JPH0412438B2 - - Google Patents
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- JPH0412438B2 JPH0412438B2 JP59135009A JP13500984A JPH0412438B2 JP H0412438 B2 JPH0412438 B2 JP H0412438B2 JP 59135009 A JP59135009 A JP 59135009A JP 13500984 A JP13500984 A JP 13500984A JP H0412438 B2 JPH0412438 B2 JP H0412438B2
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- Japan
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- cooling medium
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- light water
- circulating
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- 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
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
発明の利用分野
この発明は原子炉、特に軽水冷却原子炉の非放
射性冷却方法及び装置に関する。
射性冷却方法及び装置に関する。
従来技術
公知の核分裂反応炉はウラン等の燃料を用いて
発電機、代表的にタービン駆動発電機に伝達され
る熱を発生するものである。公知のウラン燃料は
濃縮ウラン−235である。原子炉に冷却媒体が循
環せしめられ、核反応により生成された熱を吸収
し、オイル又はガス蒸気発生工程において多量の
蒸気を発生する。この蒸気はタービンに送給して
発電機を駆動し、次いで該蒸気は凝縮されて液体
として上記循環冷却媒体流に再導入される。
発電機、代表的にタービン駆動発電機に伝達され
る熱を発生するものである。公知のウラン燃料は
濃縮ウラン−235である。原子炉に冷却媒体が循
環せしめられ、核反応により生成された熱を吸収
し、オイル又はガス蒸気発生工程において多量の
蒸気を発生する。この蒸気はタービンに送給して
発電機を駆動し、次いで該蒸気は凝縮されて液体
として上記循環冷却媒体流に再導入される。
米国特許第3222255（マルダーゲ（Maldague）
号は原子炉用回路を開示している。そこでは、冷
却媒体回路内に懸濁され又は溶液として存在する
物質を除去するために蒸留塔が用いられる。この
冷却媒体は意図的に多量の重水を含んでいる。
号は原子炉用回路を開示している。そこでは、冷
却媒体回路内に懸濁され又は溶液として存在する
物質を除去するために蒸留塔が用いられる。この
冷却媒体は意図的に多量の重水を含んでいる。
冷却媒体として軽水（H2O）又は重水（D2O）
のいずれかを使用することが知られている。熱伝
達性および存在度が良好であるため、軽水が用い
られる。冷却媒体として軽水を使用する反応炉は
一般に軽水反応炉として知られている。
のいずれかを使用することが知られている。熱伝
達性および存在度が良好であるため、軽水が用い
られる。冷却媒体として軽水を使用する反応炉は
一般に軽水反応炉として知られている。
従来の原子炉における重大な問題点は、核反応
によつて生成された中性子により冷却媒体が衝撃
されて放射能を帯びることである。冷却媒体とし
て水が用いられると、中性子による衝撃が放射能
の高いかつ危険なトリチウムを生成する。トリチ
ウムの生成は２段階で行なわれる。第１段階にお
いて、軽水素は１つの中性子を受け取つてジユウ
テリウム（重水素）を生成する。第２段階におい
て、重水素はもう１つの中性子を受け取り、トリ
チウムと称せられる最も重い水素となる。この第
２反応は第１反応よりも非常にゆつくり行なわれ
る。
によつて生成された中性子により冷却媒体が衝撃
されて放射能を帯びることである。冷却媒体とし
て水が用いられると、中性子による衝撃が放射能
の高いかつ危険なトリチウムを生成する。トリチ
ウムの生成は２段階で行なわれる。第１段階にお
いて、軽水素は１つの中性子を受け取つてジユウ
テリウム（重水素）を生成する。第２段階におい
て、重水素はもう１つの中性子を受け取り、トリ
チウムと称せられる最も重い水素となる。この第
２反応は第１反応よりも非常にゆつくり行なわれ
る。
トリチウムの逸散を防止する主な方法は逸散を
阻止するように冷却媒体を封止するものである。
しかしながら、冷却媒体が過熱されたとき、それ
に備えてリリーフ弁が存在し、冷却媒体の逸散を
完全に阻止することができない。安全上、主たる
事項は反応炉が過熱されて冷却回路における圧力
リリーフ弁を開放し、大気中にトリチウムが放出
されることである。
阻止するように冷却媒体を封止するものである。
しかしながら、冷却媒体が過熱されたとき、それ
に備えてリリーフ弁が存在し、冷却媒体の逸散を
