Патент №2456690 - Способ очистки теплоносителя тяжеловодного реактора от трития

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке теплоносителя тяжеловодных реакторов от трития. Техническим результатом является поддержание содержания трития в тяжеловодном теплоносителе ядерного реактора на низком уровне, что позволит снизить радиационную опасность и увеличить срок непрерывной работы тяжеловодных реакторов. Производят непрерывный отбор части теплоносителя из контура реактора и возврат очищенного от трития теплоносителя в контур реактора, при этом отобранный поток разделяют на две части. Одну часть направляют в электролизер, где разлагают на водород и кислород. Полученный водород направляют в колонку разделения изотопов, а кислород направляют в сжигатель. Вторую часть теплоносителя испаряют и направляют полученный водяной пар в колонку разделения изотопов, где проводят разделение водорода по изотопному составу с выделением тяжелой компоненты, содержащей тритий. Тяжелую компоненту отводят для дальнейшей переработки, а легкую компоненту водорода, состоящую из дейтерия с уменьшенным содержанием трития, направляют в сжигатель, где окисляют кислородом с образованием тяжелой воды, которую конденсируют после сжигателя и возвращают в контур реактора. Сконденсированную в колонке разделения изотопов вторую часть теплоносителя также возвращают в контур реактора. 1 ил.