JPH0833490B2 - Method and apparatus for decontaminating waste gas from a fusion reactor fuel cycle - Google Patents

Method and apparatus for decontaminating waste gas from a fusion reactor fuel cycle

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JPH0833490B2
JPH0833490B2 JP62043256A JP4325687A JPH0833490B2 JP H0833490 B2 JPH0833490 B2 JP H0833490B2 JP 62043256 A JP62043256 A JP 62043256A JP 4325687 A JP4325687 A JP 4325687A JP H0833490 B2 JPH0833490 B2 JP H0833490B2
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    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors

Description

【発明の詳細な説明】 産業上の利用分野 本発明は、核融合炉の燃料サイクルの廃ガスを汚染除
去する方法および装置、詳言すればトリチウムおよび/
またはジユウテリウムを化学的に結合した形で含有する
廃ガス成分の汚染除去のため、トリチウムおよび/また
はジユウテリウムをそれらの化学結合から遊離させ、廃
ガスから分離し、燃料サイクル中へ返送する方法および
装置に関する。
Description: FIELD OF THE INVENTION The present invention relates to a method and apparatus for decontaminating waste gas of a fusion reactor fuel cycle, in particular tritium and / or
OR METHOD AND DEVICE FOR DETAILING TRIGIUM AND / OR DIEUTERIUM FROM THE CHEMICAL BOND, SEPARATION FROM THE WASTE GAS, AND RETURN TO THE FUEL CYCLE FOR DECONTAMINATION OF WASTE GAS COMPONENTS CONTAINING DIUTERIUM IN A CHEMICALLY BOND Regarding

従来の技術 核融合炉の廃ガスは、希ガス約85容量%および汚染物
約15容量%ならびに少量の重水素残量を含有する。汚染
物は、アルゴン、トリチウム含有および/またはジユウ
テリウム含有炭化水素、殊にトリチウム含有および/ま
たはジユウテリウム含有CH4、トリチウム含有および/
またはジユウテリウム含有水およびトリチウム含有およ
び/またはジユウテリウム含有アンモニアの形で生じ
る。従つて、廃ガスは遊離のトリチウムならびにトリチ
ウム含有汚染物を除去するかないしは放出許容限界値に
まで汚染除去しなければならず、その後残廃ガスは大気
中へ排出することができる。さらに、トリチウムおよび
ジユウテリウムを含有する化合物からのトリチウムおよ
びジユウテリウムの回収および燃料サイクル中へのトリ
チウムおよびジユウテリウムの返送が望ましいが、その
理由はこの方法で環境大気からトリチウムを遠ざけるこ
とが保証されているためである。
PRIOR ART The waste gas of a fusion reactor contains about 85% by volume of noble gases and about 15% by volume of pollutants and a small amount of deuterium balance. Contaminants may be argon, tritium-containing and / or deuterium-containing hydrocarbons, in particular tritium-containing and / or diuterium-containing CH 4 , tritium-containing and / or
Or it occurs in the form of water containing diuterium and ammonia containing tritium and / or diuterium. Therefore, the exhaust gas must remove free tritium and tritium-containing pollutants or must be decontaminated to the release limit, after which the residual exhaust gas can be discharged into the atmosphere. In addition, recovery of tritium and diuterium from compounds containing tritium and diuterium and return of tritium and diuterium into the fuel cycle is desirable because it is guaranteed to keep tritium away from the ambient atmosphere in this way. Is.

特許請求の範囲の上位概念による汚染除去の方法およ
び装置は、“プロシーデングス・オブ・トリチウム・テ
クノロジイ・イン・フイツション・フユージョン・アン
ド・アイソトロピツク・アプリケーション(Proceeding
s of Tritium Technology in Fission,Fusion and Isot
ropic Application",デートン・オハイオ州、4月29日
号(1980年)、第115頁〜第118頁に提案されていた。こ
の場合、汚染物を含有する廃ガスは差当り中間容器を貫
流し、その後酸素を水素で450Kで還元するため触媒反応
器を通過し、その後すべての汚染物はモレキユラーシー
ブ床中で75Kで吸着固持され、こうして廃ガスから分離
される。モレキユラーシーブ床を400Kに加熱し、これに
より汚染物を脱離した後、該汚染物は酸素放出固定床中
で800Kで酸化されて、トリチウムないしはジユウテリウ
ムを含有する水およびトリチウムないしはジユウテリウ
ムを含まない化合物、即ちCO2,N2およびArとなる。ト
リチウムないしはジユウテリウムを含有する水は160Kで
凍結し、その後周期的に蒸発させ、熱いウラン金属床に
供給し、該金属床が750Kで水をジユウテリウムないしは
トリチウム含有水素と固体のUO2とに変換する。ウラン
金属床による還元の代りに、電解槽を用いる還元を実施
することもできる。
A method and apparatus for decontamination according to the preamble of the claims is "Proceeding of Tritium Technology in Fusion Fusion and Isotropy Application".
s of Tritium Technology in Fission, Fusion and Isot
ropic Application ", Dayton, Ohio, April 29th (1980), pages 115-118. In this case, waste gas containing pollutants flows through the intermediate container every time. , Then passes through the catalytic reactor to reduce oxygen with hydrogen at 450 K, after which all contaminants are adsorbed and adsorbed at 75 K in the molecular sieve bed and thus separated from the waste gas. After heating to 400 K for desorption of pollutants, the pollutants are oxidized at 800 K in an oxygen-releasing fixed bed to give water containing tritium or diuterium and tritium or diuterium-free compounds, i.e. CO. 2, the N 2 and Ar. tritium or water containing Jiyuuteriumu freezes at 160K, then periodically evaporated and fed to the hot uranium metal bed, Jiyuuteri water the metal floor at 750K Conversion to hydrogen containing um or tritium and solid UO 2. Instead of the uranium metal bed reduction, it is also possible to carry out reduction using an electrolytic cell.

これまで提案された方法は次の欠点を有する: −多くの工程 −高い温度およびそれとともに浸透によるトリチウムの
ロスの危険 −場合により固定床粒子の焼結を伴なう、高い温度にお
ける酸素放出固定床の運転および熱金属ゲツターを負荷
する酸素過剰放出(失活) −アンモニアおよび炭化水素の酸化反応および生成した
水の再還元(熱金属ゲツターの負荷) −水素の酸化および形成した水の還元(熱金属ゲツター
の負荷) −多い放射性固形廃棄物および −酸素放出固体床におけるNH3酸化の間の窒素酸化物の
生成 発明が解決しようとする問題点 本発明の課題は、核融合炉の燃料サイクルの廃ガスか
ら、トリチウムおよび/またはジユウテリウムを化学的
に結合した形で含有する廃ガス成分を汚染除去するた
め、従来公知の相応する方法において出現するような、
浸透によるトリチウムおよび/またはジユウテリウムの
ロスおよび熱金属ゲツター材料の負荷ならびに窒素酸化
物の生成が回避される方法および装置を提供することで
ある。この方法は、従来公知の方法に比してエネルギー
節約型でありかつ簡単に実施できるべきである。遊離し
たトリチウムおよび/またはジユウテリウムは、同位体
分離を除き他の処理手段なしに燃料サイクルに返送可能
であるべきである。
The methods proposed hitherto have the following drawbacks: -many steps-risk of loss of tritium due to high temperature and thus with infiltration-oxygen release fixation at high temperature, optionally with sintering of fixed bed particles. Oxygen release (deactivation) of bed operation and loading of hot metal getters-oxidation of ammonia and hydrocarbons and re-reduction of water produced (loading of hot metal getters) -oxidation of hydrogen and reduction of water formed ( load of the thermal metal Getsuta) - often radioactive solid waste and - challenges oxygen releasing solid product invention of the NH 3 nitrogen oxide during the oxidation in the bed it is to solve problems present invention, fuel cycle of the nuclear fusion reactor Prior art corresponding method for decontaminating waste gas components containing chemically bound tritium and / or diuterium from the waste gas of As it appears in
It is an object of the invention to provide a method and a device in which the loss of tritium and / or diuterium by osmosis and the loading of hot metal getter material and the formation of nitrogen oxides are avoided. This method should be energy-saving and easy to implement compared to the methods known in the prior art. The liberated tritium and / or diuterium should be able to be returned to the fuel cycle without any other processing means except isotope separation.

問題点を解決するための手段 この課題は本発明によれば、 a)トリチウムおよび/またはジユウテリウム含有アン
モニアおよび/またはトリチウムおよび/またはジユウ
テリウム含有炭化水素を一緒に誘導する廃ガスを、アン
モニアならびに炭化水素を元素に分解する(クラツキン
グ)装置に通し、 b)遊離する水素同位体を膜を貫通させ、残廃ガス流か
ら分離して排出し、 c)汚染除去した廃ガスを環境空気中へ排出する ことによつて解決される。
Means for Solving the Problems This problem is according to the invention: a) Tritium- and / or diuterium-containing ammonia and / or waste gases which lead together with tritium and / or diuterium-containing hydrocarbons, ammonia and hydrocarbons. Through a device for decomposing (degrading) into elements (cracking), b) liberating hydrogen isotope through the membrane, separating and discharging from the residual waste gas stream, and c) discharging decontaminated waste gas into ambient air. It will be solved.

アンモニアを分解する装置としては、バラジウムまた
はパラジウム・銀合金からなる膜もしくはNi触媒が使用
され、炭化水素の分解のためにはNi触媒が使用される。
分解反応および遊離した水素同位体の分離は順次にまた
は1つの工程で行なわれる。本発明方法の有利な1実施
態様は、アンモニアおよび炭化水素の分解反応を、セラ
ミツク担体上のNi触媒を用い250〜450℃の間の温度範囲
内で実施し、膜はパラジウムまたはパラジウム・銀合金
からなりかつ触媒を取り囲み、かつ膜の内側に存在する
触媒を膜と一緒に反応温度に加熱することを特徴とす
る。
As a device for decomposing ammonia, a membrane made of palladium or a palladium / silver alloy or a Ni catalyst is used, and a Ni catalyst is used for decomposing hydrocarbons.
The decomposition reaction and the separation of liberated hydrogen isotopes are carried out sequentially or in one step. In a preferred embodiment of the process according to the invention, the decomposition reaction of ammonia and hydrocarbons is carried out with a Ni catalyst on a ceramic support in a temperature range between 250 and 450 ° C., the membrane being palladium or a palladium-silver alloy. The catalyst, which consists of and surrounds the catalyst and is present inside the membrane, is heated together with the membrane to the reaction temperature.

有利に、廃ガスに差当り、酸化触媒を用いる成分COの
CO2への酸化を行ない、その後O2を除去するためおよび
水を還元するため、200℃〜300℃の範囲内の温度でO2
ツター金属と接触させ、最後にアンモニアおよび炭化水
素を分解するため、水素同位体を通す膜およびNi触媒
と、300〜450℃の範囲内の温度で接触させる。
Advantageously, the amount of component CO that uses an oxidation catalyst per
Contact with O 2 getter metal at temperatures in the range of 200 ℃ to 300 ℃ to oxidize to CO 2 and then to remove O 2 and reduce water, and finally decompose ammonia and hydrocarbons Therefore, the hydrogen isotope-passing membrane and the Ni catalyst are brought into contact with each other at a temperature in the range of 300 to 450 ° C.

本方法を実施するための本発明による装置は、緩衝容
器、触媒床および加熱可能な金属床を有し、循環導管21
中での廃ガスの流動方向に、ガス圧を補償する緩衝容器
1、COをCO2に選択的に酸化するための触媒床2、廃ガ
スからO2およびH2Oを化学反応によつて除去する加熱可
能な金属床3、水素同位体を選択的に通す加熱可能な膜
を含有する、水素同位体の出口22を有する1つまたは幾
つかの容器5、再生可能なNi触媒6を含有し、再生剤用
の入口7および出口8を有する加熱可能な床10、ならび
に1つまたは幾つかのポンプ23が配置されていることを
特徴とする。
The device according to the invention for carrying out the process comprises a buffer vessel, a catalyst bed and a heatable metal bed, and a circulation line 21
In the flow direction of the waste gas in the inside, a buffer vessel 1 for compensating the gas pressure, a catalyst bed 2 for selectively oxidizing CO to CO 2 , O 2 and H 2 O from the waste gas by a chemical reaction Contains a heatable metal bed 3 to be removed, one or several vessels 5 with a hydrogen isotope outlet 22, containing a heatable membrane selectively passing hydrogen isotopes, containing a renewable Ni catalyst 6 However, a heatable bed 10 with an inlet 7 and an outlet 8 for the regenerant and one or several pumps 23 are arranged.

本装置の有利な実施態様においては、容器5と触媒床
10との組合せの代りに、外部冷却可能の容器11が配置さ
れ、その外側面が温度200℃に冷却される、廃ガスか
ら分離された水素同位体用ガス出口12を有する容器11内
に、Ni触媒13を含有する、パラジウムまたはパラジウム
・銀合金からなり、汚染除去すべき廃ガス用供給管15お
よび汚染除去された廃ガス用排出管16を有する管状膜14
が配置されていて、容器11はその内壁17と管状膜14との
間に容器の加熱装置18を有する。管状膜14がらせん形管
として構成されているのがとくに有利である。
In a preferred embodiment of the device, the vessel 5 and the catalyst bed
Instead of the combination with 10, in a container 11 with a gas outlet 12 for hydrogen isotope separated from waste gas, in which an externally coolable container 11 is arranged, the outer surface of which is cooled to a temperature of 200 ° C., A tubular membrane 14 made of palladium or a palladium-silver alloy containing a Ni catalyst 13 and having a supply pipe 15 for waste gas to be decontaminated and a discharge pipe 16 for waste gas decontaminated.
The container 11 has a container heating device 18 between its inner wall 17 and the tubular membrane 14. It is particularly advantageous for the tubular membrane 14 to be designed as a spiral tube.

該融合炉の燃料サイクルの廃ガスはほぼ次の組成を有
する: 80〜85モル% He,Ar 15〜20モル% N(D,T)3,C(D,T)4,(D,T)2O,(D,T)2,C
O,CO2,N2およびO2 もちろん、重水素同位体の一部は、相応する化合物中
で軽水素(プロチウム)によつて置換されていてもよ
い。
The waste gas from the fuel cycle of the fusion reactor has approximately the following composition: 80-85 mol% He, Ar 15-20 mol% N (D, T) 3 , C (D, T) 4 , (D, T ) 2 O, (D, T) 2 , C
O, CO 2 , N 2 and O 2, of course, some of the deuterium isotopes may be replaced by light hydrogen (protium) in the corresponding compounds.

本発明による方法および本発明による装置の利点は、 a)若干の工程の減少が達成される、 b)NH3およびCH4の分解温度を除き、循環系内の最大作
業温度300℃を上廻らず、これにより金属壁を浸透する
ことによるトリチウムのロスは生じえない、 c)放射性廃棄物の最低化が達成される、 d)酸素ゲツター(金属床)の負荷の最小値への減少が
行なわれる〔酸素放出固定床(COをCO2に選択的に酸化
するための触媒床)の熱分解によるその場O2形成なし;
H2酸化および再還元なし〕、 e)窒素酸化物の生成が生じない; f)トリチウム含有および/またはジユウテリウム含有
汚染物アンモニアおよび炭化水素の分解とトリチウムな
いしはジユウテリウムの分離とをまとめる場合:化学反
応の熱力学および速度論は方法に有利な方向に移動する
点に認められる。
The advantages of the method according to the invention and of the device according to the invention are: a) some reduction of the steps is achieved, b) excluding the decomposition temperatures of NH 3 and CH 4 above a maximum working temperature of 300 ° C. in the circulation system. No loss of tritium due to permeation of metal walls can occur, c) Minimization of radioactive waste is achieved, d) Reduction of oxygen getter (metal bed) loading to a minimum. [In-situ O 2 formation by thermal decomposition of oxygen-releasing fixed bed (catalyst bed for selective oxidation of CO to CO 2 );
H 2 Oxidation and no re-reduction], e) Nitrogen oxide formation does not occur; f) Tritium-containing and / or diouterium-containing contaminants When the decomposition of ammonia and hydrocarbons and the separation of tritium or diouterium are combined: a chemical reaction The thermodynamics and the kinetics of the are found to move in a direction that favors the method.

技術水準につき挙げた方法の場合、酸化しうる廃ガス
成分の接触的酸化の際ならびにウラン床中での水の水素
への還元の際に、重水素の浸透ロスが生じうる。
In the case of the state-of-the-art processes, permeation losses of deuterium can occur during the catalytic oxidation of oxidizable waste gas components and during the reduction of water in the uranium bed to hydrogen.

本発明による方法の場合、廃ガスは供給ガスとして循
環路の導管中へ導入され、緩衝容器を貫流し、その後ほ
ぼ室温(20℃〜25℃)で、触媒として働く固定床を通過
する。該固定床はたとえばホプカライト(CuO/MnO2)ま
たはペロブスカイトを含有する。これにより、廃ガス中
に含まれている酸素および一酸化炭素は選択的にCO2
転化される。ガス中の酸素欠乏の場合、固定床は化学量
論的酸素量を遊離する。この触媒から出る廃ガスは、次
いで、たとえばウラン族金属またはチタン族金属を含有
しうる層を、200〜300℃の間の温度、とくに250℃で通
過し、水は水素の形成下に分解され、かつたとえば酸化
ウランが形成し、場合により二酸化炭素に変換されなか
つた酸素は収着される。次いで、この酸素ゲツターを出
る廃ガスは、パラジウムからなるかまたはパラジウム・
銀合金からなる膜を有する容器を300〜450℃の間の温
度、とくに400〜450℃で通過し、廃ガス中に含まれてい
たアンモニアは膜により定量的に分解される。膜は直接
に加熱される管または管束として、冷却される外側容器
(タンク)により取り囲まれて構成されていてもよい。
この容器から、分解の際に生じた重水素が排出され、必
要な場合には水素同位体分離装置を通つた後、核融合炉
の燃料サイクルに返送される。その後、こうしてアンモ
ニアの除去された廃ガスは、炭化水素殊にメタンを分解
するため、250℃〜450℃の温度に加熱されたニツケル触
媒固定床を貫流させる。分解は次式に従つて行なわれ、
該式では簡単なため、すべての水素同位体は一緒にHな
いしはH2で表わす(この簡略化された記載方法は下記に
おいても維持される): 時がたつにつれて触媒は消尽され、廃棄するかまたは
軽水素を用い十分に高い温度で次式に従つて再生しなけ
ればならない: C(Ni)+2H2→CH4 (2) 残ガスはその純度により、直接に環境空気中へ排出す
るかまたは必要な純度になるまで循環させることがで
き、この場合には残ガスは再び差当り緩衝容器を貫流
し、その後に記載された触媒床、酸素ゲツターおよび容
器を通過する。
In the process according to the invention, the waste gas is introduced as feed gas into the conduit of the circuit, flows through the buffer vessel and then at about room temperature (20 ° -25 ° C.) through a fixed bed which acts as a catalyst. The fixed bed contains, for example, hopcalite (CuO / MnO 2 ) or perovskite. As a result, oxygen and carbon monoxide contained in the waste gas are selectively converted into CO 2 . In the case of oxygen deficiency in the gas, the fixed bed liberates a stoichiometric amount of oxygen. The waste gas leaving this catalyst is then passed through a layer, which may contain, for example, uranium or titanium group metals, at a temperature between 200 and 300 ° C., in particular 250 ° C., and the water is decomposed under the formation of hydrogen. And, for example, uranium oxide is formed and oxygen which has not been converted to carbon dioxide is sorbed. The waste gas leaving this oxygen getter then consists of palladium or
After passing through a container having a film made of a silver alloy at a temperature between 300 and 450 ° C, especially at 400 to 450 ° C, ammonia contained in the waste gas is quantitatively decomposed by the film. The membrane may be constructed as a tube or tube bundle that is directly heated and surrounded by an outer container (tank) that is cooled.
From this vessel, deuterium produced during decomposition is discharged, and if necessary, after passing through a hydrogen isotope separation device, it is returned to the fuel cycle of the fusion reactor. The waste gas thus freed of ammonia is then passed through a fixed nickel catalyst bed heated to a temperature of 250 ° C. to 450 ° C. in order to decompose hydrocarbons, in particular methane. The decomposition is performed according to the following equation,
For simplicity in the formula, all hydrogen isotopes are represented together by H or H 2 (this simplified notation is also maintained below): Over time, the catalyst is exhausted and must either be discarded or regenerated with light hydrogen at a sufficiently high temperature according to the formula: C (Ni) + 2H 2 → CH 4 (2) The residual gas is pure Can be discharged directly into the ambient air or circulated until the required purity is reached, in which case the residual gas once again flows through the buffer container, after which the catalyst bed, oxygen getter described And pass through the container.

公知方法は少なくとも7つの工程からなり、その個々
の作業温度は互いに十分に離れており、2つの順次に続
く工程の最大温度差は640℃であるが、本発明方法は、
3つまたは4つの工程が著しく小さい温度差を、専ら上
昇線上に有するように構成されている。公知技術水準に
属する方法では廃ガスのすべての酸化可能成分の接触的
酸化は527℃で行なわれるが、本発明方法においては、
接触的酸化はたんにCOに対して選択的に20℃〜25℃の範
囲内の低い温度で適用されるにすぎない。本発明方法で
それに続く水の還元および適当な温度、たとえば250℃
でゲツター金属による酸素の除去により、アンモニアお
よび炭化水素の分解工程が可能となる。この場合、アン
モニアの定置的分解に対し、アンモニアがバラジウムか
らなるかまたはパラジウム・銀の合金からなる膜または
Ni触媒で分解されるか否かは重要ではない。
The known process consists of at least seven steps, the individual working temperatures of which are sufficiently far apart from each other that the maximum temperature difference between two successive steps is 640 ° C.
The three or four steps are designed to have a significantly small temperature difference exclusively on the rising line. In the method according to the state of the art, the catalytic oxidation of all oxidizable components of the waste gas is carried out at 527 ° C.
Catalytic oxidation is only selectively applied to CO at low temperatures in the range of 20 ° C to 25 ° C. Subsequent reduction of water in the process of the invention and a suitable temperature, for example 250 ° C.
Thus, the removal of oxygen by the getter metal enables a decomposition process of ammonia and hydrocarbons. In this case, for the stationary decomposition of ammonia, a film in which the ammonia consists of palladium or a palladium-silver alloy or
Whether or not it is decomposed with a Ni catalyst is not important.

次に、若干の図面および例示した実験の記載につき本
発明を詳述する。
The invention will now be described in detail with reference to some figures and the description of the experiments illustrated.

第1図および第2図からの装置例は大体において、第
1図の実施例の、450℃に加熱された膜を有する外部冷
却された容器5と、外部冷却された、内部に450℃に加
熱された触媒床10との組み合せが、第2図の実施例では
唯1つの構造体、即ち400℃に加熱された管状膜14を有
する、外部冷却された容器11によつて代えられているこ
とによつて区別されるにすぎない。らせん状に転回する
管状膜14は、後者の実施例ではセラミツク担体上に担持
されたニツケル触媒13を含有する。炭素が衝突したNi触
媒の再生は、たとえば軽水素からなる再生剤をガス出口
12により導入し、管状膜14に通すことによつて行なわれ
る。このため、あらかじめ導管21中の弁24を閉じ、弁27
を開く。ほぼ等しい作業温度、約450℃で、式(2)に
より炭素がH2と反応する。生じたメタン・水素の混合物
28は、導管21の再生剤出口26により排出される。この双
方の装置の他の構成部分は次表に記載されており、さら
に説明する必要はない。
The example apparatus from FIGS. 1 and 2 is generally an externally cooled vessel 5 of the embodiment of FIG. 1 with a membrane heated to 450 ° C. and an externally cooled, internally 450 ° C. The combination with the heated catalyst bed 10 is replaced by an externally cooled vessel 11 which in the embodiment of FIG. 2 has only one structure, namely a tubular membrane 14 heated to 400 ° C. They can only be distinguished by things. The spirally turning tubular membrane 14 contains the nickel catalyst 13 supported on a ceramic carrier in the latter embodiment. For regeneration of the Ni catalyst that collided with carbon, for example, a regenerant consisting of light hydrogen was used at the gas outlet
By introducing through 12 and passing through a tubular membrane 14. For this reason, the valve 24 in the conduit 21 is closed beforehand and the valve 27
open. At about the same working temperature, about 450 ° C., carbon reacts with H 2 according to equation (2). The resulting mixture of methane and hydrogen
28 is discharged by the regenerant outlet 26 of conduit 21. The other components of both devices are listed in the following table and need not be described further.

表: 1.緩衝容器 2.たとえばホプカライトを有する触媒床 3.たとえばウランを有する金属床 4.たとえばバラジウムからなる金属床 6.ニツケル触媒 7.触媒床10への再生剤入口 8.触媒床10からの再生剤出口 9.再生剤、たとえばH2 12.容器11からの水素同位体のガス出口 15.容器11における、金属床からの廃ガス用供給管(導
管21と結合している)16.汚染除去された廃ガス用の、
容器11からの排出管 17.容器11の内壁 18.管状膜14の加熱装置 19.容器11の冷却装置 21.循環導管 22.容器5からの水素同位体用ガス出口 23.ポンプ 本発明方法を、第3図に略示した実験装置において、
その有効性を調べた。このため、核融合炉の燃料サイク
ルからの真正廃ガスの代替物として、処理すべきプロセ
スガスを、それぞれアンモニアおよび/またはメタン15
モル%までを有するヘリウムからなるガス混合物を、少
量の他の重要なガスを添加するかまたは添加せずに使用
したことによつて模倣した。このガス混合物は実験装置
中でガス、ヘリウムは入口弁31により、アンモニアは入
口弁32により、メタンは入口弁33によりかつ他のガスは
入口弁30によつて供給することにより製造した。高い通
過量、つまり高い流速、即ち150l/hで、ガス混合物をニ
ツケル触媒床36に通した。石英管中に存在する触媒は、
外部から開けることのできる管炉(図面には記載されて
いないで、加熱装置37によつて示唆されている)で所望
温度に加熱される。管炉は、全電子制御装置(図面には
示されていない)に接続されている。その後、ガス混合
物はPd/Ag膜41を通過したが、該膜は加熱装置38により
450℃の温度で使用されかつメタンないしはアンモニ
アの接触分解から生成した水素は出口42により連続的に
分離された。触媒容器36ならびにPd/Ag膜41は、それぞ
れ1つのバイパスをめぐらすことができる。この場合、
得られるガスの組成は、評価のため自記積分器44に接続
されているガスクロトグラフ43を用い、ポラパーク(Po
rapak)Q、ポラパークRまたはモレキユラーシーブ5A
カラムを使用して分析した。さらに、四極質量分析計46
が、直接にガス吸込み系45を介して循環路52に接続され
ている。ガス吸込み系45を用い高圧(たとえば大気圧)
のガス混合物を、百分率組成が変化することなく、高度
真空で使用される質量分析計に供給することができる。
凝縮効果をさけるために、ガス吸込み系は加熱した(図
示せず)。データ評価のためには、結合器47を介して四
極質量分析計46に接続されている計算器48が使用され
た。質量分析の高い感度のため、各分析には非常に少量
の試料が必要であるにすぎない。それで、数時間にわた
り循環路から実際に連続的に試料を取り出すことがで
き、その際圧力降下が生じることはない。試験のために
は、非常に高い通過量が選択された。これにより、1回
の通過あたりの変換は僅かとなり、測定結果の解釈は容
易に、バツチ原子炉の原理に従つて行なうことができ
る。実験装置は、なお幾つかの圧力調整器34、マノメー
タ35、膨脹容器49、流量計50および幾つかのポンプ51、
ならびに弁を含有している。
Table: 1. Buffer vessel 2. Catalyst bed with eg hopcalite 3. Metal bed with eg uranium 4. Metal bed eg with palladium 6. Nickel catalyst 7. Regenerant inlet to catalyst bed 8. From catalyst bed 10 Regenerant outlet of 9. Regenerant, for example H 2 12. Gas outlet of hydrogen isotope from vessel 11. 15. Supply pipe for waste gas from metal bed at vessel 11 (joined with conduit 21) 16. For decontaminated waste gas,
Exhaust pipe from container 11. Inner wall of container 11. Heating device for tubular membrane 14. Cooling device for container 11 21. Circulation conduit 22. Gas outlet for hydrogen isotope from container 5 23. Pump The method of the present invention , In the experimental apparatus schematically shown in FIG.
I investigated its effectiveness. For this reason, the process gases to be treated can be replaced with ammonia and / or methane, respectively, as an alternative to genuine waste gas from the fusion reactor fuel cycle.
A gas mixture consisting of helium with up to mol% was simulated by using it with or without the addition of small amounts of other important gases. This gas mixture was produced in the laboratory by feeding gas, helium by inlet valve 31, ammonia by inlet valve 32, methane by inlet valve 33 and other gases by inlet valve 30. The gas mixture was passed through the Nickel catalyst bed 36 at a high throughput, ie a high flow rate, ie 150 l / h. The catalyst present in the quartz tube is
It is heated to the desired temperature in an externally openable tube furnace (not shown in the drawing, but suggested by the heating device 37). The tube furnace is connected to an all-electronic control unit (not shown in the drawing). The gas mixture was then passed through a Pd / Ag membrane 41 which was heated by the heating device 38.
The hydrogen used at a temperature of 450 ° C. and produced from the catalytic cracking of methane or ammonia was separated off continuously via outlet 42. The catalyst container 36 as well as the Pd / Ag film 41 can each encircle one bypass. in this case,
The composition of the obtained gas was measured by using a gas chromatograph 43 connected to a self-recording integrator 44 for evaluation.
rapak) Q, Pola Park R or Morequiller Sieve 5A
Analyzed using a column. In addition, a quadrupole mass spectrometer 46
Is directly connected to the circulation path 52 via the gas suction system 45. High pressure (eg atmospheric pressure) using gas suction system 45
Can be fed to a mass spectrometer used in high vacuum without changing the percentage composition.
The gas suction system was heated to avoid condensation effects (not shown). A calculator 48 connected to a quadrupole mass spectrometer 46 via a coupler 47 was used for data evaluation. Due to the high sensitivity of mass spectrometry, each analysis requires only a very small amount of sample. Thus, it is possible to withdraw the sample from the circuit in a continuous manner over a period of several hours without any pressure drop. A very high throughput was chosen for the test. As a result, the conversion per pass becomes small, and the measurement results can be easily interpreted according to the principle of the batch reactor. The experimental setup is still composed of several pressure regulators 34, manometers 35, expansion vessels 49, flow meters 50 and several pumps 51,
And a valve.

実験A: メタンの元素への接触分解 上記の実験装置中で、ヘリウムとメタン14.5モル%か
らなるガス混合物を450℃で、商品名BASFタイプG1-22を
有するセラミツク担体上のニツケル触媒を通りポンプで
循環させた。循環流の体積は6lであり、触媒体積は5ml
であつた。
Experiment A: Catalytic decomposition of methane into elements In the above experimental apparatus, a gas mixture consisting of helium and 14.5 mol% methane was pumped at 450 ° C through a nickel catalyst on a ceramic carrier having the trade name BASF type G1-22. Circulated in. Circulating flow volume is 6 l, catalyst volume is 5 ml
It was.

実験の第1部 パラジウム膜を有する容器の温度を25℃に保つた。キ
ヤリヤガスとしてのヘリウム中でのメタンの分解の検出
は、メタンおよび水素含量を質量分析により分析するこ
とによつて立証された。第4図は曲線の左方部分(4時
間まで)に結果を示す。実験の開始時にメタンの分解は
指示されたが、約2時間後に停滞した。触媒表面のXPS
分析(XPS=光電子分光計)で、製造された炭素は元素
状で存在し、炭化物の形では存在しないことが判明し
た。
Part 1 of Experiment The temperature of the vessel with the palladium membrane was kept at 25 ° C. The detection of the decomposition of methane in helium as a carrier gas was verified by analyzing the methane and hydrogen contents by mass spectrometry. FIG. 4 shows the results in the left part of the curve (up to 4 hours). Decomposition of methane was indicated at the beginning of the experiment but stagnated after about 2 hours. XPS on catalyst surface
Analysis (XPS = photoelectron spectrometer) revealed that the carbon produced was present in elemental form and not in carbide form.

実験の第2部: しかし、パラジウム膜を400℃に加熱する場合、系か
らはメタンの分解反応によつて生成した水素が連続的に
取り出される。これにより、生成物水素の方向に化学平
衡の移動が行なわれ、これは変換率が定量的になる結果
となる(第4図、曲線の右方部分、4時間と6時間の間
参照)。
Second part of the experiment: However, when the palladium membrane is heated to 400 ° C., the hydrogen produced by the decomposition reaction of methane is continuously taken out from the system. This results in a shift of the chemical equilibrium towards the product hydrogen, which results in a quantitative conversion (see FIG. 4, right part of the curve, between 4 and 6 hours).

実験の第3部: ニツケル触媒の再生は、キヤリアガスとしてのヘリウ
ム中に250℃と450℃の間の温度範囲内で軽水素を導入す
ることによつてニツケル触媒上に沈積した元素状の炭素
は、水素の供給によりメタンに変えられ、実験装置から
搬出された。メタンの生成は立証された。
Part 3 of the experiment: The regeneration of the Nickel catalyst is carried out by introducing light hydrogen into helium as a carrier gas in the temperature range between 250 ° C and 450 ° C to remove the elemental carbon deposited on the Nickel catalyst. , Was converted to methane by supplying hydrogen, and was discharged from the experimental device. The production of methane was proven.

実験B: アンモニアの元素への触媒分解 ヘリウムとアンモニア約15モル%からなるガス混合物
を、実験装置に18l/hの流量で通した。この場合、アン
モニアはPd/Ag膜(表面積1.2m2)を有する容器中で400
℃で分解された。第5図は、質量分析により測定され
た、4つのアンモニア原濃度に依存せる分解速度を示
す。原濃度のアンモニア分圧は、 には 87.10ミリバール *には 35.48ミリバール △には 14.14ミリバール ・には 9.33ミリバール であつた。
Experiment B: Catalytic decomposition of ammonia into elements A gas mixture consisting of helium and about 15 mol% ammonia was passed through the experimental apparatus at a flow rate of 18 l / h. In this case, ammonia is 400% in a container with Pd / Ag membrane (surface area 1.2 m 2 ).
Decomposed at ° C. FIG. 5 shows the decomposition rate as a function of four ammonia source concentrations, determined by mass spectrometry. The raw ammonia partial pressure was 87.10 mbar * for 35.48 mbar for △, 14.14 mbar for 9.34 mbar for 9.34 mbar.

アンモニア分解から確かめられた反応速度定数は、1
cm2・1秒あたり4×1013分子であつた。変換率は定量
的である。
The reaction rate constant confirmed from ammonia decomposition is 1
There were 4 × 10 13 molecules per cm 2 · 1 second. The conversion rate is quantitative.

ヘリウム・メタン混合物に対する比較例: ニツケル触媒をさけて、ヘリウムとメタン約15モル%
からなる混合物を18l/hの流速で4時間にわたり循環路
でポンプでパラジウム膜に通した。パラジウム膜の温度
は400℃であつた。質量分析で、メタン濃度の減少は検
出できなかつた。これは、パラジウム膜では専らアンモ
ニアが分解されるが、メタンは分解されないことを意味
する。これとは異なり、ニツケル触媒ではメタンだけで
なく、アンモニアも分解される。
Comparative example for helium / methane mixture: avoid nickel catalyst, helium and methane about 15 mol%
The mixture consisting of was pumped through a palladium membrane in the circuit for 4 hours at a flow rate of 18 l / h. The temperature of the palladium film was 400 ° C. No decrease in methane concentration could be detected by mass spectrometry. This means that the palladium film decomposes ammonia exclusively, but methane does not. In contrast to this, the Nickel catalyst decomposes not only methane but also ammonia.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

第1図は、アンモニアの分解および炭化水素の分解が装
置の2つの異なる構成部分中で行なわれる、本発明によ
る装置の1実施例を示す略示断面図であり、第2図はア
ンモニアおよび炭化水素が同時に装置の同じ構成部分中
で行なわれる、本発明による装置の他の実施例を示す略
示断面図であり、第3図は本発明方法の有効性を調べた
実験装置の略示断面図であり、第4図はメタンの場合の
分解反応の有効性を示す曲線図であり、第5図はアンモ
ニアの場合の分解反応の有効性を示す曲線図である。 1……緩衝器、2……触媒床、3……金属床、4……
膜、5……容器、6……ニツケル触媒、7……再生剤入
口、8……再生剤出口、9……再生剤、10……触媒床、
11……容器、12……ガス出口、13……ニツケル触媒、14
……管状膜、15……供給管、16……排出管、17……内
壁、18……加熱装置、19……冷却装置、21……導管、22
……ガス出口、23……ポンプ、24……弁、25……再生
剤、26……再生剤出口、27……弁、28……メタン・水素
混合物、30……入口弁、31……入口弁、32……入口弁、
33……入口弁、34……圧力調整器、35……マノメータ
ー、36……触媒容器、37……加熱装置、38……加熱装
置、39……バイパス、40……バイパス、41……膜、42…
…出口、43……ガスクロマトグラフイー、44……自記積
分器、45……ガス入口系、46……回極質量分析計、47…
…結合器、48……計算器、49……膨脹容器、50……流量
計、51……ポンプ
FIG. 1 is a schematic sectional view showing an embodiment of the device according to the invention, in which the decomposition of ammonia and the decomposition of hydrocarbons are carried out in two different component parts of the device, and FIG. FIG. 3 is a schematic sectional view showing another embodiment of the device according to the invention, in which hydrogen is simultaneously carried out in the same component part of the device, and FIG. 3 is a schematic sectional view of an experimental device examining the effectiveness of the method according to the invention. FIG. 4 is a curve diagram showing the effectiveness of the decomposition reaction in the case of methane, and FIG. 5 is a curve diagram showing the effectiveness of the decomposition reaction in the case of ammonia. 1 ... Buffer, 2 ... Catalyst bed, 3 ... Metal bed, 4 ...
Membrane, 5 ... Container, 6 ... Nickel catalyst, 7 ... Regenerant inlet, 8 ... Regenerant outlet, 9 ... Regenerant, 10 ... Catalyst bed,
11 …… Container, 12 …… Gas outlet, 13 …… Nickel catalyst, 14
...... Tubular membrane, 15 …… Supply pipe, 16 …… Exhaust pipe, 17 …… Inner wall, 18 …… Heating device, 19 …… Cooling device, 21 …… Conduit, 22
…… Gas outlet, 23 …… Pump, 24 …… Valve, 25 …… Regenerant, 26 …… Regenerant outlet, 27 …… Valve, 28 …… Methane / hydrogen mixture, 30 …… Inlet valve, 31 …… Inlet valve, 32 ... Inlet valve,
33 ... Inlet valve, 34 ... Pressure regulator, 35 ... Manometer, 36 ... Catalyst container, 37 ... Heating device, 38 ... Heating device, 39 ... Bypass, 40 ... Bypass, 41 ... Membrane , 42 ...
… Outlet, 43 …… Gas chromatograph, 44 …… Self-integrator, 45 …… Gas inlet system, 46 …… Rotating mass spectrometer, 47…
… Coupler, 48 …… Calculator, 49 …… Expansion vessel, 50 …… Flowmeter, 51 …… Pump

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ベルント・シユースター ドイツ連邦共和国カールスルーエ・ボンネ ル・ストラーセ 4 (56)参考文献 特開 昭54−102500(JP,A) ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Inventor Bernd Schuster Karlsruhe Bonnell Strasse 4 (56) Reference JP-A-54-102500 (JP, A)

