DE2900912A1 - Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser - Google Patents

Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser

Info

Publication number
DE2900912A1
DE2900912A1 DE19792900912 DE2900912A DE2900912A1 DE 2900912 A1 DE2900912 A1 DE 2900912A1 DE 19792900912 DE19792900912 DE 19792900912 DE 2900912 A DE2900912 A DE 2900912A DE 2900912 A1 DE2900912 A1 DE 2900912A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
tritium
water
column
hydrogen gas
gas
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.)
Ceased
Application number
DE19792900912
Other languages
English (en)
Inventor
John P Butler
Martin M Hammerli
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.)
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Original Assignee
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
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 Atomic Energy of Canada Ltd AECL filed Critical Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Publication of DE2900912A1 publication Critical patent/DE2900912A1/de
Ceased legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D59/00Separation of different isotopes of the same chemical element
    • B01D59/50Separation involving two or more processes covered by different groups selected from groups B01D59/02, B01D59/10, B01D59/20, B01D59/22, B01D59/28, B01D59/34, B01D59/36, B01D59/38, B01D59/44
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01BNON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B4/00Hydrogen isotopes; Inorganic compounds thereof prepared by isotope exchange, e.g. NH3 + D2 → NH2D + HD
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/11Details
    • G21B1/115Tritium recovery
    • 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
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D59/00Separation of different isotopes of the same chemical element
    • B01D59/28Separation by chemical exchange
    • B01D59/32Separation by chemical exchange by exchange between fluids
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D59/00Separation of different isotopes of the same chemical element
    • B01D59/38Separation by electrochemical methods
    • B01D59/40Separation by electrochemical methods by electrolysis
    • 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
    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors
    • 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
    • Y02E60/00Enabling technologies; Technologies with a potential or indirect contribution to GHG emissions mitigation
    • Y02E60/30Hydrogen technology
    • Y02E60/32Hydrogen storage

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Electrolytic Production Of Non-Metals, Compounds, Apparatuses Therefor (AREA)
  • Oxygen, Ozone, And Oxides In General (AREA)
  • Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
  • Drying Of Gases (AREA)
  • Separation By Low-Temperature Treatments (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Entfernen von Tritium von schwerem Wasser D2O und von leichtem Wasser H2O, und insbesondere betrifft die Erfindung ein kombiniertes Elektrolyse-Katalyse-Austauschverfahren und eine zugehörige Vorrichtung.
Tritium fällt beispielsweise bei folgenden Gelegenheiten an: Bei Wiederaufbereitungsanlagen für Kernbrennstoffe (Tritium in !".■ ■ ■ -hhwasser) , bei Abfällen von militärischen Unternehmungen in Verbindung mit Kernwaffenprogrammen und bei Schwerwasser-Kernreaktoren, bei denen Tritium durch Neutroneneinfang im Deuterium des als Moderator und als Kühlmittel dienenden schweren Wassers entsteht.
Gegenwärtig wird die Entfernung von Tritium aus Wasser durch verschiedenen Wasserstoff-Trennverfahren bewerkstelligt, beispielsweise durch Wasser-Destillation, durch kryogenes Destillieren von Wasserstoff und durch ähnliche Verfahren. Die Verfahren besitzen nur kleine Trennfaktoren und sind für Primär-Voranreicherungsstufen nicht sehr gut geeignet. Das kryogene Destillieren von Wasserstoff ist wahrscheinlich die noch am meisten geeignete Technik für die Endanreicherung des Tritiums auf einen Gehalt von 99% T2.
Bei Leistungs-Kernreaktoren mit schwerem Wasser als Kühlmittel und Moderator kann die fortschreitende Anreicherung tritiierten schweren Wassers (DTO) in dem D3O zu Problemen bei der Steuerung der Strahlenbelastung in den Kernleistungsstationen führen. Die Verunreinigung mit DTO wird fortwährend in dem Reaktor erzeugt, wenn das D3O einer Neutronen-Strahlung unterworfen ist. Bei den gegenwärtig vorhandenen kanadischen Kernenergie Stationen bewegt sich die durchschnittliche Tritiumbelastungen in der Größenordnung von 1 Curie pro kg D2O in den Primär-WärmetransportsySternen und mehr als 10 Curie/kg D3O in den Moderator-
809847/0567
BAD ORIGINAL
systemen. Diese Werte steigen mit weiterem Betrieb an. Obwohl das Tritium nur in vergleichsweise geringen Mengen vorhanden ist, ergibt es doch wegen seiner Radioaktivität beträchtliche Strahlungsprobleme, wenn der D~O-Kreislauf Leckstellen bekommt, oder wenn das D^O von dem System abgelassen wird.
Obwohl Tritium zur Zeit eine unerwünschte Verunreinigung bei Schwerwasserreaktoren und anderen Vorgängen darstellt, ist vorauszusehen, daß dieses Material in der Zukunft einen hohen kommerziellen Wert bekommen wird, beispielsweise für die Anwendung bei Laser-induzierten Kernverschmelzungsreaktionen und bei Geräten, die kleine Quellen von radioaktiver Energie erforderlich machen und bei ähnlichen Anwendungen.
Es ist ein Ziel der vorliegenden Erfindung, ein sicheres und wirtschaftliches Verfahren und eine dazu geeignete Vorrichtung zum Entfernen von Tritium von schwerem und von leichtem Wasser zu schaffen.
Ein weiteres Ziel der Erfindung besteht darin, ein System zu schaffen, um die Tritiumwerte in Leichtwassersystemen so zu reduzieren, daß das Wasser sicher an die Umgebung abgelassen werden kann.
Ein weiteres Ziel der Erfindung liegt darin, eine Vorrichtung zur Reduzierung der Tritiumwerte in den Schwerwasser-Moderations- und Kühlsystemen von Kernenergiereaktoren zu schaffen.
Diese und weitere Ziele der Erfindung werden durch ein Verfahren erreicht, das darin besteht, tritiiertes Speisewasser in einer Katalysatorsäule im Gegenstrom mit Wasserstoff gas in Berührung zu bringen, das in einer Elektrolysezelle entsteht, so daß dieses Speisewasser mit Tritium von dem elektrolytisch erzeugten Wasserstoffgas angereichert wird und das Tritium-angereicherte Wasser einer Elektrolysezelle zuzuleiten, in der
809847/0557
das elektrolytische Wasserstoffgas erzeugt und dann nach oben durch die Katalysatorsäule geleitet wird. Der Tritiumgehalt des die Oberseite der Anreicherungs-Katalysatorsäule ver-
Katalysator-enthaltenden lassenden Wasserstoffgases wird in einer /Abtrennsäule weiter verringert, die das Tritium einem Gegenstrom von Flüssigwasser überführt.
