FR2585585A1 - Procede de separation de constituants radio-actifs a partir de gaz ou de vapeurs d'un reacteur nucleaire - Google Patents

Procede de separation de constituants radio-actifs a partir de gaz ou de vapeurs d'un reacteur nucleaire Download PDF

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Abstract

PROCEDE DE SEPARATION DE CONSTITUANTS RADIO-ACTIFS A PARTIR DE GAZ OU DE VAPEURS D'UN REACTEUR NUCLEAIRE. POUR LA SEPARATION DU TRITIUM A PARTIR DES GAZ OU DES VAPEURS D'UN REACTEUR NUCLEAIRE QUI DOIVENT ETRE EVACUES PAR SOUFFLAGE DANS L'ATMOSPHERE EN CAS D'INCIDENT, ON INTRODUIT PAR SOUFFLAGE LE TRITIUM CONTENU DANS LES GAZ OU LES VAPEURS SOUS FORME DE HTO OU DE TO DANS UN APPAREIL A DEIONATS MAINTENU A LA TEMPERATURE D'EBULLITION DE L'EAU LEGERE ET ON L'ENRICHIT PAR CONDENSATION DES MOLECULES DE VAPEUR DE HTO OU DE TO VENANT DE L'APPAREIL.

Description

- 1.- L'invention concerne un procédé de séparation de
constituants radio-actifs à partir de gaz et/ ou de va-
peurs d'un réacteur nucléaire qui, en cas d'incident, doivent être évacués dans l'atmosphère, dans lequel les gaz ou les vapeurs traversent, avant leur évacuation,
un cyclone de séchage. Elle concerne également un dis-
positif pour l'application du procédé.
Dans un procédé de ce type décrit par le brevet DE- C 29 31 140, un appareil à liquide formant soupape
de surpression pour les vapeurs et/ ou les gaz radio-
actifs est intercalé entre, d'une part, le réservoir sous pression du réacteur et/ou le réservoir de protection
du réacteur (containment) et, d'autre part, un disposi-
tif de décharge de la pression comportant un cyclone de
lavage et un cyclone de séchage. Le dispositif de déchar-
ge de la pression ne doit normalement intervenir qu'en cas d'incident, par exemple si, dans le réservoir de
protection du réacteur, par suite de fuites dans le cir-
cuit de refroidissement, il s'échappe une assez grande
quantité de milieu réfrigérant pollué par des substan-
ces radio-actives. Par contre, pendant le fonctionnement normal de la centrale nucléaire,une légère dépression
est maintenue dans le réservoir de protection, de pré-
ftrence pour empêcher toute sortie de gaz et de vapeurs radio-actifs au niveau des sas destinés au personnel et au matériel. Le dispositif de décharge de la pression
à travers lequel un milieu réfrigérant propre, c'est-à-
dire débarrassé de constituants radio-actifsdoit être évacué dans l'atmosphère est donc, tant que le réacteur fonctionne sans incident, isolé par un appareil à eau
formant soupape de surpression de l'atmosphère du réser-
voir sous pression du réacteur ou de la canalisation
d'évacuation des gaz d'une soupape de surpression clas-
sique du réservoir sous pression du réacteur.Le procédé décrit par le brevet DE- C 29 31 140 permet de séparer -2- aussi bien des produits de fission pouvant être séparés par lavage>comme par exemple le césium, le strontium et le baryum, que des substances radio-actives ne pouvant pas ou ne pouvant être que difficilement séparées par lavagecomme l'iode gazeux, le xénon et le krypton, mais
ne permet pas de séparer le tritium.
Le tritium (1H3= T), le plus lourd isotope de l'hy-
drogène, est un corps radio-actif émetteur de rayons b6ta qui se forme dans les réacteurs nucléaires au cours de différents processus radioactifs. Il se désintègre,avec
une période de 12.346 anscen 2He3. L'énergie de désinté-
gration est d'environ 0,02 MeV. Le tritium peut poser des problèmes lorsqu'il est libéré en grandes quantités. Le cas peut se produire dans les réacteurs refroidis au gaz
modérés au graphite. Dans un réacteur de ce type, l'in-
