JPH0442321B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0442321B2 JPH0442321B2 JP61025285A JP2528586A JPH0442321B2 JP H0442321 B2 JPH0442321 B2 JP H0442321B2 JP 61025285 A JP61025285 A JP 61025285A JP 2528586 A JP2528586 A JP 2528586A JP H0442321 B2 JPH0442321 B2 JP H0442321B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- tritium
- zrco
- hydrogen
- hydride
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/02—Treating gases
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E60/00—Enabling technologies; Technologies with a potential or indirect contribution to GHG emissions mitigation
- Y02E60/30—Hydrogen technology
- Y02E60/32—Hydrogen storage
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
- Gas Separation By Absorption (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
（産業上の利用分野）
本発明はトリチウムガスの回収、貯蔵、供給法
に関するものである。
に関するものである。
（従来の技術）
従来、トリチウムを含む水素同位体の混合ガス
（以下単にトリチウムガスと称する）の回収、貯
蔵及び供給には、活性ウラン金属を容器中に封入
した、所謂ウランベツドが広く用いられてきた。
しかしながら、金属ウランは核燃料物質であり、
その入手、加工、及び使用が法的に規制、制限さ
れており、実用上極めて不便である。またウラン
及びその水素化物粉末は化学的に活性であり、空
気中で発火する性質を持つため、この取扱いには
不活性ガス雰囲気を必要とし、事故時の危険性も
大きい。その上、焼結性や他金属と共融する性質
により、水素化による発熱や加熱時の温度制御に
注意する必要があり、取扱いが容易ではない。
（以下単にトリチウムガスと称する）の回収、貯
蔵及び供給には、活性ウラン金属を容器中に封入
した、所謂ウランベツドが広く用いられてきた。
しかしながら、金属ウランは核燃料物質であり、
その入手、加工、及び使用が法的に規制、制限さ
れており、実用上極めて不便である。またウラン
及びその水素化物粉末は化学的に活性であり、空
気中で発火する性質を持つため、この取扱いには
不活性ガス雰囲気を必要とし、事故時の危険性も
大きい。その上、焼結性や他金属と共融する性質
により、水素化による発熱や加熱時の温度制御に
注意する必要があり、取扱いが容易ではない。
以上のウラン金属の欠点を避けるため、Ti、
Zr、Ｙ、ZrAl等の金属や合金が同様の目的で試
みられている。しかしながら、これらの材料はい
ずれも水素化物の平衡分解圧が低く、図１に示す
ように、室温でのトリチウム回収には有用である
が、約１気圧のトリチウムガスを放出させる必要
のある供給時には800℃以上の高温を必要とし、
安定性、特にトリチウム透過の面から500℃以下
が望ましいとされているトリチウム使用機器の材
料としては適さない。最近、金属間化合物の
ZrNiの使用も試みられているが、これは、３水
素化物は平衡分解圧が高く供給の目的に使用でき
るものの、１水素化物は容易に分解しない。この
ため、３水素化物としてはトリチウムを吸収し、
次に、これを放出させる場合、分解により得られ
るトリチウムは吸収された量の2/3であり、残り
１／３は分解しない１水素化物として金属中に残り、
再使用できないため、著しく不経済である。
Zr、Ｙ、ZrAl等の金属や合金が同様の目的で試
みられている。しかしながら、これらの材料はい
ずれも水素化物の平衡分解圧が低く、図１に示す
ように、室温でのトリチウム回収には有用である
が、約１気圧のトリチウムガスを放出させる必要
のある供給時には800℃以上の高温を必要とし、
安定性、特にトリチウム透過の面から500℃以下
が望ましいとされているトリチウム使用機器の材
料としては適さない。最近、金属間化合物の
ZrNiの使用も試みられているが、これは、３水
素化物は平衡分解圧が高く供給の目的に使用でき
るものの、１水素化物は容易に分解しない。この
ため、３水素化物としてはトリチウムを吸収し、
次に、これを放出させる場合、分解により得られ
るトリチウムは吸収された量の2/3であり、残り
１／３は分解しない１水素化物として金属中に残り、
再使用できないため、著しく不経済である。
（発明が解決しようとする問題点）
本発明の目的は、以下の欠点を除き、核燃料物
質や500℃以上の高温を用いずにトリチウムガス
の回収、貯蔵、供給を一つつの装置で行うことを
可能にするトリチウムガスの回収、貯蔵及び供給
方法を提供することにある。
質や500℃以上の高温を用いずにトリチウムガス
の回収、貯蔵、供給を一つつの装置で行うことを
可能にするトリチウムガスの回収、貯蔵及び供給
方法を提供することにある。
（問題点を解決するための手段）
本願発明者は、この目的達成のため鋭意研究の
結果、金属間化合物ZrCoの室温付近における水
素化反応によつて気相中のトリチウムガスを回収
し、水素化物の状態で貯蔵し、これを加熱分解せ
しめて再びトリチウムガスの供給に使用すること
を発想し、本願発明に到達するを得た。
結果、金属間化合物ZrCoの室温付近における水
素化反応によつて気相中のトリチウムガスを回収
し、水素化物の状態で貯蔵し、これを加熱分解せ
しめて再びトリチウムガスの供給に使用すること
を発想し、本願発明に到達するを得た。
即ち、実用上ウランとほぼ同等な水素平衡圧を
持つ物質、金属間化合物ZrCo、又はこれを主成
分とする合金（以下単にZrCoと称する）を用い
て、トリチウムガスを室温付近で10-3Pa程度の
分圧まで回収し、これを水素化物の状態で固定、
貯蔵し、またこれを約400℃まで加熱して回収さ
れたトリチウムを１気圧付近の圧力で供給せんと
するものである。
持つ物質、金属間化合物ZrCo、又はこれを主成
分とする合金（以下単にZrCoと称する）を用い
て、トリチウムガスを室温付近で10-3Pa程度の
分圧まで回収し、これを水素化物の状態で固定、
貯蔵し、またこれを約400℃まで加熱して回収さ
れたトリチウムを１気圧付近の圧力で供給せんと
するものである。
本発明で使用するZrCoは粉末、或いは小片と
して密閉容器中に封入する。これにトリチウムガ
スを含む気体を接触、或いは流通させることによ
りZrCoの水素化反応が起りトリチウムガスの回
収が行われる。このとき気相中に残留するトリチ
ウムガスの分圧は室温付近で10-3Pa前後であり、
吸収容量はZrCo1ｇ当たりトリチウムガス約150
c.c.〔NTP〕である。
して密閉容器中に封入する。これにトリチウムガ
スを含む気体を接触、或いは流通させることによ
りZrCoの水素化反応が起りトリチウムガスの回
収が行われる。このとき気相中に残留するトリチ
ウムガスの分圧は室温付近で10-3Pa前後であり、
吸収容量はZrCo1ｇ当たりトリチウムガス約150
c.c.〔NTP〕である。
吸収されたトリチウムガスはZrCo水素化物と
してそのまま貯蔵される。容器内でトリチウムは
ごくわずか気相に残留する他はすべて水素化物と
して固定されるため、漏洩による周囲の汚染や容
器破損時の大量トリチウムガスの放出の危険が少
なく、ガスのままでの貯蔵や、また同じ水素化物
でも自然性、発火性を有するウランの場合に比較
するとより安全である。
してそのまま貯蔵される。容器内でトリチウムは
ごくわずか気相に残留する他はすべて水素化物と
して固定されるため、漏洩による周囲の汚染や容
器破損時の大量トリチウムガスの放出の危険が少
なく、ガスのままでの貯蔵や、また同じ水素化物
でも自然性、発火性を有するウランの場合に比較
するとより安全である。
トリチウムガスの供給は、このZrCo水素化物
を加熱して行われる。この水素化物の平衡分圧は
図１に示すとおりであり、必要なトリチウムガス
の圧力に対応する温度に水素化物を加熱すること
により、純粋なトリチウムガスを得ることができ
る。例えば、１気圧のトリチウムガスを得るには
水素化物を約400℃に加熱すればよく、このとき、
ZrNiの場合のように、１水素化物をつくること
はないので、水素化物中の大部分のトリチウムが
ガスとして放出される。
を加熱して行われる。この水素化物の平衡分圧は
図１に示すとおりであり、必要なトリチウムガス
の圧力に対応する温度に水素化物を加熱すること
により、純粋なトリチウムガスを得ることができ
る。例えば、１気圧のトリチウムガスを得るには
水素化物を約400℃に加熱すればよく、このとき、
ZrNiの場合のように、１水素化物をつくること
はないので、水素化物中の大部分のトリチウムが
ガスとして放出される。
本発明の方法によるトリチウムガスの吸収、放
出を行う装置の例を図２に示す。
出を行う装置の例を図２に示す。
ZrCoは水素化に伴い粉末化する性質があるた
め、飛散を防ぐ図中１のように耐熱性のあるフイ
ルター２中に保持するのが実用上便利である。
め、飛散を防ぐ図中１のように耐熱性のあるフイ
ルター２中に保持するのが実用上便利である。
ほぼ純粋な水素同位体ガスが回収対象の場合
は、ガスは導入口４により密封容器６中に吸入さ
れ、回収される。水素以外を含む混合ガスが対象
の場合は、ガスを導入口４から導入口５へZrCo
を通して流通することにより、ガス中の水素同位
体のみが選択的に吸収され、水素をほとんど含ま
ぬガスが５より得られる。残留するトリチウム
（水素）の分圧は温度が低いほど低いが作動温度
は室温付近が便利であり、また実際には水素化発
熱により吸収時のZrCoの温度は室温より高いの
が普通である。反応速度が室温で十分大きい。
は、ガスは導入口４により密封容器６中に吸入さ
れ、回収される。水素以外を含む混合ガスが対象
の場合は、ガスを導入口４から導入口５へZrCo
を通して流通することにより、ガス中の水素同位
体のみが選択的に吸収され、水素をほとんど含ま
ぬガスが５より得られる。残留するトリチウム
（水素）の分圧は温度が低いほど低いが作動温度
は室温付近が便利であり、また実際には水素化発
熱により吸収時のZrCoの温度は室温より高いの
が普通である。反応速度が室温で十分大きい。
回収されたトリチウムの貯蔵は導入口４及び導
出口５を閉じて行われる。このとき密封容器６の
中は前述の吸収操作の結果としてほぼ真空または
水素以外のガスのみであり、トリチウム分圧が低
いため万一容器に洩れや破損が生じても大量トリ
チウムの放出は起こらない。
出口５を閉じて行われる。このとき密封容器６の
中は前述の吸収操作の結果としてほぼ真空または
水素以外のガスのみであり、トリチウム分圧が低
いため万一容器に洩れや破損が生じても大量トリ
チウムの放出は起こらない。
トリチウムガスの供給はヒーター３に通電して
行われる。温度は前述のように必要なトリチウム
ガスの圧力に応じて設定する。ZrCo１が所定温
度に達したとき４または５を開放することによつ
て純粋なトリチウムガスが得られる。必要量のト
リチウムガスを取出したのち４、又は５を閉じヒ
ーター３を切れば、容器６内のトリチウムガスは
再びZrCoに吸収される。
行われる。温度は前述のように必要なトリチウム
ガスの圧力に応じて設定する。ZrCo１が所定温
度に達したとき４または５を開放することによつ
て純粋なトリチウムガスが得られる。必要量のト
リチウムガスを取出したのち４、又は５を閉じヒ
ーター３を切れば、容器６内のトリチウムガスは
再びZrCoに吸収される。
以上のようにトリチウムガスの回収、貯蔵、供
給は、本発明の方法により一つの装置で高温を用
いずに行なうことができる。材料であるZrCoは
ウランと異なり、核燃料物質でも放射性物質でも
なく、しかも空気中での発火性を有しないので容
易に取扱うことができ、安全性も高く、また安価
である。なお、上述の一連の操作はまた、低分圧
の、或いは希薄なトリチウムガスを分離、回収
し、また精製、昇圧する方法としても利用可能で
ある。
給は、本発明の方法により一つの装置で高温を用
いずに行なうことができる。材料であるZrCoは
ウランと異なり、核燃料物質でも放射性物質でも
なく、しかも空気中での発火性を有しないので容
易に取扱うことができ、安全性も高く、また安価
である。なお、上述の一連の操作はまた、低分圧
の、或いは希薄なトリチウムガスを分離、回収
し、また精製、昇圧する方法としても利用可能で
ある。
第１図は、本発明と同種目的への使用が考えら
れる各種物質の平衡水素圧、つまり物質と水素が
接して吸収または放出が起こり平衡に達している
ときの気相での水素分圧の温度変化を表わす。例
えば、ZrCoは50℃のときは気相の水素分圧が
10-3tarrになるまで水素を吸収または放出する。
ZrNi、Ti、Zrは600℃以下では１気圧以上の圧力
の水素を放出することはできない。第２図は、本
発明の実施例を図示したものである。 図において、１…ZrCo、２…フイルター、３
…ヒーター線、４…ガス導入口、５…ガス導出
口、６…密封容器。
れる各種物質の平衡水素圧、つまり物質と水素が
接して吸収または放出が起こり平衡に達している
ときの気相での水素分圧の温度変化を表わす。例
えば、ZrCoは50℃のときは気相の水素分圧が
10-3tarrになるまで水素を吸収または放出する。
ZrNi、Ti、Zrは600℃以下では１気圧以上の圧力
の水素を放出することはできない。第２図は、本
発明の実施例を図示したものである。 図において、１…ZrCo、２…フイルター、３
…ヒーター線、４…ガス導入口、５…ガス導出
口、６…密封容器。
Claims (1)
- １ 金属間化合物ZrCo、又はこれを主成分とす
る合金との水素化反応により気相中のトリチウム
を含む水素同位体ガスを回収し、これを水素化物
として貯蔵し、またこれを加熱、分解せしめるこ
とによつて再びトリチウムガスの供給を行うこと
を特徴とするトリチウムガスの回収、貯蔵及び供
給法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61025285A JPS62182101A (ja) | 1986-02-07 | 1986-02-07 | トリチウムガスの回収，貯蔵及び供給法 |
| CA000529235A CA1320336C (en) | 1986-02-07 | 1987-02-06 | Method of recovery, storage and supply of gaseous tritium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61025285A JPS62182101A (ja) | 1986-02-07 | 1986-02-07 | トリチウムガスの回収，貯蔵及び供給法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62182101A JPS62182101A (ja) | 1987-08-10 |
| JPH0442321B2 true JPH0442321B2 (ja) | 1992-07-13 |
Family
ID=12161748
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61025285A Granted JPS62182101A (ja) | 1986-02-07 | 1986-02-07 | トリチウムガスの回収，貯蔵及び供給法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62182101A (ja) |
| CA (1) | CA1320336C (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03134131A (ja) * | 1989-10-18 | 1991-06-07 | Japan Metals & Chem Co Ltd | 水素同位体取扱用合金 |
| WO2016034745A2 (en) * | 2015-09-22 | 2016-03-10 | Cylenchar Limited | A method for concentrating and/or entrapping radioisotopes from an aqueous solution |
| CN112226663B (zh) * | 2020-10-20 | 2021-10-29 | 浙江大学 | 高循环容量ZrCo基氢同位素贮存合金及其制备和应用 |
-
1986
- 1986-02-07 JP JP61025285A patent/JPS62182101A/ja active Granted
-
1987
- 1987-02-06 CA CA000529235A patent/CA1320336C/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62182101A (ja) | 1987-08-10 |
| CA1320336C (en) | 1993-07-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3873651A (en) | Freeze drying method for preparing radiation source material | |
| CA1062880A (en) | Process for the disposal of alkali metals | |
| EP2586034B1 (en) | Process for the detritiation of soft housekeeping waste and plant thereof | |
| JP2960799B2 (ja) | トリチウム及びジューテリウムをそれらの酸化物から回収する方法 | |
| US3833469A (en) | Process for the production of technetium-99m from neutron irradiated molybdenum trioxide | |
| NL8000613A (nl) | Niet-verdampbare ternaire getter-legering. | |
| US4142300A (en) | Lanthanum nickel aluminum alloy | |
| WO2013058772A1 (en) | Graphite thermal decontamination with reducing gases | |
| Heung | Titanium for long-term tritium storage | |
| JPH0442321B2 (ja) | ||
| US9040014B2 (en) | Graphite thermal decontamination with reducing gases | |
| Keilholtz | Behavior of iodine in reactor containment systems | |
| Lundin et al. | Solid-state hydrogen storage materials of application to energy needs | |
| Penzhorn et al. | Technology and component development for a closed tritium cycle | |
| JPH0244763B2 (ja) | ||
| Tanabe et al. | Recovery of hydrogen isotopes using a uranium bed | |
| JPS62167202A (ja) | 水素同位体の回収・貯蔵・供給装置 | |
| Penzhorn | Tritium storage | |
| Strickland et al. | Operating manual for the PSE and G hydrogen reservoir containing iron titanium hydride | |
| JPS6231317B2 (ja) | ||
| JPS61124894A (ja) | 使用済燃料の貯蔵体及びその貯蔵体の製造方法 | |
| JPS5932947A (ja) | 水素同位体収着ペレツト及びその使用方法 | |
| JPH0631829B2 (ja) | 水素同位体ガスの回収、再利用方法およびその装置 | |
| JPS62287031A (ja) | トリチウム貯蔵・供給材料 | |
| JPH06214088A (ja) | 使用済み燃料棒の処理方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |