JPS6036996A - 原子炉の非放射性冷却方法および装置 - Google Patents
原子炉の非放射性冷却方法および装置Info
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- JPS6036996A JPS6036996A JP59135009A JP13500984A JPS6036996A JP S6036996 A JPS6036996 A JP S6036996A JP 59135009 A JP59135009 A JP 59135009A JP 13500984 A JP13500984 A JP 13500984A JP S6036996 A JPS6036996 A JP S6036996A
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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
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
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- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の利用分野
この発明は原子炉手段、詳しくは、軽水冷却式原子力装
置に関する。
置に関する。
従来技術
公知の核分裂原子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（幾に伝達する熱を発生する
。公知のウラン燃料は濃縮ウラン−２３５である。原子
炉に冷媒を環流させて原子核反応により生成された熱を
吸収し、オイル又はガス式蒸気発生工程におけるように
多量の蒸気を生成する。この蒸気はタービンに向けられ
て発電機を駆動し、その後、該蒸気は凝縮されるととも
に液体として当該冷媒流に再導入される。
代表的にタービン駆動発電（幾に伝達する熱を発生する
。公知のウラン燃料は濃縮ウラン−２３５である。原子
炉に冷媒を環流させて原子核反応により生成された熱を
吸収し、オイル又はガス式蒸気発生工程におけるように
多量の蒸気を生成する。この蒸気はタービンに向けられ
て発電機を駆動し、その後、該蒸気は凝縮されるととも
に液体として当該冷媒流に再導入される。
米国特許’５３ｘ２２２，２ Ｓ Ｓ（マルダーゲ（Ｍ
ａ’ １ｄａｇｕｅ））号は原子炉用回路を開示して
おり、そこでは、冷媒回路内に懸濁されあるいは溶液と
して存在する物質を除去するために蒸留塔か用いられる
。この冷媒はその性質上実質的に多量の重水を含有する
。
ａ’ １ｄａｇｕｅ））号は原子炉用回路を開示して
おり、そこでは、冷媒回路内に懸濁されあるいは溶液と
して存在する物質を除去するために蒸留塔か用いられる
。この冷媒はその性質上実質的に多量の重水を含有する
。
冷媒として軽水（Ｈ２０）あるいは重水（Ｄ２０）のい
ずれかを使用することか知られている。熱伝達性お、よ
び充溢性が良好であるために軽水が用いられる。冷媒と
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。
ずれかを使用することか知られている。熱伝達性お、よ
び充溢性が良好であるために軽水が用いられる。冷媒と
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。
公知の原子炉における重大な問題点は、原子核反応によ
って生成された中性子を媒材に照射するために冷媒が放
射能を帯びるようになることである。冷媒として水が用
いられると、中性子の１１（を射は放射能および危険性
の高いトリチウムを形成する。トリチウムの形成は２工
程で行なわれる。第１工程において軽水素は１つの中性
子を受けてノユウテリウム（重水素）を生成する。第２
工程において重水素はもう１つの中性子を受けて、トリ
チウムと称せられる最も重い既知の水素となる。この第
２の反応は第１の反応より非常にゆっくり行なわれる。
って生成された中性子を媒材に照射するために冷媒が放
射能を帯びるようになることである。冷媒として水が用
いられると、中性子の１１（を射は放射能および危険性
の高いトリチウムを形成する。トリチウムの形成は２工
程で行なわれる。第１工程において軽水素は１つの中性
子を受けてノユウテリウム（重水素）を生成する。第２
工程において重水素はもう１つの中性子を受けて、トリ
チウムと称せられる最も重い既知の水素となる。この第
２の反応は第１の反応より非常にゆっくり行なわれる。
トリチウムの逸出を防止する主な手段は、その逸出を防
止すべく冷媒を封止することである。しかしなか呟冷媒
が過熱状態となったとぎ、当該冷媒に対するリリーフ弁
が存在するので冷媒の逸出を完全に防止することがで外
ない。このように反応炉が過熱状態となって冷媒用のリ
リーフ弁を開放し、大気中にトリチウムを放出すること
は安全上非常に厄介なこととなっている。
止すべく冷媒を封止することである。しかしなか呟冷媒
が過熱状態となったとぎ、当該冷媒に対するリリーフ弁
が存在するので冷媒の逸出を完全に防止することがで外
ない。このように反応炉が過熱状態となって冷媒用のリ
リーフ弁を開放し、大気中にトリチウムを放出すること
は安全上非常に厄介なこととなっている。
解決しようとする課題
この発明は、軽水反応炉の冷媒におけるトリチウムの存
在により惹起される安全上の問題点を該冷媒からシュウ
チリウムを除去することにより解消しようとするもので
ある。
在により惹起される安全上の問題点を該冷媒からシュウ
チリウムを除去することにより解消しようとするもので
ある。
この発明によれば、冷媒からシュウチリウムを連続的に
除去し、よってトリチウムの形成が低減されあるいは防
止される。このようにして、反応炉が過熱し、リリーフ
弁が開とされた際、流出蒸気は、トリチウムの含量が極
微量であるから安全上の厄介な問題を発生させないであ
ろう。
除去し、よってトリチウムの形成が低減されあるいは防
止される。このようにして、反応炉が過熱し、リリーフ
弁が開とされた際、流出蒸気は、トリチウムの含量が極
微量であるから安全上の厄介な問題を発生させないであ
ろう。
冷媒中に形成されたシュウチリウムは酸素および水素も
しくはシュウチリウムのいずれかと結合および重水は、
公知の装置により軽水と分離し得る。中間重水と軽水と
の沸点の差異は約（）、５°Ｃ程であり、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。蒸留塔は、循環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することができる第１の
利点と、蒸留塔のコンデンサにより除去された熱か２次
回路において使用される冷媒の予備加熱に使用でとる第
２の利点とを有する。
しくはシュウチリウムのいずれかと結合および重水は、
公知の装置により軽水と分離し得る。中間重水と軽水と
の沸点の差異は約（）、５°Ｃ程であり、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。蒸留塔は、循環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することができる第１の
利点と、蒸留塔のコンデンサにより除去された熱か２次
回路において使用される冷媒の予備加熱に使用でとる第
２の利点とを有する。
この発明によれば、循環冷媒流の一部分のみかシュウチ
リウム又は重水の除去にイτｊされる。冷媒から連続し
て約１％の流出流サンプルが採取されれば、十分な量の
ンユウテリウムあるいは重水および中間重水を除去して
シュウチリウムの濃度を６４０ （１部当り１部から１
０ 、００ （１１部当り１部もしくは測定で・きない
程度までに漸減させ得るものと判断された。これは危険
濃度のトリチウムの形成を防止する。
リウム又は重水の除去にイτｊされる。冷媒から連続し
て約１％の流出流サンプルが採取されれば、十分な量の
ンユウテリウムあるいは重水および中間重水を除去して
シュウチリウムの濃度を６４０ （１部当り１部から１
０ 、００ （１１部当り１部もしくは測定で・きない
程度までに漸減させ得るものと判断された。これは危険
濃度のトリチウムの形成を防止する。
にある。
また、この発明の目的は原子炉用の冷媒中に危険濃度の
トリチウムの発生を阻止することにある。
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媒から連
続的にシュウテリ１クムを除去することにある。
続的にシュウテリ１クムを除去することにある。
実施例
図面は、熱源として原子炉を用いた典型的な原子力装置
の概略構成を示す。原子炉２は燃料として濃縮ウランを
用いて冷媒を加熱し熱交換器６に指向させられた高温流
４を生成する。熱交換器６を通過した後、低温流８が原
子が２に戻される回路を形成している。ポンプ１０は」
−記回路に冷媒を駆動する作用を行なう。
の概略構成を示す。原子炉２は燃料として濃縮ウランを
用いて冷媒を加熱し熱交換器６に指向させられた高温流
４を生成する。熱交換器６を通過した後、低温流８が原
子が２に戻される回路を形成している。ポンプ１０は」
−記回路に冷媒を駆動する作用を行なう。
熱交換器６は１次冷媒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）２は熱交
換器６から送出され、動力装置１４に向けられる。この
動力装置は、大抵の場合、高温流によって駆動されかつ
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大流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次流の液体を駆動するの
に用いられる。
れる２次流に熱伝達を行なう。高温の２次流）２は熱交
換器６から送出され、動力装置１４に向けられる。この
動力装置は、大抵の場合、高温流によって駆動されかつ
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大流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次流の液体を駆動するの
に用いられる。
上記１次流および２次流は当該原子力装置への放射脂性
媒体の導入を防止するために用いられる。
媒体の導入を防止するために用いられる。
この発明によれぼ、１次流が安全に形成されたとトに１
次流がタービン針駆動するように、当該装置は設計され
ている。
次流がタービン針駆動するように、当該装置は設計され
ている。
この発明によれば、１次冷媒流から採取された出液流２
０か蒸留塔２２に供給される。この出液流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。出液流のサイズは、１次
流中のシュウチリウム量か自然に見られるンユウデリ′
ンム濃度以１・”に低減するような適宜なものにされる
。通常のりユウテリウム濃度は約１／６４００であり、
１次流中のノユウテリ１ンム濃度は＆ｊ’まし゛くは、
少なくとも約１／６４００〜］／１０．ｌ１）の範囲内
のものに低減する。シュウチリウム濃度は実際上成る場
合にはさらに低減させられる。
０か蒸留塔２２に供給される。この出液流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。出液流のサイズは、１次
流中のシュウチリウム量か自然に見られるンユウデリ′
ンム濃度以１・”に低減するような適宜なものにされる
。通常のりユウテリウム濃度は約１／６４００であり、
１次流中のノユウテリ１ンム濃度は＆ｊ’まし゛くは、
少なくとも約１／６４００〜］／１０．ｌ１）の範囲内
のものに低減する。シュウチリウム濃度は実際上成る場
合にはさらに低減させられる。
出液流２０は圧力安全弁２４を介して蒸留塔の再沸器２
６に向けて流通させられる。出液流中の重水はその出液
中の軽水より高い沸点を有するので、蒸留塔は軽水から
シュウチリウム含有水を分離する。蒸留塔の頂部２８が
ら軽水蒸気が取り出され、その後肢軽水蒸気はコンデン
サ３０に送られる。凝結軽水３２の一部は低温の一次流
８に戻され、その他の一部は蒸留塔用の逆流水としてラ
イン３８を介して送られる。
６に向けて流通させられる。出液流中の重水はその出液
中の軽水より高い沸点を有するので、蒸留塔は軽水から
シュウチリウム含有水を分離する。蒸留塔の頂部２８が
ら軽水蒸気が取り出され、その後肢軽水蒸気はコンデン
サ３０に送られる。凝結軽水３２の一部は低温の一次流
８に戻され、その他の一部は蒸留塔用の逆流水としてラ
イン３８を介して送られる。
シュウチリウムを含有する重水および中間重水は蒸留塔
の位置３・１において採取され、そして廃棄されあるい
は公知の用途に供せられる。
の位置３・１において採取され、そして廃棄されあるい
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。
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１
６に戻される。この構成は、軽水流３８がら除去された
熱か循環流１６に刊加的に戻されるので当該装置におけ
るエネルギーの使用を非常に効率的なものにする。
６に戻される。この構成は、軽水流３８がら除去された
熱か循環流１６に刊加的に戻されるので当該装置におけ
るエネルギーの使用を非常に効率的なものにする。
この技術分野の専門家によれば、危険なトリチウムの形
成が阻止された非常に安全な原子炉であると評価されよ
う。
成が阻止された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っ
ては明白なことである。
の技術的範囲内で種々に変形し得ることは当業者にとっ
ては明白なことである。
第１図はこの発明の一実施例の原子炉の構成を示す図で
ある。 ２・・・原子炉、 ４・・・高温流、 ５・・・熱交換
器、ト・・低温流、１０・・・給水ポンプ、１２・・・
高温流、１４・・・動力装置、１Ｇ・・・低温２次流、
２０・・・出液流、２２・・・蒸留塔、２４・・・す１
７−フ弁、２６・・・再沸器、３０・・・コンデンサ。
ある。 ２・・・原子炉、 ４・・・高温流、 ５・・・熱交換
器、ト・・低温流、１０・・・給水ポンプ、１２・・・
高温流、１４・・・動力装置、１Ｇ・・・低温２次流、
２０・・・出液流、２２・・・蒸留塔、２４・・・す１
７−フ弁、２６・・・再沸器、３０・・・コンデンサ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）原子炉の循環冷媒中にトリチウムの形成を阻止す
るにあたり、上記循環媒体の一部分から連続的にシュウ
チリウムを除去することを特徴とする方法。 （２）上記循環媒体の一部分が実質的に当該循環媒体の
約１％である特許請求の範囲第１項に記載の方法。 （３）連続的なシュウチリウムの除去工程か１氏滅した
シュウチリウム含量を有する上記循環媒体の一部分の残
部を上記循環媒体に戻すことを含む特許請求の範囲第１
項に記載の方法。 （４）Ｊ：記除去工程か上記循環媒体から上記一部分を
物理的に分離するとともに、該一部分からのりユウテリ
ウム除去手段に該一部分を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。 許請求の範囲第４項に記載の方法。 （６）残留体のジェウテリウム濃度か実質的に天然のシ
゛ユウテリウム平均濃度より低い特許請求の範囲第５項
に記載の方法。 （７）上記分離工程が上記循環媒体の一部分から軽水を
蒸気化せしめるとともに該軽水蒸気を凝結して上記残留
体を生成することを含む特許請求の範囲第５項に記載の
方法。 （８）軽水が優勢的に循環冷媒とされる軽水原子炉にお
いて、上記循環冷媒の少なくとも一部を該循環冷媒から
のシュウチリウム除去手段に送り、それによりトリチウ
ムの形成を実質的に防止することを特徴とする装置。 （９）シュウテリ・クムを除去するとともに分離した軽
水を循環冷媒に戻す手段力吐記循環冷媒の一部分におけ
る軽水から該循環冷媒の一部分における重水を分離する
蒸留塔である時相請求の範囲第８項に記載の装置。 （１０）上記循環冷媒の一部分が実質的に当該循環の装
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 true JPS6036996A (ja) | 1985-02-26 |
| JPH0412438B2 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 |
|---|---|
| JPH0412438B2 (ja) | 1992-03-04 |
| DE3476939D1 (en) | 1989-04-06 |
| CA1222076A (en) | 1987-05-19 |
| EP0130881B1 (en) | 1989-03-01 |
| EP0130881A1 (en) | 1985-01-09 |
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