ventaire en graphite des éléments combustibles estpar exemple,de 120 tonnes avec, pour une surface intérieure spécifique de 6m2/g,une surface intérieure de graphite totale de 720 Km2. Sur une pareille surface, il peut se déposer de grandes quantités de tritium qui, après une
entrée d'eau, par exemple par suite d'une rupture de tu-
be au niveau du générateur de vapeur, sont absorbées par des molécules d'eau légère, de sorte que, par suite d'une réaction d'échange de H20 avec T ou T2, il y a formation
de molécules d'eau HTO ou T20.
Le but de l'invention est la séparation du tritium à partir des gaz et/ ou des vapeurs qui, en cas d'incidents
doivent être évacués dans l'atmosphère.
Ce but est atteint, suivant l'invention, du fait que le tritium contenu dans les gaz ou les vapeurs sous la forme de HTO ou de T20 est enrichi par introduction par
soufflage des gaz ou des vapeurs dans un appareil à dé-
ionats maintenu à la température d'ébulition de l'eau lé-
gère et par condensation de molécules de vapeurs de HTO ou de TO2 provenant de l'appareil à déionats dans des
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- 3 -
condensateurs à surfaces réglés sur la température d'é-
bulition de l'eau légère dans l'appareil à déionats et
que les molécules de HTO ou de T02 qui ne sont pas ras-
semblées dans l'appareil à déionats sont séparées dans le cyclone de séchage. L'invention permet, d'une manière surprenante de séparer.par lavage avec de l'eau normale (H20),T20 ou HTO à partir de vapeur de H20. On utilise,dans ce cas, le fait que les températures d'ébullition des types d'eau
lourde HTO et T20 sont,à la pression atmosphériquejsu-
périeures de 1, 5 à 20C à celle de l'eau légère. A la température d'ébullition de l'eau légère, c'est-à-dire dans le cas de la vapeur d'eau légère saturée sèche, les molécules de vapeur de HTO ou de T20 se condensent
déjà et se déposent sur les molécules de H20 pour for-
mer des noyaux de condensation. Ces gouttelettes de con-
densation peuvent 4tre retenues au moyen d'un appareil à eau légère à la température d'ébullition et/ ou être expulsées par centrifugation à partir de la vapeur au
moyen d'un cyclone de séchage.
Le dispositif permettant l'application du procédé suivant l'invention est constitué par un réservoir pour la séparation du tritium à partir des gaz et/ ou des vapeurs qui comprend un puisard qui contient un appareil
à déionatsqui doit être réglé sur la température d'é-
bulition de l'eau légère> et qui doit être alimenté au-
dessous de sa surface, et un d8me à vapeur situé au-des-
sus du puisard, muni de condensateurs de surface à la température d'ébullition de l'eau légère et comportant un orifice de sortie à sa partie supérieure. Le cyclone
de séchage est monté de préférence à la suite de l'orifi-
ce de sortie du dôme à vapeur. Le réservoir doit, autant
que possible, comporter une paroi isolée. Il est.par ail-
leursavantageux que l'appareil à déionats comporte un
orifice d'arrivée pour les déionats réglés à la tempéra-
-4-
ture d'ébullition et un orifice de sortie pour le liqui-
de enrichi en HTO ou en T20, donc soit constitué comme
un puisard de passage.
L'invention permet la réalisation d'un dispositif qui demande relativement peu d'installations techniques pour le lavage des gaz et/ ou des vapeurs qui doivent tre évacués,mais dont l'avantage consiste, en plus, en ce que le bâtiment des machines du réacteur doit être relié à la même installation de lavage des gaz et des vapeurs. Comme la séparation des différentes unités de
générateurs de vapeur, avec les dispositifs de commuta-
tion sélective et les dispositifs destinés à atténuer
les conséquences des avaries dues à des ruptures de tu-
bes, de même que la subdivision des réservoirs d'eau
d'alimentation peuvent être supprimés, les frais néces-
saires à la réalisation de l'installation de lavage sont