Die Ziele werden gleichfalls durch eine Vorrichtung zur Entfernung von Tritium von leichtem und schwerem Wasser erreicht, die eine Katalysator-Isotopen-Austauschsäule umfaßt, in der Wasserstoffgas und flüssiges Wasser in Gegenstrom-Isotopenaus tauschbeziehung strömen, die eine elektrolytische Zelle mit einer Anodenseite, einer Kathodenseite und einem dazwischen befindlichen Separator enthält, einen Entfeuchter-Wäscher, eine Einrichtung zum Durchleiten des mit Tritium angereicherten flüssigen Wassers von der Katalysatorsäule durch den Entfeuchter-Wäscher zu der Elektrolysezelle, eine Einrichtung zum Durchleiten des an der Kathodenseite der Zelle entwickelten Wasserstoff gases durch den Entfeuchter-Wäscher zu der Katalysatorsäule, wobei der Entfeuchter-Wäscher zur Einstellung der Feuchtigkeit des Wasserstoffgases von den in der Elektrolysezelle vorherrschenden Bedingungen auf die in der Katalysatorsäule vorherrschenden Bedingungen ausgelegt ist und einen Gleichgewichtszustand des Tritiums in dem durch das Wasserstoffgas mitgerissenen Wasserdampf mit dem nach unten fließenden Flüssigwasserstrom erreicht, eine Abtrennsäule, die den gleichen Katalysator wie die Austauschsäule enthält, eine Einrichtung zur Zuleitung des Wasserstoffstromes von der Katalysatorsäule durch die .Abtrennsäule zu einer Abgabestelle, eine Einrichtung zum Durchlebten zugeführten flüssigen Wassers (Speisewasser) durch die Abtrennsäule zu der Katalysatorsäule, wobei die Abtrennsäule so ausgelegt ist, daß sie das Tritium aus dem Wasserstoffgas abtrennt und es an den nach unten fließenden
£09847/0557
Flüssigwasserstrom überträgt, eine Einrichtung zum Einführen des tritiierten Zuführwassers mit dem Wasserstrom von der Abtrennsäule zum oberen Teil der Katalysatorsäule und eine Einrichtung zum Abziehen eines Tritium-angereicherten Endprodukts von dem System.
Die bevorzugte Anordnung umfaßt weiterhin einen Gastrockner, eine Einrichtung zur Aufnahme des an der Anodenseite der Elektrolysezelle entwickelten Sauerstoffgases und des hochtritiierten Wasserdampfes von der Zelle und zur Durchleitung des Gemisches durch des Gastrockner, um das Wasser zu kondensieren, eine Einrichtung zum Zurückleiten eines Anteils dieses Wassers zur Zelle und einer Einrichtung zum Abnehmen des verbleibenden Anteils als Tritium-angereichertes Endprodukt.
Die Erfindung wird nachfolgend anhand der Zeichnung beispielsweise näher erläutert; in der Zeichnung zeigt:
Fig. 1 ein Flußdiagramm des Verfahrens zur Tritiumgewinnung aus leichtem Wasser und
Fig. 2 ein Flußdiagramm des Verfahrens zur Tritiumgewinnung aus schwerem Wasser.
In der Zeichnung sind beispielsweise Angabe von wichtigen Parametern der Verfahren in folgender Weise angezeigt:
a) Flüssigkeits- und Gasflußraten in mol,
b) Tritium-(T)-Konzentrationen in Curie/kg Wasser (Ci/kg H3O),
c) Flüssigkeits/Gas-mol-Durchflußraten (L/G) als Verhältniszahlen
d) Temperaturen (T?) in C,
e) Drücke (P) in Atmosphären (atm),
f) Trennfaktoren ( Ck ) der Katalysatoren als Verhältniszahlen,
g) Trennfaktoren (<^E) der Elektrolytzelle als Verhältnis zahlen.
909847/0S5?
Es ist darauf hinzuweisen, daß die angegebenen Konzentrationen und Molarstromzahlen in der Zeichnung nur Beispielsangaben und entsprechend der Auslegung Änderungen unterworfen sein können.
In Fig. 1 sind die hauptsächlichen Elemente der Vorrichtung die Anreicherungssäule 10 und die elektrolytische Zelle 11. Die Anreicherungssäule ist eine Austauschsäule mit einem dicht gepackten Katalysatorbett, durch das das Wasserstoffgas und das flüssige Wasser in Gegenstrom-Isotopentauschbeziehung durchtreten. Der hohe Trennfaktor zwischen Tritium und Protium, der bei 25 einen Wert von <*> _, etwa gleich 7 erreicht, gestaltet dieses Verfahren zur Konzentration von Tritium sehr leistungsfähig. Der Katalysator muß feuchtigkeitsfest, hydrophob und selbstverständlich in Anwesenheit von flüssigem Wasser aktiv sein. Bevorzugtes Katalysatormaterial ist ein Metall der Gruppe VIII, mit einer Beschichtung von wasserabstoßendem organischen Polymer oder Harz. Dieses kann aus der Gruppe ausgewählt sein, die aus Polyfluorkohlenstoffen, hydrophoben Kohlenwasserstoffpolymeren mit mittlerem bis hohem Molekulargewicht und aus Silikonen besteht, die für Wasserdampf und Wasserstoffgas permeabel sind. Diese Katalysatorarten sind in der US-PS 3 981 976 und in der am 18. Oktober 1976 eingereichten US-Patentanmeldung 733 417 beschrieben. Katalysatorarten, die zum Einsatz bevorzugt werden, sind ebenfalls in einem Vortrag beschrieben, der unter dem Titel "Novel Catalysts for Isotopic Exchange between Hydrogen and Liquid Water" in der ACS-Symposium-Reihe Nr. 68 der American Chemical Society im Jahre 1978 erschienen ist.
Die elektrolytische Zelle 11 ist so aufgebaut, daß zwischen dem Anodenraum 11a und dem Kathodenraum 11b ein Separator vorgesehen ist. Aus Wirtschaftlichkeitsgründen wird vorzugsweise eine Zolle mit einem geringen Wasser- und/oder Elektrolyt-Gehalt
B09847/05S1
verwendet.
Der auf elektrolytischem Wege in der elektrolytischen Zelle erzeugte Wasserstoff ist bereits gegenüber dem Elektrolyten infolge des kinetischen Isotopeneffekts bei der Wasserstofffreisetzungsreaktion Tritium-verarmt. Er wird, wie mit gestrichelten Linien dargestellt, durch einen Entfeuchter-Wäscher 13 und durch eine Katalysatorsäule 10 geleitet, in der er stetig den größten Teil des verbleibenden Tritiums während seiner Bewegung durch die Säule nach oben in Gegenstrombeziehung mit dem mit Tritium angereicherten Speisewasser (durchgezogene Linien) bewegt wird, wobei das Speisewasser oberhalb der Säule zugegeben wird und durch die Säule und durch den Entfeuchter-Wäscher zur elektrolytischen Zelle hindurch nach unten tröpfelt. Der Entfeuchter-Wäscher 13 dient dazu, die Feuchtigkeit des Tritium-verarmten Wasserstoffgases auf die in der Anreicherungssäule vorherrschenden Bedingungen einzustellen, um den Tritiumgehalt des Wasserdampfes in dem Gasstrom in Isotopengleichgewicht mit dem Flüssigwasser aus der Anreicherungszelle zu bringen und um mit dem Wasserstoffgas mitgeschleppten Elektrolyt auf den nach unten fließenden Wasserstrom zu übertragen. Das Wasserstoffgas wird nach dem Durchtritt durch die Anreicherungssäule an die Abtrennsäule 14 weitergeleitet, die ebenfalls den hydrophoben Katalysator enthält, so daß der Tritiumgehalt des bereits verarmten Wasserstoffs noch weiter dadurch reduziert wird, daß das Tritium an den Gegenstromfluß des flüssigen Wassers überführt wird. Das Wasserstoffgas fließt danach in die Gleichgewichtsstufe 15 für die Dampf- und die flüssige Phase, die dazu dient, die Tritiumkonzentration des Wasserdampfes im Gasstrom in Isotopengleichgewicht mit einer Zugabe aus natürlichem flüssigen Wasser (beispielsweise 100 mol mit einer Tritiumkonzentration T etwa gleich 0) zu bringen. Diese Flüssigkeit wird dann wieder zur Abtrennsäule zurückgeleitet. Wenn die Tritiumkonzentration des abgegebenen Wasserstoff gases auf genügend niedrige Wert abgesenkt ist, kann es
909847/0557
direkt an die Umgebungsluft abgegeben werden. Der Wasserstoff kann auch verbrannt werden, womit sich eine Leistungsquelle ergibt und das entstehende Wasser kann als Verfahrenswasser in dem System verwendet werden. Ein Teil dieses Wassers kann als Speisewasser für die Abtrennsäule verwendet werden.
Das mol-Verhältnis Flüssigkeit zu Gas L/G in der Abtrennsäule 14 kann in dem praktisch anwendbaren Bereich von 0,2 bis 0,8 geändert werden. Bei geringeren Werten dieses Verhältnisses steigt das Katalysatorvolumen an und es wird schwierig, die Säule zu betreiben. Bei einem L/G-Verhältnis vom Wert 0,5 (Fig. 1) muß das Tritium-haltige, zugeführte Wasser zweimal elektrolysiert werden. Bei ansteigendem L/G-Verhältnis steigt die Anzahl der notwendigen Elektrolysiervorgänge schnell an, so daß beispielsweise bei einem Verhältnis L/G 0,8 eine 5-malige Elektrolyse stattfinden muß. In dem in Fig. 1 gezeigten System wird eine Zugabe von natürlichem Wasser zum Abtrennen verwendet und mit dem damit gegebenen niedrigen Tritiumgehalt wird die Abtrennung vereinfacht. Wie bereits erwähnt, ist es auch möglich, einen Teil des bei der Verbrennung entstehenden Wassers als Zugabe zu verwenden. Bei der Abtrennung von Tritium von Wasser in einer Wasseraufbereitungsanlage kann eine Reduzierung des Tritiumwertes auf 1/6 bereits ausreichend sein. In diesem Falle kann die Abtrennsäule nicht mehr notwendig sein. Der aus der Anreicherungssäule austretende Wasserstoff kann direkt in Wasser umgewandelt und als Verfahrenswasser der Brennstoffwiederaufbereitungsanlage zugeführt werden.
Der gasförmige Sauerstoff O2 und das in Dampfphase vorhandene Wasser H20v (der Index V bezieht sich auf die Dampfphase, in der sich das Wasser oder das schwere Wasser befindet) von der Anodenseite der elektrolytischen Zelle 11 wird an den Gastrockner 16 weitergeleitet. Hier wird das Wasser entfernt und das stark mit Tritium angereicherte (tritiierte) flüssige Wasser wird zu
809847/0557
42,
der Zelle zurückgeleitet. Ein Anteil dieses Rückleitungswassers wird als Endprodukt entnommen. Der Trockner kann beispielsweise ein Kondensor mit einer dicht gepackten Säule mit Molekularsieb-Trocknersubstanz oder ähnlichem sein. Der entweichende Sauerstoff kann an die Atmosphäre abgelassen werden, oder bei der Umwandlung des Wasserstoffs von der Abtrennsäule in Wasser verwendet werden.
Das erhaltene Tritium von diesem Verfahren kann an eine kleine elektrolytische Zelle weitergeleitet werden und der Wasserstoff, der dort erzeugt wird, wird getrocknet und vom Sauerstoff befreit, bevor er einer kryogenen Wasserstoff-Destxllationssäule zur Endanreicherung weitergegeben wird.
Alternativ kann ein Anteil des Wasserstoffstromes zur Anreicherungssäule getrocknet, vom Sauerstoff befreit und der kryogenen Destillationssäule zugeführt werden. Es kann auch ein Anteil des flüssigen Elektrolyts der Zelle 11 oder des Wassers, wenn die Zellen einen festen Elektrolyten enthalten, als-Endprodukt abgezogen werden.
In Fig. 2 ist ein Flußdiagramm des zur Entfernung von Tritium aus schwerem Wasser ausgelegten Verfahren gezeigt. Das Tritiumhaltige, in flüssigem Zustand befindliche schwere Wasser wird der Oberseite des Anreicherers 10 zugeführt. Ein Brenner 17 vereinigt den erzeugten Sauerstoff O2 und das erzeugte Wasserstoff gas, so daß sich eine Ü20-Abgabe und wieder zugeführtes flüssiges Wasser für die Abtrennsäule 14 ergibt. Bei diesem System ist der Wasserstoff-Wassertrennfaktor 0^ c im Anreicherer 10 und im Abtrenner 14 klein, beispielsweise gleich 1,66 bei 25°C und das L/G-Verhältnis des Abtrenners 14 wird beherrscht von der erforderlichen Abtrennmenge und dem Trennfaktor. Praktische L/G-Werte liegen in dem Bereich von 0,4 bis 0,7.
Ö09847/O557
Der elektrolytische Trennfaktor Deuterium-Tritium D/T d< _
ist in diesem Fall auch kleiner und nimmt Werte im Bereich von etwa 1,3 bis 2 je nach Elektrodenmaterial und Betriebsbedingungen an. Da eine Abtrennsäule erforderlich ist, muß die Anzahl der Elektrolysevorgänge für das zugeführte Tritiumhaltige schwere Wasser etwa 1,7 bis 3,5 betragen und in dem gezeigten Beispiel wird dreimal eine Elektrolyse durchgeführt. Da die Trennfaktoren <* _ und oC für das Tritium-Deuterium-System viel kleiner sind als für das Tritium-Protium-System/ erweist sich die Tritium-Abspaltung von schwerem Wasser als viel schwieriger. So sind bei einem einstufigen Betrieb die Gesamtanreicherungsfaktoren bei Tritiumabtrennung von Schwerwasser von beispielsweise 100 bis 5000 erheblich geringer als
C Q
die von beispielsweise 10 bis 10 für Abtrennung von leichtem Wasser.
Bei der bisherigen Beschreibung erfolgt die Abnahme des Tritiums von dem vom Trockner zur Elektrolysezelle zurückkehrenden Wasser. Alternativ kann die Abnahme von dem Wasserstoff-Gasstrom stattfinden, der vom Entfeuchter-Wäscher 13 zum Anreicherer 10 läuft, wie es durch Leitung 21 in beiden Figuren dargestellt ist.
Es ergibt sich so ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Entfernung von Tritium von schwerem und von leichtem Wasser mit einer Berührung des Tritium-haltigen Speisewassers in einer Katalysatorsäule im Gegenstrom mit Wasserstoffgas, das in einer elektrolytischen Zelle entsteht, um dieses Speisewasser mit Tritium vom elektrolytisch entstandenen Wasserstoffgas anzureichern und um das Tritium-angereicherte Wasser der elektrolytischen Zelle zuzuführen, in der das Wasserstoffgas elektrolytisch erzeugt wird, das dann wieder nach oben durch die Katalysatorsäule geleitet wird. Der Tritiumgehalt des die Anreicherungs-Katalysatorsäule nach oben verlassenden Wasserstoffgases wird in einer Katalysator enthaltenden Abtrennsäule
S09847/05S?
weiter verringert, in der das Tritium auf einen Gegenstrom von flüssigem Wasser übertragen wird.
Ö09847/O557
Leerseite

Claims (5)

PAT E N TA NWÄ LT E MANITZ, FINSTERWALD & QRÄMKOW Atomic Energy of Canada Ltd. Ottawa, Ontario Canada S/3/SL - A 3185 DEUTSCHE PATENTANWÄLTE DR. GERHART MANITZ dipl -phys. MANFRED FINSTERWALD DIPL -ING.. DIPL-WIRTSCH.-ING WERNER GRAMKOW dipl -ing. DR HELIANE HEYN dipl -chem BRITISH CHARTERED PATENT AGENT JAMES G. MORGAN B SC (PHYS.). D. M. S. ZUGELASSENE VERTRETER BEIM EUROPAISCHEN PATENTAMT REPRESENTATIVES BEFORE THE EUROPEAN PATENT OFFICE MANDATAIRES AGREES PRES LOFFICE EURQPEEN DES BREVETS München, den 11. Januar 1979 Verfahren und Vorrichtung zur Entfernung und Gewinnung von Tritium aus leichtem und schwerem Wasser Patentansprüche
1. Vorrichtung zum Entfernen von Tritium aus leichtem und schwerem Wasser, gekennzeichnet durch
a) eine Katalysator-Isotopenaustausch-Anreicherungssäule, durch die Wasserstoffgas und flüssiges Wasser in Gegenstrom-Isotopenaustauschbeziehung hindurchtreten,
b) eine elektrolytische Zelle mit einer Anodenseite und einer Kathodenseite und einem dazwischen befindlichen Separator,
c) einen Entfeuchter-Wäscher,
MANIT2 ■ FINSTERWALD HEYN ■ MORGAN - SOOO MÜNCHEN 22 · ROBERT-KOCH-STRASSE i ■ Tö_ (039) 224211 - TELEX 05-29672 PATMF
DIPL -IKS W GRXMKOV/ - 7000 STUTTGART SO (BAD CANNSTATTy - SEELBERGSTn. 23/25 TEL. !07 1!) SS 72 61 2Er-TRV I'AS"5" EKWEH VO' !KSATv1P1M ■ ΚϋΝΟΚΒΜ ■ KOiJTO-WUMMER 7270 · "OSTSChSCSC: KUMOKEK 77062 - ε05
d) eine Einrichtung zum Zuleiten des mit Tritium angereicherten flüssigen Wassers von der Katalysatorsäule durch den Entfeuchter-Wäscher zur Elektrolysezelle,
e) eine Einrichtung zum Zuleiten des an der Kathodenseite der Zelle entwickelten Wasserstoffgases durch den Entfeuchter-Wäscher zu der Katalysatorsäule, wobei der Entfeuchter-Waseher zum Einstellen der Feuchtigkeit des Tritium-verarmten Wasserstoff-Gases auf die in dem Anreicherer vorherrschenden Bedingungen ausgelegt ist, um die Tritiumkonzentration des Wasserdampfes im Gasstrom in Isotopengleichgewicht mit dem flüssigen Wasser aus dem Anreicherer zu bringen und um in dem Wasserstoffgas mitgerissenen Elektrolyt in den nach unten strömenden Wasserstrom zu überführen,
f) eine Abzieh- oder Abtrennsäule,
g) eine Einrichtung zur Zuleitung des Wasserstoffgases von der Katalysatorsäule durch die Abtrennsäule zu einer Abgabestelle,
h) eine Einrichtung zum Durchleiten des zugeführten flüssigen Wassers durch die Abtrennsäule zu der Katalysatorsäule, wobei. die Abtrennsäule zur Reduzierung des Tritiumgehalts des bereits verarmten Wasserstoffs durch Überführen do.-; Tritiums an den gegenströmenden Fluß des Flüssigwassers ausgelegt ist,
i) eine Einrichtung zur Einführung des Tritium-haltigen Zuführwassers zu dem oberen Teil der Katalysatorsäule,
j) einen Gastrockner,
IQ9847/0SS?
k) eine Einrichtung zur Aufnahme des an der Anodenseite der elektrolytischen Zelle entwickelten Sauerstoffgases und des Wasserdampfes mit hohem Tritiumanteil von der Zelle und zum Durchleiten dieser Stoffe durch den Gastrockner zur Entfernung des Wasseranteils,
1) eine Einrichtung zur Rückführung dieses Wassers zur Zelle und
m) eine Einrichtung zum Abnehmen eines Tritium-haltigen Endprodukts von dem System.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtung zum Abnehmen eines Tritiumhaltigen Endprodukts eine Einrichtung zum Abnehmen eines Anteils des aus dem Sauerstoffgastrockner erhaltenen Wassers und zum Zuleiten dieses Anteils zur einer Abgabestelle ist.
3. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß die Einrichtung zum Abnehmen eines Tritium-haltigen Endprodukts eine Einrichtung zum Abnehmen eines Anteils vom Wasserstoffstrom zwischen dem Entfeuchter-Wäscher und der Anreicherungssäule und zum Ableiten zu einer Abgabestelle ist.
4. Vorrichtung zum Entfernen von Tritium von leichtem Wasser nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß zusätzlich eine Gleichgewichtsstufe für die Dampf- und die Flüssigkeitsphase vorgesehen ist, daß eine Einrichtung zum Einführen einer Zugabe von natürlichem Flüssigwasser zu der Gleichgewichtsstufe vorgesehen ist, daß eine Einrichtung zum Weiterleiten des Wasserstoffgases von der Abtrennsäule zu der Gleichgewichtsstufe vorgesehen ist, wobei die Gleichgewichtsstufe so ausgelegt ist, daß sie die Tritium-Konzentration des Wasserdampfes in dem Gasstrom in
809847/0567
ORIGINAL INSPECTED
Isotopengleichgewicht mit dem zugegebenen natürlichen Wasser bringt, daß eine Einrichtung zum Zuleiten des flüssigen Wassers von der Gleichgewichtsstufe zu der Abtrennsäule vorgesehen ist und eine Einrichtung zum Weiterleiten des Tritium-verarmten Wasserstoffgases von der Gleichgewichtsstufe zu einer Abgabestelle vorgesehen ist.
5. Vorrichtung zum Entfernen von Tritium von schwerem Wasser nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß zusätzlich ein Brenner zum Wiedervereinigen des Sauerstoffs mit dem Wasserstoff vorgesehen ist, daß eine Einrichtung zum Zuleiten des Wasserstoffgases von der Abtrennsäule zu dem Brenner vorgesehen ist, daß eine Einrichtung zum Zuleiten des Sauerstoffgases von dem Gastrockner zu dem Brenner vorgesehen ist, daß eine Einrichtung zum Zuleiten eines Anteils des im Brenner wiedervereinigten Wassers von dem Brenner zu der Abtrennsäule vorgesehen ist und daß eine Einrichtung zur Zurückleitung des verbleibenden Anteils des Tritiumverarmten im Brenner wiedervereinigten Wassers zu der Quelle vorhanden ist.
8G9847/05S7
DE19792900912 1978-05-18 1979-01-11 Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser Ceased DE2900912A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/907,105 US4190515A (en) 1978-05-18 1978-05-18 Apparatus for removal and recovery of tritium from light and heavy water

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE2900912A1 true DE2900912A1 (de) 1979-11-22

Family

ID=25423528

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19792900912 Ceased DE2900912A1 (de) 1978-05-18 1979-01-11 Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser

Country Status (10)

Country Link
US (1) US4190515A (de)
JP (1) JPS5843717B2 (de)
BE (1) BE874046A (de)
CA (1) CA1093500A (de)
CH (1) CH639048A5 (de)
DE (1) DE2900912A1 (de)
FR (1) FR2426015A1 (de)
GB (1) GB2021536B (de)
IL (1) IL56289A (de)
SE (1) SE434260B (de)

Families Citing this family (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4191626A (en) * 1978-05-22 1980-03-04 Atomic Energy Of Canada Limited Apparatus for finishing and upgrading of heavy water
GB2040899B (en) * 1979-01-22 1982-11-24 Euratom Spent plasma reprocessing system
DE3123860C2 (de) * 1981-06-16 1984-08-09 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren und Vorrichtung zur stufenweisen Anreicherung von Deuterium und/oder Tritium durch Isotopenaustausch
US4532102A (en) * 1983-06-01 1985-07-30 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Producing tritium in a homogenous reactor
JPS60228996A (ja) * 1984-04-26 1985-11-14 昭和電工株式会社 トリチウム含有水の処理方法
US5154878A (en) * 1990-04-30 1992-10-13 Anthony Busigin Process and apparatus for tritium recovery
JP3048612B2 (ja) * 1990-09-06 2000-06-05 ペルメレック電極株式会社 電解オゾン発生装置
US5468462A (en) * 1993-12-06 1995-11-21 Atomic Energy Of Canada Limited Geographically distributed tritium extraction plant and process for producing detritiated heavy water using combined electrolysis and catalytic exchange processes
US5451322A (en) * 1994-06-03 1995-09-19 Battelle Memorial Institute Method and apparatus for tritiated water separation
US5591319A (en) * 1995-05-10 1997-01-07 Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee Electrolytic pre-enrichment method and apparatus for the combined electrolysis and catalytic exchange process
US6348153B1 (en) 1998-03-25 2002-02-19 James A. Patterson Method for separating heavy isotopes of hydrogen oxide from water
US6190531B1 (en) 1999-07-27 2001-02-20 University Of North Carolina Concentration and removal of tritium and/or deuterium from water contaminated with tritium and/or deuterium
US6984327B1 (en) 2004-11-23 2006-01-10 Patterson James A System and method for separating heavy isotopes of hydrogen oxide from water
GB0512883D0 (en) * 2005-06-24 2005-08-03 Atomic Energy Authority Uk Concentrating tritiated water
US7470350B2 (en) * 2006-04-25 2008-12-30 Ge Healthcare Uk Limited Process for tritium removal from light water
CA2690161A1 (en) * 2007-06-15 2008-12-18 Ge Healthcare Uk Limited Process for recovery of water isotopologues
US20130336870A1 (en) * 2010-04-02 2013-12-19 Kurion, Inc. Advanced Tritium System for Separation of Tritium from Radioactive Wastes and Reactor Water in Light Water Systems
US9981868B2 (en) 2010-04-02 2018-05-29 Kurion, Inc. Mobile processing system for hazardous and radioactive isotope removal
US9714457B2 (en) 2012-03-26 2017-07-25 Kurion, Inc. Submersible filters for use in separating radioactive isotopes from radioactive waste materials
US10940437B2 (en) 2010-04-02 2021-03-09 Veolia Nuclear Solutions, Inc. Advanced tritium system and advanced permeation system for separation of tritium from radioactive wastes
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
EP3068518B1 (de) 2013-11-13 2020-12-16 Savannah River Nuclear Solutions, LLC Dekontamination von tritiiertem wasser
WO2015200473A1 (en) 2014-06-24 2015-12-30 Kurion, Inc. Mobile processing system for hazardous and radioactive isotope removal
US9738739B2 (en) 2014-08-20 2017-08-22 George A. Digenis Method of fixing radioactive tritiated water in a stable tritiated polystyrene product
US11058994B2 (en) 2019-01-18 2021-07-13 Savannah River National Solutions, LLC Tritium cleanup system and method
WO2023015380A1 (en) * 2021-08-09 2023-02-16 Laurentis Energy Partners Inc. Method and system for separating a tritiated heavy water stream into a tritium-lean heavy water stream and a tritium-enriched heavy water stream

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1207117A (fr) * 1958-08-01 1960-02-15 Norsk Hydro Elektrisk Procédé et installation pour la fabrication d'oxyde de deutérium
DE1147203B (de) * 1956-06-16 1963-04-18 Uhde Gmbh Friedrich Verfahren zur Herstellung von mit Deuterium angereichertem Wasser oder Wasserstoff
DE2518272A1 (de) * 1974-05-03 1975-11-20 Atomic Energy Of Canada Ltd Verfahren zur herstellung von schwerem wasser

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1526867A (fr) * 1966-08-09 1968-05-31 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux moyens pour retirer le protonium et le tritium de l'eau lourde
FR1593961A (de) * 1968-12-03 1970-06-01
DE2124354A1 (de) * 1971-05-17 1972-11-30 Siemens Ag Einrichtung zur Reinigung von tritiumhaltigem schwerem Wasser
US3957597A (en) * 1974-05-28 1976-05-18 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Process for recovering tritium from molten lithium metal
US4217332A (en) * 1976-06-17 1980-08-12 Engelhard Minerals & Chemicals Corporation Process for exchanging hydrogen isotopes between gaseous hydrogen and water
JPS5381899A (en) * 1976-12-27 1978-07-19 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp Manufacturing method of tritium

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1147203B (de) * 1956-06-16 1963-04-18 Uhde Gmbh Friedrich Verfahren zur Herstellung von mit Deuterium angereichertem Wasser oder Wasserstoff
FR1207117A (fr) * 1958-08-01 1960-02-15 Norsk Hydro Elektrisk Procédé et installation pour la fabrication d'oxyde de deutérium
DE2518272A1 (de) * 1974-05-03 1975-11-20 Atomic Energy Of Canada Ltd Verfahren zur herstellung von schwerem wasser

Also Published As

Publication number Publication date
GB2021536B (en) 1982-09-02
FR2426015A1 (fr) 1979-12-14
CA1093500A (en) 1981-01-13
GB2021536A (en) 1979-12-05
SE434260B (sv) 1984-07-16
IL56289A (en) 1982-01-31
JPS54150599A (en) 1979-11-26
US4190515A (en) 1980-02-26
JPS5843717B2 (ja) 1983-09-28
CH639048A5 (fr) 1983-10-31
FR2426015B1 (de) 1984-06-22
SE7813056L (sv) 1979-11-19
BE874046A (fr) 1979-05-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2900912A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser
DE3606316C2 (de)
DE2461153C3 (de) Verfahren zur Reduktion von Eisenerz mittels Reduktionsgas in einem Schachtofen
DE2503367A1 (de) Verfahren zur umwandlung von kohle und wasser in wenigstens einen kohlenwasserstoff und anordnung zur durchfuehrung eines solchen verfahrens
DE1215669B (de) Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff
EP0067439B1 (de) Verfahren und Vorrichtung zur stufenweisen Anreicherung von Deuterium und/oder Tritium in einem für den Isotopenaustausch von Deuterium und Tritium mit Wasserstoff geeigneten Stoff
EP0069222A2 (de) Verfahren zum Abtrennen von Wasserstoff und/oder Deuterium und Tritium aus einem Inertgasstrom sowie Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens im Kühlgaskreislauf eines gasgekühlten Kernreaktors
US3505017A (en) Process for removing protium and tritium from heavy water
DE60113457T2 (de) Verfahren und vorrichtung zur herstellung von schwerem wasser
DE2357363A1 (de) Helium, verfahren zu seiner herstellung und verwendung als kuehlmittel fuer hochtemperaturkernreaktoren
DE2449230A1 (de) Verfahren zur ausnutzung von bei einer kernfusionsreaktion erzeugter strahlung
DE2206182A1 (de) Verfahren zur Rückgewinnung von radioaktiven Edelgasen
DE2900913A1 (de) Vorrichtung und verfahren zur anreicherung und aufbereitung von schwerem wasser
DE3527163C2 (de)
Sienkiewicz et al. Recovery of tritium from water
DE3932670C2 (de) Oxidations-Reduktionsverfahren unter Verwendung eines radioaktiven Katalysators sowie Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE2302905C2 (de) Verfahren zum Aufbereiten von Gasgemischen aus Druckwasserreaktoren
DE3001967A1 (de) Verfahren zur extraktion von tritium aus schwerem wasser
EP0198940B1 (de) Verfahren zum Abtrennen und Anreichern von Tritium aus tritiierten Fluiden, insbesondere aus dem Kühlwasser des Primärkreislaufs und den Deuterium/Tritium-Strömen einer Kernfusionsanlage
DE3122498A1 (de) Verfahren zum extrahieren von tritium aus einem fluessigen schwerwasserstrom
DE2604974A1 (de) Chemisches und radiolytisches mehrstufenverfahren zur herstellung von gas
DE966850C (de) Verfahren und Vorrichtung zum Durchfuehren von Kernreaktionen
DE2714968A1 (de) Verfahren und anlage zur gewinnung von ammoniak und schwerem wasser
DE2226065C3 (de) Verfahren zur Erhöhung des Deuteriumgehaltes im Wasserstoff bei der Gewinnung eines Wasserstoff enthaltenden Gases durch Umsatz
DE1965627A1 (de) Verfahren zur Herabsetzung der Gesundheitsschaedlichkeit von fluessigen Abfaellen radioaktiver Natur

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
8131 Rejection