E E  
Centro com une di ricerca
II. B A N C O  V IB R A N T E  P R E S S O  L O
S T A B IL IM E N T O  D I  IS P R A  D E L  C C R
Seconda relazione sullo stato dei lavori

II.2
IN D IC E
1. IN T R O D U Z I O N E
2. R A S S E G N A  D E I L A V O R I  D I R IC E R C A  S U L L 'A N A L IS I 
S IS M IC A , U T IL IZ Z A Z IO N E  E  IN T E R E S S E  D E I  
B A N C H I  V IB R A N T I
3. R A S S E G N A  D E I B A N C H I  V IB R A N T I G IÀ ' E S IS T E N T I
4. E V E N T U A L E  N E C E S S IT A ' D I  U N  B A N C O  D I  G R A N D I  
D IM E N S IO N I N E L L A  C O M U N I T À '
4.1. Conclusioni del gruppo di lavoro ad hoc italiano
4.2. L a  situazione in Francia
4.3. L a  situazione nel R egno Unito
4.4. L a  situazione in Grecia
4.5. L a  situazione nella Repubblica federale di Germ ania
5. V A L U T A Z I O N E  D E L L 'A D E G U A T E Z Z A  D E L  S IT O  D I  IS P R A
6. O S S E R V A Z IO N I C O N C L U S I V E
7. S V IL U P P I F U T U R Ipagina
II.3
II.3
II.4
II.4
II.4
II.5
II.6
II.6
II.7
II.8
II.9
II.9

II.3
1. I N T R O D U Z IO N E
Questa è L a  seconda relazione sullo stato dei lavori riguardanti i 
banchi vibranti elaborata dal gruppo di lavoro ad hoc del C C R  che-ha 
il compito di valutare se è  interessante per la Com unità installare 
presso lo stabilimento di Ispra del C C R  u n  banco vibrante di m edia 
capacità (100-300 t).
L a  relazione comprende:
1. L a  rassegna dei lavori di ricerca in atto sull'analisi sismica ed 
identificazione dell'utilizzazione e dell'interesse dei banchi 
vibranti.
2. L a  rassegna dei banchi vibranti attualmente esistenti.
3. Identificazione delle possibili necessità comunitarie di u n  banco 
di grandi dimensioni.
4. Valutazione dell'adeguatezza del sito di Ispra.
5. Osservazioni conclusive.
6. Sviluppi futuri.
2. R A S S E G N A  D E I L A V O R I  D I  R IC E R C A  S U L L 'A N A L IS I S IS M IC A , U T IL IZ Z A Z IO N E
E  IN T E R E S S E  D E I B A N C H I  V IB R A N T I
Comunità
- Prove di idoneità e  di convalida dei modelli vengono effettuate 
utilizzando banchi di medie dimensioni.
- Attualmente non vengono effettuate prove di grandi dimensioni m a  è  
stato manifestato u n  certo interesse (cfr. cap. 3).
- S i stanno effettuando ricerche per elaborare modelli e  codici di ela­
boratori elettronici per l'analisi sismica. I progressi sono ostaco­
lati tra l'altro dalla m ancanza di dati rappresentativi sui m ovim enti 
tellurici di riferimento.

II.4
G i appone
- Vastissime attività di ricerca riguardanti tutti gli aspetti dell'ana­
lisi si smica.
- Serie di prove dimostrative in grande scala (strutture nucleari e  pe­
trolchimiche) progettate sul banco vibrante di Tadotsu, di 1 5  m  x  1 5  m  
e di 1.000 t.
- Prove pseudo-statiche (parete di reazione) su edifici d'abitazione con 
più di cinque piani: sollecitazioni laterali invertite e ripetute di 
intensità progressiva (Tsukuba).
U S A
- Varie attività di ricerca patrocinate in gran parte dalla "National 
Science Foundation" e dalla "National Regulatory Commission".
- Attive ricerche sulla progettazione e  sulla costruzione antisismica
di edifici con prove pseudo-statiche e su u n  banco vibrante di 4 5  t del­
l'Università di California, Berkeley.
- Collaborazione con il Giappone per le prove di modelli molto grandi.
3. R A S S E G N A  D E I B A N C H I  V IB R A N T I G IÀ ' E S IS T E N T I
Sono state compilate quattro tabelle in cui vengono elencati i  princi­
pali banchi vibranti esistenti nel m o n d o  con le loro caratteristiche 
fondamentali (cfr. allegato). I banchi più grandi si trovano in Giappone, 
sei dei quali possono sopportare modelli del peso sino a  100-1.000 t.
Il banco più grande degli Stati Uniti è  quello di 4 5  t a  Berkeley (C a­
lifornia). Il banco più grande della Com unità dovrebbe essere quello bi- 
assiale di 1 4  piedi x  1 4  piedi (capacità fino a  100 t) della " G E C  Pow er 
Engineering" degli "Stafford M ech. Lab." nel R egno Unito.
4. E V E N T U A L E  N E C E S S IT A ' D I  U N  B A N C O  D I  G R A N D I  D IM E N S IO N I N E L L A  C O M U N I T À '
4.1. Conclusioni del gruppo di lavoro ad hoc italiano
L 'E N E A  ha istituito nel m arzo 1983 u n  gruppo di lavoro ad hoc con 
l'obiettivo di :
a) raccogliere le informazioni disponibili sino ad ora in tutto il 
m o n d o  circa le prove dinamiche sulle strutture;
b) esaminare la necessità di u n  banco vibrante di grande capacità 
in Italia;
c) indicare le caratteristiche ottimali di u n  tale banco.

II.5
L e  principali conclusioni della relazione del gruppo di lavoro, ricevuta 
a  luglio, possono essere riassunte co m e  segue.
- In linea di m assim a vi è interesse per le possibilità offerte da u n  
grande banco vibrante di capacità compresa tra le 100 e  le 300 t:
. possibilità di provare componenti complessi nel cam p o  non lineare;
. possibilità di approfondire le conoscenze attuali sul comportamento 
dinamico delle strutture e ridurre quindi i margini di sicurezza an­
che nel settore non nucleare.
- Viene manifestata una certa perplessità per quanto riguarda i  costi sia 
di funzionamento che di costruzione di modelli complessi e  di grandi 
dimensioni.
- Il trasporto su strada verso i siti dell'entroterra im pone limitazioni 
alle dimensioni e  al peso delle apparecchiature da sottoporre a  prove. 
L'impiego del tavolo giapponese da 1.000 t potrebbe essere la soluzione 
ideale per modelli molto grandi.
- Il "mercato" potenziale in Italia non è ritenuto sufficiente per giu­
stificare l'utilizzazione di u n  grande banco, m a  la situazione potrebbe 
cambiare qualora venissero sostanzialmente modificate le norm e attual­
m ente in vigore.
- S i potrà dare u n  parere definitivo soltanto quando gli altri Stati m e m ­
bri della Com unità ne avranno valutato appieno le necessità.
- Il grande banco non deve essere considerato c o m e uno strumento isolato, 
m a  piuttosto c o m e parte di u n  adeguato contesto sperimentale di inge­
gneria sismica che ovviamente com prende altre apparecchiature sperimen­
tali diverse dai banchi vibranti. Occorre inoltre esaminare attentamen­
te il problema del necessario personale competente.
4.2. L a  situazione in Francia
In Francia sono state identificate due organizzazioni che potrebbero esse­
re interessate alla costruzione di u n  grande banco vibrante.
a) Secondo F R A P P A T O N E , la Com unità è carente di m ezzi sperimentali adeguati 
per l'esame dell'idoneità sismica di grandi strutture. 1 1  problema sor­
ge in particolare per i siti ad alto rischio sismico poiché in questo 
caso occorre prendere in considerazione fenomeni non lineari e  quindi 
costruire e provare grandi modelli. Tra i problemi da esaminare sono 
stati citati i seguenti:
- il circuito primario di raffreddamento di u n  reattore ad acqua sot­
to pressione ed il suo supporto;
- i generatori di vapore (comportamento delle tubazioni);
- le apparecchiature per l'immagazzinamento in piscina delle cartucce 
di combustibile esaurito;
- il comportamento delle gru.

II.6
b) Il "Centre Scientifique et Technique du Bâtiment" (C STB ), in col­
laborazione con il "Laboratoire Central des Ponts et Chaussées", h a 
in progetto la costruzione di u n  banco vibrante triassiale di 
6  m  x  8 m  con u n  peso m assim o del modello di 100 t. L e  autorità fran­
cesi non hanno ancora preso una decisione ufficiale circa la costru­
zione di questo banco, m a  il C S T B  è  convinto che u n  gran banco vi­
brante sia l'unico strumento per:
- la ricerca sulle strutture edilizie costruite mediante assemblag­
gio di componenti prefabbricati; le giunzioni fra i vari m oduli 
presentano aspetti singolari che è impossibile tradurre analiti­
camente in modelli e quindi la sperimentazione con u n  grande ban­
co vibrante è l'unico m o d o  per studiare i m o d i di frattura provo­
cati dalla sollecitazione sismica;
- il miglioramento dei criteri di progetto antisismici e delle tec­
niche di costruzione;
- lo sviluppo di tecniche per aumentare la resistenza antisismica 
degli edifici esistenti;
- l'elaborazione di modelli che rappresentino il reale comportamento 
delle strutture e  la verifica dei metodi di calcolo;
- l'idoneità di strutture per abitazioni e  di apparecchiature su 
scala reale, rispetto ad una determinata sollecitazione sismica.
4.3. L a  situazione nel R egno Unito
In base a  contatti presi con il U K A E A , il C E G B  e il "Nuclear Installa­
tions Inspectorate", risulta che gli attuali banchi vibranti soddisfa­
no del tutto ai requisiti di idoneità sismica, secondo quanto previsto 
dalla legislazione del R egno Unito. N el R egno Unito il problema del­
l'idoneità antisismica non è considerato molto importante.
Il "National Engineering Laboratory" di Glasgow, che possiede tre banchi 
vibranti, è disposto ad eventuali collaborazioni.
Sono stati inoltre presi contatti per lettera con il "Building Research 
Establishment" a  cui non è stata però ancora data una risposta.
4.4. L a  situazione in Grecia
Il sig. P.G. Carydis, professore di ingegneria sismica dell'Università 
tecnica nazionale di Atene ha visitato in luglio lo stabilimento di 
Ispra del C C R  ed ha illustrato le apparecchiature di simulazione sismica 
attualmente in construzione presso il suddetto istituto universitario.
A  suo avviso occorrerebbe intraprendere un'azione a  livello comunitario 
per
- raccogliere e  diffondere le informazioni sui terremoti,
- installare sismografi standardizzati in m o d o  da registrare forti 
scosse telluriche e creare una corrispondente banca di dati,

II.7
- creare una rete europea dei banchi vibranti con u n  servizio
di informazione centralizzato sulle caratteristiche specifiche,
- integrare la suddetta rete con u n  banco di grande capacità,
- elaborare modelli che descrivano il comportamento dinamico delle 
strutture in condizioni realistiche di scosse telluriche e  distri­
buire il più possibile i relativi program m i per elaboratori elet­
tronici .
4.5. L a  situazione nella Repubblica federale di Germ ania
Nell'ultimo decennio sono state intensificate le attività di ricerca 
nel cam p o  della progettazione antisismica, in particolare per la 
costruzione dei reattori nucleari. Attualmente si registra u n  certo 
interesse anche nel settore dell'ingegneria civile. L e  prove dinami­
che di modelli e/o componenti sono limitate all'uso di banchi vibran­
ti più piccoli e  all'impiego di generatori di vibrazioni sulle strut­
ture già esistenti. D a  sei m esi è  in funzione u n  banco vibrante 
da 2 5  t presso il H R B  di Jülich (cfr. tabella 1).
Nella Repubblica federale di Germania sono stati presi contatti con:
i) fabbricanti di reattori ( K W U , H R B ),
ii) autorità competenti per il rilascio delle autorizzazioni (IRS, 
Colonia),
iii) istituti di ricerca ( T H  Darmstadt, progetto H D R  di K fK ).
I fabbricanti di reattori sono piuttosto favorevoli a  prove di proto­
tipi in scala sino a  1:1, in particolare nel cam po dell'interazione 
delle strutture con fluidi (elementi combustibili, generatori di va­
pore, ecc.). G li istituti di ricerca preferiscono banchi vibranti più 
piccoli per compiere verifiche sperimentali particolareggiate delle 
parti fondamentali dei program m i su calcolatore. L e autorità com pe­
tenti per il rilascio delle autorizzazioni tendono ad appoggiarsi 
agli istituti di ricerca e cioè a  basarsi sui program m i per calcola­
tori che simulano grandi strutture, purché le equazioni fondamentali 
che descrivono i fenom eni in regime non lineare siano convalidate 
da esperimenti ineccepibili. In generale nella Repubblica federale di 
Germania, c o m e in Giappone e  negli U S A , l'interesse per i banchi vi­
branti di grandi dimensioni va diminuendo e  si preferisce il m etodo 
pseudo-dinamico per compiere verifiche sperimentali sugli edifici di 
grandi dimensioni. Il principale motivo è il rapporto fra costi e van­
taggi: u n  banco vibrante costa circa 100 dollari per chilogrammo di 
peso del modello.
L e diverse organizzazioni contattate nella Repubblica federale di G e i —  
mania apprezzano l'iniziativa della Commissione. Esse formuleranno nel 
prossimo futuro u n  parere più circostanziato circa la necessità di 
coordinare in Europa la ricerca nel settore della progettazione anti­
sismica e sulla necessità di costruire apparecchiature per prove spe­
rimentali su vasta scala.

I I .8
5. V A L U T A Z I O N E  D E L L 'A D E G U A T E Z Z A  D E L  S IT O  D I  IS P R A
Sono stati conclusi contratti di studio al fine di investigare mediante 
prove geotecniche statiche e dinamiche l'adeguatezza del sito prescelto 
nello stabilimento di Ispra del C C R  per ospitare u n  banco vibrante di 
grandi dimensioni.
L e  prove dovranno comprendere:
- la costituzione di una carta stratigrafica verticale del sito;
- la definizione delle caratteristiche geomeccaniche del suolo (prove 
standard di penetrazione, prove di laboratorio su campioni del suolo, 
controllo delle acque sotterranee);
- prove di consolidamento dinamico;
- uso di speciali eccitatori dinamici per misurare l'attenuazione delle 
onde sismiche in funzione della loro frequenza e valutare quindi gli 
effetti possibili del funzionamento del banco vibrante sugli impianti 
e  sugli edifici circostanti.
S ono stati presi contatti con l'ente locale per l'energia elettrica 
(E N E L ) che è in grado di assicurare senza alcuna difficoltà il necessario 
approvvigionamento di energia elettrica.
Per quanto concerne le vie di accesso allo stabilimento di Ispra del C C R , 
con gli attuali collegamenti stradali è  stato possibile trasportare i  
componenti di tre reattori di ricerca (Ispra-I, E C O , E S S O R ). E ' possibile 
inoltre prospettare la costruzione di una nuova strada che colleghi lo 
stabilimento con la vicina autostrada.
Il trasporto di apparecchiature pesanti e ingombranti ha rappresentato 
u n  problema anche per gli Stati Uniti (program m i spaziali e  nucleari). U n a  
soluzione è quella di impiegare i dirigibili. Studi analoghi sono stati 
effettuati in Europa. Tuttavia, in molti casi si potrebbe evitare il tra­
sporto di modelli completi poiché presso lo stabilimento di Ispra è possi­
bile montare gli impianti in loco con le apparecchiature già esistenti.
Per quanto riguarda il personale competente necessario, anche se attualmen­
te il C C R  non sta svolgendo azioni nel cam po dell'analisi sismica, il Centro 
dispone di esperti nei settori seguenti:
- prove dinamiche,
- strumentazione, acquisizione dati,
- analisi numerica delle strutture,
personale cui è possibile far ricorso per il progetto in oggetto. O vviam en­
te sarebbe necessario assumere alcuni specialisti esperti del settore per 
costruire u n  gruppo qualificato.

II.9 
6. OSSERVAZIONI CONCLUSIVE 
La precedente analisi, seppure ancora incompleta, consente  tuttavia  di 
trarre  alcune prime indicazioni. 
- Ad eccezione della Grecia,  tutti  gli  altri  Stati  membri ritengono che le 
norme  attualmente  in vigore  relative  alla progettazione antisismica  pos­
sano  essere adeguatamente soddisfatte facendo ricorso agli strumenti spe­
rimentali ed analitici disponibili. 
- Esistono diversi banchi vibranti di piccole e anche di medie dimensioni; 
alcuni di  essi  hanno sei gradi di libertà controllati e possono così si­
mulare in modo più realistico le  scosse  telluriche previste. 
- Varie organizzazioni della Comunità hanno manifestato un reale interesse 
per la costruzione di un banco vibrante di maggiore  capacità.  Ciò dimo­
stra che non  tutti  i fenomeni possono essere rappresentati sotto forma 
di modelli e studiati con prove su piccola scala oppure analiticamente. 
- Un'azione di cooperazione a livello europeo sarebbe proficua nei seguen­
ti settori: 
. standardizzazione delle misure dei sismi e creazione di una base di 
dati  europea; 
. elaborazione di modelli  raffinati  e di codici per elaboratori  elettro­
nici  verificati per via sperimentale con apparecchiature già disponi­
bili o da costruire, in modo da poter meglio comprendere i fenomeni si­
smici  ed ampliare eventualmente i margini di sicurezza. 
7. SVILUPPI FUTURI 
I seguenti studi saranno eseguiti e saranno inclusi in una relazione che 
sarà  pubblicata entro la metà del  1985: 
- valutazione dei  contratti  di studio intesi ad accertare mediante prove 
geotecniche  statiche e dinamiche l'adeguatezza della scelta del sito 
di Ispra  per installare un banco vibrante di grandi dimensioni; 
- ulteriore valutazione dell'interesse della  Comunità; 
- descrizione di una possibile attività di ricerca; 
- preventivo del personale necessario e dei  costi. 
In base ai risultati di questi studi si dovrebbe poter decidere circa 
l'opportunità  o meno di costruire ad  Ispra  un banco vibrante e di avviare 
uno studio di progettazione particolareggiato da concludersi entro la 
fine del  1986. 

11.10 
Riferimenti  nelle  tabelle  1-4 : 
1. Istituto  SperimentalcModelIi e  Strutture  S.p.a. 
2. National Engineering  Laboratory 
3. 
4. Commissariat  à l'Energie  Atomique 
5. Société pour le Perfectionnement des Matériels et Equipements Aérospatiaux 
6. Hochtemperatur Reaktorbau GmbH 
7. Construction  Engineering Res.  Lab.  (US Army) 
S. National Research Centre  for Disaster Prevention,  Science and Technology  Agency 
9. The Nuclear  Power Engineering Test Centre 
10. Institute  of Industrial  Science,  University-of  Tokyo 
11. Railway Technical Research  Institute,  Japan National Railway 
12. Public Works Research  Institute,  Ministry of Construction 
13. Central Research  Institute  of Electric Power  Industry 
14. Takasago Research  Institute,  Mitsubishi Heavy  Industries 
15. National Research  Institute  of Agricultural Engineering,  Ministri'  of Agriculture 
16. Port and Harbour Research'  Institute,  Ministry of Transport 
17. Shimizu Construction Co. Ltd. 
18. Kajima Construction Co. Ltd. 
19. Building Research  Institute,  Ministry of Construction 
20. Ohbayashi-gumi Construction Co. Ltd. 
21. Disaster Prevention Research  Institute,  Kyoto University 
Simboli  ed  abbreviazioni : 
GDL Gradi  di libertà 
SSEI  Servosistema  elettroidraulico 
SVE Sistema  vibrante  elettrodinamico 
0 Orizzontale 
V Verticale 

TA3ELLA  1 - PrincipaLi banchi vibranti esistenti  in  Europa 
Caratteristiche  del  banco Prestazioni 
Stabilimento Dimensioni 
(m) Gamma  di fre­
quenze  (Hz) Peso  massimo 
del modello 
(t) GDL 
control  lati Spostamento 
massimo  (mm) Velocità 
massima 
(mm/sec.) Accelerazi  one 
massima 
(g's) 
1 .1 An£·.alco  TTAT>i  ant i 
"pi'Vd.'JMT.IS  " 
Genova-Ttaly 0 u ./•  o t: j « J -•>.  -J » J 0-60 2 0 + 70 
V ± 70 860 
550 2.4 
1.2 
Dorff  r.v.;io-Italy 2.5 X 4 • 0.1-50 2 + 35 400 
1 .3 
Clc-isgov/-UIC 3x3 0-33 20 3 .0 ± 125 
V± 125 
1 .1 GFC3 
\;hetstond-UK 
GtaPfoi'ci-UK 3.85  x 3.2 1-33 
14 piedi  x 14  piedi  3-1000 25 
100 2 
o 
1.5 C.'s'A4  "VfJSUVE" 
S ac 1 ay-  Fr a vie e 3.1 x 3.1 frequenza  di 
prima riso­
nanza  200 Hz 20 1 ì 100 1000 1 .8 
1 .6 CyA "TOUliNAGOL" 
f; nel ay-  Fr anc e 2 y 2 frequenza  di 
prima riso­
nanza  200 Hz 10 2 0+125 
V ± 100 2200 
1200 
1.7 
Voi i.  v-y- Vili acoubl ay 
Fr. ìlice 3 x 3 0-50 10 2 OÌ 1  10 
V ± 110 -«DO 
600 3 
1 . v. HliB 6 Cv.ibH  "fJA? 'EON"  . 
Ji;l3C-!-F:iG 5 :·: 5 0.5-100 25 + 200 1000 1.5 
1 ìIiitio:-i;.il  Tech, 
i.'nivcrr.'-.n.ty 
\t !;···:·:  i.'-.-(ii'0«c« 4 r. 4 0-60 10 e 0 ± 100 
V ± 100 cso 
62 5 1.5 
o n * - · / 

