Brevet FR2137906A1 — publié le 19721229

1730*t 1 2137906 •*" - - • " La présente invention concerne une installation pour épurer, eïi mettant en oeuvre un procédé électrolytique, de l'eau lourde contenant du tritium, la séparation du Dg et du TD étant suivie de la combustion du Dg en D^0. De telles installa-5 tions sont nécessaires dans les ensembles nucléaires dans lesquels l'eau lourde sert de réfrigérant et/ou de modérateur. Ces réacteurs nucléaires, du fait de leur économie neutronique avantageuse, ont trouvé un large champ d'applications, aussi bien pour la recherche que pour la production d'énergie. Au cours de 10 la marche de ces réacteurs, la capture neutronique du deutérium provoque la formation, dans l'eau lourde, de l'isotope lourd du deutérium qui est le tritium, élément à radioactivité béta dont 1 la demi-vie est de 12,5 ans et l'énergie béta maximale de 19 keV. Bien que la section efficace pour cette réaction nucléaire ne _/i . , 15 soit que de 5»5»10 barn, ce qui est très faible, les densxtes élevées de flux neutronique dans le coeur du réacteur, ainsi que les temps prolongés d'irradiation du réfrigérant, ont cependant pour conséquence la formation de tritium en concentration notable. Après une année de marche, il faut compter avec 2Q une concentration de tritium de l'ordre de 1 à 10 Ci par litre de DgO, selon la densité du flux neutronique. Etant donné la faible énergie béta du tritium ainsi formé, celui-ci ne contribue pas à l'irradiation de l'environnement extérieur. Toutefois, la volatilité du tritium 25 présent dans l'eau lourde, sous forme de DTO, favorise sa fuite, par les défauts d'étanchéité du ciïcuit de réfrigérant , dans l'air environnant où il se présente alors sous forme de vapeur d'eau. Cela constitue un danger pour le personnel,du fait des possibilités d'absorption de cette vapeur, non seule-50 ment par la voie orale, mais encore par l'épiderme, même par l'épiderme en bon état, étant donné la rapidité de l'échange isotopique entre DTO et l'eau contenue dans le corps. Dans les locaux où la concentration du tritium dans l'air est nettement supérieure à la concentration maximale admissible pour un poste 55 de travail, c'est-à-dire à 5»10MCi/cm^ (pour un travail hebdomadaire de 40 h), le séjour n'est donc possible que pour les personnes équipées de vêtements offrant une protection totale, vêtements qui sont incommodes pour les travaux à effectuer. La meilleure solution pour réduire le risque d'une telle contami-40 nation par le tritium consiste donc à éliminer celui-ci des 72 17304 2 2137906 circuits, ce qui équivaut à limiter la concentration, du tritium dans l'eau lourde» On a donc déjà prévu d'épurer l'eau lourde dans diverses installations, en particulier dans celles où la densité du flux neutronique est élevée, cette épuration 5 pouvant s'effectuer de façon continue ou discontinue. Parmi les différents procédés connus pour extraire le tritium de l'eau lourde, on citera la distillation étagée du mélange D^O-DTO et l'échange catalytique d'isotopes entre Dg gazeux et le mélange D2O-DTO à épurer. Dans la pra-10 tique, ces deux procédés sont fréquemment combinés. Toutefois, les facteurs de séparation propres à ces deux procédés de séparation du D2O et du DTO ne diffèrent que faiblement de l'unité, ce qui oblige à réaliser des installations relativement complexes, pour mettre ces procédés en oeuvre. 15 On obtient des facteurs de séparation sensible ment plus favorables en recourant à la chromatographie gazeuse ou à la distillation à basse température, ce qui permet de tirer profit de la différence de masse relativement importante entre Dg et DT. La séparation par l'une ou l'autre de ces voies 20 nécessite toutefois la formation préalable de Dg et de DT par électrolyse du mélange DgO-DTO à épurer. Après séparation, le D2 épuré est recombiné en DgO par combustion. Ce procédé, intéressant du point de vue de l'efficacité de l'épuration, présente toutefois l'inconvénient d'exiger une forte consomma-25 tion d'énergie électrique pour 1'électrolyse. Afin de réduire cet inconvénient, l'invention prévoit, pour la conversion du Dg en DgO, de recourir à tuie pile à combustible connue en soi, du type hydrogène/oxygène ou hydrogène/air, dont 1'électrolyte est dèutéré et dont la 30 concentration se règle avec de l'eau lourde. Cette disposition permet de récupérer une part importante de l'énergie électrique consommée par l'électrolyse. On va maintenant décrire, en se référant à la figure unique du dessin annexé, un exemple non limitatif de 35 mise en oeuvre de l'invention. La figure représente schémati-quement le déroulement du processus mentionné. Le mélange de D2O et de DTO est amené à l'installation d'électrolyse E qui est raccordée à une source G de courant continu. L'oxygène formé au cours de 1'électrolyse est relâché dans l'air, tandis 4-0 que le mélange Dg-DT est amené à l'installation T de sépara- 72 17304 3 2137906 ■■tion. Le M obtenu dans cette installation de séparation est acheminé vers une installation collectrice non représentée. Quand au deutérium Dg épuré, il est envoyé à la pile à combustible dont il sort, combiné à de l'oxygène, sous forme d'eau lourde D^O qui peut être réintroduite dans le circuit de réfrigération du réacteur. Le courant électrique disponible aux bornes de sortie de la pile à combustible peut alors être utilisé dans l'installation d'électrolyse E, ce que l'on a symbolisé par une ligne en traits mixtes. 72 17304 2137906 REVENDICATION Dispositif d'épuration d'eau lourde contenant du tritium par voie électrolytique et par séparation de Dg et DT ainsi que par combustion consécutive du Dg en DgO , caractérisé par le fait que, les moyens pour assurer la combustion combinant Dg en DgO sont constitués par une pile à combustible, connue en soi, du type hydrogène/oxygène ou hydrogène/air, dont 1'électrolyte est toutefois deutéré et dont la concentration est réglée au moyen d'eau lourde ^2®*