RGN N° 1 Janvier-Février 2007 p. 67–68

Les modules de test de couverture tritigène : un pas vers l’autosuffisance en tritium

Test Blanket Modules: a Step toward Fuel Production

EURATOM/CEA Fusion Association, CEA/Saclay, Gif-sur-Yvette (France)

Résumé

ITER sera approvisionné en tritium par des sources extérieures, schéma qui ne sera pas possible pour un réacteur du type DEMO qui exigera d’être auto-producteur. La génération de tritium est effectuée dans des composants entourant le plasma, les couvertures tritigènes, qui sont soumis à des conditions de fonctionnement difficiles et qui exigent des matériaux et des technologies avancés dont la maturité n’est pas encore atteinte.

Afi n de préparer DEMO, l’une des missions d’ITER concerne le test de concepts de couvertures tritigènes représentatives de DEMO, appelées les modules de test de couverture (TBM), localisées dans trois ports équatoriaux appelés “ports d’essai d’ITER” dans cet article. Les TBMs installés dans ITER dès son démarrage fourniront l’un des premiers résultats expérimentaux sur la potentialité de la fusion d’être une future source d’énergie.

Tandis que l’exploitation des plasmas d’ITER fournira la démonstration d’une production énergétique de la gamme d’un réacteur, les TBMs apporteront des réponses à deux questions critiques pour la fusion en tant que source d’énergie : “Le tritium peut-il être produit dans la couverture à un taux égal à sa consommation dans le plasma ?”, et “la chaleur peut-elle être extraite de la couverture simultanément à la production de tritium, et ce à des températures compatibles avec une production d’électricité efficace ?”. C’est pourquoi la réussite des expériences sur les TBMs dans ITER représente une étape critique et essentielle sur le chemin vers DEMO et pour le développement des programmes fusion de l’ensemble des partenaires d’ITER.

Afin de définir un programme TBM solide et cohérent dans ITER, un groupe de travail (TBWG) représentant les sept partenaires d’ITER et l’équipe centrale s’est constitué depuis plusieurs années. Les activités du TBWG ont confi rmé le grand intérêt de tester les TBMs dans les 3 ports assignés par ITER, même pendant la phase initiale en H-H, avec les objectifs principaux de valider la conception mécanique en environnement fusion et les prédictions concernant la production et le contrôle du tritium, et de démontrer les performances globales des systèmes de couverture.

Différents concepts de couverture tritigène pour DEMO ont été étudiés de par le monde, soutenus par un important programme de R&D au sein des différents partenaires. De ces études et résultats expérimentaux sont issus un nombre limité de concepts jugés prometteurs pour DEMO et proposés pour être testés dans ITER :

- deux concepts refroidis à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de lithium-plomb,

- deux concepts à double réfrigérant (Hélium et lithium-plomb) avec matériau tritigène sous forme de lithium-plomb,

- quatre concepts refroidis à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de céramique (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons),

- un concept refroidi à l’eau avec matériau tritigène sous forme de céramique (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons),

- un concept refroidi à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de Lithium (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons),

- un concept dit auto-refroidi où réfrigérant et matériau tritigène sont sous forme de lithium (avec du béryllium comme multiplicateur de neutrons).

Excepté la dernière proposition qui utilise un alliage de vanadium comme matériau de structure, toutes les autres emploient un acier ferritique/Martensitique (FMS). Cet article décrit brièvement les différents concepts qui seront testés pendant les dix premières années de l’exploitation d’ITER, leurs caractéristiques principales, les conditions aux limites imposées par ITER, les objectifs et la stratégie de tests et la R&D exigée avant l’installation des TBMs dans ITER. En parallèle aux TBMs, les activités supplémentaires nécessaires à la réussite de la fabrication des couvertures pour DEMO seront aussi abordées.

Abstract

ITER expects to use tritium coming from external sources, but the next-generation reactor (DEMO) will require tritium breeding self-suffi ciency. Tritium breeding is performed in the components surrounding the plasma, the tritium breeding blankets, which are submitted to severe operating conditions and require advanced materials and technologies that are not yet fully developed.

In order to prepare for DEMO, ITER has the mission to test design concepts of tritium breeding blankets relevant to a reactor, called Test Blanket Modules (TBMs), in three equatorial ports called “ITER Test Ports” in this document. TBMs inserted in ITER from Day 1 of its operation are the principal means by which ITER will provide the first experimental data on the potential of fusion as an energy source.

While the ITER plasma operation will provide demonstration of reactor-grade energy production, the TBMs are essential to answering the other two critical questions about fusion as an energy source: “Can tritium be produced in the blanket at a rate equal to tritium consumption in the plasma?”, and “Can heat be extracted from the blanket, simultaneously with tritium breeding, at temperatures high enough for efficient electricity generation?”. This is why successful TBM experiments in ITER represent a critical and essential step on the path to DEMO for all the Parties’ fusion development plans.

In order to define a sound and coherent TBMs program in ITER, a Test Blanket Working Group (TBWG), which includes representatives of the seven ITER Parties and of the ITER Team, has been established since several years. The TBWG activities have confi rmed the great interest for TBM testing in the 3 allocated ITER ports, even during the initial H-H phase, with the main objectives of validating the structural integrity predictions under fusion-relevant loads and the analyses predictions including T-production and control, and of demonstrating the integral performance of blanket systems.

Several breeding blankets for DEMO have been studied worldwide in the past and a significant amount of R&D has been performed by most Parties. From these studies and experimental results, a limited number of breeding blanket designs have been considered as promising for DEMO application, and have therefore been proposed for being tested in ITER.

The Parties’ proposals can be summarized as follows:

- Helium-cooled Lithium-Lead TBM (2 designs);

- Dual-Coolant (Helium and LiPb) Lithium-Lead (DCLL) TBM (2 designs);

- Helium-cooled Ceramic/Beryllium TBM (4 designs);

- Water-cooled Ceramic/Beryllium TBM (1 design);

- Helium-cooled liquid Lithium/Beryllium TBM (1 design);

- Self-cooled liquid Lithium/Beryllium TBM (1 design). With the exception of the last TBM proposal, in which Vanadium-alloys is used, all the proposed TBMs use Ferritic/Martensitic Steel (FMS) as structural material.

This paper shortly describes the proposed TBMs designs to be tested in ITER during the first 10 years of operation, their main characteristics, the ITER boundary conditions, the main TBM testing objectives and testing strategy, and the required R&D prior to the TBMs installation in ITER.

Besides the TBMs testing in ITER, the main additional activities to be performed on the way to the manufacturing of a successful DEMO breeding blanket will also be shortly discussed.