JPS62255894A - Method and device for decontaminating waste gas of fuel cycle of fusion reactor - Google Patents

Method and device for decontaminating waste gas of fuel cycle of fusion reactor

Info

Publication number
JPS62255894A
JPS62255894A JP62043256A JP4325687A JPS62255894A JP S62255894 A JPS62255894 A JP S62255894A JP 62043256 A JP62043256 A JP 62043256A JP 4325687 A JP4325687 A JP 4325687A JP S62255894 A JPS62255894 A JP S62255894A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
waste gas
catalyst
container
palladium
ammonia
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.)
Granted
Application number
JP62043256A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH0833490B2 (en
Inventor
ラルフ−デイーター・ペンツホルン
マンフレート・グルクラ
ベルント・シユースター
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.)
Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe 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 Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH filed Critical Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Publication of JPS62255894A publication Critical patent/JPS62255894A/en
Publication of JPH0833490B2 publication Critical patent/JPH0833490B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • B01D53/00Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols
    • B01D53/22Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols by diffusion
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D53/00Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols
    • B01D53/34Chemical or biological purification of waste gases
    • B01D53/74General processes for purification of waste gases; Apparatus or devices specially adapted therefor
    • B01D53/86Catalytic processes
    • B01D53/8671Removing components of defined structure not provided for in B01D53/8603 - B01D53/8668
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/11Details
    • G21B1/115Tritium recovery
    • 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

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

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の汚染除去
方法および装置、評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解放し、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。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION Field of Industrial Application The present invention relates to a method and apparatus for the decontamination of waste gases of the fuel cycle of a nuclear fusion reactor, preferably containing tritium and/or deuterium in chemically bound form. The present invention relates to a method and apparatus for releasing tritium and/or diuterium from their chemical bonds, separating it from the waste gas and returning it into the fuel cycle for the decontamination of waste gas components.

庇米の技術 俵融合炉の廃ガスは、希ガス約85$f%および汚染物
約15容童易ならびに少盆の夏水素残量を宮Mする。汚
染物は、アルコ9ン、トリチウム含Mおよび/lたはジ
ユウテリウム金屑炭化水素、殊にトリチウム含有および
/ま友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苫M水およびトリチウム宮
Mおよび/またはジユウテリウム百Mアンモニアの形で
生じる。従って、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
ることが保証式れている几めである。
The waste gas from the technical fusion reactor in Eyomi contains about 85% of rare gases and about 15% of contaminants, as well as a small amount of residual hydrogen. Contaminants include alkylene, tritium-containing M and/or dieutherium metal scrap hydrocarbons, in particular tritiated and/or dieutherium-containing CH4, tritium-containing and/or dieutherium-containing water, and tritiated and/or dieutherium-containing hydrocarbons. Or dieutherium occurs in the form of 100M ammonia. Therefore, the waste gas must be freed of free tritium and tritium-containing contaminants or decontaminated to acceptable emission limits, after which the remaining waste gas can be discharged to the atmosphere. Additionally, recovery of tritium and dieutherium from compounds containing tritium and dieutherium and return of tritium and dieutherium into the fuel cycle is desirable;
The reason is that this method is guaranteed to keep tritium out of the ambient atmosphere.

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・チク
ノロシイ・イン・フイッショ/・フュージョン・アンド
・アイソトロピック・アプリケーション(Procee
dings ofTritium Technolog
y in Fission、 Fusion andI
sotropic Application ” 、デ
ートンーオハイオ州、4月29日号(1980年)、第
115頁〜第118頁に提案てれていた。この場合、汚
染物を含有する廃ガスは差歯9中間容器を頁流し、その
後酸素を水素で450に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ュラーシープ床中
で75にで成層固持され、こうして廃ガスから分離され
る。モレキュラーシープ床を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800にで酸化されて、トリチウムないしはジユウテ
リウムを富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. 142および
Arとなる。トリチウムないしはジユウテリウムf、t
vする水は160にで凍結し、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750にで水
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
002とに変換する。ウラン金属床による還元の代りに
、電解4を用いる還元を実施することもできる。
The method and apparatus for decontamination according to the generic claims are disclosed in 'Proceedings of Tritium Toxicity in Fisheries/Fusion and Isotropic Applications.
dings of Tritium Technology
y in Fission, Fusion and I
"sotropic Application", Dayton-Ohio, April 29, 1980, pp. 115-118. It then passes through a catalytic reactor to reduce the oxygen with hydrogen at 75°C, after which all contaminants are stratified at 75°C in a molecular sheep bed and thus separated from the waste gas. After heating to 400 K, thereby desorbing the contaminants, the contaminants are oxidized at 800 °C in an oxygen-releasing fixed bed to form tritium- or di-eutherium-enriched water and tritium- or di-eutherium-free compounds, i.e. co2.142 and Ar. Tritium or dieutherium f, t
The water is frozen at 160 °C and then periodically evaporated and fed to a hot uranium metal bed which converts the water to dieutherium or tritium-containing hydrogen and solid 002 at 750 °C. Instead of reduction with a uranium metal bed, reduction with electrolysis 4 can also be carried out.