TABELLA  2 -  Principati  banchi'  vibranti  esistenti  negli  Stati  Uniti 
Caratteristiche  del  banco  Prestazioni 
Stabilimento Dimensioni 
(m) Gamma  di 
frequenze 
' (HZ) Peso massimo 
del modello 
(t) GOL con­
trollati Spostamento 
massimo 
(il») Velocità 
massima 
(«m/sec) Accelerazione 
massima  (g's) 
2.1 University  of Illinois, Urbana, 
Illinois  (Uniaxial,  1968) 3.65  x 3.65 0-50 4.5 1 0 ± 51 381 5 
2.2 University  of California, Berkeley, 
California  (Biaxial, 1971) 6.Ì x  6.1 0- 50 45 5 0 ± 152 
V ± 51 635 
254 0.67 
0.22 
2.3 CHIÙ, 7, Champaign, 
Illinois  (Biaxial, 1973) 3.65  x 3.65 0- 200.' 6 5 0 ± 73 
V ± 35 813 
686 15 
30 
2.4 Union  Carbide, Oak Ridge, 
Tennessee  (Biaxial, 1980) 1.83  x 1.83 0-20 7 2 0'± 193 
V± 193 305 
305 0.25 
0.25 
2.5 SUNY,  Buffalo, N.Y. 
(Biaxial, 1983) 3.65  x 3.65 0.1-60 20 5 0 ± 150 · 
V± 150 635 
318 1.0 
1.0 
2.6 NASA,  Marshall Space Flight 
Center, AL  (Biaxial, 1969) 3 x 4.5 — 0.9 6 - 2438 100 
2.7 Cornell University,  Ithaca, 
N.Y.  (Biaxial, 1982) 2.1 x 2. i . 0-50 0.27 2 0 ± 76 
V±76 800 
800 6 
2.8 Wesfinghouse, Pittsburg, 
Pa (Biaxial, 1978) 4.9 x 4.9 0-100 17.8 3 0 ± 305 
V ± 305 762 
762 3.5 

TABELLA  3 -  Principali banchi  vibranti  esistenti in Giappone 
Caratteristiche del banco Prestazioni 
Stabi  limento Dimensioni 
(m) Gamma di 
frequenze 
(HZ) Peso  mass  imo 
del modello 
(t) GOL con­
trollati Spostamento 
massimo 
(mm) Velocità 
massima 
(mm/sec) Accel eràzione 
massima  (g's) 
3.1 NRCDP  STA" 
Tsukubtvlbaragi 15x15 SSEI  - 0-50 500 2 0 ± 30 
V ± 30 370 
370 0.55 
1 
3.2 NUPEC 9 
Tadotsu-Takamalsu 15 x 15 SSEI 1000 2 'O ± 200 
V± 100 750 
375 1.8 
0.9 
3.3 US, UT'0  .Chibeu- lOx 2 SSEI  . 170 1 ± 100 0.4 
3.4 RTRf, JNR" 
Kusutschi,  Tokyo lOx 2 100 1 ± 30 0.4 
3.5 PWRI,  MC12,  Tsusubcu 6x8 SSEI  0-30 100 1 ± 75 600 0.8 
3.6 CRIEPI 13, Abiko.Chiba, 6.5 x 6 SSEI 125 1 ± 50 600 1.2 
3.7 NRCDP  STA 8 
Tsuku  btv 6x6 SSEI  0-50 75 3 o ± loo 
V ± 50 SOO 
600 1.2 
1 
3.8 TRI Mill 14  
Ilimeji, Hyogo 6x6 SSEI 50 2 . 0' ± 50 
V ± 50 420 
420 1.2 
1.2 
3.9 NRIAE  MA 15, Tsukubtv  6x3.2  SVE  .. . 0- 50 30 1 ± 50 320 0.4 

TABELLA  3 - continuazione 
Caratteristiche  del  banco  Prestazioni 
Dimensioni Gamma  di Peso  massimo GOL  con- Spostamento  Velocità . . 
Stabilimento  L] '  frequenze del modello  " trollati  massimo  massima  cce era ione , „» i.\ i \ r i- \  massima  [Q s (HZ) (t) [mm) (mm/sec)  
3.10 PIIRI. MT 16 
Yokosuka,  Fanagame 5.5x2 SVE 17 1 ± 50 150 0.5 
3.11  SIIIMIZU 17, Tokyo 5x4 SSÈI 12 1 ±100 720 1 
3.12  KAJIMA 18 4x4  SSEI  20 2 0  ± 150 1140 1.2 
Tokyo · · V± 75 455 2 
3.13  PURI,  MT 16, Yokosuka 4x3.5 SVE 30 ' 1 ± 50 250 0.45 
3.14  BRIMC",Tsukube 4x3  SSEI  0-50 20 1 ± 75 600 
3.15  OIIBAYASHI, Tokyo 10 4x3 SSEI 10 1 ± 1 oo · 1 
3.16  OPRI 21, Kyoto 3x3 SSEI 12 1 ± 100 0.5 
3.17  DPRI 21 
Kyoto 2.5 x 2.5 SVE 8 2 0 ± 50 
V ±50 500 
500 0.5 
0.5 

Tabella 4 - Principali banchi vibranti nel resto del mondo (esclusi CEE, USA e Giappone) 
Caratteri  sti che del banco Prestazioni 
Stabilimento Dimensi  oni 
(m) Gamma  di 
frequenze 
'• (HZ) Peso  massimo 
del -model  1o 
(t) GOL con­
trollati Spostamento 
massimo 
(mm) • Velocità 
nassi  ma 
(mm/sec) Accelerazione 
massima  (g's) 
4.1 University  of Kiril  ami 
Metodi), Scopie,  Yugoslavia 
(Biaxial,  1980) 5x5 0-30 40 5 0 ± 125 
V ± 50 635 
380 0.67 
0.4 
4.2 Arya Mchz University, 
Telicr;in,  Inni 5x5 0-50 50 1 . 0' ± 50 — 0.6 
(Uniaxial) 
4.3 University  of Palliavi, 
Siniz,  Iran 4x4 0 - 50 20 1 0 ± 50 — 1.1 
(Uniaxial) 
4.4 University  of Mexico, • 
Mexico  City, Mexico 4.5x2.5 0-50 20 1 0 ±51 381 1-2 
(Uniaxial,  1975) 
4.5 Tonj'.  Ji University, 
Shanghai,  PRC 
. (Biaxial,  1982) 4x4 0-60 10 6 0 ± 100 
V± 100 890 
625 1.5 
2.7 

III.1 
COMMISSIONE  DELLE  COMUNITÀ'  EUROPEE 
Centro comune di ricerca 
III. POSSIBILITÀ' DI OSPITARE UNA MACCHINA A FUSIONE TERMONUCLEARE 
DEL TIPO  IGNITOR  PRESSO  LO STABILIMENTO DI ISPRA DEL CCR 
Seconda  relazione sullo stato dei lavori 

III.2 
INDICE 
Pagina 
1. INTRODUZIONE  III.3 
2. ALIMENTAZIONE  III.3 
3. COSTRUZIONE  CENTRALE  E  APPARECCHIATURE AUSILIARIE  III.4 
4. AUTORIZZAZIONI  III.4 
5. PREVENTIVO  DEI  COSTI  III.5 

III.3 
1. Introduzione 
Nella precedente relazione sullo stato dei lavori del maggio 1983 
(C0M(83)  398 def.), venivano illustrati i risultati di una valutazione 
preliminare dei tre principali problemi relativi alla scelta del sito di 
Ispra per installare il  reattore  IGNITOR:  il sistema di alimentazione di 
energia elettrica, la costruzione principale e le apparecchiature  ausi­
liarie, le autorizzazioni. 
In seguito questi argomenti  sono  stati ulteriormente esaminati, soprattutto 
per quanto riguarda l'uso degli impianti del complesso  ESSOR  è stato  pos­
sibile  esaminare i diversi aspetti specifici e pratici definendo meglio le 
varie  attività  nucleari in programma nel complesso  ESSOR,  nel quadro della 
proposta  di programma pluriennale del CCR  (C0M(83)  327 def.), e grazie a 
informazioni particolareggiate e aggiornate sulle caratteristiche e sui 
requisiti necessari per l'esperienza con la macchina  IGNITOR. 
2. Alimentazione 
L'ENEL  (Ente nazionale energia  elettrica)  ha inviato una risposta  circo­
stanziata al questionario in cui venivano specificate le  necessità  per 
quanto riguarda l'approvvigionamento di energia elettrica. E' stato per­
tanto  confermato che è possibile un approvvigionamento diretto da una linea 
di 380 kV situata nelle vicinanze dello stabilimento di Ispra. Sono stati 
inoltre precisati i costi dell'allacciamento alla linea e le condizioni 
contrattuali per l'approvvigionamento nel periodo  1987-1991. 
Nel caso  specifico di 3 impulsi/giorno,  l'offerta  può essere valutata come 
segue: 
- spese d'installazione:  820.000.000  di Lit. 
- tempo di costruzione: 24 mesi 
- spese annue di energia elettrica:  565.000.000  di Lit (nell'ipotesi di 
un consumo annuo di  120.000  kwh) 
- per l'energia dissipata nel trasformatore viene richiesta una  spesa 
supplementare di 75 Lit/kwh. 
L'unica  condizione imposta dall'ENEL per l'erogazione di corrente elettri­
ca è che venga dato preavviso riguardo ai momenti scelti per la reazione 
di fusione. Si suggerisce inoltre di far funzionare la macchina durante le 
ore di lavoro dei giorni feriali, quando la corrente di cortocircuito è 
al massimo regime e gli impulsi provocano minori disturbi alla  rete  elet­
trica. 

III.4 
E' stato scelto il sito ove installare il trasformatore all'interno 
dello stabilimento di Ispra ed è stato definito il tracciato della 
linea elettrica sopra alla sottostazione di media tensione nei pressi 
dell'edificio centrale della macchina  IGNITOR. 
3. Costruzione centrale e apparecchiature ausiliarie 
Poiché  non vi è alcun'altra proposta di utilizzazione del complesso 
che ospita  ESSOR  e in base ad informazioni recenti sulla progettazione 
della macchina  IGNITOR,  sul suo funzionamento e sulle relative autoriz­
zazioni necessarie è stata riesaminata la proposta di installare la 
macchina  IGNITOR  nel suddetto edificio.  Infatti,  in considerazione del­
le nuove informazioni ottenute il precedente parere circa le  difficoltà 
relative all'installazione della macchina in quell'edificio, era pre­
maturo. 
Ora si prospetta la  possibilità  di installare la macchina  IGNITOR  al 
livello del piano di lavoro (fig.  1),  soluzione che sembra presentare 
diversi  vantaggi pratici. La schermatura può essere ottenuta mediante 
blocchi  mobili manovrati dalla gru da  50  t già esistente in  loco.  Di­
verse apparecchiature ausiliarie come il serbatoio di azoto liquido 
esistono  già nell'edificio. Altri servizi ausiliari, ivi incluso il de­
posito  temporaneo dei materiali  attivati  possono  essere facilmente si­
stemati in diverse sale già esistenti con  accesso  diretto alle celle 
calde  (fig.  2).  Il grande edificio di contenimento, collegato ad un 
camino  a forte  ventilazione di  80  m garantisce un ampio margine di pro­
tezione nel  caso  di eventuali fughe massime di trizio o di polveri di 
sostanze  attive. 
L'ubicazione della macchina  IGNITOR  e degli  altri  laboratori e program­
mi all'interno del complesso  ESSOR  è illustrata nella figura  3. 
4. Autorizzazioni 
Contatti esplorativi  sono  stati presi con le  autorità  italiane competen­
ti per il rilascio delle necessarie autorizzazioni al fine di valutare 
le opportune  modalità  per ottenere le suddette autorizzazioni per nuove 
attività  nucleari nel complesso  ESSOR,  ivi inclusa l'azione  "IGNITOR". 
L'approccio  suggerito è stato quello di inserire  tutte  queste  attività 
nell'ambito dell'autorizzazione già rilasciata e considerarle come 
"modifiche dell'installazione". In  tale  ipotesi, che molto probabilmen­
te sarà  seguita come orientamento generale nell'iter per il rilascio 
delle autorizzazioni, non  sarà  neppure necessario seguire per  IGNITOR 
la procedura dell'articolo  55  del DPR  13 febbraio  1964,  n. 185,  citata 
nella precedente relazione. In questo  caso  verrebbe seguita la proce­
dura più semplice di cui all'articolo  12  del DPR  185. 

III.5 
5. Preventivo costi 
E' in  fase  di  elaborazione  la  valutazione delle spese  per la  pre­
parazione  del  sito  (ivi  inclusi  il sistema  di alimentazione  di 
energia elettrica  e gli  edifici), l'adeguamento delle varie appa­
recchiature ausiliarie, l'approvvigionamento  di  energia  e i  servi­
zi tecnici, tenendo conto della durata  dei  lavori  di  costruzione 
che sarebbe  di circa  tre  anni  (1984-1987) e di un  periodo  di  funzio­
namento  di  quattro anni  (1988-1991). Il  preventivo delle spese  e 
la relazione tecnica saranno disponibili  a fine settembre. 

III. 6 
Fig.  1 : Installazione della macchina 
IGNITOR  all'interno del  com­
plesso ESSOR.  Sezione verticale 

III. 7 
Fig.  2 '· InstaLlazione della macchina 
IGNITOR  all'interno del  com­
plesso  ESSOR.  Disposizione delle 
apparecchiature ausiliarie 

III. 8 
Fig.  3 ; Ubicazione della macchina 
IGNITOR  e degli  altri  la­
boratori e programmi del 
complesso  ESSOR