JPS6363879B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6363879B2 JPS6363879B2 JP55177387A JP17738780A JPS6363879B2 JP S6363879 B2 JPS6363879 B2 JP S6363879B2 JP 55177387 A JP55177387 A JP 55177387A JP 17738780 A JP17738780 A JP 17738780A JP S6363879 B2 JPS6363879 B2 JP S6363879B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- nuclear fuel
- gas
- container
- fuel assembly
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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- Cleaning By Liquid Or Steam (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、核燃料集合体、特に軽水冷却型原子
炉に挿入される核燃料集合体に付着した水垢を除
去する方法に関するものである。
炉に挿入される核燃料集合体に付着した水垢を除
去する方法に関するものである。
原子炉に装荷された核燃料集合体は、長期間使
用しているとその表面に冷却水中の水垢が付着す
る。水垢の主成分は主として酸化鉄（Fe2O3）よ
りなる各種金属酸化物の水和物である。水垢が核
燃料集合体に付着すると、燃料棒からの熱除去が
阻害され、熱効率が低減するのみならず、燃料被
覆管の腐食特性に悪影響を及ぼしたり、燃料棒表
面で放射化された水垢の蓄積により放射線量率の
増加を来たす。
用しているとその表面に冷却水中の水垢が付着す
る。水垢の主成分は主として酸化鉄（Fe2O3）よ
りなる各種金属酸化物の水和物である。水垢が核
燃料集合体に付着すると、燃料棒からの熱除去が
阻害され、熱効率が低減するのみならず、燃料被
覆管の腐食特性に悪影響を及ぼしたり、燃料棒表
面で放射化された水垢の蓄積により放射線量率の
増加を来たす。
この核燃料集合体に付着した水垢を除去する方
法として、提案された方法に、超音波による方
法、化学薬品による方法がある。しかし、前者の
方法は核燃料集合体の一部表面の水垢のみしか除
去できず、また、後者の方法は化学薬品を使用す
るため、核燃料集合体への影響が懸念されるだけ
でなく、使用した化学薬品の処理が困難である。
法として、提案された方法に、超音波による方
法、化学薬品による方法がある。しかし、前者の
方法は核燃料集合体の一部表面の水垢のみしか除
去できず、また、後者の方法は化学薬品を使用す
るため、核燃料集合体への影響が懸念されるだけ
でなく、使用した化学薬品の処理が困難である。
また、最近では水中で高圧水を吹き付ける方法
も考えられているが、この方法は核燃料集合体に
機械的な衝撃が加わるため問題がある。
も考えられているが、この方法は核燃料集合体に
機械的な衝撃が加わるため問題がある。
本発明は、化学薬品を使用せず、核燃料集合体
に機械的な衝撃を与えず、核燃料集合体に付着し
た水垢を効果的に除去する方法を提供することを
目的とし、水垢の付着した核燃料集合体を水中に
設置された容器内に密閉する工程と、該容器内に
乾燥冷却気体および水を交互に流入させ、前記水
垢を水中に剥離させる工程と、前記乾燥冷却気体
の流量を、前記容器の流入口および流出口付近の
気体温度の測定結果により制御して、前記核燃料
集合体の過熱を防止する工程とを有することを特
徴とするものである。
に機械的な衝撃を与えず、核燃料集合体に付着し
た水垢を効果的に除去する方法を提供することを
目的とし、水垢の付着した核燃料集合体を水中に
設置された容器内に密閉する工程と、該容器内に
乾燥冷却気体および水を交互に流入させ、前記水
垢を水中に剥離させる工程と、前記乾燥冷却気体
の流量を、前記容器の流入口および流出口付近の
気体温度の測定結果により制御して、前記核燃料
集合体の過熱を防止する工程とを有することを特
徴とするものである。
すなわち、本発明は、水で膨潤状態の水垢と、
乾燥状態の水垢との間に体積差があり、核燃料集
合体に付着した水垢をこれら二つの状態に交互に
さらすと、水垢は核燃料集合体から剥離する点に
着目してなされたものである。
乾燥状態の水垢との間に体積差があり、核燃料集
合体に付着した水垢をこれら二つの状態に交互に
さらすと、水垢は核燃料集合体から剥離する点に
着目してなされたものである。
以下、実施例について説明する。
第１図は、一実施例を実施するため装置を示す
もので、１は、水中に設置された容器で、この中
に水垢の付着した核燃料集合体２が収納、密閉さ
れる。この容器１には、乾燥気体の給排系３と水
の給排系４が設けられている。
もので、１は、水中に設置された容器で、この中
に水垢の付着した核燃料集合体２が収納、密閉さ
れる。この容器１には、乾燥気体の給排系３と水
の給排系４が設けられている。
乾燥気体の給排系３は、ガス貯蔵タンク３１
と、ガス貯蔵タンク３１または容器１からのガス
が弁３２を介して導かれ乾燥冷却する乾燥冷却器
３３と、ガス流入用ポンプ３４と、容器１のガス
流入口３５およびガス流出口３６付近に設けられ
ている熱電対３７，３８とを有し、水の給排系４
は、弁４１を介して容器１の給水口４２から水を
供給するポンプ４３と、容器１の排水口４４から
弁４５を介して水を排出する排水ポンプ４６と、
排出された水のろ過器４７と、処理水タンク４８
とを有している。
と、ガス貯蔵タンク３１または容器１からのガス
が弁３２を介して導かれ乾燥冷却する乾燥冷却器
３３と、ガス流入用ポンプ３４と、容器１のガス
流入口３５およびガス流出口３６付近に設けられ
ている熱電対３７，３８とを有し、水の給排系４
は、弁４１を介して容器１の給水口４２から水を
供給するポンプ４３と、容器１の排水口４４から
弁４５を介して水を排出する排水ポンプ４６と、
排出された水のろ過器４７と、処理水タンク４８
とを有している。
次に、この装置を用いて水垢を除去する方法に
ついて説明する。
ついて説明する。
(1) 水垢の付着した燃料集合体２を、水中に設置
した容器１内に収納し、密閉する。
した容器１内に収納し、密閉する。
(2) 次に、弁４５を開いて、容器１内の水を排水
ポンプ４６を用いて排水口４４から排除する。
排除された水はろ過器４７を経て処理水タンク
４８に入る。
ポンプ４６を用いて排水口４４から排除する。
排除された水はろ過器４７を経て処理水タンク
４８に入る。
(3) 水の排除された容器１内に、ガス貯蔵タンク
３１内に貯蔵されている空気、アルゴン、ヘリ
ウム等の圧縮ガスを気体乾燥冷却器３３を通し
て乾燥冷却状態にしたものをガス流入用ポンプ
３４を用いてガス流入口３５より流入させ、容
器１内を乾燥冷却ガスで満たす。容器１内に流
入されるガスは冷却されているので、崩壊熱に
よつて核燃料集合体が過熱するのを防止するこ
とができる。また、この際ガス流入口３５とガ
ス流出口３６の付近に設けられている熱電対３
７，３８によつてガスの温度の測定を行ない、
その結果を用いてガスの流量を制御するように
するので、核燃料集合体２の過熱を効果的に防
止することができる。
３１内に貯蔵されている空気、アルゴン、ヘリ
ウム等の圧縮ガスを気体乾燥冷却器３３を通し
て乾燥冷却状態にしたものをガス流入用ポンプ
３４を用いてガス流入口３５より流入させ、容
器１内を乾燥冷却ガスで満たす。容器１内に流
入されるガスは冷却されているので、崩壊熱に
よつて核燃料集合体が過熱するのを防止するこ
とができる。また、この際ガス流入口３５とガ
ス流出口３６の付近に設けられている熱電対３
７，３８によつてガスの温度の測定を行ない、
その結果を用いてガスの流量を制御するように
するので、核燃料集合体２の過熱を効果的に防
止することができる。
例えば、容器２として、直径30cm、高さ500
cmの円筒型の容器を用い、乾燥冷却ガスに約10
℃の乾燥冷却空気を用い、約４気圧でガス流入
口３５から流速約0.4m3／secで流入させた場
合、崩壊熱による核燃料体の発熱量は、原子炉
を停止して１週間後で約10kcal／secと推定さ
れるので、核燃料集合体の表面温度を約40〜50
℃に保持することが可能で、核燃料集合体の過
熱を防止することができる。
cmの円筒型の容器を用い、乾燥冷却ガスに約10
℃の乾燥冷却空気を用い、約４気圧でガス流入
口３５から流速約0.4m3／secで流入させた場
合、崩壊熱による核燃料体の発熱量は、原子炉
を停止して１週間後で約10kcal／secと推定さ
れるので、核燃料集合体の表面温度を約40〜50
℃に保持することが可能で、核燃料集合体の過
熱を防止することができる。
(4) 容器１内に流入したガスは、核燃料集合体２
に付着した水垢の水分を吸収し、水垢を構成す
る酸化物粒子の水分が除去され、水垢の体積が
減少する。この体積減少による水垢の収縮は約
40〜70％におよび、水垢と核燃料集合体表面と
の付着状態が悪くなり、水垢が剥離または剥離
し易い状態になる。水垢の水分を吸収したガス
は、容器１のガス流出口３６から弁３２を介し
て気体乾燥冷却器３３に送られ、乾燥冷却ガス
に再生される。
に付着した水垢の水分を吸収し、水垢を構成す
る酸化物粒子の水分が除去され、水垢の体積が
減少する。この体積減少による水垢の収縮は約
40〜70％におよび、水垢と核燃料集合体表面と
の付着状態が悪くなり、水垢が剥離または剥離
し易い状態になる。水垢の水分を吸収したガス
は、容器１のガス流出口３６から弁３２を介し
て気体乾燥冷却器３３に送られ、乾燥冷却ガス
に再生される。
なお、例えば、容器１として直径30cm、高さ
500cmの円筒型の容器を用いた場合、容器１内
の水を排除した直後に、核燃料集合体表面およ
び容器内表面は約３Kgの水で濡れているので、
この水分を完全に除去するには、流入ガスの流
速が約0.4m3／secの場合で約３分必要である。
500cmの円筒型の容器を用いた場合、容器１内
の水を排除した直後に、核燃料集合体表面およ
び容器内表面は約３Kgの水で濡れているので、
この水分を完全に除去するには、流入ガスの流
速が約0.4m3／secの場合で約３分必要である。
(5) このようにして、核燃料集合体２を十分乾燥
した後、水の給排系４の給水口４２より水を流
入させると、水垢は核燃料集合体の表面から剥
離して水中へと除去される。水中に移行した水
垢は、排水口４４を通り、ろ過器４７に捕集さ
れる。
した後、水の給排系４の給水口４２より水を流
入させると、水垢は核燃料集合体の表面から剥
離して水中へと除去される。水中に移行した水
垢は、排水口４４を通り、ろ過器４７に捕集さ
れる。
(6) (2)から(5)までの操作を繰り返す。この繰り返
しによつて、核燃料集合体表面に付着した水垢
が効果的に除去される。
しによつて、核燃料集合体表面に付着した水垢
が効果的に除去される。
この実施例の水垢の除去方法は、比較的簡単な
装置で核燃料集合体に付着した水垢を効果的に除
去することが可能であり、また、機械的衝撃を与
えず、化学薬品も用いないので、水垢除去後の核
燃料の炉内再使用に関しても全く問題がない。
装置で核燃料集合体に付着した水垢を効果的に除
去することが可能であり、また、機械的衝撃を与
えず、化学薬品も用いないので、水垢除去後の核
燃料の炉内再使用に関しても全く問題がない。
第２図は、他の実施例を実施するための装置の
要部の構成を示すもので、第１図と同一部分には
同一符号が付してあるが、この装置が第１図の装
置と異なるところは、容器１内にガスおよび水の
かくはん用のかくはん装置５が設けられている点
で、この装置を用いる場合には、容器１内のガス
をかくはんすることができるので、核燃料集合体
２の除熱および乾燥効果を増大させることができ
る。
要部の構成を示すもので、第１図と同一部分には
同一符号が付してあるが、この装置が第１図の装
置と異なるところは、容器１内にガスおよび水の
かくはん用のかくはん装置５が設けられている点
で、この装置を用いる場合には、容器１内のガス
をかくはんすることができるので、核燃料集合体
２の除熱および乾燥効果を増大させることができ
る。
以上の如く、本発明の核燃料集合体に付着した
水垢の除去方法は、化学薬品を使用せず、核燃料
集合体に機械的な衝撃を与えず、核燃料集合体に
付着した水垢を効果的に除去することができ、産
業上の効果の大なるものである。
水垢の除去方法は、化学薬品を使用せず、核燃料
集合体に機械的な衝撃を与えず、核燃料集合体に
付着した水垢を効果的に除去することができ、産
業上の効果の大なるものである。
第１図は、本発明の核燃料集合体に付着した水
垢の除去方法の一実施例を実施する装置の系統
図、第２図は、同じく他の実施例を実施する装置
の要部の構成図である。 １……容器、２……核燃料集合体、３……乾燥
気体の給排系、４……水の給排系、３１……ガス
貯蔵タンク、３３……気体乾燥冷却器、３７，３
８……熱電対。
垢の除去方法の一実施例を実施する装置の系統
図、第２図は、同じく他の実施例を実施する装置
の要部の構成図である。 １……容器、２……核燃料集合体、３……乾燥
気体の給排系、４……水の給排系、３１……ガス
貯蔵タンク、３３……気体乾燥冷却器、３７，３
８……熱電対。
Claims (1)
- １ 水垢の付着した核燃料集合体を水中に設置さ
れた容器内に密閉する工程と、該容器内に乾燥冷
却気体および水を交互に流入させ、前記水垢を水
中に剥離させる工程と、前記乾燥冷却気体の流量
を、前記容器の流入口および流出口付近の気体温
度の測定結果により制御して、前記核燃料集合体
の過熱を防止する工程とを有することを特徴とす
る核燃料集合体に付着した水垢の除去方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17738780A JPS57100400A (en) | 1980-12-15 | 1980-12-15 | Method of removing fur to adhere to nuclear fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17738780A JPS57100400A (en) | 1980-12-15 | 1980-12-15 | Method of removing fur to adhere to nuclear fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57100400A JPS57100400A (en) | 1982-06-22 |
| JPS6363879B2 true JPS6363879B2 (ja) | 1988-12-08 |
Family
ID=16030044
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP17738780A Granted JPS57100400A (en) | 1980-12-15 | 1980-12-15 | Method of removing fur to adhere to nuclear fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57100400A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04137081A (ja) * | 1990-09-28 | 1992-05-12 | Fuji Photo Film Co Ltd | Ｅｅｐｒｏｍを有するｉｃメモリカード |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58189597A (ja) * | 1981-12-28 | 1983-11-05 | 株式会社東芝 | 燃料棒の水垢除去方法およびその装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5790200A (en) * | 1980-11-26 | 1982-06-04 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method and device for removing water scale |
-
1980
- 1980-12-15 JP JP17738780A patent/JPS57100400A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04137081A (ja) * | 1990-09-28 | 1992-05-12 | Fuji Photo Film Co Ltd | Ｅｅｐｒｏｍを有するｉｃメモリカード |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57100400A (en) | 1982-06-22 |
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