Radiological protection in ITER

La radioprotection dans ITER

¹ ITER Organisation, Cadarache Joint Work site, 13108 Saint-Paul-lez-Durance, France.
² ENEA FUS/TEC, Via Enrico Fermi 45, 00044, Frascati, Rome, Italy.

Accepted: 30 July 2007

Abstract

ITER will be the first fusion reactor producing much more energy than that necessary to establish and heat the plasma. This nuclear energy is mainly exported from the plasma by neutrons and deposited in the plasma facing components, generating nuclear activation. One of the elements used in the fusion reaction is tritium, a radioactive isotope of hydrogen. Although some feedback may be used from in service fusion machines, such as JET in England, the ITER radiological protection issues need to be assessed as early as possible. The protection against radiological hazards is, as usual shielding, waiting for radioactive decay, limitation of airborne contaminants, reduction of exposure time, etc. This has been done in the present design and has followed a first step of ALARA studies. Radiation fields have been calculated and work effort estimated leading to the evaluation of a collective yearly dose of 356 p mSv, below the project dose target which is 500 p mSv. A second step of occupational radiological exposure studies should allow refining further the dose estimate as well as the ALARA optimization.

Résumé

ITER sera le premier réacteur à fusion qui produira plus d’énergie que celle injectée pour créer et chauffer le plasma. Cette énergie nucléaire est transportée par des neutrons et déposée dans les composants situés face au plasma, ce qui génère de l’activation neutronique et donc des produits radioactifs. L’un des éléments utilisés dans la réaction de fusion est le tritium, un isotope radioactif de l’hydrogène. Bien qu’un retour d’expérience d’autres machines à fusion, notamment du JET, soit disponible, les enjeux de la radioprotection dans ITER doivent être traités aussi tôt que possible. La protection contre les dangers des radiations sont, comme toujours l’interposition d’écrans, l’attente de la décroissance radioactive, la limitation des contaminants dans l’atmosphère, la réduction du temps d’exposition, etc. Ces mesures ont été mises en œuvre dans la conception actuelle d’ITER et les études ALARA déjà réalisées. Les champs de radiation ont été calculés et les temps d’intervention en milieu radioactifs évalués, conduisant a une estimation de dose collective pour les travailleurs de 356 H mSv/an pour un objectif de dose de 500 H mSv/an. Une seconde étape concernant les études de radioprotection conduira à affiner les estimations de dose et surtout à les optimiser dans le cadre d’une approche ALARA.