DE3134637C2 - Hohlkörper zur Gewinnung von Tritium im Brutmantel eines Fusionsreaktors - Google Patents

Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von Tritium mittels eines Brutprozesses, z.B. der Reaktion Li ↓6(n, α)T unter Neutronenbestrahlung sowie ein Brutelement für dieses Verfahren. Zweck der Erfindung ist es, große Mengen von Tritium auf einfache Weise erzeugen zu können. Dies wird durch folgende Schritte erreicht: a) Einbringen des Brutstoffes zusammen mit einem Sorptionsmaterial für Tritium in einen Hohlkörper mit permeationshemmender Wandung, b) Bestrahlung der gefüllten Hohlkörper mit Neutronen, c) Absorbieren des erbrüteten Tritiums in dem Hohlkörper, d) Abtrennen des erbrüteten Tritiums nach der Bestrahlung aus dem Sorptionsmaterial. Das zugehörige Brutelement besteht von außen nach innen aus mehreren Schalen: 1) Außenschale (1) aus Graphit, 2) permeationshemmende Schicht (2), aus keramischem Hartstoff, 3) Brutstoffschicht, z.B. aus reinem Li ↓6 in Form von porösen Legierungen oder Salzen, 4) Sorptionsmaterialkern (4), z.B. aus porösem Zirkon. Der Vorteil der Erfindung besteht in der günstigen Kombination von Erbrüten und Abtrennen des Tritiums ohne zusätzliche Abtrennungssysteme. Daraus resultieren eine geringere Gefährdung der Umgebung, eine höhere Ausbeute, größere Reinheit und eine ungefährlicherere Handhabung des Tritiums.

Description

a) Einbringen des Materials zusammen mit einem Sorptionsmaterial für Tritium in den Hohlkörper,

b) Bestrahlung des Materials mit Neutronen,

c) Absorbieren des Tritiums durch Sorptionsmaterial innerhalb des Hohlkörpers,

d) Beendigung der Bestrahlung,

e) Abtrennen des erbrüteten Tritiums aus dem Sorptionsmaterial,

dadurch gekennzeichnet, daß der Hohlkörper von einer permeationshemmenden Schicht (2) aus keramischem Hartstoff umgeben ist, welche mit Graphit (1) beschichtet ist, und daß innerhalb des Brutstoffes (3) das Sorptionsmaterial untergebracht ist.

2. Hohlkörper nach Anspruch 1 mit festem Brutstoff in Kugel- oder Zylinderform, dadurch gekennzeichnet, daß das Sorptionsmaterial innerhalb des Brutstoffes (3) als Kern (4) untergebracht ist.

3. Hohlkörper nach Anspruch 1 mit gasförmigem Brutstoff (vorzugsweise ¹⁴N), dadurch gekennzeichnet, daß der Brutstoff in einer Feststoffmatrix, vorzugsweise einem Molekularsieb, hydratisiertem erbrütetes, gasförmiges Tritium absorbiert. Das Tritium wird anschließend durch Erhitzen gewonnen. Der Absorptionskörper ist mit einem, Diffusion gestattenden Überzug versehen, der das Brutmaterial vom Gettermaterial trennt, da das unerwünscht entstehende Tritium abgezogen werden und der Absorptionskörper den Brennstoff des Brennelements so wenig wie möglich beeinträchtigen soll.
Tritium, als radioaktives Wasserstoffisotop, wird industriell eingesetzt zur Herstellung von Leuchtfarben, Leuchtröhren, Überspannungsleitern, Targets und tritiummarkierten Verbindungen. In Biologie und Medizin findet Tritium Anwendung bei der Untersuchung von Biosynthesen und Verhalten körpereigener Stoffe, wie

z. B. Enzyme, DNA, RNA und Steroide und von Reaktionsmechanismen. Kinetiken und Metabolismen körperfremder Stoffe, wie z. B. Drogen bzw. Pharmaka, Viren oder anderer tritiumhaltiger Inkorporationen. Tritium eignet sich ferner aufgrund seiner radiologischen und dem Wasserstoff ähnlichen Eigenschaften als Tracer für den Wasserstoff beliebiger Verbindungen. Ein weiteres großes Anwendungsfeld findet die Tritium-Tracertechnik für analytische Zwecke in der Chemie, Umweltforschung und Technik.

Dar größte zu erwartende Einsatzgebiet von Tritium dürfte die Kernfusion sein. Besondere Bedeutung kommt dabei der Reaktion zwischen Deuterium und Tritium zu

D+T η+⁴H+ 18,58 MeV.

für das erbrütete Tritium ist.

4. Brutelement nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Hohlkörper kugel- bzw. zylinderförmig aufgebaut ist.

Das Tritium für die Inbetriebnahmephase eines l'usionsreaktors muß zunächst erzeugt werden.

Wie bereits eingangs erwähnt, erfolgt die Erzeugung

Ferroxid, Aluminiumoxid oder in Zr/Al-Materialien 35 von Tritium durch Bestrahlung von z. B. Li₆ mit thermiabsorbiert ist, die gleichzeitig das Sorptionsmaterial sehen Neutronen in speziellen Reaktoren. Elemente, die

das Li in angereicherter Form als Legierung mit Al bzw. Mg oder als Salz enthalten, werden in Bestrahlungskanälen dem hohen thermischen Neutronenfluß ausge-40 setzt. Nach bestimmten Bestrahlungszeiten werden sie entladen und zu besonderen Weiterverarbeitungsanlagen befördert. Dort zerlegt man die Elemente und arbeitet die lithiumhaltigen Teile auf. Der Aufarbeitungsprozeß beinhaltet die thermische Extraktion des Tri-

Die vorliegende Erfindung betrifft einen gefüllten 45 tiums durch Schmelzen der Lithiumverbindung und die Hohlkörper zur Durchführung eines Verfahrens zur Reinigung des freigesetzten Tritiums von nichtisotopcn Gewinnung von Tritium durch Bestrahlung eines im " " ' " " '

Hohlkörper vorhandenen. Tritium abgebenden Materials mit Neutronen im Brutmantel eines Fusionsreaktors nach dem Oberbegriff des Patentanspruchs 1. Die Erfindung geht aus von bekannten Brutprozessen

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für Tritium. Solche Brutprozesse, bei denen das Tritium aus sog. Brutstoffen unter Neutronenbeschuß entsteht, sind z. B. die Reaktionen:

+ 2⁴He

!Li + Jn-

3¹Li +Jn- ³,H + ₂ ⁴He + Jn

¹⁴·Ν

Jn —

Es wurde bereits vorgeschlagen, Li-Reaktionen im Brutmantel eines Fusionsreaktors ablaufen zu lassen.

Aus der DE-OS 26 40 363 ist ein Absorptionskörper bekannt, der ein Gettermaterial wie Zirkon oder Titan enthält, welches durch Kernreaktionen aus Brutmaterial Nebenprodukten mittels gebräuchlichen chemischen Techniken. Das chemisch reine Tritiun wird anschließend zur Darstellung eines isotopenreinen Produkts einem Isotopentrennprozeß unterworfen, wobei die Thermodiffusion durch metallische Schichten, z. B. aus Palladium, eingesetzt wird.

Die für die etwaige Kernfusion reell benötigten großen T-Mengen lassen sich nach den beschriebenen Erzeugungsverfahren nicht herstellen. Zur Erzeugung muß der Fusionsreaktor selbst genutzt werden, indem man die bei der D-T-Reaktion frei werdenden Neutronen in einen Li-haltigen Blanket (Brutmantel) absorbiert.

Der Tritiumverbrauch eines D-T-Reaktors läßt sich aufgrund einfacher energetischer Überlegungen zu 6,4 g/h ( = 64 kCi/h) pro GW erzeugter thermischer Leistung abschätzen. Infolge des beschränkten Abbrandes innerhalb des Plasmas beträgt der Tritiumdurchsalz durch den Brennstoffkreislauf ein Mehrfaches der Verbrauchsrate. Man nimmt einen Tritiumdurchsatz von 64 bis 640g pro h und GW_lh an. Das beim T-BrutprozcB erzeugte Tritium muß nach bisherigem Stand mit auf-

wendigen chemisch-physikalischen Prozessen vom Brutstoff abgetrennt, gereinigt und von anderen Wasserstoffisotopen getrennt werden. Wegen der hohen Permeationsgeschwindigkeit von Wasserstoffisotopen ist mit einer relativ großen T-Kontamination der Abirennungs- und Reinigungssysteme zu rechnen. Bei der Verwendung von LLi als Brutstoff ist wegen der höheren Löslichkeit von T in Li mit einem höheren T-Inventar im Brennstoffkreislauf zu rechnen.

Die Abtrennung von T bei Konzentrationen von 1 — 10 pp" aus LLi ist bisher nicht gelöst Permeation aus z. B. Pd läßt sich wegen der zu geringen Partialdruckdifferenzen nicht direkt verwenden, es muß zuerst eine Anreicherung in der Gasphase bei Temperaturen über 1000° C vorgenommen werden.

Li-Verbindungon und U-Legierungen haben im Gegensatz zu LLi geringere T-Sättigungswerte, das Permeationsproblem und T-Abtrenn- bzw. Reinigungsproblcm tritt jedoch ebenfalls auf.

Ausgehend von dem genannten Stand der Technik hat die vorliegende Erfindung zur Aufgabe, einen Hohlkörper bzw. ein Brutelement zur Durchführung eines Brutverfahrens zu schaffen, mit welchem sich große Mengen von Tritium auf einfachere Weise als bekannt erzeugen lassen.

