CH647480A5 - PROCESS FOR EXTRACTING TRITIUM FROM A LIQUID HEAVY WATER STREAM. - Google Patents
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Description
Cette invention concerne un procédé d'extraction simultanée de protium et de tritium d'un courant d'eau lourde liquide. This invention relates to a process for the simultaneous extraction of protium and tritium from a stream of liquid heavy water.
Des réacteurs de puissance nucléaire du type utilisant de l'eau lourde (D20) comme réfrigérant et modérateur subissent une formation progressive d'eau lourde tritiée (DTO) dans D20, et cela peut amener des problèmes de contrôle d'exposition aux radiations dans des centrales nucléaires. Cette impureté dans D20 est produite de manière continue dans le réacteur au fur et à mesure que D20 est soumise à une irradiation de neutrons. Dans les centrales nucléaires canadiennes actuelles. les niveaux moyens de tritium sont de l'ordre de 1 Ci/kg de D20 dans les systèmes primaires de transport de chaleur et supérieurs à 10 Ci/kg de D20 dans les systèmes modérateurs. et ces niveaux sont en augmentation. Ainsi, le tritium, tout en étant présent en quantités relativement faibles, à cause de sa radioactivité, devrait être extrait des systèmes réacteurs pour maintenir des concentrations à des niveaux normaux ou inférieurs. Nuclear power reactors of the type using heavy water (D20) as coolant and moderator undergo a progressive formation of tritiated heavy water (DTO) in D20, and this can lead to problems of controlling exposure to radiation in nuclear center. This impurity in D20 is produced continuously in the reactor as D20 is subjected to neutron irradiation. In current Canadian nuclear power plants. the average levels of tritium are of the order of 1 Ci / kg of D20 in the primary heat transport systems and greater than 10 Ci / kg of D20 in the moderating systems. and these levels are increasing. Thus, tritium, while present in relatively small amounts, due to its radioactivity, should be extracted from reactor systems to maintain concentrations at normal or lower levels.
L'oxyde de tritium (ou eau tritiée) peut être concentrée par divers procédés tels que la distillation sous vide ou la cascade élec-trolytique (plusieurs étages d'électrolyse de l'eau). Cependant, ces procédés ont une utilité limitée à cause de la toxicité élevée du tritium dans sa forme oxyde, du faible facteur de séparation pour la distillation de l'eau, et de la consommation d'énergie élevée des élec-trolyseurs. Une méthode plus pratique est soit de convertir l'eau :ourde tritiée vers la forme élémentaire, par exemple par électrolyse ie l'eau, soit d'extraire le tritium de l'eau par échange catalytique îvec un courant de deutérium. La forme élémentaire, beaucoup tioins toxique, peut alors être enrichie par des procédés connus, telle a distillation à des températures cryogéniques. Tritium oxide (or tritiated water) can be concentrated by various processes such as vacuum distillation or the electrolytic cascade (several stages of water electrolysis). However, these methods have limited utility because of the high toxicity of tritium in its oxide form, the low separation factor for water distillation, and the high energy consumption of electrolytic systems. A more practical method is either to convert the water: tritiated urea to the elementary form, for example by electrolysis ie water, or to extract the tritium from the water by catalytic exchange with a current of deuterium. The elemental form, which is much toxic, can then be enriched by known methods, such as distillation at cryogenic temperatures.
Un procédé d'extraction du protium et du tritium de l'eau lourde )ar échange catalytique à phase vaporeuse est décrite dans le brevet iméricain N" 3505017 de E. Roth, publié le 7 avril 1980. Bien que le >rocédé décrit et revendiqué dans cette invention comprenne les tapes de dériver de l'eau lourde contenue dans un réacteur nucléaire t de soumettre cette eau lourde dérivée à une réaction d'échange ['isotopes avec du deutérium gazeux, il est évident d'après l'inven-ion que l'eau lourde dérivée est de la vapeur d'eau lourde. Etant onnè que l'échange se fait entre la vapeur d'eau et le gaz, les deux ourants s'écoulent vers la colonne simultanément et le procédé doit avoir lieu à des températures élevées (80 à 400 C en utilisant des catalyseurs). Ce procédé comprend l'utilisation de nombreux étages et d'évaporateurs et de condensateurs à chaque étape d'échange d'équilibre, ce qui est extrêmement désavantageux, à la fois en ce qui con-5 cerne la consommation d'énergie et la complexité du procédé. A process for extracting protium and tritium from heavy water) by vapor phase catalytic exchange is described in the US patent No. 3505017 of E. Roth, published on April 7, 1980. Although the> process describes and claims in this invention comprises the steps of deriving heavy water contained in a nuclear reactor t of subjecting this heavy water derivative to an exchange reaction [isotopes with deuterium gas, it is obvious from the invention that the derived heavy water is heavy water vapor. Being that the exchange takes place between water vapor and gas, the two streams flow to the column simultaneously and the process must take place high temperatures (80 to 400 C using catalysts). This process involves the use of multiple stages and evaporators and condensers at each equilibrium exchange step, which is extremely disadvantageous, both in which relates to energy consumption and the complexity of the pr oceded.
Un procédé pour la concentration d'isotopes hydrogène entre l'eau liquide et le gaz hydrogène est décrit dans le brevet américain N° 3981976 de W.H. Stevens, publié le 21 septembre 1976 et attribué à Atomic Energy of Canada Limited. Ce brevet fait remarquer que io le procédé peut être utilisé pour réduire la concentration de tritium, présent sous forme de DTO, dans l'eau lourde qui a été utilisée dans un réacteur nucléaire. Cela est obtenu en augmentant la concentration de tritium dans l'eau liquide par donation à partir de deutérium gazeux dérivé de l'eau liquide. Le deutérium est produit à partir de 15 l'eau lourde dans un générateur de gaz deutérium. A process for the concentration of hydrogen isotopes between liquid water and hydrogen gas is described in US Patent No. 3,981,976 to W.H. Stevens, published September 21, 1976 and assigned to Atomic Energy of Canada Limited. This patent notes that the method can be used to reduce the concentration of tritium, present as DTO, in heavy water which has been used in a nuclear reactor. This is achieved by increasing the concentration of tritium in liquid water by donation from deuterium gas derived from liquid water. Deuterium is produced from heavy water in a deuterium gas generator.
Ci-après figurent des brevets concernant l'extraction ou enlèvement de tritium de l'eau légère et lourde: Nos 4173620, de M. Shi-mizu, publié le 6 novembre 1979, 4190515, de Butler et al., publié le 26 février 1980, et 4191626, de Hammerli et al., publié le 4 mars 1980. 20 Ces trois brevets concernent des systèmes utilisant une colonne d'échange catalytique et une cellule d'électrolyse. Dans ces systèmes, toute l'eau liquide passant au travers de la colonne d'échange catalytique passe dans la cellule électrolytique pour en effectuer la conversion en gaz d'hydrogène et d'oxygène. L'étage d'électrolyse a donc 25 besoin d'être important et, par conséquent, consomme une grande quantité d'énergie électrique. The following are patents relating to the extraction or removal of tritium from light and heavy water: Nos 4173620, from M. Shi-mizu, published on November 6, 1979, 4190515, from Butler et al., Published on February 26 1980, and 4191626, of Hammerli et al., Published on March 4, 1980. These three patents relate to systems using a catalytic exchange column and an electrolysis cell. In these systems, all of the liquid water passing through the catalytic exchange column passes into the electrolytic cell to convert it into hydrogen and oxygen gas. The electrolysis stage therefore needs to be large and therefore consumes a large amount of electrical energy.
Dans la demande de brevet des Etats-Unis N° 06/079808, déposée le 28 septembre 1979, le demandeur décrit un système d'extraction de tritium d'un courant d'eau lourde liquide. La présente inven-30 tion est une extension de cette invention qui permet un domaine d'application plus vaste. In US patent application No. 06/079808, filed September 28, 1979, the applicant describes a system for extracting tritium from a stream of liquid heavy water. The present invention is an extension of this invention which allows a wider field of application.
Un objet de la présente invention est de fournir un procédé d'extraction simultané de protium et de tritium à partir de l'eau lourde liquide, procédé qui s'applique à des températures et des pressions 35 ambiantes ou proches des pressions ambiantes ou proches des conditions ambiantes. It is an object of the present invention to provide a method for the simultaneous extraction of protium and tritium from liquid heavy water, which method is applicable at ambient temperatures and pressures or close to ambient or near pressures. ambient conditions.
Un autre objet de la présente invention est de fournir un procédé pour enlever le protium et le tritium d'extraits d'eau lourde liquide, plutôt que de concentrés de protium et de tritium de l'eau lourde. 40 Ces objectifs et d'autres objectifs de l'invention sont atteints par un procédé d'extraction de protium et de tritium d'un courant d'eau lourde liquide, procédé consistant à mettre l'eau lourde liquide en contact avec un courant de deutérium gazeux à contre-courant dans une colonne bourrée avec un catalyseur, de telle sorte que le tritium 45 soit transféré par échange isotopique à partir du courant d'eau lourde liquide vers le courant de deutérium gazeux, à faire passer le gaz enrichi en tritium de la colonne au travers de moyens pour en enlever le tritium et renvoyer le gaz appauvri en tritium à la colonne, à prendre une partie du courant d'eau lourde liquide après qu'elle a 50 quitté la colonne et la faire passer au travers d'un étage d'électrolyse pour produire une sortie de deutérium gazeux qui est renvoyé à la colonne et une sortie d'oxygène gazeux qui est rejeté ou peut servir à d'autres fins, à obtenir la fraction restante de la sortie d'eau lourde liquide de la colonne, la teneur en tritium de cette eau lourde étant 55 réduite. Another object of the present invention is to provide a process for removing protium and tritium from liquid heavy water extracts, rather than concentrates of protium and tritium from heavy water. These and other objectives of the invention are achieved by a process for extracting protium and tritium from a stream of liquid heavy water, which process involves bringing the heavy liquid water into contact with a stream of deuterium gas countercurrent in a column packed with a catalyst, so that the tritium 45 is transferred by isotopic exchange from the stream of liquid heavy water to the stream of deuterium gas, to pass the gas enriched in tritium from the column through means for removing the tritium and returning the tritium-depleted gas to the column, taking part of the stream of liquid heavy water after it has left the column and passing it through d '' an electrolysis stage to produce an outlet of deuterium gas which is returned to the column and an outlet of oxygen gas which is rejected or can be used for other purposes, to obtain the remaining fraction of the outlet of heavy water column fluid, t their heavy water being reduced in tritium.
Dans les dessins qui illustrent un mode de réalisation de l'invention, In the drawings which illustrate an embodiment of the invention,
la fig. 1 est un diagramme d'écoulement du procédé dans sa forme la plus simple, et 60 la fig. 2 est une feuille d'écoulement d'un système complet incorporé dans un réacteur nucléaire modéré et refroidi à l'eau lourde. fig. 1 is a flow diagram of the process in its simplest form, and FIG. 2 is a flow sheet of a complete system incorporated in a moderate nuclear reactor and cooled with heavy water.
En référence à la fig. 1, une alimentation en eau lourde liquide passe au travers d'un étage de purification 10. En fonction de la qualité de l'eau d'alimentation, l'étage de purification de l'eau d'ali-65 mentation comprendra un système de filtration pour enlever les solides en suspension, un système à échange d'ions pour enlever les composés ioniques, et un système de dégazage standard pour enlever les gaz dissous tels que 02 et N2. Si l'eau d'alimentation est contami- With reference to fig. 1, a supply of liquid heavy water passes through a purification stage 10. Depending on the quality of the supply water, the purification stage of the feed water will include a system filtration system to remove suspended solids, an ion exchange system to remove ionic compounds, and a standard degassing system to remove dissolved gases such as 02 and N2. If the feed water is contaminated
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née avec de l'huile ou d'autres matériaux organiques, elle sera purifiée par adsorption au charbon ou par des procédés chimiques. Normalement, l'eau lourde retirée des systèmes de réacteurs est relativement propre et ne passera qu'au travers d'un seul système de filtra-tion et d'échange d'ions. Le rapport d'atomes entre le tritium et le deutérium (T/D) dans le courant d'eau lourde est de l'ordre de parties par million (de manière caractéristique 0,1-1,10 ppm) et les espèces tritium et deutérium sont DTO et D20. Après purification, le courant liquide est approvisionné vers la partie supérieure d'une colonne d'échange d'isotopes catalytiques 11 dans laquelle le tritium est extrait du courant liquide en étant mis au contact d'un courant gazeux s'écoulant en sens contraire de DT/D2 dans la colonne bourrée avec un catalyseur repoussant ou rejetant l'eau. Le procédé peut être appliqué avec n'importe quel type de catalyseur répulsif à l'eau, mais le type préféré est celui décrit dans le brevet des Etats-Unis N° 3888974 de W.H. Stevens, publié le 10 juin 1975 et attribué à Atomic Energy of Canada Limited. Ce catalyseur consiste en au moins un métal actif cataiytiquement, choisi par le groupe VIII de la table périodique, ayant sur lui un revêtement polymère ou de résine organique, répulsif aux liquides et à l'eau, qui est perméable à la vapeur d'eau et au gaz d'hydrogène. Ce type de catalyseur est également décrit dans le brevet susmentionné N° 3981976 et dans le brevet des Etats-Unis N" 4025560, de John H. Rolston et al., publiés le 24 mai 1977 et attribués à Atomic Energy of Canada Limited. Après avoir passé au travers de la colonne, une proportion majeure de l'eau lourde liquide détritiée est renvoyée au réacteur nucléaire ou autre source. born with oil or other organic materials, it will be purified by adsorption with carbon or by chemical processes. Normally, the heavy water removed from the reactor systems is relatively clean and will only pass through a single filtration and ion exchange system. The ratio of atoms between tritium and deuterium (T / D) in the heavy water stream is of the order of parts per million (typically 0.1-1.10 ppm) and the species tritium and deuterium are DTO and D20. After purification, the liquid stream is supplied to the upper part of a catalytic isotope exchange column 11 in which the tritium is extracted from the liquid stream by being brought into contact with a gaseous stream flowing in the opposite direction of DT / D2 in the column packed with a catalyst repelling or rejecting water. The process can be applied with any type of water repellant catalyst, but the preferred type is that described in U.S. Patent No. 3,888,974 to WH Stevens, issued June 10, 1975 and assigned to Atomic Energy of Canada Limited. This catalyst consists of at least one cataiytically active metal, chosen by group VIII of the periodic table, having on it a polymer or organic resin coating, repellent to liquids and water, which is permeable to water vapor and hydrogen gas. This type of catalyst is also described in the aforementioned patent No. 3981976 and in US Patent No. 4025560, by John H. Rolston et al., Published May 24, 1977 and attributed to Atomic Energy of Canada Limited. having passed through the column, a major proportion of the detrimented heavy liquid water is returned to the nuclear reactor or other source.
Le gaz deutérium entrant dans le fond de la colonne 11 est pauvre en tritium (composant DT) et, après avoir quitté la colonne, il est enrichi en tritium (DT). Ce gaz est purifié dans l'étage de purification de gaz 12 et il est envoyé dans un étage de distillation cryogénique 13 qui abaisse la concentration de DT/T, dans le gaz, après quoi il est renvoyé au fond de la colonne 11. Le système de purification du gaz d'alimentation pour l'unité cryogénique est conçu pour enlever les traces d'impuretés qui se condensent et se solidifient au fur et à mesure que la température du courant d'alimentation tombe (humidité C02, N2, 02, CO). D'une manière caractéristique, le train de purification du gaz d'alimentation comprend des sécheuses à tamis moléculaires, des échangeurs de chaleur de régénération et des absorbeurs de charbon ou de gel de silice cryogéniques. L'étage de distillation 13 donne comme sortie un courant de gaz concentré DT/ T2 qui serait normalement retiré dans des conteneurs appropriés. L'étage de distillation cryogénique de D2 13 peut être remplacé par d'autres procédés de séparation isotopique tels que la diffusion thermique ou la Chromatographie au gaz. The deuterium gas entering the bottom of column 11 is poor in tritium (component DT) and, after leaving the column, it is enriched in tritium (DT). This gas is purified in the gas purification stage 12 and it is sent to a cryogenic distillation stage 13 which lowers the concentration of DT / T in the gas, after which it is returned to the bottom of the column 11. The feed gas purification system for the cryogenic unit is designed to remove traces of impurities which condense and solidify as the temperature of the feed stream drops (humidity C02, N2, 02, CO). Typically, the feed gas purification train includes molecular sieve dryers, regenerative heat exchangers, and cryogenic carbon or silica gel absorbers. The distillation stage 13 gives as output a concentrated gas stream DT / T2 which would normally be withdrawn in suitable containers. The cryogenic distillation stage of D2 13 can be replaced by other isotopic separation methods such as thermal diffusion or gas chromatography.
On fait passer par l'étage d'électrolyse 14 une proportion d'eau lourde de haute concentration provenant de la colonne d'échange catalytique 11, et du gaz deutérium est renvoyé dans la boucle de recyclage de la colonne de distillation, soit au courant de gaz entrant dans la colonne d'échange, soit au courant quittant la colonne, comme cela est illustré par la ligne brisée 14a. A proportion of heavy water of high concentration from the catalytic exchange column 11 is passed through the electrolysis stage 14, and deuterium gas is returned to the recycling loop of the distillation column, ie to the current of gas entering the exchange column, or to the current leaving the column, as illustrated by the broken line 14a.
Le procédé transfère le protium et le tritium de l'eau lourde à l'unité cryogénique par contact de l'eau d'alimentation avec un gaz porteur D2 sur les catalyseurs: The process transfers protium and tritium from heavy water to the cryogenic unit by contact of the feed water with a carrier gas D2 on the catalysts:
HDO + D2 <=> D,0 + HD ! _ . , . HDO + D2 <=> D, 0 + HD! _. ,.
DTO 4- D2 ^D20 4- DT } Spange de catalyseurs DTO 4- D2 ^ D20 4- DT} Spange of catalysts
D;0/HDO/DTO v'-» D,/HD/DT(0,) Electrolyse D; 0 / HDO / DTO v'- »D, / HD / DT (0,) Electrolysis
Le procédé, dans ce cas, effectue un transfert à trois composants (D20/HD0/DT0 en D2/HD/DT), comme cela est illustré ci-dessus. The method, in this case, performs a three-component transfer (D20 / HD0 / DT0 to D2 / HD / DT), as illustrated above.
Pour l'extraction de tritium, deux réactions gaz-liquide se produisent simultanément: For the extraction of tritium, two gas-liquid reactions occur simultaneously:
D:0«) + DT,,., < H20|», + HT,. D: 0 ") + DT ,,., <H20 |", + HT ,.
: D2lg) 4- DTO«, ; H2(gl + HTO,,, : D2lg) 4- DTO ",; H2 (gl + HTO ,,,
(1) K, = 1,62(25 C) (1) K, = 1.62 (25 C)
(2) K, = 6.8 (25 C) (2) K, = 6.8 (25 C)
JU) "H 11 Mg) JU) "H 11 Mg)
Celles-ci sont en équilibre avec les réactions de phase gazeuse D, +H,<=i2HD ... (3) Kj = 3.26 These are in equilibrium with the gas phase reactions D, + H, <= i2HD ... (3) Kj = 3.26
D, + HTî^HD + DT (4) K4 = 2.20 D, + HTî ^ HD + DT (4) K4 = 2.20
H, + DTï^HD + HT ... (5) K, = 1.48 H, + DTï ^ HD + HT ... (5) K, = 1.48
et avec les réactions de phase liquide: and with the liquid phase reactions:
D20 + H20 2HDO ... (6) K6 = 3.8 (25'C) D20 + H20 2HDO ... (6) K6 = 3.8 (25'C)
D20 4- HTO HDO + DTO ... (7) K7 H,0 + DTO HDO -I- HTO ... (8) Ks 5 K6 = K7K3 D20 4- HTO HDO + DTO ... (7) K7 H, 0 + DTO HDO -I- HTO ... (8) Ks 5 K6 = K7K3
où K„ K2, K„ sont les constantes d'équilibre appropriées. where K „K2, K„ are the appropriate equilibrium constants.
x(l-y) , x (l-y),
Le facteur de séparation globale a T T The overall separation factor a T T
-et y y (1 -x)' -and y y (1 -x) '
, peut être calculé pour , can be calculated for
(H-+D + T) ' (H + D-t-T) (H- + D + T) '(H + D-t-T)
l'équilibre des réactions ci-dessus, mais cela est difficile à cause du grand nombre de réactions simultanées ayant lieu. Dans l'extraction de protium, les réactions d'équilibre sont: the balance of the above reactions, but this is difficult due to the large number of simultaneous reactions taking place. In protium extraction, the equilibrium reactions are:
HDO(<) + D HDO (<) + D
2<S> < 2 <S> <
DzOï-O 4" HD,e DzOï-O 4 "HD, e
D,0 4- H20 U 2HDO D, 0 4- H20 U 2HDO
Dz 4- H,^2HD Dz 4- H, ^ 2HD
x (1 — y) . a = — , ou x = x (1 - y). a = -, or x =
K, = 3,23 à 25'C K, = 3,846 à 25JC K3 = 3,26 à 25*C K, = 3.23 at 25'C K, = 3.846 at 25JC K3 = 3.26 at 25 * C
D D
20 20
y (1 — x)" D + H D y (1 - x) "D + H D
y = t dans la phase gazeuse. y = t in the gas phase.
dans la phase liquide et in the liquid phase and
D + H D + H
La réaction, cependant, peut être maintenue seulement temporairement. parce que le deutérium est appauvri dans l'unité cryogénique. Comme cela est illustré dans la fig. 1, 1 mol de D2 est transférée 25 du gaz au liquide pour 1 mol de H, enlevée du liquide; par conséquent. le produit sortant de la colonne contient 1 mol supplémentaire de D,0 par rapport à celui qui entre dans la colonne avec l'eau d'alimentation. The reaction, however, can only be sustained temporarily. because the deuterium is depleted in the cryogenic unit. As illustrated in fig. 1.1 mol of D2 is transferred from the gas to the liquid per 1 mol of H, removed from the liquid; Therefore. the product leaving the column contains an additional 1 mol of D, 0 compared to that which enters the column with the feed water.
Pour maintenir ces réactions indéfiniment, le D20 supplémen-30 taire produit par la colonne est décomposé de manière continue et le D, est renvoyé à l'unité cryogénique pour éviter l'appauvrissement de D, : cela s'effectue dans l'étage d'électrolyse 14. Pour des applications sur des réacteurs, le meilleur procédé pour cette décomposition partielle du produit D20 est l'électrolyse. Cependant, la décomposi-35 tion chimique de l'eau (telle que Mg -I- D20 —» MgO 4- D2) ou d'autres procédés pourraient être utilisés. To maintain these reactions indefinitely, the additional D20 produced by the column is decomposed continuously and the D is returned to the cryogenic unit to avoid the depletion of D: this takes place in stage d electrolysis 14. For applications on reactors, the best process for this partial decomposition of product D20 is electrolysis. However, chemical decomposition of water (such as Mg -I- D20 - "MgO 4-D2) or other methods could be used.
Comme cela est illustré dans la fig. 2, deux colonnes d'échange 1 la et 1 lb seraient utilisées dans un système en relation avec un réacteur nucléaire ayant un système modérateur 15 et un système de 40 transport de chaleur 16. Les fuites récupérées des deux systèmes sont stockées dans le réservoir 17 et passent vers la colonne IIb. La colonne dénommée détritiation enlève la grosse partie de tritium et une quantité relativement petite de protium. tandis que la colonne dénommée haute teneur enlève la grosse partie de protium et des 45 quantités relativement petites de tritium. Bien que théoriquement une colonne, comme cela est illustré dans la fig. 1, puisse être utilisée, un tel dispositif serait coûteux. L'accouplement unité cryogénique - échange catalytique doit être conçu avec soin, car il constitue le gros du travail de l'installation dans une mesure bien plus grande so que dans les autres procédés. La fonction clé de l'unité cryogénique est de produire des courants D:, H, et T2 relativement purs. Le courant D2 est renvoyé à la colonne d'échange catalytique (pour prendre plus de protium et de tritium), le courant H2 peut être déchargé comme rebut, et le courant T, est stocké. As illustrated in fig. 2, two exchange columns 1 la and 1 lb would be used in a system in connection with a nuclear reactor having a moderating system 15 and a heat transport system 16. The leaks recovered from the two systems are stored in the tank 17 and pass to column IIb. The column called detritiation removes the large part of tritium and a relatively small quantity of protium. while the column called high content removes the large part of protium and relatively small quantities of tritium. Although theoretically a column, as illustrated in fig. 1, can be used, such a device would be expensive. The coupling between the cryogenic unit and the catalytic exchange must be designed with care, since it constitutes the bulk of the installation work to a much greater extent than in the other processes. The key function of the cryogenic unit is to produce relatively pure currents D :, H, and T2. The current D2 is returned to the catalytic exchange column (to take more protium and tritium), the current H2 can be discharged as waste, and the current T, is stored.
55 Chaque colonne catalytique assure l'alimentation gazeuse d'une colonne séparée de distillation cryogénique: la colonne de distillation du protium 18 (alimentée par la colonne d'échange de haute teneur) est conçue pour produire un courant H2 de concentration élevée, mais elle ne concentre pas le tritium; le gaz provenant du 60 fond de cette colonne, avec l'alimentation provenant de la colonne de détritiation, est envoyé à la colonne de distillation de deutérium 19 pour produire un courant D2 pauvre en protium/tritium dans la partie médiane, et les courants très concentrés de protium et de tritium dans la partie supérieure et au fond de la colonne, respec-65 tivement. Les parties supérieures de cette colonne sont renvoyées à la colonne de protium et les fonds sont envoyés dans une colonne de distillation de tritium plus petite 20, pour une séparation supplémentaire. 55 Each catalytic column supplies the gas to a separate cryogenic distillation column: the protium 18 distillation column (fed by the high-content exchange column) is designed to produce a H2 stream of high concentration, but it does not concentrate tritium; the gas coming from the bottom of this column, with the feed coming from the detritiation column, is sent to the deuterium distillation column 19 to produce a current D2 poor in protium / tritium in the middle part, and the currents very protium and tritium concentrates in the upper part and at the bottom of the column, respectively. The upper parts of this column are returned to the protium column and the bottoms are sent to a smaller tritium distillation column 20 for further separation.
1 feuille dessins 1 sheet of drawings
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