これまで提案された方法は次の欠点をMするニー多くの
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 一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ブラタ−を負荷
するIR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Sデツタ
ーの負荷)−水素の酸化および形成した水の還元(熱金
属ブラタ−の負荷) −多い放射性固形廃業物および −酸索放出固体床におけるNH3酸化の間の室索肢化物
の生成 発明が解決しようとする問題点 本発明の昧題は、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/1几はジユウテリウムを化学的に
結合した形でtiする廃ガス成分を汚染除去する九め、
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
および熱金楓デッター材料の負荷ならびに瀘素酸化物の
生成が回避される方法および装置in−提供することで
ある。この方法は、に米公知の方法に比してエネルギー
節約型でちゃ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
であるべきでるる。
The methods proposed so far have the following drawbacks: - High temperature and with it the risk of loss of tritium due to osmosis - Oxygen release fixation at high temperature, possibly with sintering of the fixed bed particles. IR element excess release (deactivation) loading the bed operation and hot metal blaster - oxidation reactions of ammonia and hydrocarbons and re-reduction of the water formed (loading the hot metal S detter) - oxidation of hydrogen and the water formed reduction (loading of hot metal blister) - Production of chloride compounds during NH3 oxidation in a large radioactive solid waste and - acidic discharge solid bed Problems to be Solved by the Invention The subject matter of the present invention is: From the waste gas of the fuel cycle of a nuclear fusion reactor, tritium and /1 liter are used to decontaminate waste gas components that contain dieutherium in a chemically combined form.
It is an object of the present invention to provide a method and a device in which losses of tritium and/or diuterium due to percolation and loading of the hot metal maple dumper material and the formation of filtrate oxides, as occur in corresponding methods known hitherto, are avoided. . The method should be energy-saving, simple and easy to implement compared to known methods. The liberated tritium and/or deuterium should be able to be returned to the fuel cycle without any other treatment measures other than isotope separation.

問題点を解決するための手段 この課趙は本発明によれば、 a)トリチウムおよび/またはジユウテリウム緒に誘導
する廃ガスを1アンモニアならびに炭化水素を元素に分
解する(クラッキング)装置に通し、 b)遊離する水素同位体をwX金貞通させ、残廃ガス流
から分離して排出し、 C)汚染除去し几廃ガスを環境空気中へ排出する ことによって解決される。
Means for Solving the Problem According to the invention, a) passing the waste gas deriving into tritium and/or diuterium through a device for cracking ammonia and hydrocarbons into elements; b) C) decontaminating and discharging the waste gas into the ambient air.

アンモニア全分解する装置としては、パラジウムl’J
i3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実施悪様は、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250〜4
50″C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・致合金からなりかつ触媒を取υ囲み、
かつ膜の内側に存在する触媒を腺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 completely decomposing ammonia, palladium l'J
i3 or a film made of palladium-silver alloy or Ni
A catalyst is used, a Ni catalyst for cracking the hydrocarbons. The decomposition reaction and the separation of liberated hydrogen isotopes are carried out sequentially or in one step. One advantageous mode of implementation of the process of the invention is to carry out the decomposition reaction of ammonia and hydrocarbons using a Ni catalyst on a ceramic support at 250-40%
carried out in a temperature range between 50"C, the membrane is made of palladium or a palladium alloy and surrounds the catalyst,
and is characterized in that the catalyst present inside the membrane is heated together with the gland to the reaction temperature.

有利に1廃ガスに差当り、歌化触媒を用いる成分COの
002への酸化を行ない、その後02 k除去するため
および水を還元するため、200“C〜300 ”Cの
範囲内の温度で02デツター金属と接触させ、最鎌にア
ンモニアおよび炭化水素を分解するため、水素同位体を
通丁膜分よびNi触媒と、600〜45 [J ’Oの
範囲内の温度で接雇嘔せる。
Advantageously, the waste gas is first subjected to oxidation of the component CO to 002 using an oxidation catalyst, and then at a temperature in the range of 200"C to 300"C for the removal of 02k and for the reduction of water. Hydrogen isotopes are brought into contact with 0.2 Determetal and treated with a membrane and a Ni catalyst at temperatures in the range of 600 to 45 [J'O] to subtly decompose ammonia and hydrocarbons.

本方法全実施する定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Mし、゛循環導管2
1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、colco2に選択的に酸化するための触媒床2
、廃ガスから02およびH20’i化学反応によって除
去する加熱可能な金属床3、水素同位体f7r: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Vする1つまたは幾つかの容器5、再生可能なNil
媒6をt舊し、再生剤用の入口Tおよび出口8をMする
加熱可能な床10、ならびに1つまたは燻つかのボンデ
23が配置されていることを特徴とする。
The apparatus according to the invention intended to carry out the entire process comprises a buffer vessel, a catalyst bed and a heatable metal bed.
In the direction of flow of the waste gas in 1, a buffer vessel 1 for compensating the gas pressure, a catalyst bed 2 for selective oxidation to colco 2
, a heatable metal bed 3 for removal from the waste gas by a chemical reaction of 02 and H20'i, a hydrogen isotope outlet 22 containing a heatable membrane for selectively passing: hydrogen isotope f7r
one or several containers 5 containing renewable Nil
It is characterized in that a heatable bed 10 is arranged, which drains the medium 6 and has an inlet T and an outlet 8 M for the regenerant, as well as one or several bonders 23.

本装置の有利な実施!A4葎においては、容器5と触媒
床10との組合せの代υに、外部冷却可能の容611が
配置され、その外側面が温度イ200 ”Oに冷却てれ
る、廃ガスから分11嘔れた水素同位体用ガス出口12
七肩する容器11円に、Ni触媒13を含Mする、パラ
ジウムまたはパラジウム・銀合金からなり、汚染除去ナ
ベ1kjM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を有する容器14が配置されていて、容
器11はその内壁17と容器14との間に容器の加熱装
置18をMする。容器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。
Advantageous implementation of this device! In the case of A4, an externally coolable vessel 611 is arranged at the base of the combination of the vessel 5 and the catalyst bed 10, the outer surface of which is cooled to a temperature of 200 ''O, and is cooled from the waste gas for 11 minutes. Gas outlet 12 for hydrogen isotope
A container 14 which is made of palladium or palladium-silver alloy containing Ni catalyst 13 and has a decontamination pot 1kjM gas supply pipe 15 and a decontaminated waste gas discharge pipe 16 is placed in a container 11 having seven shoulders. The container 11 has a container heating device 18 between its inner wall 17 and the container 14. It is particularly advantageous if the container 14 is designed as a helical tube.

該融合炉の燃料サイクルの廃ガスはほぼ次の組成tMす
る: 80〜85モル% He、Ar 15〜20モル% N(DIT)3 *  C(DIT
)4 @(n、’r)2o 1  (D、T)a l 
co。
The waste gas from the fuel cycle of the fusion reactor has approximately the following composition tM: 80-85 mol% He, Ar 15-20 mol% N(DIT)3*C(DIT
)4 @(n,'r)2o 1 (D,T)a l
co.

CO、、Naおよび0゜ 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(ニア″ロチウム)によってrt侠されていても
よい。
Of course, some of the deuterium isotopes may also be substituted by light hydrogen (near "rotium") 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”Ck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)  [素
デッタ−(金属床)の負荷の最小値への減少が行なわれ
る〔ば素放出固定床(c。
The advantages of the process according to the invention and the device according to the invention are that: a) a slight reduction in steps is achieved; b) the maximum working temperature in the circulation system, except for the decomposition temperatures of NH3 and CH4, does not exceed 300"Ck; This results in no loss of tritium due to penetration through the metal walls, c) minimization of radioactive waste is achieved, and d) reduction of the load on the elementary decker (metal bed) to a minimum value. [Basic release fixed bed (c.

’6 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0.形成なし:Hzfll化および再還
元なし〕、 e)盪素酸化物の生成が生じない; f)トIJチウムを有および/lたはジユウテリウム宮
M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。
'6 In-situ 0. No formation: no Hzflllation and no re-reduction], e) no formation of tritium oxides; f) decomposition of tritium and/or dieutherium contaminants ammonia and hydrocarbons and formation of tritium or dieutherium; When summarizing the separation of: the thermodynamics and kinetics of a chemical reaction are seen to shift in favor of the method.

技術水準につ1!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VAならびにウラン床中での水の水
素への還元の際に、重水素の浸透ロスは生じない。
One level up to the technical level! In the mentioned process, no percolation losses of deuterium occur during the catalytic oxidation of the oxidizable waste gas components and the reduction of water to hydrogen in the uranium bed.

本発明による方法の場合、廃ガスは供給ガスとしてm環
路の導管中へ導入され、緩衝容器を貫流し、その後はぼ
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ブカライド(Cuo /
 MnO2)またはペロプスカイトをt庸する。これに
よ)、廃ガス中に言まれている酸素および一酸化炭素は
選択的にco2に転化される。ガス中の酸素欠乏の場合
、固定床は化学ta的rR素tを遊離するOこの触媒か
ら出る扁ガスは、次いで、九とえはウラン表金44また
はチタン涙金M4金宮Mしうる層’k、200〜600
℃の間の温度、とくに2ぢ0゛0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、
場合によシニ改化炭素に変換されなかった酸素は収層さ
れる。次いで、このtIit索ゲッター會出る廃ガスは
、パラジウムからなるか1tはパラジウム・銀合金から
なるIigを有する容器’に3UO〜450℃の間の温
度、とくに400〜450 ”Cで通過し、廃ガス中に
含まれていたアンモニアは膜によシ足fiil−回に分
解される。膜は直接に加熱される管または管束として、
冷却きれる外側容器(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、分解の際に生じ比重
水素が排出され、必要な場合には水素同位体分離装fl
を通った後、核融合炉の燃料サイクルVこ返送される。
In the process according to the invention, the waste gas is introduced as feed gas into the conduit of the m-ring, flows through the buffer vessel and then passes at about room temperature (20° C. to 25° C.) through a fixed bed acting as a catalyst. . The fixed bed is, for example, fobcalide (Cuo/
MnO2) or perovskite. Thereby, the oxygen and carbon monoxide present in the waste gas are selectively converted to CO2. In the case of oxygen deficiency in the gas, the fixed bed liberates the chemical catalytic gas, the gas emanating from this catalyst, which then forms a layer of uranium 44 or titanium gold. 'k, 200-600
At temperatures between 20 °C and 20 °C, water is decomposed with the formation of hydrogen and, for example, uranium oxide is formed,
In some cases, oxygen that has not been converted to carbon is collected. The waste gas from this tIit getter is then passed through a container with an Iig made of palladium or a palladium-silver alloy at a temperature between 3UO and 450°C, in particular 400-450"C, and the waste gas is removed. The ammonia contained in the gas is decomposed by the membrane in the form of a directly heated tube or bundle of tubes.
It may be surrounded by an outer container (tank) that can be cooled. From this vessel, the specific gravity produced during decomposition is discharged and, if necessary, a hydrogen isotope separator fl
After passing through the fuel cycle V of the fusion reactor, it is sent back.

その麦、こうしてアンモニアの除去され友廃ガスは、炭
化水素殊にメタンを分解するため、2501E〜450
−0の温度に加熱されたニッケル触媒固定床を貞流させ
る◎分解は次式に従って行なわれ、腹式では簡単なため
、すべての水素同位体は一緒にHないしはN2で表わす
(この闇路化された記載方法は下記においても維持され
る): cnH2n+X  −m−’/2 (2n+J N2 
+ 0n(Ni)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上用い十分に高い温度で次式に従
って再生しなければならない: C(N’) + 2 N2−+ CH,(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′に貞流し、その後に
記載され之触媒床、酸素ブラタ−および容器を通過する
The wheat, thus ammonia removed, and the waste gases are used to decompose hydrocarbons, especially methane, from 2501E to 450.
A fixed bed of nickel catalyst heated to a temperature of -0 is allowed to flow freely. ◎Decomposition is carried out according to the following formula, and since it is simple in the abdominal method, all hydrogen isotopes are expressed together as H or N2 (this The written method is maintained below): cnH2n+X -m-'/2 (2n+J N2
+ 0n(Ni) Over time the catalyst is exhausted and must be discarded or regenerated over light hydrogen at a sufficiently high temperature according to the formula: C(N') + 2 N2-+ CH, (2 ) Depending on its purity, the residual gas can either be discharged directly into the ambient air or recycled until the required purity is reached, in which case it is again initially drained into the buffer vessel' and then recorded. It passes through the catalyst bed, oxygen blister and vessel.

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
工程の最大温度逼は640℃であるが、本発明方法は、
6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
、接触的酸化は九んにCOに対して選択的に20℃〜2
5゛C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、九と
えば250 ’Cでブラタ−金属による散索の除去によ
D)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
アがパラジウムからなルカまたはパラジウム・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。
Whereas the known process consists of at least seven steps, the individual working temperatures of which are well apart from each other, the maximum temperature difference between two successive steps being 640°C, the process of the invention
The six or four steps are designed to have very small temperature differences exclusively on the ascending line. Whereas in processes belonging to the state of the art the catalytic oxidation of all oxidizable constituents of the waste gas is carried out at 527°C, in the process of the invention the catalytic oxidation is carried out selectively with respect to CO between 20°C and 2
It is only applied at low temperatures in the range of 5°C. The process according to the invention allows the step of D) decomposition of ammonia and hydrocarbons by subsequent reduction of water and removal of the Blatter metal sludge at a suitable temperature, e.g. 250'C. In this case, for the stationary decomposition of ammonia, it is immaterial whether the ammonia is decomposed with a membrane made of palladium-free luca or a palladium-silver alloy or with a Ni catalyst.

験 次に、若干の図面および例示した実〆の記載につき本発
明を詳述する。
The present invention will now be described in detail with reference to some drawings and illustrative examples.

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℃KM+熱された た膜をMする外部冷却ぢれl容器5と、外部冷却された
、内部に450−0に加熱石nた触媒床10との組み合
せが、5g2図の実施例では唯1つの構造体、即ち4[
10℃に加熱され比管状膜14を臂する、外部冷却され
た容器11によって代えられていることによって区別さ
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ック担体上に担持されたニッケル
触媒13を含有する。炭素が1#失したNi触媒の再生
は、たとえば軽水素からなる再生剤全ガス出口12によ
シ導入し、管状膜14に通すことによって行なわれる。
The example devices from FIGS. 1 and 2 are generally
In the embodiment shown, the combination of an externally cooled 1 vessel 5 carrying a heated membrane at 450° C. and an externally cooled catalyst bed 10 with an internal heated stone at 450° C. In the illustrated embodiment, there is only one structure, namely 4[
The only difference is that it is replaced by an externally cooled vessel 11 heated to 10° C. and surrounding the tubular membrane 14. The spirally rotating tubular membrane 14 contains a nickel catalyst 13 supported on a ceramic support in the latter embodiment. Regeneration of the Ni catalyst, which has lost 1 # of carbon, is carried out by introducing a regenerant, for example, consisting of light hydrogen, through the total gas outlet 12 and passing it through the tubular membrane 14.

このため、めらかじめ導・121中の升24を閉じ、弁
27を開く。はぼ等しい作業温度、約450℃で、式(
2)によシ炭素がN2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、芒らに説明する必要はない。
For this reason, the square 24 in the smooth damp guide 121 is closed and the valve 27 is opened. At approximately equal working temperatures, about 450°C, the formula (
2) Carbon reacts with N2. The resulting methane-hydrogen mixture 28 is discharged via the regenerant outlet 26 of the conduit 21. The other components of both devices are listed in the following table and need not be described in detail.

表: 1、 緩衝容器 2、 たとえばホゾカライトを有する触媒床3、 たと
えばウランをMする金属床 4、 たとえはパラジウムからなる金属床3、 ニッケ
ル触媒 l 触媒床10へのB主剤人口 8、触媒床10からの再生剤出口 9 (4生剤、たとえばN2 12、容器11からの水素同位体のガス出口15、容器
11に2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) 13、汚染除去された発ガス用の、容器11からの排出
管 1Z  容器11の内壁 18.容器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、ボンデ 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%まで含有するヘリウムからなるガス混合物を、少
量の他のi費なガスtti加するかまたは添加せずに使
用し之ことによって模倣した。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D)アンモニア
は入口弁32により、メタンは入口9P33によりかっ
個のガスは入口弁30によって供給することによりJA
:、jiした。
Table: 1. Buffer vessel 2, Catalyst bed 3, for example with hozocalite, Metal bed 4, for example with M uranium, Metal bed 3, for example made of palladium, Nickel catalyst l B main agent population to catalyst bed 10 8, Catalyst bed 10 Regenerant outlet 9 (4) for raw material, e.g.
) 13. Discharge pipe 1Z from the container 11 for decontaminated gaseous gases.Inner wall 18. of the container 11. A heating device 19 for the vessel 14, a cooling device 21 for the vessel 11, a circulation conduit 22, a gas outlet 23 for the hydrogen isotope from the vessel 5, Bonde. Examined. For this reason, as a substitute for genuine waste gas from the fuel cycle of a fusion reactor, the process gas to be treated can be replaced with ammonia and/or methane, respectively.
A gas mixture consisting of helium containing up to mol % was simulated by using with or without the addition of small amounts of other expensive gases. This gas mixture is supplied as a gas in the experimental apparatus by supplying helium via inlet valve 31, ammonia via inlet valve 32, and methane via inlet valve 30.
:, I did it.

高い通5i4童、つまり高い流速、即ち150J/hで
、ガス混合物をニッケル触媒床36に通し友。
The gas mixture is passed through the nickel catalyst bed 36 at a high flow rate, i.e. 150 J/h.

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
よって示唆されている)で所望全 温度に加熱される。管炉は、I11電子制御装置(図面
には示されていない)に接続嘔れている。
The catalyst present in the quartz tube is heated to the desired total temperature in a tube furnace that can be opened from the outside (not shown in the drawing, but indicated by heating device 37). The tube furnace is connected to an I11 electronic control unit (not shown in the drawings).

その後、ガス混合物はPd / Ag膜41を通過した
が、線膜は加熱装置38によシロ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4枕的に分離され之。触媒容
器36ならびにpa/Agm41は、それぞれ1つのバ
イパスtめぐらすことができる。この場せ、潜られるガ
スの組成は、評価のため自記積分器44に接続されてい
るガスクロトゲラフ43を用い、ボラパーク(Pora
pak ) Q sボラパークRま友はモレキエラーシ
ープ5Aカラム倉使用して分析した。さらに、四極質量
分析計46が、直接にガス吸込み$、45を弁して#環
路52に接続されている。ガス吸込み系45を用い高8
:(たとえに大気圧)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買置分析計に供
給することができる。Jl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)。
Thereafter, the gas mixture passed through a Pd/Ag membrane 41, while the membrane was used at a temperature of 450° C. by means of a heating device 38, and the hydrogen produced from the catalytic decomposition of methane or ammonia was passed through an outlet 42 in a four-dimensional manner. Separated. The catalyst vessel 36 as well as the pa/Agm 41 can each be routed through one bypass t. In this case, the composition of the gas to be dived was determined using a gas graphite rough 43 connected to a self-recording integrator 44 for evaluation.
pak) Qs Bora Park R Mayu was analyzed using a Molekier Sheep 5A column. Additionally, a quadrupole mass spectrometer 46 is directly connected to the #ring 52 via the gas intake $45. Height 8 using gas suction system 45
: A gas mixture at (even atmospheric pressure) can be fed to a commercial analyzer used in a high vacuum without changing its percentage composition. The gas suction system was heated (not shown) to avoid Jl contraction effects.

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1各分析には非常に少量の試料
が必要であるにすぎないOそれで1数時間にわたり循環
路から実際に連続的に試料を取シ出すことができ、その
際圧力降下が生じることはない。試験の几めには、非常
に高い通過量が選択された。これにより、11白の通過
あたシの変侯は僅かとなD)測定結果の解釈は容易に、
バッチ原子炉のJIA理に従って行なうことができる。
For data evaluation a calculator 48 was used which was connected via a coupler 47 to a quadrupole mass spectrometer 46. Due to the high sensitivity of mass spectrometry, only a very small amount of sample is required for each analysis, so that it is possible to withdraw the sample practically continuously from the circuit over several hours, with pressure No descent occurs. A very high throughput was selected for the test strategy. As a result, the change in the passing time of 11 White is slight. D) The interpretation of the measurement results is easy.
It can be carried out according to the JIA theory of batch reactors.

実験装置は、なお幾つかの圧力調整器34、マノメータ
35、膨張容器49、流量計50j?よび幾つかのボン
f51、ならびに升全を有している。
The experimental equipment also includes several pressure regulators 34, manometers 35, expansion containers 49, and flow meters 50j? and several Bon F51s, as well as Masuzen.

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モル係
からなるガス混合物t” 450 ’Oで、商品名BA
SFタイプG1−22t”!するセラミック担体上のニ
ッケル触媒を通9ボンデで循環式せた。循環流の体積は
6!であD)触媒体積は5dであった。
Experiment A: Catalytic decomposition of methane into the elements.
A nickel catalyst on a ceramic carrier of SF type G1-22t'' was circulated through 9 bonders.The volume of the circulating flow was 6!D) The catalyst volume was 5d.

実験の第1部 パラジウム膜を有する容器の温度を25℃に保つ友。キ
ャ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シ分析するこ
とによって立証された。第4図は曲線の三方部分(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
指示され九が、約2時間後に停涌し友。触媒表面のXP
S分析(XP8す光電子分光計)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to 実験の第2部: しかし、パラジウムg′(I−4oo’cに加熱する場
合、系からはメタンの分解反応によって生成し次水素が
連続的に取シ出される。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n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)。
Part 1 of the experiment: A friend who keeps the temperature of the container containing the palladium membrane at 25°C. Detection of methane decomposition in helium as carrier gas was verified by mass spectrometric analysis of methane and hydrogen content. Figure 4 shows the results in the three-sided section of the curve (up to 4 hours). At the beginning of the experiment, instructions were given to decompose methane, but after about two hours, the vessel stopped working. XP on catalyst surface
S analysis (XP8 photoelectron spectrometer) revealed that the carbon produced was present in elemental form and not in carbide form. Part 2 of the experiment: However, palladium g'(I-4oo'c When the system is heated to (Figure 4, right part of the curve, 4 hours and 6 hours)
(see Between Time).

実験の第6部: ニッケル触媒の再生は、キャリヤガスとしてのヘリウム
中に2500と450℃の間の温度範囲内で軽水素全導
入することによってニッケル触媒上に沈積した元素状の
炭素は、水素の供給Vこよりメタンに変えられ、爽歳装
置jtから搬出てれた。メタンの生成は立証された。
Part 6 of the experiment: Regeneration of the nickel catalyst The elemental carbon deposited on the nickel catalyst is converted into hydrogen by total introduction of light hydrogen in the temperature range between 2500 and 450 °C in helium as a carrier gas. The supply V was converted into methane and transported from the Sotai equipment. Methane production has been demonstrated.

実験B: アンモニアの元素への接触分解 ヘリウムとアンモニア約15モル%からなるガス混合換
金、実験装置に181/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
臂する容器中で400℃で分解され友。第5図は、wi
t分析により測定された、4つのアンモニア原濃度に依
存せる分解速反全示す。原蹟度のアンモニア分圧は、0
には 87.10ミリバール *には 35.48ミリバール Δには 14.14ミリバール ・には 9.33 ミIJバール であった。
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 181/h. in this case,
Ammonia is decomposed at 400 °C in a container covered with a Pd/Ag film (surface area 1.2 m2). Figure 5 shows wi
Figure 4 shows the dependence of the decomposition rate on four ammonia source concentrations, as determined by t-analysis. The ammonia partial pressure at the original level is 0
It was 87.10 mbar*, 35.48 mbar Δ, 14.14 mbar, and 9.33 mIJ bar.

アンモニア分解から確かめられた反応速度定数は、1の
2・1秒あたり4 X 101F′分子であった。変換
率は定量的である。
The reaction rate constant determined from ammonia decomposition was 4 x 101 F' molecules per 2.1 seconds. The conversion rate is quantitative.

