Tritium breeder blankets design and technologies in Europe: Development status of ITER Test Blanket Modules, test &amp; qualification strategy and roadmap towards DEMO

Poitevin, Y.; Boccaccini, L.V.; Zmítko, M.; Ricapito, I.; Salavy, J.-F.; Diegele, E.; Gabriel, Franck; Magnani, E.; Neuberger, Heiko; Lässer, R.; Guerrini, L.

doi:10.1016/j.fusengdes.2010.09.027

Cited by 55 publications

(13 citation statements)

References 6 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…In the 2000s, the U.S. proposed a DCLL TBM for ITER [33]. A number of deliverables were produced, addressing the different physical phenomena in ITER TBMs and how the data could be extrapolated to DEMO conditions [34][35][36]. Other related activities focused on the development of sensors for ITER TBMs and the associated strategies [37].…”

Section: Tbm Testing Strategy Configuration and Deliverablesmentioning

confidence: 99%

TBM/MTM for HTS-FNSF: An Innovative Testing Strategy to Qualify/Validate Fusion Technologies for U.S. DEMO

et al. 2016

View full text Add to dashboard Cite

Abstract:The qualification and validation of nuclear technologies are daunting tasks for fusion demonstration (DEMO) and power plants. This is particularly true for advanced designs that involve harsh radiation environment with 14 MeV neutrons and high-temperature operating regimes. This paper outlines the unique qualification and validation processes developed in the U.S., offering the only access to the complete fusion environment, focusing on the most prominent U.S. blanket concept (the dual cooled PbLi (DCLL)) along with testing new generations of structural and functional materials in dedicated test modules. The venue for such activities is the proposed Fusion Nuclear Science Facility (FNSF), which is viewed as an essential element of the U.S. fusion roadmap. A staged blanket testing strategy has been developed to test and enhance the DCLL blanket performance during each phase of FNSF D-T operation. A materials testing module (MTM) is critically important to include in the FNSF as well to test a broad range of specimens of future, more advanced generations of materials in a relevant fusion environment. The most important attributes for MTM are the relevant He/dpa ratio (10-15) and the much larger specimen volumes compared to the 10-500 mL range available in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) and European DEMO-Oriented Neutron Source (DONES).

show abstract

Section: Tbm Testing Strategy Configuration and Deliverablesmentioning

confidence: 99%

TBM/MTM for HTS-FNSF: An Innovative Testing Strategy to Qualify/Validate Fusion Technologies for U.S. DEMO

et al. 2016

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…In order to both recover the neutron energy and guarantee the tritium production, a breeding blanket (a mix of lithium isotopes) which is essentially lithium-based will internally cover the vacuum chamber. Several breeding blanket concepts are currently under study for ITER and DEMO: they can be classified as solid (Li-ceramics) and liquid (Pb-Li alloy) breeders [5][6][7]. The nuclear reactions that occur inside the blanket are attributed to lithium (Li) isotopes and neutron interaction:…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

“…The Reaction (2) occurs when the fast neutrons coming from Reaction (1) reach the blanket surface. This reaction is characterized by a very low cross section while, according to (3), slow neutrons react with 6 Li with a very high cross section (high cross sections correspond to high probability of reaction). The tritium must be opportunely recovered afterwards inside a dedicated facility (the tritium plant) where several processes occur in a closed-loop to form the fuel cycle.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Design of a Multi-Tube Pd-Membrane Module for Tritium Recovery from He in DEMO

et al. 2016

View full text Add to dashboard Cite

Abstract:Dense self-supported Pd-alloy membranes are used to selectively separate hydrogen and hydrogen isotopes. In particular, deuterium (D) and tritium (T) are currently identified as the main elements for the sustainability of the nuclear fusion reaction aimed at carbon free power generation. In the fusion nuclear reactors, a breeding blanket produces the tritium that is extracted and purified before being sent to the plasma chamber in order to sustain the fusion reaction. In this work, the application of Pd-alloy membranes has been tested for recovering tritium from a solid breeding blanket through a helium purge stream. Several simulations have been performed in order to optimize the design of a Pd-Ag multi-tube module in terms of geometry, operating parameters, and membrane module configuration (series vs. parallel). The results demonstrate that a pre-concentration stage before the Pd-membrane unit is mandatory because of the very low tritium concentration in the He which leaves the breeding blanket of the fusion reactor. The most suitable operating conditions could be reached by: (i) increasing the hydrogen partial pressure in the lumen side and (ii) decreasing the shell pressure. The preliminary design of a membrane unit has been carried out for the case of the DEMO fusion reactor: the optimized membrane module consists of an array of 182 Pd-Ag tubes of 500 mm length, 10 mm diameter, and 0.100 mm wall thickness (total active area of 2.85 m 2 ).

show abstract

“…В табл. 1 и 2 представлены характерные безразмерные критерии -числа Гартмана, Рейнольдса, Грасгофа и Стюарта, определяющие гидродинамику и теплообмен течения ЖМ в трактах охлаждения ИМБ ИТЭР и бланкета реактора ДЕМО [7][8][9][10][11][12][13]. Стоит отметить, что в большинстве работ подробно не рассматрива-ется влияние ТГК на осреднённые величины и практически отсутствует информация о влиянии на пульса-ционные характеристики.…”

Section: Introductionunclassified

Heat Transfer Investigation at Liquid Metal Flowing in Fusion Reactor Conditions

Poddubnyi¹,

Pyatnitskaya²,

Razuvanov³

et al. 2015

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Исследуется эффект, обнаруженный при опускном течении жидкого металла (ЖМ) в вертикальной трубе и канале прямоуголь-ного сечения в поперечном и компланарном магнитном поле (МП) соответственно. В испытательных модулях бланкета (ИМБ) -прототипах бланкета демонстрационного термоядерного реактора (ТЯР ДЕМО), предназначенных для эксперимен-тального исследования в ИТЭР, жидкие металлы одновременно выполняют следующие функции: воспроизводство трития (бри-дер); теплоноситель; замедлитель и размножитель нейтронов. Указанный подход к экспериментальной отработке конструктор-ских решений продиктован тем, что в большинстве разрабатываемых в настоящее время проектов бланкетов ТЯР ДЕМО пла-нируется использование жидких металлов, прокачиваемых по трубам и/или прямоугольным каналам в поперечном магнитном поле. Постановка экспериментов, напрямую моделирующих течение ЖМ в условия работы ИМБ ИТЭР и/или бланкетов ДЕМО (облучение термоядерными нейтронами, циклический температурный режим и магнитное поле порядка 4-10 Тл), в настоящее время не реализуема из-за отсутствия оборудования, способного воспроизвести одновременно перечисленные факторы воздей-ствия термоядерной плазмы. По этой причине используется итерационный подход к экспериментальной оценке работоспособ-ности конструкторских решений для трактов ЖМ -моделирование одного или двух одновременно указанных факторов. Та-ким образом, исследования, результаты которых изложены в данной статье, являются достаточно актуальными. Эксперименты выполнены на базе ртутного магнитогидродинамического (МГД) стенда, входящего в состав объединённого МГД -комплекса МЭИ-ОИВТ РАН. Проведены измерения полей температур в условиях двухстороннего и одностороннего обогрева, получены данные по полям осреднённой температуры, распределениям температуры стенки, статистическим пульсационным характери-стикам. Обнаружено существенное влияние встречной термогравитационной конвекции (ТГК) на осреднённые и пульсацион-ные величины. Развитие ТГК в условиях МП приводит к появлению низкочастотных пульсаций аномально высокой интенсив-ности, в несколько раз превышающей турбулентный уровень. Этот эффект проявляется в широкой области режимных парамет-ров. Подтверждено, что низкочастотные пульсации легко проникают в стенку, поэтому требуется дальнейшее исследование обнаруженного эффекта, в частности, с точки зрения усталостной прочности стенок тракта ЖМ.Ключевые слова: жидкий металл, магнитная гидродинамика, теплообмен, термогравитационная конвекция, пульсации темпе-ратуры. This article investigates the phenomenon which was found out in the conditions of liquid metal (LM) downward flow of in vertical pipe and rectangular duct in transversal and coplanar magnetic field respectively. In some projects of ITER test blanket modules (TBM) and corresponding DEMO blanket concepts the LMs are planned to be used for the following functions: 1) tritium breeding, 2) coolant, 3) neutrons multiplier and moderator. In the most TBM projects liquid metals flow through tubes and rectangular ducts in transversal magnetic field. However the ex...

show abstract

Tritium breeder blankets design and technologies in Europe: Development status of ITER Test Blanket Modules, test & qualification strategy and roadmap towards DEMO

Cited by 55 publications

References 6 publications

TBM/MTM for HTS-FNSF: An Innovative Testing Strategy to Qualify/Validate Fusion Technologies for U.S. DEMO

TBM/MTM for HTS-FNSF: An Innovative Testing Strategy to Qualify/Validate Fusion Technologies for U.S. DEMO

Design of a Multi-Tube Pd-Membrane Module for Tritium Recovery from He in DEMO

Heat Transfer Investigation at Liquid Metal Flowing in Fusion Reactor Conditions

Contact Info

Product

Resources

About