DE2450391A1 - Verfahren zur verhinderung der tritium-kontaminierung von sekundaersalzschmelze und dampf in einem salzschmelzen-kernreaktor - Google Patents

Verfahren zur verhinderung der tritium-kontaminierung von sekundaersalzschmelze und dampf in einem salzschmelzen-kernreaktor

Info

Publication number
DE2450391A1
DE2450391A1 DE19742450391 DE2450391A DE2450391A1 DE 2450391 A1 DE2450391 A1 DE 2450391A1 DE 19742450391 DE19742450391 DE 19742450391 DE 2450391 A DE2450391 A DE 2450391A DE 2450391 A1 DE2450391 A1 DE 2450391A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
molten salt
tritium
steam
heat exchanger
hydrogen
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
DE19742450391
Other languages
English (en)
Other versions
DE2450391C2 (de
Inventor
Alfred Lecocq
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of DE2450391A1 publication Critical patent/DE2450391A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2450391C2 publication Critical patent/DE2450391C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/22Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
    • 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
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)

Description

PATE NTANWALT DR. HANS ULRICH MAY
8 MUnchen 22, Thierschstr. 27 Telefon (089) 22 50 51
CP 496/1323 München, den 23."'*- 'M *
T"595ÖT$T31 Dr.M./cs
Commissariat a IsEnergie Atomique in Paris/Frankreich
Verfahren sur Verhinderung der Tritium-Kontaminierung von Sekundärsalzschmelse und Dampf in einem Salaschmelzen-Kern-
reaktor.
Die Erfindung betrifft ein Yerfahreni, um in einem mit Salzschmelzen betriebenen Kernreaktor die Kontaminierung der sekundären Salzschmelze und des Dampfes durch Tritium au verhindern.
Mit geschmolzenen Salzen arbeitende Kernreaktoren sind solche, die einen flüssigen Brennstoff benutzen, der aus einem Gemisch von ge= schmolzenen SaIaen besteht« Im Fall von mit schnellen Heutronen be= triebenen Kernreaktoren ist der Brennstoff ein Gemisch von Chloriden und im Fall der Mt thermischen Neutronen arbeitenden Kernreaktoren ist er ein eutektisches Gemisch geschmolzener Salze„ z.B. von Lithiumfluorid,, Berylliumfluorid und U 235- oder U 233·» oder auch Pu 238» Pluorid. Man verwendet in diesem Fall Graphit als Moderator.
Der flüssige Brennstoff bildet die in einem Kreislauf strömende primäre Salzsehmeise und gibt durch einen primären Wärmeaustauscher seine Wärme an eine sekundäre Salzschmelze ab5 die z.B. aus einem Gemisch von Lithiumfluorid und Berylliumfluorid oder aus einem Natriumfluoborat besteht„ wobei die Sekundärsalzschmelze selbst in ei-
5 09818/0353
nem Kreislauf strömt und ihre Wärme durch einen Sekundärwärmeaustauscher an einen Dampfkreislauf abgibt, wo sie in elektrische Energie umgewandelt wird. Im übrigen läßt man durch den eigentlichen Kern des Kern eaktors ein Spülgas, wie Helium, strömen, um die Spalt produkte und das gebildete Tritium abzuführen.
Tatsächlich bilden sich besonders in den mit thermischen Neutronen betriebenen Salzschmelzen-Kernreaktoren durch die Einwirkung der Strahlen auf die benutzten Salze, besonders das Lithiumfluorid, erhebliche Mengen Tritium. Das Tritium entsteht durch die folgenden Reaktionen:
6 1 3 4
Li ψ η «—«—*«> H -}· He
3 0 12
7 1 14 3
I1X + η -«™»»,„> η 4- He + H
3 0 0 2 1
19 + 1 1? + 3
0 8
Schätzungsweise bilden sich in einem Salzschmelzen-Kernreaktor von 1Q00 Mi-Ze etwa 2400 Curies pro I'ag Tritium. Das im Kreis der Primärsalzschmelze gebildete Tritium diffundiert durch die Wände des Primärwärmeaustauschers und dann durch die des Sekundärwärmeaustauschers und gelangt schließlich in den Dampfkreislauf des elektrischen Generators. Es läßt sich auf dieser Stufe nur sehr schwer zurückhalten, woraus sich erhebliche Gefahren der Verschmutzung der Atmosphäre ergeben.
Um diese Kontasninierung %u. verhindern, bemüht man sich, den in den Dampfkreislauf gelangenden Strom von Tritium möglichst zu verringern. Dafür sind bereits zahlreiche Methoden bekannt, die jedoch noch keine voll befriedigenden Ergebnisse erbracht haben.
509818/0353
Man hat beispielsweise versucht, die chemischen Gleichgewichte im Kreis der Primärsalzschmelze durch Einleiten eines hindurchperlenden Stroms von Wasserstoff zu verschieben, der die Reaktion 1/2 H2 + UF4 UF3 + HF begünstigt. Dieses Durchleiten von Wasserstoff führt also zur Bildung der in der Gasphase mehr löslichen Fluorwasserstoffsäure, die daher vom Spülgas des Kernreaktors leichter mitgenommen wird und somit einen Teil des gebildeten Tritiums mitnimmt. Dieses Verfahren weist jedoch den Wachteil auf, daß die gebildete Fluorwasserstoffsäure stark korrodierend wirkt. Es ist auch bekannt, die Gleichgewichte in der Sekundärsalzschmelze, beispielsweise dem Natriumfluoborat„ zu verschieben, indem in Gegenwart von Sauerstoff ein Komplex vom Typ NaBeF,,,QH gebildet wird, der zu einer Blockierung des Tritiums im Sekundärkreislauf führt.
Ein anderes bekanntes Verfahren besteht darin, das Tritium im Primärkreislauf oder Sekundärkreislauf durch Bildung von Tritiden (z« B. von Yttrium) chemisch zu adsorbieren. Diese Verbindungen sind jedoch bei hoher Temperatur wenig beständig und zersetzen sich leichts sodaß nur eine vorübergehende Dekontaminierung erreichbar ist *
Man kann auch auf den Wänden der Wärmeaustauscher feste Grenzschicht ten ausbilden, die der Diffusion des Tritiums entgegenwirken. Es kann geschehen, indem man einen Wärmeaustauscher aus einem Stahl verwendet, der ein Element, wie Zirkonium, enthält, das Tritium zu-' rückhalten kann. Man kann auch auf den Austauscherflächen der Wärmeaustauscher Schichten von Oxiden oder Metallen, wie Molybdän, abscheiden, welche die Durchlässigkeit der die Wärmeaustauscher bildenden Metalle oder Materialien herabsetzen.
Durch das erfindungsgemäße Verfahren sollen nun die Nachteile der
509818/0353
bekannten Verfahren "beseitigt und auf einfache, leicht durchführbare Weise eine gute Tritium-Dekontarainierung des Sekundärkreises und Dampfkreises eines SaIzschmelzen-Kernreaktor£ erreicht werden.
Das diesem Zweck dienende erfindungsgemäße Verfahren ist dadurch gekennzeichnet, daß im Sekundärsalzschmelzenkreis ein solcher Druck von Wasserstoff aufrechterhalten wird» daß der Wasserstoff die Sekundärsalzschmelze sättigt und aus ihr zur Primärsalzschmelze diffundiert.
Vorzugsweise liegt der in der Sekundärsalzschmelze aufrechterhaltene Wasserstoffdruck in der Nähe von 1 Atmosphäre.
Der so in den Sekundärsalzschmelzenkreis eingebrachte Wasserstoff löst sich in der Sekundärsalzschraelze und diffundiert in den Primärwärmoaustauscher. Im Bereich der Wand des Primärwärmeaustauschers dissoziieren der molekulare Wasserstoff und das molekulare Tritium im Metall des Wärmeaustauschers oder an der Grenzfläche. Man erzeugt so einen der gegebenen Strömung des Tritiums entgegengerichteten Strom von Wasserstoffatomen, der also den Tritium-Strom weitgehend blockiert und umkehrt.
Die Ströme der beiden Elemente Tritium und Wasserstoff hängen nicht nur von ihren jeweiligen Partialdrücken beiderseits der Wärmeaustauscherwand sondern auch von den in den Salzschmelzen beiderseits der Wand, an den Grenzflächen Salzschmelze-Material des Wärmeaustauschers und im inneren des Wärmeaustauschermaterials stattfindenden molekularen Wechselwirkungen ab. Diese Bedingungen sind so festgelegt, daß genügend Wahrscheinlichkeit für interatomare Stöße zwischen den Wasserstoffatomen und Tritiumatomen besteht, sodaß schließlich das Tritium vom Primärwärmeaustauscher in den Primärsalzschmelzenkreis zurückgedrückt wird. Es kann so den Sekundärsalzschmelzen-
509818/0353
9 *
kreis und damit den Dampfkreis nicht mehr kontaminieren.
Die Erfindung wird erläutert durch die folgende Beschreibung eines Ausführungsbeispiels. Die Beschreibung bezieht sich auf die beigefügte Figur, die schematisch einen Salsschmelzen-Kernreaktor und au= gehörige Anlagen zeigt.
Die Figur seigt den Kern 1 des Kernreaktors, in dem sich die Primärsalzschmelze befindete welche die flüssige Ausgangsbrennstoffmischung bildet. Diese Primärsalzschmelze strömt im Primärkreis 2 durch den Primärwärmeaustauscher 3 * wo sie ihre Wärme an die im Sekundärkreis 4 strömende SekundärsalzsGhmelze abgibt-, die ihre Wärme im Sekundärwärmeaustauscher 6 an den im Dampf kreislauf 5 strömenden Dampf weitergibt. Mit dem Reaktorkern 1 ist ein Spülgaskreis 7 verbunden,, der eine Abzweigung aufweist, in die eine Vorrichtung 8 zur Behandlung eines Teils des Spülgases zwecks Beseitigung der Spalt·» produkte und des mitgeführten Tritiums eingeschaltet ist.
Erfindungsgemäß ist der Sekundärsalsschmelzenkreis 4 mit einem Wasserstoff kreis 9 verbunden, durch den die im sekundärkreis strömende Salzschmelze mit Wasserstoff gesättigt wird« Der in der Sekundärsalzschmelze gelöste Wasserstoff diffundiert durch den Primärwärmeaustauscher 3*
Die Primärsalzschmelze besteht aus einem Gemisch von Lithiumfluoridp Berylliumfluorid und Ü 23S=PIiIOrId9 die Sekundärsalzschmelze aus einem Natriumfluoborat und das Spülgas aus Helium.
In diesem Beispiel w@ffsteai8 % des Spülgases Helium in der Vorrichtung 8 dauernd oxidiert, um das Tritium zu beseitigen. Der Partial«, druck dieses Tritiums im Helium beträgt etwa 11,3 χ 10~6 Atmosphären. Der in der Sekundärsalzschmelze erzeugte Partialdruck des Wasserstoffs kann ohne Schwierigkeiten nahe bei 1 Atmosphäre liegen.
509818/0353
Das ist besonders günstig, da der Kernreaktor bei Atmosphärendruck arbeitet· Der Wasserstoffstrom ist daher etwa 600-mal höher als der Tritiumstrom,
Außerdem treten an den Grenzflächen Salzschmelzen-Metall oder Material des Primärwärmeaustauschers chemische Erscheinungen der Dissoziation und Rekombination auf, die auf die TritiummolekUle und auch Wasserstoffmoleküle einwirken, wobei aber die Tritiummoleküle einen Abstand von 370 A haben» während die Wasserstoffatome an der Grenz« fläche auf der Seite des Metalls oder Materials im Mittel nur 15 A voneinander entfernt sind. Im Inneren des den Primärwärmeaustauscher bildenden Materials sind die Konzentrationen an Tritium- und Wasserstoffatomen ein Spiegelbild der entsprechenden Konzentrationen in den Primär- und Selcundärsalzschmelzen. In der Primärsalzschmelze beträgt die Tritiumkonzentration 2 χ 1012 Moleküle pro cm3, während
in der Sekundärsalzschmelze die Wasserstoffkonzentration 1,8 χ 10 Moleküle pro cm3 beträgt. Außerdem liegt die mittlere freie Wegstrecke der Tritiumatome im Wärmeaustauscher, die durch die physische Gestalt des Materials festgelegt ist, in der Nähe der mittleren Entfernung zwischen den Atomen des WasserstoffStroms. All das zeigt, daß die Wahrscheinlichkeit von Stößen zwischen den Tritiumatomen imd Wasserstoffatomen im Bereich der Wand des Primärwärmeaustauschers 3 sehr groß ist.
Ein großer Teil der in Berührung mit dem den Primärwärmeaustauscher bildenden Material neu gebildeten Tritiumatome rekombiniert sich also mit den aus diesem Wärmeaustauscher austretenden Wasserstoffatomen und wird infolgedessen auf den Rückweg gebracht.
Man erhält so nach dem erfindungsgemäßen Verfahren eine gute Triti-UKHSekontaminierung des Sekundärkreises und Dampfkreises eines Salzschmelzen-Kernreaktors.
509818/0353

Claims (2)

  1. Patentansprüche
    1·)Verfahren zur Verhinderung der Tritium-Kontaminierung von Sekundär sal zschmel ze und Dampf in einem Salzschmelzen-Kernreaktor, dadurch gekennzeichnet^ daß im Kreis der Sekundärsalzschmelze ein solcher Wasserstoffdruck aufrechterhalten wird, daß der Wasserstoff die Sekundärsalzschmelze sättigt und von dieser ziay Primär» salzschmelze diffundiert*
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1„ dadurch gekennzeichnet, daß der Wasserstoff druck in der Sekundärsalzschmelze in der Nähe von 1 Atmosphäre liegt.
    509818/0353
    Leerseite
DE2450391A 1973-10-24 1974-10-23 Verfahren zur Verhinderung der Tritium-Kontaminierung von Sekundärsalzschmelze und Dampf in einem Salzschmelzen-Kernreaktor Expired DE2450391C2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7337874A FR2249405B1 (de) 1973-10-24 1973-10-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2450391A1 true DE2450391A1 (de) 1975-04-30
DE2450391C2 DE2450391C2 (de) 1982-12-23

Family

ID=9126848

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2450391A Expired DE2450391C2 (de) 1973-10-24 1974-10-23 Verfahren zur Verhinderung der Tritium-Kontaminierung von Sekundärsalzschmelze und Dampf in einem Salzschmelzen-Kernreaktor

Country Status (4)

Country Link
US (1) US3963564A (de)
DE (1) DE2450391C2 (de)
FR (1) FR2249405B1 (de)
GB (1) GB1454189A (de)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3248029C2 (de) * 1982-12-24 1987-04-09 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren zur Verhinderung von Folgeschäden bei Leckagen, die innerhalb eines Dampferzeugers einer Druckwasserreaktoranlage zwischen Primär- und Sekundärkreislauf auftreten
JP4022608B2 (ja) * 2004-07-30 2007-12-19 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 分留法を用いるフッ化物揮発法による再処理方法
US20140226775A1 (en) * 2013-02-11 2014-08-14 Nuclear Applications, Llc Liquid Lithium Cooled Fission Reactor for Producing Radioactive Materials
CN110310750B (zh) * 2019-07-08 2021-05-14 华南理工大学 一种可同时生产氚和c14的熔盐堆

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2865827A (en) * 1955-05-27 1958-12-23 Orrington E Dwyer Power generation from liquid metal nuclear fuel
US2879157A (en) * 1955-10-04 1959-03-24 Mine Safety Appliances Co Purification of alkali metals by heat transfer
US3622303A (en) * 1966-05-23 1971-11-23 Atomic Power Dev Ass Inc Method for removing hydrogen from liquid alkali metals and the like
US3861998A (en) * 1970-07-17 1975-01-21 Exxon Research Engineering Co Method of operating a neutronic reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
NICHTS-ERMITTELT *

Also Published As

Publication number Publication date
FR2249405A1 (de) 1975-05-23
FR2249405B1 (de) 1976-10-01
US3963564A (en) 1976-06-15
GB1454189A (en) 1976-10-27
DE2450391C2 (de) 1982-12-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE69106022T2 (de) Verlängerung der Einsatzzeit eines Siedewasserreaktors in Betrieb.
DE1215669B (de) Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff
DE2855821A1 (de) Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium
DE102016205027B4 (de) Thermochemischer Kreisprozess mit verbessertem Wirkungsgrad
DE2259829B2 (de) Verfahren zur anodischen Bildung einer Oxidschicht auf mindestens 5% Gallium enthaltenden Verbindungshalbleitern, insbesondere GaP.GaAs, AIGaP, InGaP und InGaAs in einem wässrigen Elektrolyten
DE1199748B (de) Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen
DE112010003607T5 (de) Phovoltaik-rückkontakt
DE3731385C2 (de)
DE4110128A1 (de) Dekontamination von radioaktiv verseuchten metallen
DE3027999A1 (de) Verfahren zum herstellen eines gefaesses fuer kernbrennstoff und kernbrennstoffgefaess
DE2450391A1 (de) Verfahren zur verhinderung der tritium-kontaminierung von sekundaersalzschmelze und dampf in einem salzschmelzen-kernreaktor
DE2617676A1 (de) Verfahren zum entfernen radioaktiver korrosionsprodukte von den innenflaechen eines kernreaktors
DE2552138A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum reinigen des in gasgekuehlten hochtemperaturreaktoren als kuehlmittel verwendeten heliums
US2885260A (en) Method for decontamination of reactor solutions
EP0589076B1 (de) Verfahren zum Herstellen von UO2-oder U/PuO2-Pulver
DE2445953A1 (de) Verfahren zur herstellung von wasserstoff
DE2610947B2 (de) Verfahren zur Gewinnung von Molybdän-99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix
DE2705895A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur isotopentrennung
DE2443626A1 (de) Verfahren zur herstellung eines brennstoffes auf wasserstoff-basis, sowie vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
DE4010585C2 (de) Verfahren zur Herstellung von thermischen Oxiden hoher Qualität
DE3809367C2 (de)
DE2348804A1 (de) Verfahren zur entfernung von spaltprodukten aus kuehlmitteln von kernreaktoranlagen
DE966850C (de) Verfahren und Vorrichtung zum Durchfuehren von Kernreaktionen
DE1126850B (de) Behandlung von Plutoniumdioxyd
DE2237506C3 (de) Verfahren zum Entfernen von Tritium aus gasgekiihlten, jedoch nicht mit Kohlendioxid gekühlten Kernreaktoren

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
D2 Grant after examination
8339 Ceased/non-payment of the annual fee