ヘリウム・メタン混合物に対する比較例:ニッケル触媒
金さけて、ヘリウムとメタン約15モル%からなる混合
物’risg、”hの流速で4時間にわfcpm環路で
ボンデでパラジウム膜に通した。パラジウム膜の温度は
400″Cでbつ九。質量分析で、メタン濃度の減少は
検出できなかった。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、メタンは分解式れないことを意
味する。これとは異なり、ニッ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 a Helium-Methane Mixture: A mixture of about 15 mol% helium and methane was passed through a palladium membrane in a bonder in an fcpm loop for 4 hours at a flow rate of "h", with the exception of nickel-catalyzed gold. The temperature is 400″C and 9. No decrease in methane concentration could be detected by mass spectrometry. This means that palladium membranes decompose only ammonia, but not methane. In contrast, nickel catalysts decompose not only methane but also ammonia.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation 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、不発明による装置の他の実施例を示す略
示断面区であ夛、Ag3図は不発明方゛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ジ、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 is a schematic cross-sectional view of an embodiment of the apparatus according to the invention, in which the decomposition of ammonia and the decomposition of hydrocarbons take place in two different parts of the apparatus; FIG. Figure 3 is a schematic cross-section showing another embodiment of the apparatus according to the invention, in which hydrogen is simultaneously carried out in the same component of the apparatus; 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.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 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、トリチウムお
よび/またはジユ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
モニアならびに臭化水素を元素に分解(クラツキング)
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。 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。 3、アンモニアおよび臭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。 4、廃ガスに差当り、酸化触媒を用いる成分COのCO
_2への選択的酸化を行ない、その後O_2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O_2ゲ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、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。 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、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
ガスの流れ方向で循環導管(21)中に、ガス圧を補償
するための緩衝容器(1)、COをCO_2に選択的に
酸化するための触媒床(2)、排ガスからO_2および
H_2Oを化学反応によつて除去する金属床(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)を含有する、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)を含有す
る、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。 6、容器(5)と触媒床(10)との組合せの代りに、
外部冷却可能な容器(11)が配置されていて、外面が
温度≦200℃に冷却された、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D)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)を有する容器(14)が配置されており、容器
(11)がその内壁(17)と容器(14)との間に該
容器の加熱装置(18)を有する、特許請求の範囲第5
項記載の装置。 7、容器(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。
[Claims] 1. In order to decontaminate waste gas components containing tritium and/or dieutherium in a chemically bonded form from the waste gas of the fuel cycle of a nuclear fusion reactor, released from binding,
A method for separating from the waste gas and returning it into the fuel cycle, comprising: a) removing ammonia and hydrogen bromide from the waste gas, leading together with tritium- and/or di-eutherium-containing ammonia and/or tritium- and/or di-eutherium-containing hydrocarbons; Decomposition into elements (cratsking)
b) passing the liberated hydrogen isotopes through a membrane and separating them from the residual waste gas stream, and c) discharging the decontaminated waste gas into the ambient atmosphere. A method for decontaminating waste gas from a fusion reactor fuel cycle. 2. As an ammonia decomposition device, a membrane made of palladium or a palladium-silver alloy or a Ni catalyst is used,
2. A method as claimed in claim 1, in which a Ni catalyst is used for the decomposition of hydrocarbons, and the decomposition reaction and the separation of liberated hydrogen isotopes are carried out sequentially or in one step. 3. The decomposition reaction of ammonia and hydrogen bromide is carried out in the temperature range of 250°C to 450°C using a Ni catalyst on a ceramic carrier, and the membrane is made of palladium or palladium-silver alloy and surrounds the catalyst. 2. The method of claim 1, wherein the catalyst present inside the membrane is heated together with the membrane to the reaction temperature. 4. CO of the component CO using an oxidation catalyst in the waste gas
Selective oxidation to _2 followed by contact with O_2 getter metal at a temperature in the range of 200°C to 300°C to remove O_2 and reduce water and finally decompose ammonia and hydrocarbons. Therefore, 300℃~
2. The method of claim 1, wherein the hydrogen isotope is contacted with the permeable membrane and the Ni catalyst at a temperature in the range of 450<0>C. 5. It has a buffer vessel, a catalyst bed, and a heatable metal bed in order to decontaminate waste gas components containing tritium and/or deuterium in chemically bonded form from the waste gas of the fuel cycle of a fusion reactor. In the device, in the flow direction of the exhaust gas, in the circulation conduit (21), a buffer vessel (1) for compensating the gas pressure, a catalyst bed (2) for the selective oxidation of CO to CO_2, a catalyst bed (2) for selectively oxidizing CO to CO_2 from the exhaust gas. and a metal bed (3) for removing H_2O by chemical reaction, a hydrogen isotope product outlet (22) containing one or several heatable membranes (4) selectively passing hydrogen isotopes. a heatable catalyst bed (10) with an inlet (7) and an outlet (8) for a regenerant (9), containing a regenerable Ni catalyst (6), and one or more An apparatus for decontaminating waste gas from a fuel cycle of a nuclear fusion reactor, characterized in that a pump (23) is disposed therein. 6. Instead of the combination of vessel (5) and catalyst bed (10),
An externally coolable container (11) is arranged, inside the container (11) having a gas outlet (12) for hydrogen isotopes separated from the waste gas, the outer surface of which is cooled to a temperature ≦200°C. D) A container (14) made of palladium or a palladium-silver alloy containing a Ni catalyst (13) 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 the container (11) has a heating device (18) for the container between its inner wall (17) and the container (14).
Apparatus described in section. 7. Device according to claim 6, characterized in that the container (14) is constructed as a helical tube.
JP62043256A 1986-02-27 1987-02-27 Method and apparatus for decontaminating waste gas from a fusion reactor fuel cycle Expired - Fee Related JPH0833490B2 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3606317.7 1986-02-27
DE19863606317 DE3606317A1 (en) 1986-02-27 1986-02-27 METHOD AND DEVICE FOR DECONTAMINATING THE EXHAUST GAS FROM THE FUEL CYCLE OF A FUSION REACTOR OF TRITIUM AND / OR DEUTERIUM IN CHEMICALLY BONDED EXHAUST GAS COMPONENTS

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS62255894A true JPS62255894A (en) 1987-11-07
JPH0833490B2 JPH0833490B2 (en) 1996-03-29

Family

ID=6295038

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62043256A Expired - Fee Related JPH0833490B2 (en) 1986-02-27 1987-02-27 Method and apparatus for decontaminating waste gas from a fusion reactor fuel cycle

Country Status (4)

Country Link
JP (1) JPH0833490B2 (en)
DE (1) DE3606317A1 (en)
FR (1) FR2601181B1 (en)
GB (1) GB2187973B (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013534626A (en) * 2010-06-22 2013-09-05 エネア − エイジェンジア ナチオナル ペル レ ヌオベ テクノロジー,レネルジア エ ロ スヴィルッポ エコノミコ ソステニビル Method and factory for detritiation of soft household waste

Families Citing this family (9)

* 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
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
FR2985437A1 (en) 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd PROCESS FOR FILTRATION OF GASEOUS EFFLUENTS OF AN INDUSTRIAL PLANT
FR2985595A1 (en) * 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd PROCESS FOR FILTRATION OF HARMFUL GASEOUS EFFLUENTS OF A NUCLEAR POWER PLANT
FR2985438A1 (en) 2012-01-10 2013-07-12 Alstom Technology Ltd MEMBRANE FOR GASEOUS EFFLUENT FILTRATION PROCESS OF INDUSTRIAL INSTALLATION
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

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013534626A (en) * 2010-06-22 2013-09-05 エネア − エイジェンジア ナチオナル ペル レ ヌオベ テクノロジー,レネルジア エ ロ スヴィルッポ エコノミコ ソステニビル Method and factory for detritiation of soft household waste

Also Published As

Publication number Publication date
GB8704687D0 (en) 1987-04-01
GB2187973B (en) 1989-11-29
DE3606317A1 (en) 1987-09-03
DE3606317C2 (en) 1991-09-26
FR2601181A1 (en) 1988-01-08
JPH0833490B2 (en) 1996-03-29
FR2601181B1 (en) 1992-12-31
GB2187973A (en) 1987-09-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4774065A (en) Process and apparatus for decontaminating exhaust gas from a fusion reactor fuel cycle of exhaust gas components containing chemically bonded tritium and/or deuterium
SU1440339A3 (en) Method of separating isotopes of hydrogen from inert gas
RU2568184C2 (en) Method for detritiation of soft household wastes and apparatus therefore
JPS62255894A (en) Method and device for decontaminating waste gas of fuel cycle of fusion reactor
US4875945A (en) Process for cleaning the exhaust gas of a fusion reactor
JPS63305924A (en) Method and apparatus for purifying gas containing hydrogen isotope
Dörr et al. The closed tritium cycle of the Tritium Laboratory Karlsruhe
EP0032949A1 (en) Method for treating a nuclear process off-gas stream
JP2009121939A (en) Tritium recovery system
US4482479A (en) Process for treating waste gas in reprocessing of used nuclear fuel
US4304645A (en) Process for removing helium and other impurities from a mixture containing deuterium and tritium, and a deuterium/tritium mixture when purified in accordance with such a process
CA1172828A (en) Iodine removal from a gas phase
US7344688B2 (en) Process for treating alkali metals charged with tritium or components contaminated with alkali metals charged with tritium
US5445803A (en) Method and a device for decomposing tritiated water and for recovering elementary tritium
JPH01160803A (en) Apparatus for separation and recovery of tritium and composite functional separation membrane for separation and recovery of tritium
RU2664127C1 (en) Method for recovering nitric acid from tritium-containing gas stream
JPH01298001A (en) Device for recovering hydrogen and hydrogen isotope
JPS5853760B2 (en) Tritium water vapor removal method
Anderson et al. Tritium handling and processing experience at the Tritium Systems Test Assembly
Dinner et al. Tritium technology development in EEC laboratories—Contributions to design goals for NET
JPH07253487A (en) Tritium recovering device for nuclear fusion reactor
JP2000046991A (en) Metal waste disposal storage facility
Konishi et al. Tritium experiments on components for fusion fuel processing at the Tritium Systems Test Assembly
JPS6338197A (en) Hydrogen isotope gas removing device
Ache Research and development in tritium technology at the Institute of Radiochemistry, Nuclear Research Center Karlsruhe

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees