DE3527163C2 - - Google Patents

Info

Publication number
DE3527163C2
DE3527163C2 DE3527163A DE3527163A DE3527163C2 DE 3527163 C2 DE3527163 C2 DE 3527163C2 DE 3527163 A DE3527163 A DE 3527163A DE 3527163 A DE3527163 A DE 3527163A DE 3527163 C2 DE3527163 C2 DE 3527163C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
hto
deionized
vapors
gases
water
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.)
Expired
Application number
DE3527163A
Other languages
English (en)
Other versions
DE3527163A1 (de
Inventor
Fritz Dipl.-Ing. 7809 Denzlingen De Schweiger
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.)
Hochtemperatur-Kernkraftwerk (hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen 4700 Hamm De GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur-Kernkraftwerk (hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen 4700 Hamm De GmbH
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 Hochtemperatur-Kernkraftwerk (hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen 4700 Hamm De GmbH filed Critical Hochtemperatur-Kernkraftwerk (hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen 4700 Hamm De GmbH
Priority to DE19853527163 priority Critical patent/DE3527163A1/de
Priority to NL8601490A priority patent/NL8601490A/nl
Priority to GB8615549A priority patent/GB2178586B/en
Priority to FR868609255A priority patent/FR2585585B1/fr
Priority to IT8648214A priority patent/IT1214687B/it
Priority to US06/890,834 priority patent/US4816209A/en
Priority to BE0/216974A priority patent/BE905170A/fr
Priority to JP61179827A priority patent/JPS6228696A/ja
Publication of DE3527163A1 publication Critical patent/DE3527163A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE3527163C2 publication Critical patent/DE3527163C2/de
Granted 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
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S55/00Gas separation
    • Y10S55/09Radioactive filters

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
  • Drying Of Gases (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Abtrennen radio­ aktiver Bestandteile aus im Störfall in die Atmosphäre ab­ zublasenden Gasen und/oder Dämpfen eines Kernreaktors, bei dem die Gase bzw. Dämpfe vor dem Abblasen durch einen Trock­ nerzyklon geleitet werden. Sie betrifft ferner eine Vorrich­ tung zum Durchführen des Verfahrens.
In einem in der DE-PS 29 31 140 beschriebenen Verfahren die­ ser Art wird eine Flüssigkeitsvorlage als Überdruckventil für die radioaktiven Dämpfe und/oder Gase zwischen dem Reaktordruckbehälter und/oder dem Reaktorschutzbehälter (containment) einerseits und einer einen Waschzyklon und einen Trocknerzyklon aufweisenden Druckentlastungsstation andererseits vorgesehen. Die Druckentlastungsstation muß bestimmungsgemäß nur im Störfall arbeiten, z. B. wenn im Reaktorschutzbehälter durch Undichtigkeiten im Kühlkreis­ lauf eine größere Menge des radioaktiv verunreinigten Kühl­ mittels entweicht. Im Normalbetrieb des Kernkraftwerks da­ gegen wird im Schutzbehälter ein leichter Unterdruck ge­ halten, vorzugsweise um an den Personen- und Materialschleu­ sen ein Austreten von radioaktiven Gasen und Dämpfen zu verhindern. Die Druckentlastungsstation, durch die reines, d. h. von radioaktiven Bestandteilen befreites Kühlmittel an die Atmosphäre abgegeben werden soll, wird daher im un­ gestörten Reaktorbetrieb mit einer Wasservorlage als Über­ druckventil gegenüber der Atmosphäre des Reaktordruckbehäl­ ters bzw. der Abgasleitung eines konventionellen Überdruck­ ventils des Reaktordruckbehälters abgeschlossen. Nach dem aus der DE-PS 29 31 140 bekannten Verfahren können sowohl auswaschbare Spaltprodukte, wie z. B. Cäsium, Strontium und Barium, als auch bedingt oder nur schwer auswaschbare radio­ aktive Substanzen, wie gasförmiges Jod, Xenon und Krypton, nicht jedoch Tritium abgetrennt werden.
In "Chem. Techn." 9 (1957), Heft 6, Seiten 333 bis 340 wird die destillative Gewinnung von schwerem Wasser aus natür­ lichem Wasser beschrieben. Es findet sich jedoch kein Hin­ weis, diese destillative Trennung für HTO und T2O in ein Rückhaltesystem eines Kernreaktors zu integrieren.
Tritium (1H3 = T), das schwerste Isotop des Wasserstoffs, ist ein radioaktiver Beta-Strahler, der in Kernreaktoren bei verschiedenen radioaktiven Prozessen entsteht. Er zerfällt mit einer Halbwertzeit von 12,346 Jahren zu 2HE3. Die Zerfallsenergie beträgt etwa 0,02 MeV. Tritium kann zu einem Problem werden, wenn es in größeren Mengen freige­ setzt wird. Dies ist bei graphitmoderierten, gasgekühlten Reaktoren denkbar. Das Graphitinventar der Brennelemente beträgt bei einem solchen Reaktor beispielsweise 120 Tonnen mit einer bei einer spezifischen inneren Oberfläche von 6 m2/g etwa 720 km2 betragenden gesamten Graphitinnenober­ fläche. Auf einer solchen Oberfläche können entsprechend große Mengen Tritium angelagert werden, die nach einem Was­ sereinbruch - z. B. infolge eines Rohrbruchs am Dampferzeu­ ger - von Leichtwassermolekülen aufgenommen werden, so daß sich durch eine Austauschreaktion von H2O und T bzw. T2 die Wassermoleküle HTO bzw. T2O bilden.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, den Tritiumanteil aus den im Störfall in die Atmosphäre abzublasenden Gasen und/oder Dmpfen abzutrennen. Die erfindungsgemäße Lösung besteht für das Verfahren eingangs genannter Art darin, daß in den Gasen bzw. Dämpfen in Form von HTO und/oder T2O enthaltenes Tritium durch Einblasen der Gase bzw. Dämpfe in eine auf Leichtwassersiedetemperatur gehaltene Deionatvor­ lage und durch Kondensieren von aus der Deionatvorlage kommenden HTO- bzw. T2O-Dampfmolekülen an auf Leichtwasser­ siedetemperatur eingestellten Oberflächenkondensatoren in der Deionatvorlage angereichert wird, und daß in der Deio­ natvorlage nicht gesammelte HTO bzw. T2O-Moleküle in dem Trocknerzyklon abgetrennt werden.
Durch die Erfindung wird überraschenderweise erreicht, T2O bzw. HTO mit normalem Wasser (H2O) aus H2O-Dampf auszu­ waschen. Hierbei wird ausgenutzt, daß die Siedetemperaturen für die Schwerwassertypen HTO und T2O bei Atmosphärendruck um etwa 1,5 bis 2°C höher als die von Leichtwasser liegen. Bei der Siedetemperatur von Leichtwasser, also bei trocken­ gesättigtem Leichtwasserdampf, werden HTO- bzw. T2O- Dampf­ moleküle bereits kondensieren und sich an H2O-Molekülen zu Kondensationskernen anlagern. Diese Kondensationströpfchen können mit einer Leichtwasservorlage bei Siedetemperatur zurückgehalten und/oder mit einem Trocknerzyklon aus dem Dampf ausgeschleudert werden.
Gemäß weiterer Erfindung wird eine Vorrichtung zum Abtren­ nen radioaktiver Bestandteile aus im Störfall in die Atmo­ sphäre abzublasenden Gasen und/oder Dämpfen eines Kernre­ aktors mit einem der Abblaseeinrichtung vorgeschalteten Trocknerzyklon, insbesondere zum Durchführen des erfindungs­ gemäßen Verfahrens, mit einem Behälter zur Vorlage zur Deio­ nat und einer Dampfzuleitung unterhalb des Wasserspiegels dadurch ausgestaltet, daß oberhalb des Wasserspiegels des Sumpfs, der die Deionatvorlage aufnimmt, Feuchteabscheider oder Oberflächenkondensatoren in dem in diesem Bereich als Dampfdom mit Auslaß ausgebildeten Behälter angeordnet sind, und daß der Sumpf eine Zuflußleitung für auf Siedetempera­ tur eingestelltes Deionat, einen Ablauf für mit HTO bzw. T2O angereicherter Flüssigkeit sowie eine Heizung zum Ein­ halten der Siedetemperatur aufweist.
Die aus Bild 8 und 9 in "Chem. Techn." 9 (1957), Heft 6, Seiten 333 bis 340 bekannten Destillationsapparaturen unter­ scheiden sich insbesondere durch das Fehlen der Feuchteab­ scheider von der erfindungsgemäßen Vorrichtung.
Feuchteabscheider sind aus der FR-PS 22 60 373 bekannt, jedoch in einer Vorrichtung zum Isotopenaustausch zwischen Wasser und Methylamin, die nach dem Extraktionsprinzip ar­ beitet, so daß deren Anwendung in der erfindungsgemäßen Vorrichtung nicht nahelag.
Durch die Erfindung wird eine Vorrichtung geschaffen, deren gerätetechnischer Aufwand zum Waschen der abzugebenden Gas- und/oder Dampfmengen an sich schon relativ gering ist, die aber dadurch noch günstiger wird, daß auch das Maschinen­ haus des Reaktors an dieselbe Gas/Dampfwaschanlage anzu­ schließen ist. Da dann die Trennung der verschiedenen Dampf­ erzeugereinheiten mit den Auswahlschaltungen und den Vor­ kehrungen gegen Folgeschäden bei Rohrbrüchen, die Untertei­ lung der Speisewasserbehälter usw. entfallen kann, sind die Ausgaben für die Waschanlage verschwindend gegenüber den Einsparungen allein an den Dampferzeugern. Wenn alle übri­ gen radioaktiven Verunreinigungen z. B. nach dem Verfahren gemäß DE-PS 29 31 140, abgetrennt werden, kann der Se­ kundärkreis des Kernreaktors mit den Dampferzeugern konven­ tionell ausgelegt werden, und der Reaktordruckbehälter kann - wie konventionell üblich - eine im Störfall über eine Waschanlage ausblasende Einrichtung erhalten.
Anhand der schematischen Darstellung eines Ausführungsbei­ spiels werden Einzelheiten der Erfindung erläutert.
In der Zeichnung wird ein insgesamt mit 1 be­ zeichneter isolierter Behälter dargestellt. Der vorzugswei­ se eine mit Isoliermittel gefüllte Doppelwandung aufweisen­ de Behälter 1 besitzt eine Deionat-Zuflußleitung 2 zu einem Sumpf 3 mit Ablauf 4 und ferner eine Dampfzuleitung 5 zum Einführen von H2O-, HTO- und T2O-Dampf. Die Mündung 6 der Dampfzuleitung 5 endet unterhalb des Wasserspiegels 7 des Sumpfs 3. Oberhalb des Wasserspiegels 7 werden Feuchteab­ scheider bzw. Oberflächenkondensatoren 8 in dem in diesem Bereich als Dampfdom 9 ausgebildeten Behälter 1 angeordnet. Diese Kondensatoren bzw. Feuchtigkeitsabscheider sind vor­ zugsweise im Winkel, insbesondere senkrecht zur Strömungs­ richtung eingebaute Platten. Der Dampfdom 9 besitzt am oberen Ende einen Dampfauslaß 10. Der Sumpf 3 wird über die Zuflußleitung 2 zweckmäßig mit bereits auf Siedetemperatur erhitztem Deionat versorgt. Zusätzlich kann dem Sumpf eine Heizung 11 zum Einhalten der Siedetemperatur zugeordnet werden.
Das zu reinigende H2O-, HTO-, T2O-Dampfgemisch wird über die Dampfzuleitung 5 in die den Sumpf 3 bildende, siedende H2O-Vorlage eingeblasen. Wasserschläge sind dabei nicht zu erwarten, weil H2O nicht kondensiert wird sondern gege­ benenfalls nur HTO und T2O. Wichtig ist, daß das Deionat im Sumpf 3, beispielsweise mit einer geregelten elektrischen Heizung 11 auf Leichtwassersiedetemperatur gehalten wird. In dem Sumpf 3 wird bereits ein Teil des HTO bzw. T2O zurückgehalten.
HTO- und T2O-Moleküle, die aufgrund der sogenannten Vorver­ dampfung bereits unterhalb ihres Siedepunktes wieder aus dem Sumpf 3 verdampfen, werden in dem mit den Feuchteab­ scheidern bzw. Oberflächenkondensatoren 8 bei Leichtwasser­ siedetemperatur bestückten Dampfdom 9 auskondensiert, nach­ dem sie für die H2O-Moleküle als Kondensationskerne gewirkt haben. Eine etwaiger Rest an HTO- bzw. T2O-Molekülen kann mit Wassertröpfchen über den Dampfauslaß 10 des Doms 9 einem nachgeschalteten Trocknerzyklon zugeführt und dort ausgeschleudert werden. Der von den radioaktiven Bestand­ teilen gereinigte Leichtwasserdampf kann in die Atmosphäre abgeblasen werden.
In der erfindungsgemäßen Vorrichtung wird die vom Tritium herrührende Radioaktivität in dem Behältersumpf angerei­ chert und auf diese Weise eine Freisetzung in die Atmosphä­ re mit relativ einfachen und billigen Mitteln verhindert. Zu beachten ist dabei, daß das hauptsächliche Zurückhalten von Tritium nicht beim Verdampfen der Deionatvorlage son­ dern beim Kondensieren in dem Dampfdom und gegebenenfalls beim Ausschleudern der Feuchte im nachgeschalteten Zyklon od. dgl. stattfindet.

Claims (4)

1. Verfahren zum Abtrennen radioaktiver Bestandteile aus im Störfall in die Atmosphäre abzublasenden Gasen und/ oder Dämpfen eines Kernreaktors, bei dem die Gase bzw. Dämpfe vor dem Abblasen durch einen Trocknerzyklon geleitet werden, dadurch gekennzeichnet, daß in den Gasen bzw. Dämpfen in Form von HTO und/oder T2O ent­ haltenes Tritium (T) durch Einblasen der Gase bzw. Dämpfe in eine auf Leichtwassersiedetemperatur gehal­ tene Deionatvorlage und durch Kondensieren von aus der Deionatvorlage kommenden HTO- bzw. T2O-Dampfmolekülen an auf Leichtwassersiedetemperatur eingestellten Feuchteabscheidern bzw. Oberflächenkondensatoren sowie durch Abscheiden von H2O/HTO bzw. H2O-/HTO-Wasser­ tröpfchen in der Deionatvorlage angereichert wird, und daß in der Deionatvorlage nicht gesammelte HTO- bzw. T2O-Moleküle in dem Trocknerzyklon abgetrennt werden.
2. Vorrichtung zum Abtrennen radioaktiver Bestandteile aus im Störfall in die Atmosphäre abzublasenden Gasen und/oder Dämpfen eines Kernreaktors mit einem der Ab­ blaseeinrichtung vorgeschalteten Trocknerzyklon, insbe­ sondere zum Durchführen des Verfahrens nach Anspruch 1, mit einem Behälter zur Vorlage von Deionat und einer Dampfzuleitung unterhalb des Wasserspiegels, da­ durch gekennzeichnet, daß oberhalb des Wasserspiegels (7) des Sumpfs (3), der die Deionatvorlage aufnimmt, Feuchteabscheider oder Oberflächenkondensatoren (8) in dem in diesem Bereich als Dampfdom (9) mit Auslaß ausgebildeten Behälter (1) angeordnet sind, und daß der Sumpf (3) eine Zuflußleitung (2) für auf Siedetem­ peratur eingestelltes Deionat, einen Ablauf (4) für mit HTO bzw. T2O angereicherte Flüssigkeit, sowie eine Heizung (11) zum Einhalten der Siedetemperatur aufweist.
3. Vorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Trocknerzyklon dem Auslaß (10) des Dampfdomes (9) nachgeschaltet ist.
4. Vorrichtung nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekenn­ zeichnet, daß der Behälter eine isolierte Wandung be­ sitzt.
DE19853527163 1985-07-30 1985-07-30 Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors Granted DE3527163A1 (de)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19853527163 DE3527163A1 (de) 1985-07-30 1985-07-30 Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors
NL8601490A NL8601490A (nl) 1985-07-30 1986-06-09 Werkwijze voor het afscheiden van radioactieve bestanddelen uit gassen of dampen van een kernreactor.
GB8615549A GB2178586B (en) 1985-07-30 1986-06-25 Method and apparatus for seperating radioactive constituents from gas or vapours escaping accidentally from nuclear reactors.
FR868609255A FR2585585B1 (fr) 1985-07-30 1986-06-26 Procede de separation de constituants radio-actifs a partir de gaz ou de vapeurs d'un reacteur nucleaire
IT8648214A IT1214687B (it) 1985-07-30 1986-07-02 Procedimento per la separazione di residui radioattivi da gas o vapori di un reattore nucleare
US06/890,834 US4816209A (en) 1985-07-30 1986-07-25 Method and apparatus for separating radioactive constituents from gas or vapors escaping accidentally from nuclear reactors
BE0/216974A BE905170A (fr) 1985-07-30 1986-07-25 Procede de separation de constituants radio-actifs a partir de gaz ou de vapeurs d'un reacteur nucleaire.
JP61179827A JPS6228696A (ja) 1985-07-30 1986-07-30 原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法およびその装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19853527163 DE3527163A1 (de) 1985-07-30 1985-07-30 Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3527163A1 DE3527163A1 (de) 1987-02-05
DE3527163C2 true DE3527163C2 (de) 1988-12-29

Family

ID=6277095

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19853527163 Granted DE3527163A1 (de) 1985-07-30 1985-07-30 Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4816209A (de)
JP (1) JPS6228696A (de)
BE (1) BE905170A (de)
DE (1) DE3527163A1 (de)
FR (1) FR2585585B1 (de)
GB (1) GB2178586B (de)
IT (1) IT1214687B (de)
NL (1) NL8601490A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102006000933B4 (de) * 2006-01-05 2012-10-25 Bernhard Bullemer Verfahren zur Desinfektion und Verwendung eines Desinfektionsgerätes

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2675942A1 (fr) * 1991-04-26 1992-10-30 Trepaud Sa Centrale nucleaire a cyclone.
US5546435A (en) * 1992-11-16 1996-08-13 Abb Atom Ab Fission product leak detection in a pressurized-water reactor
JPH06180392A (ja) * 1992-12-15 1994-06-28 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 高レベル放射性廃液からルテニウムを分離回収する方法
US5938821A (en) * 1998-02-05 1999-08-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Drum bubbler tritium processing system
KR100323352B1 (ko) * 1998-10-21 2002-07-31 한국수력원자력 주식회사 이동형삼중수소제거장치
KR102015500B1 (ko) * 2015-05-27 2019-08-28 한국원자력연구원 피동자연순환 냉각 시스템 및 방법
WO2019018089A2 (en) * 2017-06-16 2019-01-24 Muons, Inc. METHOD AND APPARATUS FOR GENERATING RADIOISOTOPES USING FRACTIONAL DISTILLATION
US10905998B2 (en) 2017-07-20 2021-02-02 Brett Evan Patrick Process and apparatus to remove carbon-14 from carbon-dioxide in atmospheric gases and agricultural products grown in controlled environments

