DE2237506A1 - Verfahren zum entfernen von tritium aus gasgekuehlten kernreaktoren - Google Patents

Verfahren zum entfernen von tritium aus gasgekuehlten kernreaktoren

Info

Publication number
DE2237506A1
DE2237506A1 DE2237506A DE2237506A DE2237506A1 DE 2237506 A1 DE2237506 A1 DE 2237506A1 DE 2237506 A DE2237506 A DE 2237506A DE 2237506 A DE2237506 A DE 2237506A DE 2237506 A1 DE2237506 A1 DE 2237506A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
hydrogen
tritium
containing compounds
primary circuit
cooled nuclear
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
DE2237506A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2237506C3 (de
DE2237506B2 (de
Inventor
Rudolf Dipl Chem Dr Nieder
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
ARBEITSGEMEINSCHAFT VERSUCHSRE
Original Assignee
ARBEITSGEMEINSCHAFT VERSUCHSRE
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ARBEITSGEMEINSCHAFT VERSUCHSRE filed Critical ARBEITSGEMEINSCHAFT VERSUCHSRE
Priority claimed from DE19722237506 external-priority patent/DE2237506C3/de
Priority to DE19722237506 priority Critical patent/DE2237506C3/de
Priority to CH1035473A priority patent/CH588414A5/xx
Priority to NL7309868.A priority patent/NL161603C/xx
Priority to DK406373A priority patent/DK139247C/da
Priority to GB3494673A priority patent/GB1397526A/en
Priority to US05/382,556 priority patent/US3993541A/en
Priority to IT51669/73A priority patent/IT990029B/it
Priority to BE133952A priority patent/BE802891A/xx
Priority to LU68108A priority patent/LU68108A1/xx
Priority to FR7327769A priority patent/FR2194641B1/fr
Priority to IE1305/73A priority patent/IE37962B1/xx
Priority to JP48086275A priority patent/JPS5232437B2/ja
Publication of DE2237506A1 publication Critical patent/DE2237506A1/de
Publication of DE2237506B2 publication Critical patent/DE2237506B2/de
Publication of DE2237506C3 publication Critical patent/DE2237506C3/de
Application granted granted Critical
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/303Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for gases
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02Treating gases
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Gas Separation By Absorption (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Separation Of Gases By Adsorption (AREA)

Description

Dipl.-Ing. H. Sauerland · Dr.-Ing. R, König · Dipl.-Ing. K. Bergen
Patentanwälte · 4000 Düsseldorf . Cecilienallee 7B · Telefon 43373a
29. Juli 1972 Unsere Akte: 27 405 Be/Fu.
Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor AVR G.m.b.H., 4000 Düsseldorf, Luisenstraße 105 ·
"Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekühlten
Kernreaktoren"
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Entfernen von Tritium aus dem Primärkreislauf gasgekühlter Kernreaktoren«
In den Primärkreislaufen sämtlicher gasgekühlter Kernreaktoren befindet sich als radioaktive Verunreinigung das überschwere Wasserstoffisotop Tritium, das eine Halbwertszeit von ca. 12,5 Jahren besitzt und entweder als Spaltprodukt auftritt oder durch Kernreaktionen, beispielsweise aus Helium oder Lithium entsteht.
Tritium besitzt gegenüber anderen radioaktiven Verunreinigungen im Primärkreis die Eigenschaft, daß es insbesondere bei erhöhten Temperaturen, wie sie bei gasgekühlten Kernreaktoren vorliegen, durch Metallwände diffundiert und somit in andere Kreisläufe gelangt. Dies führt dann zu einer radioaktiven Verunreinigung beispielsweise des Speisewassers gasgekühlter Kernkraftwerke β
Bei Salzschmelzen-Reaktoren tritt ebenfalls eine Tritiumdiffusion auf. Hier hat man versucht, durch besondere Konstruktion der Rohre und Verwendung speziellen Materials für diese die Tritium-Diffusion zumindest
409808/0553
möglichst gering zu halten. So hat sich beispielsweise herausgestellt, daß die Diffusion durch eine Al2O,-Schicht behindert wird. Außerdem kann man von der Tatsache Gebrauch machen, daß Tritium in flüssigem Kalium nicht kondensiert, und auf dieser Basis ein kompliziertes Abtrennverfahren durchführen. Diese Verfahren sind jedoch sehr aufwendig,
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es daher, ein wirtschaftlich vertretbares, ohne besondere Umbauten auch an bereits erstellten Anlagen durchführbares Verfahren vorzuschlagen, das eine Entfernung des Tritiums aus dem Primärkreislauf gestattet, ehe es zu einer Diffusion in andere Kreisläufe kommen kann. Die Lösung dieser Aufgabe basiert auf der Erkenntnis, daß sich im Betrieb des Reaktors nur ein kleiner Teil des tatsächlich vorhandenen Tritiums im Kühlgas befindet, während der überwiegende Teil am beispielsweise als Moderator verwendeten Graphit chemisch adsorbiert ist. Um nun dem Diffusionsproblem wirkungsvoll begegnen zu können, kommt es darauf an, die beträchtlichen Tritiummengen zu erfassen, die am Graphit adsorbiert sind. Dies wird erfindungsgemäß dadurch erreicht, daß Wasserstoff oder wasserstoffhaltige Verbindungen in den Primärkreislauf eingespeist werden. Durch diese Maßnahme wird das am Graphit adsorbierte Tritium in beträchtlichen Mengen freigesetzt, wobei vermutlich ein Austausch von chemisch adsorbiertem Tritium gegen den eingespeisten normalen Wasserstoff stattfindet.
Da das freigesetzte Tritium nicht spontan in den Sekundärkreislauf diffundiert, sondern nur mit einer erheblichen Zeitverzögerung, besteht genügend Zeit, das vom Graphit freigesetzte Tritium mittels einer Gasreini-
409808/0553
gungsanlage aus dem Kühlgas zu entfernen. Die Einspeisung von Wasserstoff oder wasserstoffhaltigen Verbindungen kann daher vorteilhafterweise intermittierend erfolgen. Vorzugsweise wird dabei im Primärkreislauf für einige Stunden eine Konzentration von ungefähr 1000 bis 5000 f4at an Wasserstoff aufrechterhaltene
Obwohl sich zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens neben Wasserstoff sämtliche wasserstoffhaltigen chemischen Verbindungen eignen, werden Kohlenwasserstoffe, insbesondere CH^, oder NH-, bevorzugt. Darüber hinaus ist es für die mit der Erfindung erzielten Wirkungen auch unerheblich, ob. flüssige oder gasförmige Verbindungen zur Anwendung kommen, jedoch wird letzteren deshalb der Vorzug gegeben, weil sie eine leichtere Einspeisung ermöglichen. Schließlich ist auch die Stelle der Einspeisung unkritisch, so daß lediglich zur Erhöhung der Wirksamkeit vorgeschlagen wird, die Einspeisung in das Kühlgas vor dessen Eintritt in das Reaktorcore vorzunehmen.
Das durch das erfindungsgemäße Einspeisen freigesetzte Tritium kann in einer vorzugsweise in einem By-pass angeordneten Reinigungsanlage aus dem Kühlgas, z.B. Helium oder COp," entfernt werden, und zwar beispielsweise durch Oxydation über Kupferoxid oder katalytische Verbrennung an einem Platinkontakt mit überschüssigem Sauerstoff, wobei das jeweils entstehende Wasser durch Trockner (Molekularsieb, Silikagel, Bariumoxid usw.) entfernt werden kann.
In der beigefügten Zeichnung ist schematisch der Primärkreislauf eines gasgekühlten Kernreaktors mit erfindungsgemäßer Einspeisung dargestellt. Das wärmeabführende
409808/.0 553
Kühlgas, beispielsweise Helium oder Kohlendioxid, wird im Kreislauf 1 mittels eines Gebläses 2 durch das Core 3 gepumpt und gibt seine Wärme in einem Dampferzeuger 4 an einen Speisewasserkreislauf, d.h. den Sekundärkreislauf 5 ab. Hinter den Gebläsen 2 wird ein Teilstrom des Kühlgases abgezweigt und in einer Reinigungsanlage 6 von seinen inaktiven und aktiven Verunreinigungen gereinigt.
Erfindungsgemäß werden nun vorzugsweise vor Eintritt in das Core dem Kühlgas Wasserstoff oder wasserstoffhaltiges Gas 7 zugeführt. Dies kann kontinuierlich oder diskontinuierlich geschehen, wobei je nach Reaktorgröße dafür gesorgt wird, daß zumindest für einige Stunden eine Konzentration von ca, 1000 bis 5000 /^ at H2 (bzw. CH, usw.) im Kühlgas vorhanden ist. Das derart geimpfte Kühlgas führt im Core zu einer Freisetzung des am Graphit adsorbierten Tritiums, das dann im By-pass 8 mittels der Gasreinigungsanlage 6 aus dem Kühlgas entfernt wird. Mit diesen Maßnahmen, nämlich den genügend häufigen Wasserstoff-Einspeisungen in Verbindung mit einer hinsichtlich des Durchsatzes hinreichend bemessenen Gasreinigungsanlage wird in vorteilhafter Weise erreicht, den im Primärkreislauf befindlichen Graphit vollständig von Tritium zu säubern und die Tritiumkonzentration im Primärkreis auf einem so niedrigen Niveau zu halten, daß seine Diffusion in andere Kreisläufe verhindert wird.
/109808/0563

Claims (8)

  1. • 22375Q6
    Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor AVR Gem.b.H„, 4000 Düsseldorf, Luisenstraße 105
    Patentansprüche:
    . 14 Verfahren zum Entfernen von Tritium aus dem Primärkreislauf gasgekühlter Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß Wasserstoff oder wasserstoffhaltige Verbindungen in den Primärkreislauf eingespeist werden„
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß das Einspeisen von Wasserstoff oder wasserstoffhaltigen Verbindungen intermittierend erfolgt,,
  3. β Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dad urch gekennzeichnet , daß im Primärkreislauf für einige Stunden eine Konzentration von ungefähr 1000 bis 500OyU at an Wasserstoff aufrechterhalten wird.
  4. 4. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis - 3, dadurch gekennzeichnet, daß als wasserstoffhaltige Verbindungen Kohlenwasserstoffe, insbesondere CHr, verwendet werden.
  5. 5· Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis '3 t dadurch gekennzeichnet, daß als wasserstoffhaltige Verbindung NH, verwendet wird,
  6. 6. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet ,
    409808/0553
    iL-3/506
    daß zum Einspeisen gasförmige wasserstoffhaltige Verbindungen verwendet werden.
  7. 7. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis
    6, dadurch gekennzeichnet, daß der Wasserstoff bzw. die wasserstöffhaltigen Verbindungen in das Kühlgas vor dessen Eintritt in das Reaktorcore eingespeist werden.
  8. 8. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis
    7, dadurch gekennzeichnet , daß das durch das Einspeisen von Wasserstoff oder wasserstöffhaltigen Verbindungen freigesetzte Tritium in einer vorzugsweise in einem By-pass angeordneten Reinigungsanlage aus dem Kühlgas entfernt wird.
    409808/0553
DE19722237506 1972-07-31 1972-07-31 Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekiihlten, jedoch nicht mit Kohlendioxid gekühlten Kernreaktoren Expired DE2237506C3 (de)

Priority Applications (12)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19722237506 DE2237506C3 (de) 1972-07-31 Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekiihlten, jedoch nicht mit Kohlendioxid gekühlten Kernreaktoren
CH1035473A CH588414A5 (de) 1972-07-31 1973-07-16
NL7309868.A NL161603C (nl) 1972-07-31 1973-07-16 Werkwijze voor het koelen van een gasgekoelde, met grafiet gemodereerde kernreactor.
DK406373A DK139247C (da) 1972-07-31 1973-07-23 Fremgangsmaade til fjernelse af tritium fra primaerkredsloebet af heliumkoelede,grafitmodererede kernereaktorer
GB3494673A GB1397526A (en) 1972-07-31 1973-07-23 Removal of tritium from nuclear reactors
US05/382,556 US3993541A (en) 1972-07-31 1973-07-25 Removal of tritium from gas-cooled nuclear reactors
IT51669/73A IT990029B (it) 1972-07-31 1973-07-26 Procedimento per l allontanamento del tritio da reattori nucleari raffreddati a gas
BE133952A BE802891A (fr) 1972-07-31 1973-07-27 Procede d'elimination du tritium du circuit primaire de gaz de refroidissement des reacteurs nucleaires
LU68108A LU68108A1 (de) 1972-07-31 1973-07-27
FR7327769A FR2194641B1 (de) 1972-07-31 1973-07-30
IE1305/73A IE37962B1 (en) 1972-07-31 1973-07-31 Removal of tritium from nuclear reactors
JP48086275A JPS5232437B2 (de) 1972-07-31 1973-07-31

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19722237506 DE2237506C3 (de) 1972-07-31 Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekiihlten, jedoch nicht mit Kohlendioxid gekühlten Kernreaktoren

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2237506A1 true DE2237506A1 (de) 1974-02-21
DE2237506B2 DE2237506B2 (de) 1975-10-16
DE2237506C3 DE2237506C3 (de) 1976-05-26

Family

ID=

Also Published As

Publication number Publication date
GB1397526A (en) 1975-06-11
CH588414A5 (de) 1977-05-31
IE37962L (en) 1974-01-31
IE37962B1 (en) 1977-11-23
NL7309868A (de) 1974-02-04
DK139247B (da) 1979-01-15
IT990029B (it) 1975-06-20
DE2237506B2 (de) 1975-10-16
DK139247C (da) 1979-07-30
LU68108A1 (de) 1973-10-03
FR2194641A1 (de) 1974-03-01
JPS5232437B2 (de) 1977-08-22
BE802891A (fr) 1973-11-16
US3993541A (en) 1976-11-23
NL161603B (nl) 1979-09-17
FR2194641B1 (de) 1977-08-19
JPS4967099A (de) 1974-06-28
NL161603C (nl) 1980-02-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3606316C2 (de)
DE69106022T2 (de) Verlängerung der Einsatzzeit eines Siedewasserreaktors in Betrieb.
DE1215669B (de) Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff
DE3731385C2 (de)
DE2545001C2 (de)
DD142203A5 (de) Verfahren zur reinigung des prozesskondensates von den wasserstoff-und synthesegas-herstellungsanlagen
DE2239952A1 (de) Kernreaktoranlage
DE651397T1 (de) In-situ Palladiumdotierung- oder Beschichten von rostfreien Stahloberflächen.
DE3873179T2 (de) Verfahren und einrichtung zur reinigung eines tritium enthaltenden gases.
DE2552138A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum reinigen des in gasgekuehlten hochtemperaturreaktoren als kuehlmittel verwendeten heliums
DE2237506A1 (de) Verfahren zum entfernen von tritium aus gasgekuehlten kernreaktoren
DE2237506C3 (de) Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekiihlten, jedoch nicht mit Kohlendioxid gekühlten Kernreaktoren
DE2328660A1 (de) Verfahren zur abscheidung von spaltprodukten aus dem kuehlmittel eines kernreaktors
EP0028773A2 (de) Verfahren zur Beseitigung von in Kernkraftwerken entstehenden radioaktiven Kohlenstoffoxiden und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE3533799A1 (de) Verfahren zur entfernung von fluechtigen inhaltsstoffen aus in kokereianlagen anfallenden waessern
DE4126468C2 (de) Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserreaktors
DE1418198B1 (de) Verfahren zur gleichzeitigen und selektiven katalytischen Umwandlung von Acetylenkohlenwasserstoffen und Butadien in Olefine
DE1533134A1 (de) Verfahren zur Rueckgewinnung von Polonium
DE1696136A1 (de) Verfahren zum Verhindern von Kohlenstoffablagerungen an den Metallflaechen eines Kernreaktors
DE3001967A1 (de) Verfahren zur extraktion von tritium aus schwerem wasser
DE2611333A1 (de) Verfahren zur pyrochemischen abtrennung von plutonium aus bestrahlten kernbrennstoffen
DE3314131A1 (de) Verfahren zur erzeugung von wasserstoff aus methanol
DE2328283A1 (de) Verfahren zum bestimmen des anteils gebrochener teilchen von umhuelltem spaltmaterial in kompaktkoerpern von kernreaktoren
DE2050152C3 (de) Verfahren zur Verminderung der Ablagerungsrate von radioaktiven Stoffen
DE1965627A1 (de) Verfahren zur Herabsetzung der Gesundheitsschaedlichkeit von fluessigen Abfaellen radioaktiver Natur

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
E77 Valid patent as to the heymanns-index 1977
8339 Ceased/non-payment of the annual fee