完全に阻止することができない。安全上、主たる
事項は反応炉が過熱されて冷却回路における圧力
リリーフ弁を開放し、大気中にトリチウムが放出
されることである。
解決しようとする課題
この発明は、軽水原子炉において、冷却媒体か
らジユウテリウムを除去することにより該冷却媒
体に存在するトリチウムにより惹起される安全上
の問題点を解消しようとするものである。
らジユウテリウムを除去することにより該冷却媒
体に存在するトリチウムにより惹起される安全上
の問題点を解消しようとするものである。
この発明によれば、冷却媒体からジユウテリウ
ムが連続的に除去され、よつてトリチウムの生成
が低減され又は阻止される。このようにして、反
応炉が過熱し、リリーフ弁が開とされたとして
も、流出した蒸気のトリチウムの含量が極めて微
量であるから安全上の厄介な問題が発生しない。
ムが連続的に除去され、よつてトリチウムの生成
が低減され又は阻止される。このようにして、反
応炉が過熱し、リリーフ弁が開とされたとして
も、流出した蒸気のトリチウムの含量が極めて微
量であるから安全上の厄介な問題が発生しない。
冷却媒体中に形成されたジユウテリウムは酸素
及び水素又はジユウテリウムのいずれかと結合し
て中間重水又は重水を形成する。中間重水および
重水は公知の装置により軽水と分離される。中間
重水と軽水における沸点の差異は約0.5℃程度で
あり、重水と軽水との沸点の差異は約１℃程度あ
り、これ等の物質を分離するのに好ましい装置は
約100プレートを有する蒸留塔である。このよう
な蒸留塔の第１の利点は循環冷却媒体からの熱が
当該蒸留塔において物質を蒸発させるのに使用で
きることであり、第２の利点は蒸留塔のコンデン
サにより除去された熱が２次回路において使用さ
れる冷却媒体の予備加熱に使用できることであ
る。
及び水素又はジユウテリウムのいずれかと結合し
て中間重水又は重水を形成する。中間重水および
重水は公知の装置により軽水と分離される。中間
重水と軽水における沸点の差異は約0.5℃程度で
あり、重水と軽水との沸点の差異は約１℃程度あ
り、これ等の物質を分離するのに好ましい装置は
約100プレートを有する蒸留塔である。このよう
な蒸留塔の第１の利点は循環冷却媒体からの熱が
当該蒸留塔において物質を蒸発させるのに使用で
きることであり、第２の利点は蒸留塔のコンデン
サにより除去された熱が２次回路において使用さ
れる冷却媒体の予備加熱に使用できることであ
る。
この発明によれば、循環冷却媒体流の一部分の
みがジユウテリウム又は重水の除去に付される。
冷却媒体流から連続して約１％の冷却媒体を抽出
すれば、十分な量のジユウテリウム又は重水及び
中間重水が除去され、ジユウテリウム濃度が１／
6400部から１／10000部又は測定できない程度ま
でに漸減せしめられるものと考えられる。これは
危険濃度のトリチウムの形成を阻止する。
みがジユウテリウム又は重水の除去に付される。
冷却媒体流から連続して約１％の冷却媒体を抽出
すれば、十分な量のジユウテリウム又は重水及び
中間重水が除去され、ジユウテリウム濃度が１／
6400部から１／10000部又は測定できない程度ま
でに漸減せしめられるものと考えられる。これは
危険濃度のトリチウムの形成を阻止する。
この発明の目的は原子炉の安全性を高めること
にある。
にある。
また、この発明の目的は原子炉用の冷却媒体中
に危険濃度のトリチウムの発生を阻止することに
ある。
に危険濃度のトリチウムの発生を阻止することに
ある。
更に、この発明の目的とすることは原子炉の冷
却媒体から連続的にジユウテリウムを除去するこ
とにある。
却媒体から連続的にジユウテリウムを除去するこ
とにある。
実施例
図面に、熱源として原子炉を用いた典型的な動
力装置の概略構成が示される。
力装置の概略構成が示される。
原子炉２は燃料として濃縮ウランを用いて冷却
媒体を加熱し、熱交換器６に送給される高温流４
を生成する。熱交換器６を通過した後、低温流８
が原子炉２に返還される回路を形成している。ポ
ンプ１０は上記回路において冷却媒体を駆動する
作用を行なう。
媒体を加熱し、熱交換器６に送給される高温流４
を生成する。熱交換器６を通過した後、低温流８
が原子炉２に返還される回路を形成している。ポ
ンプ１０は上記回路において冷却媒体を駆動する
作用を行なう。
熱交換器６は１次冷却媒体から発電機を駆動す
るのに用いられる２次流に熱伝達を行なう。高温
の２次流１２は熱交換器６から送出され、動力装
置１４へ送給される。この動力装置は典型的に高
温流によつて駆動されかつ発電機と順次接続され
た複数のタービンを具備する。低温の２次流１６
は動力装置１４から熱交換器６に帰還させられ
る。２次ポンプ１８は２次流の流体を駆動するの
に用いられる。
るのに用いられる２次流に熱伝達を行なう。高温
の２次流１２は熱交換器６から送出され、動力装
置１４へ送給される。この動力装置は典型的に高
温流によつて駆動されかつ発電機と順次接続され
た複数のタービンを具備する。低温の２次流１６
は動力装置１４から熱交換器６に帰還させられ
る。２次ポンプ１８は２次流の流体を駆動するの
に用いられる。
上記１次流および２次流は当該動力装置へ放射
性冷却媒体が導入されるのを防止するために用い
られる。この発明により１次流が安全なものにさ
れ、該１次流がタービンを駆動するように当該装
置は設計されている。
性冷却媒体が導入されるのを防止するために用い
られる。この発明により１次流が安全なものにさ
れ、該１次流がタービンを駆動するように当該装
置は設計されている。
この発明によれば、１次冷却媒体流から採取さ
れた抽出流２０が蒸留塔２２に供給される。この
抽出流２０は好ましくは１次流の約１％とされる
が、特殊な環境に応じてそのように限定する必要
はない。抽出流のサイズは、１次流中のジユウテ
リウム量が天然のジユウテリウム濃度以下に低下
するするように適宜量とされる。通常のジユウテ
リウム濃度は約１／6400であり、１次流中のジユ
ウテリウム濃度は、好ましくは、少なくとも約
１／6400〜１／10000部の範囲内の大きさのもの
に低減せしめられる。ジユウテリウム濃度は実際
上或る場合にはさらに低下せしめられる。
れた抽出流２０が蒸留塔２２に供給される。この
抽出流２０は好ましくは１次流の約１％とされる
が、特殊な環境に応じてそのように限定する必要
はない。抽出流のサイズは、１次流中のジユウテ
リウム量が天然のジユウテリウム濃度以下に低下
するするように適宜量とされる。通常のジユウテ
リウム濃度は約１／6400であり、１次流中のジユ
ウテリウム濃度は、好ましくは、少なくとも約
１／6400〜１／10000部の範囲内の大きさのもの
に低減せしめられる。ジユウテリウム濃度は実際
上或る場合にはさらに低下せしめられる。
抽出流２０は圧力安全弁２４を介して蒸留塔の
再沸器２６に向けて流通させられる。抽出流中の
重水はその中の軽水より高い沸点を有し、蒸留塔
２２は軽水からジユウテリウムを含む水を分解す
る。蒸留塔の頂部２８から軽水蒸気が取り出さ
れ、次いで該軽水蒸気がコンデンサ３０に送られ
る。凝縮された軽水３２の一部分が低温の１次流
８に返還され、その他の部分が蒸気塔用の逆流水
としてライン３８を介して送られる。
再沸器２６に向けて流通させられる。抽出流中の
重水はその中の軽水より高い沸点を有し、蒸留塔
２２は軽水からジユウテリウムを含む水を分解す
る。蒸留塔の頂部２８から軽水蒸気が取り出さ
れ、次いで該軽水蒸気がコンデンサ３０に送られ
る。凝縮された軽水３２の一部分が低温の１次流
８に返還され、その他の部分が蒸気塔用の逆流水
としてライン３８を介して送られる。
ジユウテリウムを含有する重水および中間重水
は蒸留塔の位置３４において排出されて廃棄され
又は公知の用途に供せられる。
は蒸留塔の位置３４において排出されて廃棄され
又は公知の用途に供せられる。
コンデンサ３０は低温２次流１６から供給され
た冷却水３６により冷却を行なう熱交換器であ
る。冷却水３６はコンデンサ３０を通過した後低
温２次流１６に返還される。この構成は、軽水流
３８から除去された熱が循環流１６に付加的に返
還されるので当該装置におけるエネルギーの使用
が非常に効率的なものとされる。
た冷却水３６により冷却を行なう熱交換器であ
る。冷却水３６はコンデンサ３０を通過した後低
温２次流１６に返還される。この構成は、軽水流
３８から除去された熱が循環流１６に付加的に返
還されるので当該装置におけるエネルギーの使用
が非常に効率的なものとされる。
この技術分野の専門家によれば、危険なトリチ
ウム生成を阻止する非常に安全な原子炉であると
評価されよう。
ウム生成を阻止する非常に安全な原子炉であると
評価されよう。
以上に、好ましい実施例について説明したが、
この発明の技術的範囲内で種々に変形し得ること
は当業者にとつては明白なことである。
この発明の技術的範囲内で種々に変形し得ること
は当業者にとつては明白なことである。
第１図はこの発明の一実施例の炉装置の構成を
示す図である。 ２……原子炉、４……高温流、５……熱交換
器、８……低温流、１０……給水ポンプ、１２…
…高温流、１４……動力装置、１６……低温２次
流、２０……抽出流、２２……蒸留塔、２４……
リリーフ弁、２６……再沸器、３０……コンデン
サ。
示す図である。 ２……原子炉、４……高温流、５……熱交換
器、８……低温流、１０……給水ポンプ、１２…
…高温流、１４……動力装置、１６……低温２次
流、２０……抽出流、２２……蒸留塔、２４……
リリーフ弁、２６……再沸器、３０……コンデン
サ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 軽水冷却原子炉の循環軽水冷却媒体中でのト
リチウムの形成を阻止するにあたり、 上記原子炉の通常操作時、上記循環軽水冷却媒
体の一部分のみをジユウテリウム除去手段に迂回
せしめ、該循環冷却媒体の一部分から連続的にジ
ユウテリウムを除去することを特徴とする、原子
炉の非放射性冷却方法。 ２ 迂回せしめられる循環冷却媒体の一部分が実
質的に当該循環冷却媒体の約１％である、特許請
求の範囲第１項に記載の方法。 ３ ジユウテリウム除去工程が循環冷却媒体の一
部分のジユウテリウム含量を低減せしめた留部を
該循環冷却媒体に返還することを含む、特許請求
の範囲第１項に記載の方法。 ４ ジユウテリウム除去工程が循環冷却媒体から
物理的に一部分を分離するとともにその分離した
循環冷却媒体の一部分をジユウテリウム除去手段
に送給することを含む、特許請求の範囲第３項に
記載の方法。 ５ ジユウテリウム除去手段が蒸留塔である、特
許請求の範囲第４項に記載の方法。 ６ 循環冷却媒体の留部のジユウテリウム濃度が
約１／6000部より小さい、特許請求の範囲第５項
に記載の方法。 ７ 循環冷却媒体の分離工程が分離した循環冷却
媒体の一部分から軽水を蒸発せしめるとともに該
軽水蒸気を凝縮して循環冷却媒体の留部とするこ
とを含む、特許請求の範囲第５項に記載の方法。 ８ 冷却回路における循環冷却媒体の主成分を軽
水とする軽水原子炉において、 通常操作時、上記冷却回路から上記循環冷却媒
体の少なくとも一部分のみを、その一部分からジ
ユウテリウムを除去する手段に送給する手段、及
び上記循環冷却媒体の一部分を上記冷却回路に返
還する手段を設け、実質的にトリチウムの形成を
阻止することを特徴とする、軽水炉装置。 ９ ジユウテリウム除去手段が循環冷却媒体の一
部分における軽水からその部分における重水を分
離する蒸留塔であり、返還手段が冷却された軽水
を上記循環冷却媒体に返還する手段である、特許
請求の範囲第８項に記載の軽水炉装置。 １０ 分離される循環冷却媒体の一部分が実質的
に該循環冷却媒体の約１％である、特許請求の範
囲第９項に記載の軽水炉装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US50902783A | 1983-06-29 | 1983-06-29 | |
| US509027 | 1983-06-29 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6036996A JPS6036996A (ja) | 1985-02-26 |
| JPH0412438B2 true JPH0412438B2 (ja) | 1992-03-04 |
Family
ID=24025007
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59135009A Granted JPS6036996A (ja) | 1983-06-29 | 1984-06-28 | 原子炉の非放射性冷却方法および装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0130881B1 (ja) |
| JP (1) | JPS6036996A (ja) |
| CA (1) | CA1222076A (ja) |
| DE (1) | DE3476939D1 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4820477A (en) * | 1983-06-29 | 1989-04-11 | Mcnally Lillian | Method and apparatus for providing a non-radioactive coolant for a nuclear reactor |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1526867A (fr) * | 1966-08-09 | 1968-05-31 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements apportés aux moyens pour retirer le protonium et le tritium de l'eau lourde |
| FR1580313A (ja) * | 1968-06-21 | 1969-09-05 | ||
| DE2300185B2 (de) * | 1973-01-03 | 1974-10-31 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Leichtwassergekühlter Kernreaktor |
-
1984
- 1984-06-20 EP EP84401274A patent/EP0130881B1/en not_active Expired
- 1984-06-20 DE DE8484401274T patent/DE3476939D1/de not_active Expired
- 1984-06-26 CA CA000457457A patent/CA1222076A/en not_active Expired
- 1984-06-28 JP JP59135009A patent/JPS6036996A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0130881A1 (en) | 1985-01-09 |
| DE3476939D1 (en) | 1989-04-06 |
| CA1222076A (en) | 1987-05-19 |
| EP0130881B1 (en) | 1989-03-01 |
| JPS6036996A (ja) | 1985-02-26 |
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