Zur Lösung dieser Aufgabe schlägt die Erfindung bei einem Hohlkörper bzw. Brutelement nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1 die Merkmale vor, die im Kennzeichen des Anspruchs 1 angegeben sind.

Weitere, vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung sind in den Merkmalen der Unteransprüche zu sehen.

Der besondere Vorteil des erfindungsgemäßen Hohlkörpers bzw. Brutelements besteht in der günstigen Kombination von Erbrüten und Abtrennen des Tritiums ohne zusätzliche Abtrennungssysteme. Daraus resultieren eine geringere Gefährdung der Umgebung, eine höhere Ausbeute, größere Reinheit des Tritiums, eine ungefährlichere Handhabung sowie verringerte Herstellungskosten.

Die erfindungigemäße Kombination von mechanisch und thermisch widerstandsfähiger und permeationshemmender Außenschale, die den Brutstoff unmittelbar überzieht und der eingebetteten Gettersubstanz bzw. Molekularsiebstruktur erleichtert somit wesentlich den Brutprozeß, vereinfacht den Lade- und Entlademecha- 45 nismus, erlaubt bei Fusionsreaktoren beträchtliche Einsparungen oder Anlagekosten bei gleichzeitiger T-Abtrennung und erhöht darüber hinaus die Reaktorsicherheit.

Weiterhin läßt sich der Brutprozeß durch kontinuierliches Zu- und Abführen der Brutelemente einfacher überwachen.

In der Figur ist der Hohlkörper bzw. das Brutelement dargestellt, mittels welchem das Brutverfahren durchgeführt werden soll. 5S

Das gezeigte Element ist kugelförmig und aus mehreren konzentrisch ineinanderliegenden Schalen aufgebaut. Die Kugelform und die konzentrische Ausbildung können jedoch auch durch ähnliche Formen und Körper ersetzt werden. Das Brutelement ist von einer Außen- eo schale 1 z. B. aus Graphit umgeben und enthält als festen Brutstoffteil z. B. poröses Li6, welches in angereicherter Form als Salz oder als Verbindung vorliegen kann. In der AuBcnschale I ist der Brutstoff von einer permealionshemmenden Schicht 2 umgeben, die z. B. aus einer undurchlässigen Hartkeramik besteht und eine Tritiumdiffusion nach außen verhindert. In dem Brutstoff, bei dor dargestellten Form als kugelförmiger Kern 4 ist ein Geltermatcrial untergebracht. So;nit befindet sich der zu bestrahlende Brutstoff in einem oder mehreren Hohlkörpern, deren Wandung permeationshemmend ist oder mit einer permeationshemmsnden Hartstoffschicht überzogen ist Neben dem Brutmantel 3 befindet sich somit ein Material 4, daß das erbrütete Tritium sorbiert, im Inneren des Bruikörpers. Dieses Material kann ein Gettermaterial aus Zirkon, Titan Hafnium, Yttrium und deren Verbindungen der Legierungen oder auch ein Molekularsieb (Zeolith) sein. Das Austreten von Tritium an die Umgebung wird einmal durch die permeationshemmende Schicht 2 verhindert und zum anderen durch die Saugwirkung des sorbierenden Materials 4, die den Partialdruck des Tritiums im Körperinneren gering hält.

Die Abtrennung des erbrüteten Tritiums geschieht nach folgendem Verfahren:

Zerstören der Außenwand der Hohlkörper und Aussondern des sorbierenden Materials, welches das Tritium enthält.

Diese Aussonderung kann z. B. dadurch erfolgen, daß das Material magnetisch markiert wird und durch einen Magneten ausgesondert wird.

Austreiben des Tritiums aus dem absorbierenden bzw. adsorbierenden Material durch Erhitzen.

Soll der eingangs erwähnte Brutprozeß mit gasförmigem Brutmaterial N¹⁴ zum Einsatz kommen, kann der Brutkörperuufbau vereinfacht werden, wenn ein gemeinsames Gettermaterial innerhalb der Schicht 2 zum Einsatz kommt welches gleichzeitig den N¹⁴ speichert und bei Bestrahlung das erbrütete Tritium gettert.

Dabei läßt sich der Stickstoff z. B. in Molekularsieben, hydratisierten Ferroxid, Aluminiumoxid oder in Gettermaterialien z. B. Zr 84% —Al 16% absorbieren bzw. adsorbieren. Das erbrütete Tritium wird dabei ebenfalls in der Struktur festgehalten, da sich z. B. beim Molekularsieben die kristalline Struktur in eine amorphe umwandelt.

Bezugszeichenliste:

Außenschale

permeationshemmende Schicht
Brutmaterial
Gettermaterialkern

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (1)

Patentansprüche:

1. Gefüllter Hohlkörper zur Durchführung eines Verfahrens zur Gewinnung von Tritium durch Bestrahlung eines im Hohlkörper vorhandenen, Tritium abgebenden Materials mit Neutronen im Brutmantel eines Fusionsreaktors mit den folgenden Verfahrensschritten