DE3332922C2 - Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiation - Google Patents
Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiationInfo
- Publication number
- DE3332922C2 DE3332922C2 DE19833332922 DE3332922A DE3332922C2 DE 3332922 C2 DE3332922 C2 DE 3332922C2 DE 19833332922 DE19833332922 DE 19833332922 DE 3332922 A DE3332922 A DE 3332922A DE 3332922 C2 DE3332922 C2 DE 3332922C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- tritium
- breeding material
- breeding
- li2o
- neutron
- 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
Links
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 58
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 title claims abstract description 52
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 52
- 238000009395 breeding Methods 0.000 title claims abstract description 39
- 230000001488 breeding effect Effects 0.000 title claims abstract description 39
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 21
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 15
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 14
- 239000007787 solid Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 238000000605 extraction Methods 0.000 title description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 19
- FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N Li2O Inorganic materials [Li+].[Li+].[O-2] FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 17
- XUCJHNOBJLKZNU-UHFFFAOYSA-M dilithium;hydroxide Chemical compound [Li+].[Li+].[OH-] XUCJHNOBJLKZNU-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 17
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims abstract description 9
- 230000032258 transport Effects 0.000 claims abstract description 9
- 239000000112 cooling gas Substances 0.000 claims abstract description 7
- 239000002241 glass-ceramic Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 4
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 claims abstract 2
- 150000002927 oxygen compounds Chemical class 0.000 claims abstract 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 3
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 3
- FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 2-iodoquinoline Chemical compound C1=CC=CC2=NC(I)=CC=C21 FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N beryllium oxide Inorganic materials O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 claims description 2
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims description 2
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000464 lead oxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N oxolead Chemical compound [Pb]=O YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 abstract description 9
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 5
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 3
- 101100311330 Schizosaccharomyces pombe (strain 972 / ATCC 24843) uap56 gene Proteins 0.000 description 23
- 101150018444 sub2 gene Proteins 0.000 description 23
- WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M Lithium hydroxide Chemical compound [Li+].[OH-] WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 11
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- 229910001868 water Inorganic materials 0.000 description 7
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- HTUMBQDCCIXGCV-UHFFFAOYSA-N lead oxide Chemical compound [O-2].[Pb+2] HTUMBQDCCIXGCV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-PWCQTSIFSA-N Tritiated water Chemical compound [3H]O[3H] XLYOFNOQVPJJNP-PWCQTSIFSA-N 0.000 description 4
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 3
- 229910052681 coesite Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052906 cristobalite Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910000103 lithium hydride Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 description 3
- 235000012239 silicon dioxide Nutrition 0.000 description 3
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 3
- 229910052682 stishovite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 229910052905 tridymite Inorganic materials 0.000 description 3
- WHXSMMKQMYFTQS-BJUDXGSMSA-N (6Li)Lithium Chemical compound [6Li] WHXSMMKQMYFTQS-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910011763 Li2 O Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910008656 Li2O—SiO2 Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910006309 Li—Mg Inorganic materials 0.000 description 2
- KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N Palladium Chemical compound [Pd] KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JZKFIPKXQBZXMW-UHFFFAOYSA-L beryllium difluoride Chemical compound F[Be]F JZKFIPKXQBZXMW-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 229910001633 beryllium fluoride Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 description 2
- SIAPCJWMELPYOE-UHFFFAOYSA-N lithium hydride Chemical compound [LiH] SIAPCJWMELPYOE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 239000006017 silicate glass-ceramic Substances 0.000 description 2
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 2
- 229910011800 Li2 SiO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910011140 Li2C2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910008512 Li2O-P2O5 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910008671 Li2O—P2O5 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910011626 Li4 SiO4 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010093 LiAlO Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010092 LiAlO2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000861 Mg alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910020444 SiO2—PbO Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010252 TiO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910021536 Zeolite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 229910052593 corundum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- TXLQIRALKZAWHN-UHFFFAOYSA-N dilithium carbanide Chemical compound [Li+].[Li+].[CH3-].[CH3-] TXLQIRALKZAWHN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000002401 inhibitory effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- GCICAPWZNUIIDV-UHFFFAOYSA-N lithium magnesium Chemical compound [Li].[Mg] GCICAPWZNUIIDV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PAZHGORSDKKUPI-UHFFFAOYSA-N lithium metasilicate Chemical compound [Li+].[Li+].[O-][Si]([O-])=O PAZHGORSDKKUPI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052912 lithium silicate Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 150000002894 organic compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000003973 paint Substances 0.000 description 1
- 229910052763 palladium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000700 radioactive tracer Substances 0.000 description 1
- 229910001845 yogo sapphire Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
Abstract
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von Tritium in atomarer oder molekularer Form oder in Form seiner Sauerstoffverbindungen, bei welchem das Tritium aus Lithium enthaltenden, festen, oxidischen Materialien (Brutstoffe) durch Neutronenbestrahlung erbrütet und mit Hilfe eines Gases kontinuierlich abgetrennt wird. Aufgabe der Erfindung ist es, ein derartiges Verfahren zu schaffen, bei welchem das erbrütete Tritium so kontinuierlich abgetrennt wird, daß die Brutstoff-Partikel im Neutronen-Strahlungsfeld nicht zusammenbacken oder sintern. Der Diffusions- und Transportweg für das Tritium soll möglichst kurz, das Tritium-Inventar innerhalb der Brutstoff-Partikel möglichst klein gehalten werden können und das kontinuierliche Abtrennen des Tritiums und dessen Transport möglichst einfach und problemlos sein. Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß a) als Brutstoff ein Li2O enthaltendes Glas oder eine Li2O enthaltende Glaskeramik verwendet wird, b) der Brutstoff in perforierten Rohren gefüllt bestrahlt wird, c) der Brutstoff in direktem Kontakt mit dem die durch die Bestrahlung entstehenden Reaktionsprodukte aufnehmenden und transportierenden Kühlgas steht und d) die Bildungsformen des Tritiums mit dem Kühlgas kontinuierlich vom Brutstoff abgetrennt werden. Der wesentlichste Vorteil der Erfindung liegt darin, daß die brauchbaren Brutstoffe jeweils nach Maßgabe der Betriebstemperatur der zur Verfügung stehenden ...The invention relates to a method for obtaining tritium in atomic or molecular form or in the form of its oxygen compounds, in which the tritium is bred from solid, oxidic materials (breeding material) containing lithium by neutron irradiation and is continuously separated with the aid of a gas. The object of the invention is to create such a method in which the bred tritium is continuously separated in such a way that the breeding material particles do not cake or sinter in the neutron radiation field. The diffusion and transport path for the tritium should be as short as possible, the tritium inventory within the breeding material particles should be kept as small as possible and the continuous separation of the tritium and its transport should be as simple and problem-free as possible. The object is achieved according to the invention in that a) a glass containing Li2O or a glass ceramic containing Li2O is used as the breeding material, b) the breeding material is irradiated in perforated tubes, c) the breeding material is in direct contact with the cooling gas which absorbs and transports the reaction products created by the irradiation, and d) the forms of tritium are continuously separated from the breeding material with the cooling gas. The most important advantage of the invention is that the usable breeding materials can be selected in accordance with the operating temperature of the available ...
Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren nach dem Oberbegriff des Patentanspruchs 1. Ein solches Verfahren ist aus der DE-OS 31 34 637 bekannt.The invention relates to a method according to the preamble of patent claim 1. Such a method is known from DE-OS 31 34 637.
Tritium als radioaktives Wasserstoffisotop wird industriell eingesetzt zur Herstellung von Leuchtfarben, Leuchtröhren, Überspannungsleitern, Targets, als Radioindikator zur Markierung von organischen Verbindungen, zur Untersuchung von Wasserbewegungen im Erdboden, für Dichtigkeitsprüfungen, zur Ionisierung von Gasen (z. B. in Kathodenröhren), in der Biologie und in der Medizin, sowie in der Tritium- Tracer-Technik für analytische Zwecke in der Chemie, Umweltforschung und Technik. Das größte zu erwartende Einsatzgebiet von Tritium ist die Kernfusion, die als der aussichtsreichste Prozeß für die Energiegewinnung angesehen wird. Daher besteht auch ein Bedarf an Tritium zum Studium der Fusionsreaktionen. Besondere Bedeutung kommt dabei der Reaktion zwischen Deuterium und Tritium zu gemäß der folgenden Formel
- D+T→He+n+17,6 MeV
Tritium as a radioactive hydrogen isotope is used industrially to produce luminous paints, fluorescent tubes, surge conductors, targets, as a radio indicator for marking organic compounds, for studying water movements in the ground, for leak tests, for ionizing gases (e.g. in cathode tubes), in biology and medicine, as well as in tritium tracer technology for analytical purposes in chemistry, environmental research and technology. The largest expected area of application for tritium is nuclear fusion, which is considered to be the most promising process for generating energy. Therefore, there is also a need for tritium to study fusion reactions. The reaction between deuterium and tritium is of particular importance in this regard, according to the following formula:
- D+T→He+ n +17.6 MeV
Das Tritium für die Inbetriebnahmephase eines Fusionsreaktors muß jedoch zuvor erzeugt werden. Dies geschieht beispielsweise in den Spaltreaktoren durch Neutroneneinfang des Deuteriums, gemäß
- D+n→T
aber auch mit Hilfe eines Brutprozesses durch Neutronenbestrahlung von Lithium-6 kann Tritium gemäß der Reaktion
- &sup6;Li+n→T+&sup4;He+4,7 MeV
hergestellt werden. Es wurde daher bereits vorgeschlagen, zur Gewinnung größerer Mengen von Tritium- Lithium-Reaktionen beispielsweise in einem Brutmantel eines Fusionsreaktors ablaufen zu lassen (DE-OS 31 34 637). Nach diesem Verfahren wird der Lithium enthaltende Brutstoff zusammen mit einem Getter- bzw. Sorptionsmaterial für Tritium in einen Hohlkörper mit permeationshemmender Wandung eingebracht, mit Neutronen bestrahlt und das gegetterte bzw. adsorbierte, erbrütete Tritium nach der Beendigung der Bestrahlung und nach der Zerstörung der Wandung des Hohlkörpers aus dem Getter- bzw. Sorptionsmaterial durch Erhitzen ausgetrieben.However, the tritium for the commissioning phase of a fusion reactor must be produced beforehand. This is done, for example, in fission reactors by neutron capture of the deuterium, according to
- D+ n →T
but also with the help of a breeding process by neutron irradiation of lithium-6, tritium can be produced according to the reaction
- 6 Li+ n ⁻T+4 He+4.7 MeV
It has therefore already been proposed to allow tritium-lithium reactions to take place in a breeding blanket of a fusion reactor, for example, in order to obtain larger quantities (DE-OS 31 34 637). According to this process, the lithium-containing breeding material is introduced into a hollow body with a permeation-inhibiting wall together with a getter or sorption material for tritium, irradiated with neutrons and the gettered or adsorbed, bred tritium is expelled from the getter or sorption material by heating after the irradiation has ended and after the wall of the hollow body has been destroyed.
Die Betriebstemperaturen, bei denen das Brutmaterial bestrahlt wird, beispielsweise in Kernreaktoren, beträgt mehrere hundert K. Zwar kann zu dem genannten Zweck ein bei der Betriebstemperatur flüssiger Brutstoff verwendet werden, wie z. B. Lithium selbst (Das natürlich vorkommende Lithium enthält 92,58 A-% des Isotops Li-7 und 7,42 A-% des Isotops Li-6. Unter Umständen kann es daher vorteilhaft sein, vor der Bestrahlungsreaktion zunächst eine Anreicherung von Li-6 vorzunehmen.), Li&sub1;&sub7;Pb&sub8;&sub3;, Li0,1Bi0,5Pb0,4 oder Li-Na, doch weist ein solches strömendes Brutmaterial in metallischer Form neben einigen technologischen Vorteilen auch Nachteile auf, wie z. B. Sicherheitsprobleme, die einerseits aus der chemischen Reaktivität des Lithiums mit Sauerstoff, Stickstoff oder Wasser und andererseits aus der atomaren Form des Tritiums in metallischen Kühlmitteln herrühren. Außerdem würde metallisches Brutmaterial bei seiner Verwendung in einem Fusionsreaktor störende Effekte im Magnetfeld des Fusionsreaktors (Wirbelstromabbremsung) erzeugen. Daher bieten feste Brutstoffe, und zwar sowohl intermetallische Verbindungen als auch oxidische Verbindungen vom Sicherheitsaspekt her größere Vorteile. Die Tritiummobilität ist in diesen Brutstoffen vermindert und die chemische Reaktivität geringer. Als feste Brutstoffe wurden bisher Lithium-Magnesium- Legierungen in Betracht gezogen. Die bestrahlte Legierung wird bei 774 K im Vakuum entgast. Nach Reinigungsprozessen wird Tritiumwasser hergestellt, in dem das erbrütete Tritium nach Diffusion durch die Wand eines auf 473 bis 573 K erhitzten Palladium- Rohres an dessen äußerer Oberfläche katalytisch in Sauerstoffatmosphäre verbrennt. Die Li-Mg-Legierung weist jedoch den Nachteil auf, daß sie bei etwa 873 K schmilzt. Neben der Li-Mg-Legierung wurden weitere feste Brutstoffe zur Tritiumgewinnung vorgeschlagen, wie z. B.
- a) intermetallische Verbindungen:
Li&sub7;Pb&sub2;, Li&sub3;Bi, Li&sub2;Si - b) Oxide:
Li&sub2;O und binäre Oxide wie z. B. LiAlO&sub2;, Li&sub4;SiO&sub4;, Li&sub2;SiO&sub3;, Li&sub2;TiO&sub3;, Li&sub2;ZrO&sub3; - c) geschmolzene Salze
2 LiF · BeF&sub2; (Flibe) und - d) LiH, LiD und Li&sub2;C&sub2;.
The operating temperatures at which the breeding material is irradiated, for example in nuclear reactors, are several hundred K. Although a breeding material that is liquid at the operating temperature can be used for this purpose, such as lithium itself (naturally occurring lithium contains 92.58 A-% of the isotope Li-7 and 7.42 A-% of the isotope Li-6. In some circumstances it may therefore be advantageous to first enrich Li-6 before the irradiation reaction), Li₁₇Pb₈₃, Li 0.1 Bi 0.5 Pb 0.4 or Li-Na, such a flowing breeding material in metallic form has, in addition to some technological advantages, disadvantages such as safety problems arising on the one hand from the chemical reactivity of lithium with oxygen, nitrogen or water and on the other hand from the atomic form of tritium in metallic coolants. In addition, metallic breeding material would cause disruptive effects in the magnetic field of the fusion reactor (eddy current deceleration) if used in a fusion reactor. Therefore, solid breeding materials, both intermetallic compounds and oxidic compounds, offer greater advantages from a safety perspective. Tritium mobility is reduced in these breeding materials and chemical reactivity is lower. Lithium-magnesium alloys have so far been considered as solid breeding materials. The irradiated alloy is degassed at 774 K in a vacuum. After cleaning processes, tritium water is produced in which the bred tritium, after diffusion through the wall of a palladium tube heated to 473 to 573 K, is catalytically burned on the outer surface in an oxygen atmosphere. The Li-Mg alloy, however, has the disadvantage that it melts at around 873 K. In addition to the Li-Mg alloy, other solid breeding materials have been proposed for tritium production, such as:
- a) intermetallic compounds:
Li 7 Pb 2 , Li 3 Bi, Li 2 Si - b) Oxides:
Li2O and binary oxides such as B. LiAlO2 , Li4 SiO4 , Li2 SiO3 , Li2 TiO3 , Li2 ZrO3 . - c) molten salts
2 LiF · BeF₂ (Flibe) and - d) LiH, LiD and Li₂C₂.
Die geringere Tritiummobilität im festen Brutstoff stellt sich jedoch andererseits als Nachteil heraus, da die Tritiumabtrennung erschwert bzw. verzögert wird und man daher mit einem größeren Tritiuminventar im festen Brutstoff rechnen muß.On the other hand, the lower tritium mobility in the solid breeding material turns out to be a disadvantage, since the tritium separation is made more difficult or delayed and one must therefore expect a larger tritium inventory in the solid breeding material.
Bei festem Brutstoff muß das im Innern erzeugte Tritium zur Abtrennung an die Oberfläche des Materials gelangen, also hängt dieser Vorgang von der Diffusionsgeschwindigkeit des Tritiums ab. Um diesen Vorgang zu beschleunigen, kann man das Brutmaterial in kleine Brutstoffpartikel zerkleinern und die Betriebstemperatur erhöhen. Bei Erhöhung der Temperatur läuft man andererseits Gefahr, daß die Brutstoffpartikel zusammensintern. Die Sintertemperatur wird im allgemeinen zu 0,8 T m (T m =die absolute Schmelztemperatur in [K]) angenommen, jedoch sinkt diese Temperaturbegrenzung auf etwa 0,6 T m im Neutronen-Strahlungsfeld ab. Das bedingt, daß man mit festem Brutstoff zwischen zwei Grenztemperaturen gerät und zwar zwischen die Minimal- und die Maximalarbeitstemperatur. Die Minimaltemperatur ist jene Arbeitstemperatur, bei der die Diffusion ausreichend schnell ist, um das Tritium aus dem Innern der Brutstoffpartikel nach außen zu transportieren und so das T-Inventar innerhalb der Partikel auf einem zur Einhaltung der Verfahrensbedingungen brauchbaren Niveau zu halten.In the case of solid breeding material, the tritium produced inside must reach the surface of the material for separation, so this process depends on the diffusion rate of the tritium. To achieve this process accelerate, the breeding material can be broken down into small breeding material particles and the operating temperature increased. On the other hand, if the temperature is increased, there is a risk that the breeding material particles will sinter together. The sintering temperature is generally assumed to be 0.8 T m (T m = the absolute melting temperature in [K]), but this temperature limit drops to about 0.6 T m in the neutron radiation field. This means that with solid breeding material one ends up between two limit temperatures, namely between the minimum and the maximum operating temperature. The minimum temperature is the operating temperature at which diffusion is sufficiently fast to transport the tritium from the interior of the breeding material particles to the outside and thus keep the T inventory within the particles at a level that is suitable for complying with the process conditions.
Die Maximaltemperatur gibt das Temperaturniveau an, bei welchem mit Sicherheit noch keine merkbaren Sintereffekte, d. h. Partikelvergrößerungen, auftreten.The maximum temperature indicates the temperature level at which no noticeable sintering effects, i.e. particle enlargement, occur.
Neben der Diffusion des Tritiums im oxidischen Material und der Partikelgröße des Brutmaterials beeinflußt auch die Bildung des Lithiumtritiumoxids die T-Verweilzeit bzw. die T-Konzentration. Die LiOT-Bildung läßt sich vereinfacht so darstellen:
- &sup6;Li&sub2;O+2n →2 T+2&sup4;He+O+2 · (4,8 MeV)
bzw.
- &sup7;Li&sub2;O+2n →2 T+2&sup4;He+2n-2 · (2,4 MeV)
und danach
- 2 T+O→T&sub2;O
und
- Li&sub2;O+T&sub2;O→2 LiOT.
In addition to the diffusion of tritium in the oxidic material and the particle size of the breeding material, the formation of lithium tritium oxide also influences the T residence time and the T concentration. The LiOT formation can be simplified as follows:
- 6 Li2 O+2 n ⁻2 T+24 He+O+2 · (4.8 MeV)
or.
- 7 Li2 O+2 n ⁻2 T+24 He+2 n -2 · (2.4 MeV)
and then
- 2 T+O→T₂O
and
- Li2O+T2O2LiOT.
Geht man von etwa gleichen physikalischen und chemischen Eigenschaften der H- und der T-Verbindungen aus, so bleibt festzustellen, daß der Schmelzpunkt des LiOH bei 723 K liegt und das LiOH chemisch sehr stabil ist, d. h., daß es sich nicht thermisch in
- 2 LiOH→Li&sub2;O+H&sub2;O
zersetzen läßt.If we assume that the physical and chemical properties of the H and T compounds are approximately the same, it can be stated that the melting point of LiOH is 723 K and that LiOH is chemically very stable, ie it does not thermally decompose into
- 2 LiOH→Li₂O+H₂O
can decompose.
Somit ist wegen der starken Rückhaltung des T als LiOT in dem oxidischen Brutstoff Li&sub2;O dieses Material unakzeptabel. Die genannten Lithium haltigen Doppeloxide sind zwar sowohl thermisch als auch gegen Wasser stabiler, besitzen einen verhältnismäßig hohen Schmelzpunkt, weisen jedoch, trotz des geringeren Rückhaltevermögens für das Tritium, gewisse Schwierigkeiten bei der laufenden Tritiumabtrennung auf, insbesondere wenn der Brutstoff in geschlossene Rohre gefüllt worden war vor der Bestrahlung. Die Tritiumdiffusion aus dem Innern der Doppeloxid-Partikel an die Oberfläche und, im Falle geschlossener Rohre, der Transport aus diesen heraus, ist verhältnismäßig langsam. Es baut sich daher noch ein gewisses, unerwünscht hohes Tritiuminventar auf, was zu einem Temperaturgradienten innerhalb eines geschlossenen Rohres führen kann. Ebenso muß, während einer langen Betriebsdauer, aufgrund der ausschließlich gasförmigen Zerstrahlungsprodukte des Lithiums (T, He) mit einem Zerspringen der Brutstoff-Partikel gerechnet werden.This material is therefore unacceptable due to the strong retention of T as LiOT in the oxide fertile material Li₂O. The lithium-containing double oxides mentioned are more stable both thermally and against water, and have a relatively high melting point. However, despite the lower retention capacity for tritium, they have certain difficulties in the ongoing tritium separation, especially if the fertile material was filled into closed tubes before irradiation. The diffusion of tritium from the interior of the double oxide particles to the surface and, in the case of closed tubes, the transport out of these, is relatively slow. A certain, undesirably high tritium inventory therefore builds up, which can lead to a temperature gradient within a closed tube. Likewise, over a long period of operation, the fertile material particles must be expected to shatter due to the exclusively gaseous decay products of the lithium (T, He).
Bei der Zerstrahlung des Lithiums in dem geschmolzenen Salz 2 LiF · BeF&sub2; wird das aggressive TF gebildet. Das Lithiumhydrid und -deuterid sind thermisch unbeständig und sie reagieren mit Wasser zu Lithiumhydroxid und Wasserstoff bzw. Deuterium. Das Lithiumcarbid reagiert ebenfalls mit Wasser.When lithium is irradiated in the molten salt 2 LiF · BeF₂, the aggressive TF is formed. The lithium hydride and deuteride are thermally unstable and react with water to form lithium hydroxide and hydrogen or deuterium. The lithium carbide also reacts with water.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Gewinnung von Tritium zu schaffen, bei welchem das Tritium aus Lithium enthaltendem, festem Brutstoffen durch Neutronenbestrahlung erbrütet und mit Hilfe eines Gases so kontinuierlich vom Brutstoff abgetrennt wird, daß die Brutstoffpartikel im Neutronen-Strahlungsfeld nicht zusammenbacken oder sintern. Der Diffusions- und Transportweg für das Tritium soll möglichst kurz, das Tritium-Inventar innerhalb der Brutstoffpartikel möglichst klein gehalten werden können und das kontinuierliche Abtrennen des Tritiums und dessen Transport möglichst einfach und problemlos sein.The invention is based on the object of creating a process for the extraction of tritium, in which the tritium is bred from solid fertile material containing lithium by neutron irradiation and is continuously separated from the fertile material with the aid of a gas in such a way that the fertile material particles do not cake or sinter in the neutron radiation field. The diffusion and transport path for the tritium should be as short as possible, the tritium inventory within the fertile material particles should be kept as small as possible and the continuous separation of the tritium and its transport should be as simple and problem-free as possible.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die im Anspruch 1 angegebenen Merkmale gelöst.The object is achieved according to the invention by the features specified in claim 1.
Eine Weitbildung des erfindungsgemäßen Verfahrens ist dadurch gekennzeichnet, daß der Brutstoff außer Li&sub2;O neutronenvermehrende Oxide enthält. Vorteilhafterweise enthält der Brutstoff als neutronenvermehrendes Oxid Blei- und/oder Beryllium-oxid. Als Kühlgas für die perforierten Rohre kann Helium, Kohlendioxid und/oder Stickstoff verwendet werden.A further development of the method according to the invention is characterized in that the breeding material contains neutron-multiplying oxides in addition to Li₂O. The breeding material advantageously contains lead and/or beryllium oxide as neutron-multiplying oxide. Helium, carbon dioxide and/or nitrogen can be used as cooling gas for the perforated tubes.
Der Begriff Li&sub2;O enthaltende Brutstoffpartikel aus Glas oder Glaskeramik soll alle Li&sub2;O und mindestens ein weiteres Oxid enthaltende Materialien umfassen, die sich, zumindest im Bereich der Betriebstemperatur während der Neutronenbestrahlung, im glasigen bzw. glaskeramischen Zustand befinden. Hierdurch wird gewährleistet, daß die Diffusion des Tritiums an die Oberfläche der Brutstoffpartikel aufgrund der Aufweitung der Gitterstruktur im glasigen bzw. glaskeramischen Zustand der jeweiligen Kristallstruktur außerhalb dieses Zustandes gegenüber wesentlich erleichtert wird. Erst hierdurch wird es ermöglicht, das Tritiuminventar in den Partikeln möglichst gering zu halten und das herausdiffundierende Tritium in weitgehend verdünnter Form verhältnismäßig rasch abzutransportieren. Die kontinuierliche Entfernung des Tritiums aus dem Kühlgas erfolgt in bekannter Weise, beispielsweise durch Sorption an einem Zeolithen.The term Li₂O-containing fertile material particles made of glass or glass ceramic is intended to include all materials containing Li₂O and at least one other oxide which are in the glassy or glass-ceramic state, at least in the range of the operating temperature during neutron irradiation. This ensures that the diffusion of tritium to the surface of the fertile material particles is made significantly easier due to the expansion of the lattice structure in the glassy or glass-ceramic state compared to the respective crystal structure outside this state. Only in this way is it possible to keep the tritium inventory in the particles as low as possible and to transport the tritium diffusing out relatively quickly in a largely diluted form. The continuous removal of tritium from the cooling gas takes place in a known manner, for example by sorption on a zeolite.
Die Brutstoffpartikel sollen, um eine schnelle Freisetzung des Tritiums bzw. Tritiumoxids (T&sub2;O) durch Diffusion zu ermöglichen, vorteilhafterweise eine bestimmte Größe, beispielsweise ≤2 mm Durchmesser, nicht überschreiten.In order to enable rapid release of tritium or tritium oxide (T2O) by diffusion, the fertile material particles should advantageously not exceed a certain size, for example ≤ 2 mm in diameter.
Der glasige Zustand im System Li&sub2;O-SiO&sub2; erstreckt sich bis zu 37 Mol-% Li&sub2;O=22,61 Gew.-% LiO&sub2;, im System Li&sub2;O-P&sub2;O&sub5; bis zu 57 Mol-% Li&sub2;O und im System Li&sub2;O-¹¹B&sub2;O&sub3; bis 24 Mol-% Li&sub2;O. Da B-10 einen großen Neutroneneinfangquerschnitt aufweist (Neutronenabsorber), muß das letztgenannte System praktisch vollständig von B-10 befreit sein, bevor es zum Erbrüten von Tritium Verwendung finden kann.The glassy state in the Li₂O-SiO₂ system extends up to 37 mol% Li₂O=22.61 wt.% LiO₂, in the Li₂O-P₂O₅ system up to 57 mol% Li₂O and in the Li₂O-¹¹B₂O₃ system up to 24 mol% Li₂O. Since B-10 has a large neutron capture cross section (neutron absorber), the latter system must be practically completely freed of B-10 before it can be used to breed tritium.
Dem lithium-silikatischen Glas bzw. der Glaskeramik können weitere netzwerkbildende, netzwerkwandelnde und intermediäre Kationen zur Erzielung bestimmter Eigenschaften zugegeben werden. So erweist es sich als vorteilhaft, dem Brutstoff das intermediäre Kation Pb2+ (in Form von PbO) als Neutronenmultiplier zuzugeben, da bekanntlich mit Blei (n, 2n)-Kernreaktionen erfolgen. PbO selbst bildet kein Glas, aber bereits ab etwa 10 Gew.-% SiO&sub2;-Zugabe tritt Glasbildung ein. Auch mit dem netzwerkwandelnden Be2+-Kation läßt sich eine Neutronenvermehrung durch die (n, 2n)-Kernreaktion erreichen. Durch andere Glaszusätze lassen sich gezielte Brutstoffeigenschaften erreichen, so lassen sich z. B. mit Al&sub2;O&sub3; Gläser mit ungewöhnlich hoher Zähigkeit erreichen.Further network-forming, network-changing and intermediate cations can be added to the lithium-silicate glass or glass ceramic to achieve certain properties. It is therefore advantageous to add the intermediate cation Pb 2+ (in the form of PbO) to the breeding material as a neutron multiplier, since (n, 2 n) nuclear reactions are known to occur with lead. PbO itself does not form glass, but from about 10 Glass formation occurs when 100% by weight of SiO₂ is added. Neutron multiplication can also be achieved with the network-changing Be 2+ cation through the (n, 2 n) nuclear reaction. Specific breeding material properties can be achieved with other glass additives, for example with Al₂O₃, glasses with unusually high toughness can be achieved.
Das erfindungsgemäße Verfahren bringt eine Reihe von Vorteilen gegenüber den zum Stande der Technik gehörigen Verfahren mit sich. Einer der wesentlichsten Vorteile ist darin zu sehen, daß die brauchbaren Brutstoffe für die Tritiumgewinnung jeweils nach Maßgabe der Betriebstemperatur der zur Verfügung stehenden Neutronenquelle bzw. des vorhandenen Reaktors ausgewählt werden können, lediglich unter Berücksichtigung einer für den jeweiligen Brutstoff spezifischen oberen Temperaturgrenze in Verbindung mit einer gewünschten Tritium-Brutrate.The method according to the invention has a number of advantages over the methods of the prior art. One of the most important advantages is that the suitable breeding materials for tritium production can be selected in accordance with the operating temperature of the available neutron source or the existing reactor, only taking into account an upper temperature limit specific to the respective breeding material in conjunction with a desired tritium breeding rate.
Für die Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens brauchbare Gläser sind z. B. aus dem System Li&sub2;O-SiO&sub2; solche mit Zusammensetzungen in den Bereichen
- 5 Gew.-% bis 22,6 Gew.-% Li&sub2;O-95 Gew.-% bis 77,4 Gew.-% SiO&sub2;
oder im System Li&sub2;O-SiO&sub2;-PbO
- Li&sub2;O: 5 Gew.-% bis 22,6 Gew.-%
SiO&sub2;: 25 Gew.-% bis 27,4 Gew.-%
PbO: 70 Gew.-% bis 50 Gew.-%.
Glasses suitable for carrying out the process according to the invention are, for example, from the Li₂O-SiO₂ system, those with compositions in the ranges
- 5 wt% to 22.6 wt% Li2 O-95 wt% to 77.4 wt% SiO2
or in the system Li2O-SiO2-PbO
- Li2O: 5 wt% to 22.6 wt%
SiO2: 25 wt% to 27.4 wt%
PbO: 70 wt% to 50 wt%.
Es sind jedoch alle anderen, bekannten Li&sub2;O enthaltenden Gläser bzw. Glaskeramiken ebenfalls verwendbar, welche einen sinnvollen Mindestgehalt an Li&sub2;O (beispielsweise 5 Gew.-%) oder mehr aufweisen.However, all other known Li₂O-containing glasses or glass ceramics can also be used, which have a reasonable minimum content of Li₂O (for example 5 wt.%) or more.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19833332922 DE3332922C2 (en) | 1983-09-13 | 1983-09-13 | Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19833332922 DE3332922C2 (en) | 1983-09-13 | 1983-09-13 | Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiation |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE3332922A1 DE3332922A1 (en) | 1985-04-04 |
| DE3332922C2 true DE3332922C2 (en) | 1987-01-02 |
Family
ID=6208890
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| DE19833332922 Expired DE3332922C2 (en) | 1983-09-13 | 1983-09-13 | Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| DE (1) | DE3332922C2 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114171233B (en) * | 2021-12-03 | 2024-06-04 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Online tritium production and tritium recovery device for reactor |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3134627C2 (en) * | 1981-09-02 | 1987-02-12 | Rheinmetall GmbH, 4000 Düsseldorf | Device for measuring performance data |
-
1983
- 1983-09-13 DE DE19833332922 patent/DE3332922C2/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3332922A1 (en) | 1985-04-04 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| DE2726170C2 (en) | Fluoride glass based on a ternary system of zirconium fluoride, barium fluoride and a rare earth fluoride and possibly another metal fluoride as an additional component and a process for its production | |
| DE2231976A1 (en) | PROCESS FOR THE MANUFACTURING OF RADIOACTIVE MOLYBDAEN-99 FITTING PRODUCT | |
| DE1300177B (en) | Fuel element for nuclear reactors with a burnable neutron poison | |
| DE69607117T2 (en) | Imaging device with a glass with photostimulatable luminescence | |
| US3784384A (en) | High temperature ceramic composition for hydrogen retention | |
| DE2230506B2 (en) | Process for generating the phototropy in correspondingly assembled raw glasses by means of a temperature treatment in a liquid | |
| DE69207159T2 (en) | Radioactivity getter for fission products generated in a nuclear fuel element | |
| DE3332922C2 (en) | Process for the extraction of tritium from lithium-containing solid breeding material by neutron irradiation | |
| DE1471169A1 (en) | Process for the manufacture of spherical nuclear fuel carbide particles | |
| DE1033809B (en) | Nuclear reactor and method of operating nuclear reactors | |
| DE1188290B (en) | Process for the separation of plutonium and americium | |
| DE1062839B (en) | Neutron-absorbing control device made of a silver alloy for a nuclear reactor | |
| DE1592440C3 (en) | Process for processing uranium-containing nuclear fuels coated with pyrolytic carbon and / or carbides or oxides for high-temperature reactors | |
| DE1564409C3 (en) | Electric generator with a fuel capsule | |
| Rudstam et al. | Spallation of arsenic with 590 MeV protons | |
| DE2311569A1 (en) | CHEMICAL PLATING PROCESS FOR THE PRODUCTION OF RADIATION SOURCE MATERIAL | |
| DE2613537A1 (en) | PROCESS FOR THE CONDITIONING OF METALLIC CASE WASTE MADE OF ZIRCONIUM OR ZIRCONIUM ALLOYS FROM THE PROCESSING OF RADIATED NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS FOR ENVIRONMENTALLY PROTECTED DISPOSAL | |
| Dalle Donne et al. | Process for obtaining tritium as solid oxide material containing lithium by neutron irradiation | |
| DE3318611C2 (en) | ||
| DE1483292B2 (en) | Process for the extensive prevention of hydrogen embrittlement of oxygen-containing, in particular tough-polar or dispersion-hardened copper or such a copper alloy | |
| EP0100026B1 (en) | Process for the treatment of plutonium oxide and/or mixed oxide of plutonium and uranium | |
| Aitken et al. | The pile-neutron absorption cross-section of samarium-149 | |
| DE2640363C2 (en) | Absorption body for gaseous tritium and a process for its production and use in a nuclear reactor fuel rod | |
| DE2614185A1 (en) | Gadolinium-contg. materials for nuclear reactor control - in form of glass, glass-ceramic or ceramic | |
| DE2400423A1 (en) | PROCEDURE FOR CONTINUOUS MONITORING OF THE TRITIUM CONTENT IN THE FLUD OF A BROOD REACTOR AND DEVICE FOR CARRYING OUT SUCH A PROCESS |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
| D2 | Grant after examination | ||
| 8364 | No opposition during term of opposition | ||
| 8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |