Recovery of Tritium from Wastewater Generated by Decommissioning of Gas Cooled Reactors (GCR)

Authors


Abstract

The recovery of tritium from wastewater generated by the decommissioning of a 166-MWe GCR, Tokai-1, nuclear reactor was evaluated. The dimensions of two tritium separation columns, water distillation process and hydrogen-isotope exchange with hydrophobic Pt-catalyst, were evaluated numerically under the assumptions that the recovery of tritium from the wastewater would be completed in five years and the wastewater after the recovery of tritium would be suitable for release into the environment. It was found that, in addition to lower steam, the column was smaller than that for the water distillation process. The hydrogen-isotope exchange process was suitable for the treatment of wastewater, not only for a process design point of view but also for a reduction of energy consumption.

Abstract

On a évalué la récupération du tritium des eaux usées produites par la mise hors service d'un réacteur nucléaire Tokai-l GCR de 166 Mwe. Les dimensions de deux colonnes de séparation du tritium, le procédé de distillation de l'eau et l'échange entre hydrogène et isotopes avec le catalyseur Pt hydrophobe, ont été évalués numériquement avec comme hypothèse que la récupération du tritium des eaux usées serait terminée dans un délai de cinq ans et que les eaux usées après récupération du tritium seraient d'une qualité acceptable pour être relâchées dans l'environnement. On a trouvé qu'en plus d'une plus faible consommation de vapeur, la colonne était plus petite que dans le procédé de distillation de l'eau. Le procédé d'échange hydrogène-isotope convient au traitement des eaux usées, non seulement pour la conception du procédé mais aussi pour la réduction de la consommation d'énergie.

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