Claims (7)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】核融合炉の燃料サイクルの廃ガスから、ト
リチウムおよび/またはジュウテリウムを化学的に結合
した形で含有する廃ガス成分を汚染除去するため、トリ
チウムおよび/またはジュウテリウムをその結合から遊
離させ、廃ガスから分離し、燃料サイクル中へ返送する
方法において、 a)トリチウムおよび/またはジュウテリウム含有アン
モニアおよび/またはトリチウムおよび/またはジュウ
テリウム含有炭素化水素を一緒に誘導する廃ガスを、ア
ンモニアならびに炭化水素を元素に分解する装置に通
し、 b)遊離した水素同位体を膜を貫通させ、残廃ガス流か
ら分離して排出し、かつ c)汚染除去した廃ガスを環境大気中へ放出することを 特徴とする核融合炉の燃料サイクルの廃ガスを汚染除去
する方法。
1. Decontamination of tritium and / or deuterium from waste gas of a fusion reactor fuel cycle to decontaminate waste gas components containing tritium and / or deuterium in chemically bound form. And separating it from the waste gas and returning it into the fuel cycle: a) the waste gas with which tritium and / or deuterium-containing ammonia and / or tritium and / or deuterium-containing hydrogenated carbon is derived together with ammonia and carbonization. Passing through a device that decomposes hydrogen into elements, b) releasing free hydrogen isotopes through the membrane, separating and discharging from the residual waste gas stream, and c) discharging decontaminated waste gas into the ambient atmosphere. A method for decontaminating waste gas of a fuel cycle of a fusion reactor, characterized by:
【請求項2】アンモニアの分解装置として、パラジウム
またはパラジウム・銀合金からなる膜またはNi触媒を使
用し、炭化水素の分解のためにNi触媒を使用し、分解反
応および遊離した水素同位体の分離を順次にまたは1つ
の工程で行なう、特許請求の範囲第1項記載の方法。
2. A membrane made of palladium or a palladium-silver alloy or a Ni catalyst is used as a decomposing device for ammonia, and a Ni catalyst is used for decomposing hydrocarbons, and a decomposition reaction and separation of released hydrogen isotopes are performed. The method according to claim 1, wherein the steps are carried out sequentially or in one step.
【請求項3】アンモニアおよび炭化水素の分解反応を、
セラミック担体上のNi触媒を用い250℃〜450℃の温度範
囲内で実施し、膜はパラジウムまたはパラジウム・銀合
金からなり、かつ触媒を取り囲み、膜の内側に存在する
触媒を膜と一緒に反応温度に加熱する、特許請求の範囲
第1項記載の方法。
3. A decomposition reaction of ammonia and hydrocarbons,
Conducted in a temperature range of 250 ° C to 450 ° C using a Ni catalyst on a ceramic support, the membrane is made of palladium or a palladium-silver alloy, and surrounds the catalyst, and the catalyst present inside the membrane reacts with the membrane. The method of claim 1 wherein the method comprises heating to a temperature.
【請求項4】廃ガスに酸化触媒を用いる成分COのCO2
の選択的酸化を行ない、その後O2を除去するためおよび
水を還元するために、200℃〜300℃の範囲内の温度でO2
ゲッター金属と接触させ、最後にアンモニアおよび炭化
水素を分解するため、300℃〜450℃の範囲内の温度で、
水素同位体を通す膜およびNi触媒と接触させる、特許請
求の範囲第1項記載の方法。
4. A temperature in the range of 200 ° C. to 300 ° C. for the selective oxidation of the component CO to CO 2 using an oxidation catalyst in the waste gas, followed by the removal of O 2 and the reduction of water. At O 2
At a temperature in the range of 300 ° C to 450 ° C for contact with the getter metal and finally to decompose ammonia and hydrocarbons,
The method of claim 1 wherein the hydrogen isotope is passed through the membrane and the Ni catalyst is contacted.
【請求項5】核融合炉の燃料サイクルの廃ガスから、ト
リチウムおよび/またはジュウテリウムを化学的に結合
した形で含有する廃ガス成分を汚染除去するため、緩衝
容器、触媒床および加熱可能の金属床を有する装置にお
いて、廃ガスの流れ方向で順次に、ガス圧を補償するた
めの緩衝容器(1)、COをCO2に選択的に酸化するため
の触媒床(2)、廃ガスからO2およびH2Oを化学反応に
よって除去する金属床(3)、水素同位体を選択的に通
す1つまたは若干の加熱可能の膜(4)を含有しかつ水
素同位体の生成物出口(22)を有する容器(5)、再生
可能のNi触媒(6)を含有しかつ再生剤(9)の入口
(7)と出口(8)を有する加熱可能な触媒床(10)、
ならびに1つまたは若干のポンプ(23)が配置され、循
環導管(21)によって互いに結合されていることを特徴
とする核融合炉の燃料サイクルの廃ガスを汚染除去する
装置。
5. A buffer vessel, a catalyst bed and a heatable metal for decontaminating waste gas components containing chemically bound tritium and / or deuterium from the waste gas of a fusion reactor fuel cycle. In an apparatus having a bed, a buffer container (1) for compensating the gas pressure, a catalyst bed (2) for selectively oxidizing CO to CO 2 , and an exhaust gas O A metal bed (3) for removing 2 and H 2 O by chemical reaction, one or several heatable membranes (4) selectively passing hydrogen isotopes and containing a product outlet of hydrogen isotopes (22 (5) having a), a heatable catalyst bed (10) containing a renewable Ni catalyst (6) and having an inlet (7) and an outlet (8) for a regenerant (9),
And an apparatus for decontaminating the waste gas of the fuel cycle of a fusion reactor, characterized in that one or several pumps (23) are arranged and connected to each other by a circulation conduit (21).
【請求項6】水素同位体を選択的に通す膜を含有する容
器(5)と触媒床(10)との組合せの代りに、外部冷却
可能な、管状膜を含有する容器(11)が配置されてい
て、外面が温度200℃に冷却され、廃ガスから分離さ
れた水素同位体のガス出口(12)を有する、管状膜を含
有する容器(11)の内側に、Ni触媒(13)を含有する、
パラジウムまたはパラジウム・銀の合金からなり、汚染
除去すべき廃ガスの供給管(15)および汚染除去された
廃ガスの排出管(16)を有する管状膜(14)が配置され
ており、容器(11)がその内壁(17)と管状膜(14)と
の間に該管状膜の加熱装置(18)を有する、特許請求の
範囲第5項記載の装置。
6. A container (11) containing a tubular membrane, which can be externally cooled, is arranged in place of the combination of the container (5) containing the membrane selectively passing hydrogen isotopes and the catalyst bed (10). The Ni catalyst (13) is placed inside a vessel (11) containing a tubular membrane, the outer surface of which is cooled to a temperature of 200 ° C and which has a gas outlet (12) of hydrogen isotope separated from waste gas. contains,
A tubular membrane (14) made of palladium or an alloy of palladium / silver and having a supply pipe (15) for the waste gas to be decontaminated and a discharge pipe (16) for the decontaminated waste gas is arranged, and a container ( Device according to claim 5, wherein 11) has a heating device (18) for the tubular membrane between its inner wall (17) and the tubular membrane (14).
【請求項7】管状膜(14)がらせん形の管として構成さ
れている、特許請求の範囲第6項記載の装置。
7. Device according to claim 6, characterized in that the tubular membrane (14) is constructed as a spiral tube.
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3731385A1 (en) * 1987-09-18 1989-04-06 Kernforschungsz Karlsruhe METHOD FOR DECONTAMINATING THE EXHAUST GAS FROM A FUSION REACTOR
US5154878A (en) * 1990-04-30 1992-10-13 Anthony Busigin Process and apparatus for tritium recovery
IT1401192B1 (en) * 2010-06-16 2013-07-12 Enea Agenzia Naz Per Le Nuove Tecnologie L En E Lo Sviluppo Economico Sostenibile MEMBRANE REACTOR FOR THE TREATMENT OF GAS CONTAINING TRIZIO
IT1400531B1 (en) * 2010-06-22 2013-06-11 Commissariat Energie Atomique PROCESS FOR THE DETRIFICATION OF SOFT HOUSEKEEPING WASTE AND RELATIVE PLANT
FR2984003B1 (en) 2011-12-12 2014-01-10 Commissariat Energie Atomique METHOD AND DEVICE FOR REDUCING THE DEGASSING OF TRIUCED WASTE FROM THE NUCLEAR INDUSTRY
FR2985438A1 (en) 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd MEMBRANE FOR GASEOUS EFFLUENT FILTRATION PROCESS OF INDUSTRIAL INSTALLATION
FR2985595A1 (en) * 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd PROCESS FOR FILTRATION OF HARMFUL GASEOUS EFFLUENTS OF A NUCLEAR POWER PLANT
FR2985437A1 (en) 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd PROCESS FOR FILTRATION OF GASEOUS EFFLUENTS OF AN INDUSTRIAL PLANT
DE102013109778A1 (en) 2013-09-06 2015-03-12 Karlsruher Institut für Technologie Process and apparatus for the continuous recycling of waste gas from a fusion reactor
CN115285940A (en) * 2022-08-23 2022-11-04 中国原子能科学研究院 Method and system for recovering hydrogen isotopes in process waste gas

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1238884B (en) * 1964-01-25 1967-04-20 J F Mahler App Und Ofenbau K G Process for the production of pure hydrogen
FR1470361A (en) * 1965-12-30 1967-02-24 Commissariat Energie Atomique Carbon dioxide purification process
FR2061573B1 (en) * 1969-07-25 1974-02-01 Commissariat Energie Atomique
US3926782A (en) * 1973-02-09 1975-12-16 Mobil Oil Corp Hydrocarbon conversion
DE3025494C2 (en) * 1980-07-04 1986-01-16 Max-Planck-Gesellschaft zur Förderung der Wissenschaften e.V., 3400 Göttingen Process for removing tritium from a gas mixture
DE3121125C2 (en) * 1981-05-27 1986-04-10 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Method for separating hydrogen and / or deuterium and tritium from an inert gas stream and device for carrying out the method in the cooling gas circuit of a gas-cooled nuclear reactor
US4430293A (en) * 1981-09-10 1984-02-07 Combustion Engineering, Inc. Containment hydrogen removal system for a nuclear power plant

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