tout à fait négligeables par rapport aux économies réa-
lisées sur les seule générateurs de vapeur. Lorsque tou-
tes les autres impuretés radio-actives ont été séparées,
par exemple d'après le procédé décrit par le brevet DE-
C 29 31 140, le circuit secondaire du réacteur nucléai-
re peut être associé d'une manière classique aux généra-
teurs de vapeur et le réservoir sous pression du réac-
teur peut, comme d'habitude, être associé à une instal-
lation qui, en cas d'incident, assure l'évacuation par
26 soufflage par une installation de lavage.
L'invention est décrite ci-dessous d'une manière plus détaillée au moyen d'un exemple de réalisation en
se référant au dessin.
La figure représente un réservoir isolé désigné dans son ensemble par la référence 1. Ce réservoir 1, comprend de préférence une double paroi remplie par un milieu isolant, comporte une canalisation 2 amenant les déionats jusqu'à un puisard 3 muni d'un orifice de sortie 4 et une canalisation 5 amenant de la vapeur
2 ô85585
- 5 -
pour l'introduction de vapeur de H20, HTO et T20. L'ori-
fice 6 de la canalisation de vapeur 5 se trouve au-des-
sous du niveau d'eau 7 du puisard 3. Au-dessus du ni-
veau d'eau 7, des séparateurs d'humidité ou condensa-
teurs de surface 8 sont montés dans le réservoir 1 qui, dans cette zone, a la forme d'un d8me à vapeur 9. Ces
condensateurs ou séparateurs d'humidité sont de préféren-
ce des plaques disposées suivant un certain angle, notam-
ment suivant un angle droit, par rapport à la direction
d'écoulement. Le dÈme à vapeur 9 comporte, à son extré-
mité supérieure, un orifice de sortie 10 pour la vapeur.
Le puisard 3 est alimenté, par la canalisation d'amenée
2>en déionats déjà chauffés à la température d'ébullition.
De plus, le puisard peut comporter un dispositif de chauf-
fage 11 pour son maintien à la température d'ébullition Le mélange de vapeur de H20, HTO et T20 qui doit
être purifié est introduit par soufflage, par la canali-
sation d'amenée 5 de la vapeur, dans l'appareil à H20 bouillante qui forme le puisard 3. Il n'y adans ce cas, aucun risque de coup d'eau, car H20 n'est pas condensée, mais seulement, dans certains cas, HTO et T20. Ce qui est important, c'est que les déionats qui se trouvent dans
le puisard 3 soient maintenus, par exemple, par un chauf-
fage électrique réglé 11, à la température d'ébullition
de l'eau légère. Une partie du HTO ou T20 est déjà rete-
nue dans le puisard 3.
Les molécules de HTO et T20 qui, par suite de ce que
l'on appelle la pré-évaporation, s'évaporent déjà au-des-
sous de leur point d'ébulition à partir du puisard 3, sont séparées par condensation dans le dôme à vapeur 9 muni de séparateurs d'humidité ou condensateurs de surface 8
à la température d'ébullition de l'eau légère après qu'el-
les aient agi comme noyaux de condensation pour les mo-
lécules de H20. Un résidu possible de molécules de HTO ou
T20 peut être amené, avec des gouttelettes d'eau, en pas-
-6-
sant par l'orifice de sortie 10 du dôme 9, Jusqu'à un cy-
clone de séchage monté à la suite et y sont expulsées par centrifugation. La vapeur d'eau légère débarrassée de
ses constituants radioactifs peut être évacuée dans l'at-
mosphère.
Dans le dispositif suivant l'invention, la radioac-
tivité provenant du tritium est enrichie dans le puisard du réservoir et, de cette manière, empêche, d'une manière relativement simple et économique, toute libération dans l'atmosphère. Il y a lieu de remarquer que la principale rétention du tritium n'a pas lieu lors que l'évaporation du déionat, mais lors de la condensation dans le dôme à vapeur et, le cas échéant, lors de la centrifugation de
l'humidité dans le cyclone ou le dispositif analogue mon-
té à la suite.
-7-

Claims (5)

REVENDICATIONS
1. Procédé de séparation de constituants radio-actifs de
gaz et/ou de vapeurs d'un réacteur nucléaire qui doi-
vent être évacués par soufflage en cas d'incident, dans lequel les gaz ou les vapeurs traversent, avant leur évacuation, un cyclone de séchage, caractérisé en ce que le tritium (T) contenu dans les gaz ou les vapeurs sous
la forme de HTO et/ou de T20 est enrichi par introduc-
tion par soufflage des gaz ou des vapeurs dans un ap-
pareil à déionats maintenu à la température d'ébulli-
tion de l'eau légère et par condensation de molécules de vapeur de HTO ou de T20 venant de l'appareil à dUionats
dans les séparateurs d'humidité ou condensateurs à sur-
face réglée sur la température d'ébullition de l'eau lé-
gère ainsi que par séparation de H20/HTO ou de goutte-
lettes d'eau H20/HTO dans l'appareil à déionats et en ce que les molécules de HTO ou de T20 qui ne sont pas collectées dans l'appareil à déionats sont séparées dans
le cyclone de séchage.
2. Dispositif pour la séparation de constituants radio-ac-
tifs de gaz et/ou de vapeurs d'un réacteur nucléaire qui doivent être évacués par soufflage dans l'atmosphère en cas d'incident, qui comporte un cyclone de séchage monté en amont du dispositif d'évacuation par soufflage,
notamment pour l'application du procédé selon la reven-
dication 1, caractérisé en ce qu'il comprend un réser-
voir (1) pour la séparation du tritium a partir des gaz
et/ou des vapeurs et un puisard (3) contenant un appa-
reil à déionats qui doit être réglé sur la température d'ébullition de l'eau légère et rempli par dessous sa
surface et un dôme à vapeur (9) situé au-dessus du pui-
sard, comportant de séparateurs d'humidité ou condensa-
teurs de surface (8) et un orifice de sortie à sa partie supérieure.
2'85585
-8-
3. Dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que le cyclone de séchage est monté en aval de l'orifice de sortie du d8me à vapeur
4. Dispositif selon l'une des revendications 2 ou 3, carac-
térisé en ce que le réservoir comporte une paroi isolée.
5. Dispositif selon une ou plusieurs des revendications 2
à 4, caractérisé en ce que l'appareil à déionats compor-
te une canalisation d'amenée (2) pour les déionats ré-
glés à la température d'ébullition et un orifice de sor-
tie (4) pour le liquide enrichi en HTO ou T20o
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Families Citing this family (9)

* 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
DE102006000933B4 (de) * 2006-01-05 2012-10-25 Bernhard Bullemer Verfahren zur Desinfektion und Verwendung eines Desinfektionsgerätes
KR102015500B1 (ko) * 2015-05-27 2019-08-28 한국원자력연구원 피동자연순환 냉각 시스템 및 방법
US20180374588A1 (en) * 2017-06-16 2018-12-27 Muons, Inc. Method and apparatus for producing 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

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2434876A1 (de) * 1973-08-27 1975-04-03 Engelhard Min & Chem Verfahren und vorrichtung zum entfernen von tritium und tritiumverbindungen aus gasstroemen
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
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall

Family Cites Families (7)

* 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
US3382153A (en) * 1966-01-17 1968-05-07 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
US3937649A (en) * 1973-10-31 1976-02-10 Ridgely John N Process and system for removing tritium
CH590184A5 (fr) * 1974-02-08 1977-07-29 Sulzer Ag
US4155977A (en) * 1977-08-11 1979-05-22 Baker Bob G Pollution control system

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2434876A1 (de) * 1973-08-27 1975-04-03 Engelhard Min & Chem Verfahren und vorrichtung zum entfernen von tritium und tritiumverbindungen aus gasstroemen
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

Also Published As

Publication number Publication date
DE3527163A1 (de) 1987-02-05
NL8601490A (nl) 1987-02-16
BE905170A (fr) 1986-11-17
IT1214687B (it) 1990-01-18
DE3527163C2 (fr) 1988-12-29
IT8648214A0 (it) 1986-07-02
JPS6228696A (ja) 1987-02-06
US4816209A (en) 1989-03-28
GB8615549D0 (en) 1986-08-28
GB2178586A (en) 1987-02-11
GB2178586B (en) 1989-07-19
FR2585585B1 (fr) 1989-04-07

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