DE2711373A1 - Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird - Google Patents
Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wirdInfo
- Publication number
- DE2711373A1 DE2711373A1 DE19772711373 DE2711373A DE2711373A1 DE 2711373 A1 DE2711373 A1 DE 2711373A1 DE 19772711373 DE19772711373 DE 19772711373 DE 2711373 A DE2711373 A DE 2711373A DE 2711373 A1 DE2711373 A1 DE 2711373A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- tritium
- radioactive waste
- nuclear fuel
- oxygen
- liquid radioactive
- 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.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
- C01B6/00—Hydrides of metals including fully or partially hydrided metals, alloys or intermetallic compounds ; Compounds containing at least one metal-hydrogen bond, e.g. (GeH3)2S, SiH GeH; Monoborane or diborane; Addition complexes thereof
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Treating Waste Gases (AREA)
Description
Gegenstand der Erfindung 1st ein Verfahren zum Zurückhalten von Tritium, das bei der Behandlung von abgebrannten Kernbrennstoffen
und der Lagerung von dabei entstehenden flüssigen radioaktiven Abfallstoffen freigesetzt wird·
Zur Aufbereitung werden abgebrannte Kernbrennstoffe zerkleinert
und mit Salpetersäure aufgelöst. Von der flüssigen Fraktion werden Uran und Plutonium zurückgewonnen. Bei der Salpetersäure-Rückgewinnung
fällt Tritiumwasser an, das kontrolliert gelagert werden muß, da es sich laufend zu tritiumhaltigern
Wasserstoff und Sauerstoff zersetzt, der mit Tritiumwasserdampf
gesättigt ist«
Die hochaktiven flüssigen Abfallstoffe - das sind die gelösten Kernbrennstoffe und deren Spaltprodukte, von denen das Uran
und das Plutonium und die Überschußsalpetersäure abgetrennt sind - enthalten und produzieren ebenfalls Tritium. Zur Vermeidung
von lokalen Konzentrationsanreicherungen und damit Überhitzungen werden die hochaktiven flüssigen Abfallstoffe
durch Blasenrührung in Bewegung gehalten. Gleichzeitig verdünnt das für die Blasenrührung erforderliche Gas den Tritium-
und Wasserstoffgehalt im Gasraum, wodurch explosive Gemische vermieden werden* Für die Blasenrührung wird Luft verwendet.
Nachteilig ist, daß hierbei größere Mengen radioaktiv kontaminierter Stickstoff anfallen, die gelagert bzw. aufwendig
gereinigt werden müssen, wenn eine Umweltbelastung vermieden werden soll. Mit Tritium ist ein Gemisch aus Wasserstoff,
Tritium und Tritiumhydroxyd gemeint.
Es besteht die Aufgabe, ein Verfahren zum Zurückhalten und Abtrennen
von bei der Aufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstoffen anfallendem Tritium und gegebenenfalls anderen flüchtigen
radioaktiven Spaltprodukten zu finden, bei dem zusätzlich
809838/0172
keine kontaminierten Gase auftreten, die gereinigt und/oder gelagert werden müssen. Zur Lösung der Aufgabe wurde ein Verfahren gefunden, das dadurch gekennzeichnet ist, daß den
flüssigen radioaktiven Abfallstoffen Sauerstoff zugesetzt wird
und der mit Tritium angereicherte Sauerstoff in einer nachgeschalteten Stufe reduziert und das Reduktionsprodukt vom
Tritium abgetrennt wird.
Zur Abt-rennung des Tritium vom Sauerstoff kann dieser reduziert
und die entstehenden höheren Stickoxyde kondensiert bzw. zu Salpetersäure umgesetzt werden. Evtl. vorhandenes kondensiertes
Tritiumwasser wird zur Verdünnung der flüssigen radioaktiven Abfallstoffe zurückgeführt. Das in der gebildeten Salpetersäure
gelöste Tritiumwasser kann mit der Salpetersäure in den Aufarbeitungsprozess geleitet werden. Das gasförmige Tritium, sowie die darin enthaltenen flüssigen radioaktiven Spaltprodukte
werden gelagert.
Rubidium, ein Zerfallsprodukt von Krypton, das ebenfalls bei der
Kernspaltung von Uran entsteht und in den bei der Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen entstehenden Gasen enthalten ist,
bildet mit Wasserstoff bzw. Tritium Hydride bzw. Tridide. Es bietet sich deshalb die gemeinsame Lagerung des Tritiums mit
Krypton an· Zu diesem Zweck kann der mit Tritium beladene Sauerstoff mit einem Gemisch aus Krypton und NO das bei der Aufbereitung der beim Lösen der Kernbrennstoffe entstehenden Gase
anfällt, zusammengebracht werden. Die Trennung von Tritium und Krypton von Sauerstoff bzw. NO erfolgt wie oben beschrieben.
Die Erfindung wird nun anhand der Figur, in der schematisch ein FluBdiagramm dargestellt ist, beispielsweise erläutert.
«09838/0172
Die hochaktiven flüssigen Abfallstoffe befinden sich im Tank (I)1 das bei der Salpetersäure-Rückgewinnung anfallende
Tritiumwasser in Tank (2). In beide Tanks wird Sauerstoff eingeleitet, um im Falle der flüssigen hochradioaktiven Abfallstoffe diese aus den genannten Gründen in Bewegung zu halten
und um im G as raum in beiden Tanks den Tritiumwasserstoffgehalt
so weit zu verdünnen, daß explosive Gemische vermieden werden. Der mit Tritium beladene Sauerstoff wird über eine Sammelleitung (3)1 an die beide Tanks angeschlossen sind, einer
Sauerstoffreduktionseinrichtung (k) zugeführt. In dieser Einrichtung wird der Sauerstoff vorzugsweise mit NO reduziert und
die dabei entstehenden höheren Stickoxide zu Salpetersäure umgesetzt. Das am Kopf dieser Kolonne anfallende Tritium wird
gelagert und die als Sumpfprodukt anfallende Salpetersäure in den Prozeß für die abgebrannten Kernbrennstoffe - nicht dargestellt - zurückgeführt.
809838/0172
Claims (3)
1))Verfahren zum Zurückhalten von Tritium, das bei der Behandlung von abgebrannten Kernbrennstoffen und der Lagerung
von dabei entstehenden flüssigen radioaktiven Abfallstoffen freigesetzt wird, dadurch gekennzeichnet, daß den flüssigen
radioaktiven Abfallstoffen Sauerstoff zugesetzt wird und der mit Tritium angereicherte Sauerstoff in einer nachgeschalteten Stufe reduziert und das Reduktionsprodukt vom
Tritium abgetrennt wird.
2) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der
Sauerstoff mit Stickstoffoxid reduziert wird und die entstehenden höheren Stickoxide durch Kondensieren abgetrennt
werden·
3) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Sauerstoff mit Stickstoffoxid reduziert wird und die entstehenden höheren Stickoxide zu Salpetersäure umgesetzt
werden.
ORIGINAL INSPECTED
Priority Applications (8)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19772711373 DE2711373A1 (de) | 1977-03-16 | 1977-03-16 | Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird |
US05/886,520 US4206185A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-14 | Process to retain tritium |
CA298,947A CA1096586A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Process to retain tritium |
BR7801586A BR7801586A (pt) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Processo para a retencao de tritio que e liberado no tratamento de combustiveis nucleares queimados e no armazenamento de residuos radioativos liquidos ai formados |
JP2880278A JPS53114000A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Method of holding tritiun discharged in processing used nuclear fuel or discharged in storage of radioactive liquid waste produced at said processing |
BE185996A BE864970A (fr) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Procede pour retenir du tritium |
GB10461/78A GB1602647A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Separation of tritium |
FR7807583A FR2384330A1 (fr) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Procede pour retenir du tritium |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19772711373 DE2711373A1 (de) | 1977-03-16 | 1977-03-16 | Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2711373A1 true DE2711373A1 (de) | 1978-09-21 |
Family
ID=6003744
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19772711373 Withdrawn DE2711373A1 (de) | 1977-03-16 | 1977-03-16 | Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4206185A (de) |
JP (1) | JPS53114000A (de) |
BE (1) | BE864970A (de) |
BR (1) | BR7801586A (de) |
CA (1) | CA1096586A (de) |
DE (1) | DE2711373A1 (de) |
FR (1) | FR2384330A1 (de) |
GB (1) | GB1602647A (de) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB9320806D0 (en) * | 1993-10-08 | 1993-12-01 | Sentreward Enterprises Ltd | Thermal separation |
US8597471B2 (en) | 2010-08-19 | 2013-12-03 | Industrial Idea Partners, Inc. | Heat driven concentrator with alternate condensers |
CN104781887A (zh) * | 2013-01-30 | 2015-07-15 | 索非亚投资与工程公司 | 用于纯化空气与气态氚和富集恒定体积的水中的氚的方法和实际的设备组成 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3041134A (en) * | 1955-12-12 | 1962-06-26 | North American Aviation Inc | Method of removing gaseous fission products from gases |
US3954654A (en) * | 1973-05-18 | 1976-05-04 | Saint-Gobain Techniques Nouvelles | Treatment of irradiated nuclear fuel |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US1623606A (en) * | 1927-04-05 | toniolo | ||
US3098712A (en) * | 1959-03-31 | 1963-07-23 | Engelhard Ind Inc | Method for selective removal of oxygen from gaseous mixtures of oxygen and nitric oxide |
JPS4868999A (de) * | 1971-12-21 | 1973-09-19 | ||
US3937649A (en) * | 1973-10-31 | 1976-02-10 | Ridgely John N | Process and system for removing tritium |
-
1977
- 1977-03-16 DE DE19772711373 patent/DE2711373A1/de not_active Withdrawn
-
1978
- 1978-03-14 US US05/886,520 patent/US4206185A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-03-15 JP JP2880278A patent/JPS53114000A/ja active Pending
- 1978-03-15 BR BR7801586A patent/BR7801586A/pt unknown
- 1978-03-15 CA CA298,947A patent/CA1096586A/en not_active Expired
- 1978-03-16 BE BE185996A patent/BE864970A/xx not_active IP Right Cessation
- 1978-03-16 FR FR7807583A patent/FR2384330A1/fr active Granted
- 1978-03-16 GB GB10461/78A patent/GB1602647A/en not_active Expired
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3041134A (en) * | 1955-12-12 | 1962-06-26 | North American Aviation Inc | Method of removing gaseous fission products from gases |
US3954654A (en) * | 1973-05-18 | 1976-05-04 | Saint-Gobain Techniques Nouvelles | Treatment of irradiated nuclear fuel |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4206185A (en) | 1980-06-03 |
FR2384330A1 (fr) | 1978-10-13 |
BR7801586A (pt) | 1978-12-19 |
JPS53114000A (en) | 1978-10-04 |
BE864970A (fr) | 1978-09-18 |
FR2384330B1 (de) | 1982-12-03 |
GB1602647A (en) | 1981-11-11 |
CA1096586A (en) | 1981-03-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3606316C2 (de) | ||
DE1215669B (de) | Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff | |
DE2719284A1 (de) | Verfahren zur behandlung von organischem abfall | |
DE3028193C2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur pyrolytischen Zersetzung von Halogene und/oder Phosphor enthaltenden organischen Substanzen | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE2711368C2 (de) | ||
DE2951339C2 (de) | Verfahren zum Desorbieren von Spaltjod aus salpetersaurer Brennstofflösung | |
US3954654A (en) | Treatment of irradiated nuclear fuel | |
DE2711373A1 (de) | Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird | |
Cathers | Uranium recovery for spent fuel by dissolution in fused salt and fluorination | |
DE1953368A1 (de) | Verfahren zur Aufbereitung von Kernbrennstoffen | |
DE2711374C2 (de) | ||
DE69311161T2 (de) | Verfahren zur Auflösung von Plutonium Dioxid mittels OH'Radikalen durch Wasserradiolyse erhalten, anwendbar für die Behandlung von Plutonium-enthaltenden Schlämmen und Abfällen | |
DE2751235C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur erzeugung stickoxidfreier Abgase bei der Auflösung bestrahlter Brennelemente | |
DE3940401A1 (de) | Verfahren und anordnung zum vermindern des iodgehalts in einer salpetersauren kernbrennstoffloesung | |
DE2611333A1 (de) | Verfahren zur pyrochemischen abtrennung von plutonium aus bestrahlten kernbrennstoffen | |
DE3642841C2 (de) | ||
DE3336390C2 (de) | Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen | |
DE2800120A1 (de) | Verfahren zum feinreinigen der abgase einer wiederaufarbeitungsanlage fuer bestrahlte kernbrennstoffe und/oder brutstoffe und einrichtung zum durchfuehren des verfahrens | |
DE3114211C2 (de) | Verfahren zur Extraktion von Fluoridionen aus einer Lösung von Kernbrennstoff | |
DE1946716C3 (de) | Verfahren zur Umwandlung von in bestrahltem Kernbrennstoff enthaltenem Einphasen-Uran-Plutonium-Monokarbid in (UPu)O2 | |
DE2064983C3 (de) | Verfahren zum Entfernen von metallischen Spaltprodukten aus verbrauchten Actinid-Brennelementen | |
DE3009077C2 (de) | ||
Hesky et al. | Process for retention of volatile radioactive substances which occur in the reprocessing of nuclear fuels | |
DE2801744C2 (de) | Verfahren zum Freisetzen von Spaltprodukten aus bestrahlten Kernbrennstoffpillen |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
8127 | New person/name/address of the applicant |
Owner name: HESKY, HANS, DR., 3000 HANNOVER, DE |
|
8139 | Disposal/non-payment of the annual fee |