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1594324A (en) * 1921-03-21 1926-07-27 Payne Pearl Penelope Smoke consumer and heat economizer
US3349004A (en) * 1966-01-17 1967-10-24 Gen Electric Nuclear reactor fuel bundle
DE2049792A1 (en) * 1970-10-10 1972-04-13 Interatom Gas pressure relief system - for nuclear plant and comprising a modified cyclone
US3844748A (en) * 1972-12-08 1974-10-29 Raymond Lee Organization Inc Hydro-filtration apparatus
US4178350A (en) * 1973-08-27 1979-12-11 Engelhard Minerals & Chemicals Corp. Removal of tritium and tritium-containing compounds from a gaseous stream
US3937649A (en) * 1973-10-31 1976-02-10 Ridgely John N Process and system for removing tritium
CH590184A5 (de) * 1974-02-08 1977-07-29 Sulzer Ag
US4155977A (en) * 1977-08-11 1979-05-22 Baker Bob G Pollution control system
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
FR2495492A1 (fr) * 1980-12-04 1982-06-11 Gohin Poulenc Cie Procede pour le sechage et la purification de gaz comprime, notamment d'air comprime et appareil pour la mise en oeuvre de ce procede

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102006000933B4 (de) * 2006-01-05 2012-10-25 Bernhard Bullemer Verfahren zur Desinfektion und Verwendung eines Desinfektionsgerätes

Also Published As

Publication number Publication date
GB8615549D0 (en) 1986-08-28
FR2585585B1 (fr) 1989-04-07
NL8601490A (nl) 1987-02-16
GB2178586A (en) 1987-02-11
JPS6228696A (ja) 1987-02-06
IT8648214A0 (it) 1986-07-02
GB2178586B (en) 1989-07-19
FR2585585A1 (fr) 1987-02-06
US4816209A (en) 1989-03-28
DE3527163A1 (de) 1987-02-05
IT1214687B (it) 1990-01-18
BE905170A (fr) 1986-11-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3527163C2 (de)
DE2900912A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser
DE1592427A1 (de) Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff
DE2931140C2 (de) Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
DE2410701A1 (de) Schneller kernreaktor
DE2305946A1 (de) Umwandlungsverfahren fuer stickstoffhaltige verbindungen
DE2609299A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur vorbereitung von waessrigen, radioaktiven abfaellen zur umweltfreundlichen und sicheren handhabung, transportierung und endlagerung
DE2847862C3 (de) Kühleinrichtung zum Kühlen der Atmosphäre im Primärschutzbehälter eines Kernreaktors
DE2545001C2 (de)
DE2302905C2 (de) Verfahren zum Aufbereiten von Gasgemischen aus Druckwasserreaktoren
DE2104356B2 (de) Verfahren und einrichtung zur thermischen entgasung des primaerkuehlmittels von kernreaktoren
DE1953368A1 (de) Verfahren zur Aufbereitung von Kernbrennstoffen
DE2408598A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur anreicherung von wasserstoff an deuterium durch isotopenaustausch mit frischwasser natuerlicher deuterium-konzentration unter anwesenheit eines katalysators.101405
DE3940401A1 (de) Verfahren und anordnung zum vermindern des iodgehalts in einer salpetersauren kernbrennstoffloesung
Godbee Use of Evaporation for the Treatment of Liquids in the Nuclear Industry
DE2800120C2 (de) Verfahren zum Reinigen der Abgase einer Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahlte Kernbrennstoffe
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
AT276297B (de) Verfahren zur aufbereitung von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff
DE2035300C2 (de) Verfahren zur Herstellung von konzentrierter H↓2↓SiF↓6↓-Lösung
US3049480A (en) Method of operating a heavy water moderated reactor
DE3642841C2 (de)
DE1298653B (de) Anlage zum Regeln der Reaktivitaet in Kernreaktoren
DE2759185A1 (de) Verfahren zum dekontaminieren der abgase einer wiederaufarbeitungsanlage fuer bestrahlte kernbrennstoffe und/oder brutstoffe und einrichtung zum durchfuehren des verfahrens
DE3045382C2 (de) Verdampfungsanlage für radioaktive Abwässer
DE1223963B (de) Verdampfer-Vorrichtung fuer radioaktive Loesungen

Legal Events

Date Code Title Description
OP8 Request for examination as to paragraph 44 patent law
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee