JP2009216708A - 冷却回路の冷却材から中性子吸収材を分別除去する方法とその装置 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉冷却材から中性子吸収材を分別除去するに際し、冷却材が分離装置における加熱によって蒸発され、冷却材蒸気が未蒸発中性子吸収材から分離されるようにする。
【解決手段】冷却材としての脱イオン水と中性子吸収材としての濃縮ほう酸溶液への蒸留分離並びに生の冷却材としての酸素含有脱イオン水からの酸素の脱気が、真空ポンプによって発生された低い圧力で実施され、その分離過程にとって必要な熱エネルギが、分離装置ないしそれに付属された復熱復水器あるいは気体冷却器から、原子力設備の中間冷却水系に接続された冷却水回路に放出される。この冷却水回路は熱交換器を介して複数の閉鎖ヒートポンプ回路に接続され、冷媒が封入された複数のヒートポンプ回路が熱エネルギを熱交換器において大部分吸収し、温度レベルを冷媒蒸気の機械的圧縮によって高め、その熱エネルギをほう酸塔や脱気塔のような分離装置あるいは他の熱負荷で利用する。
【選択図】図１

Description

本発明は、冷却材が冷却回路に接続される分離装置における加熱によって蒸発され、その冷却材蒸気が未蒸発中性子吸収材から分離され分離装置から排出される、原子力設備の冷却材から中性子吸収材を分別除去する方法に関する。また本発明は、原子力設備の冷却材から中性子吸収材を分別除去するための装置に関する。

原子力設備を冷却するために、いわゆる中性子吸収材例えばほう酸が溶解されている冷却材が利用される。その冷却材の組成を調整するために、加圧水形原子炉の冷却回路から原子炉冷却材が取り出され、純粋冷却水（脱イオン水）と例えば濃縮ほう酸溶液の形の中性子吸収材に分別される。その分別後、脱イオン水および濃縮ほう酸溶液は所望の配量で再び原子炉冷却回路に供給される。

冷却材から中性子吸収材を分別除去するために、中性子吸収材を含む原子炉冷却材がほぼ完全に蒸発されることが知られている。濃度制御式および充填レベル制御式調節によって、中性子吸収材溶液が所望の濃度で分離装置から連続して取り出され、冷却材が補充される（連続運転法）。あるいはまた、所望の中性子吸収材濃度に到達した際に分離過程が中断され、分離装置の下部における蒸発器溜めが空けられる（不連続運転法）。その冷却材蒸気は分離装置としての段塔において同様に部分的に蒸気相に移行されたほう酸が除かれて浄化され、その冷却材蒸気は復水器において所望の冷却材脱イオン水として凝縮する。供給された原子炉冷却材に溶解された中性子吸収材例えばほう酸（Ｈ₃ＢＯ₃）は、その小さな蒸発性のために分離装置の溜めの中に濃縮物として残存する。その脱イオン水と中性子吸収材の両生成物は貯蔵槽内に貯えられ、必要に応じて再び原子炉冷却回路に供給される。

蒸発設備で発生された冷却材脱イオン水が原子炉冷却材におけるトリチウム含有量を減少するために原子炉回路から放出されねばならない場合、溶解された放射性希ガスが脱気装置において分別除去され排気系に導かれる。その脱気装置は、通常、分離装置の溜めに接続された蒸発器を備えた詰め物塔を有し、その蒸発器において脱気済み冷却材の一部が蒸発される。分離装置からの脱気すべき脱イオン水は詰め物塔の頭部に導かれ、上昇する冷却材蒸気と逆向きに詰め物塔を通してちょろちょろ流れ、その際の激しい接触によって、脱イオン水の脱気が生ずる。詰め物塔の上側で冷却材蒸気は還流復水器において凝縮され、詰め物塔に戻される。非凝縮性ガスは気体冷却器を介して脱イオン水から適切な排気系に排出される。溶解された放射性希ガスが除去された冷却材は、続いて詰め物塔の蒸発溜めからポンプによって取り出される。

冷却材の補充のために必要とされる新鮮で酸素を含有する脱イオン水からプロセス上有害な酸素を排除するために、類似した脱気装置が利用される。この場合、脱イオン水は前置接続された加熱器において詰め物塔におけるプロセス温度に加熱され、続いて詰め物塔において酸素が分離される。

従来公知の方法においては、蒸発のために両方の詰め物塔で必要とされるプロセス熱は、発電所に存在する補助蒸気供給系統から取り出された補助蒸気で供給される。原子炉冷却材の供給温度および流出温度は約５０℃であり、酸素含有脱イオン水は約２０℃の平均周囲温度で詰め物塔に導入される。脱気器付きの従来実現されているすべての中性子吸収材蒸発設備は、例えば約１．０バールの周囲圧力で従って蒸発過程に対して約１００℃（沸騰温度）で運転される。必要な熱出力は近似的に、蒸発器における蒸発した冷却材の固有エンタルピと供給されたほう酸化冷却材のエンタルピの差と所望の脱イオン水流量との積から生ずる。

ほぼ同じ大きさの熱は蒸発設備および脱気設備の復水器と気体冷却器とから冷却水によって排出されねばならない。補助蒸気供給並びに冷却水供給は必要な装置に対してかなりの経費を生じさせ、原子力設備のエネルギ出力を減少させる。従って、電気出力約１２００ＭＷの加圧水形原子炉の場合、補助蒸気供給および補助冷却水供給のために５ＭＷ以上の熱エネルギ損失が生ずる。

この欠点を回避するために、最新の従来技術として特許文献１に、冷却材から中性子吸収材を分別除去する方法と装置が開示されている。その場合、詰め物塔から流出する冷却材蒸気が圧縮機において機械的な水蒸気圧縮によって温度上昇のもとで圧縮され、そのようして得られた熱エネルギが分離装置の加熱のために利用される。

冷却材から中性子吸収材を分別除去するための従来公知の方法と装置には、特にその装置の始動時に分離装置の運転温度までの加熱を保証するために、補助的熱源特に電気抵抗ヒータが必要とされるという欠点がある。さらに、補助電気抵抗ヒータの運転中に発生された廃熱は換気装置を介して排出されねばならない。また、冷却材蒸気の過熱を制限するためおよび圧縮機を冷却するために、冷却材蒸気に連続して水が吹き付けられねばならない。機械式圧縮機特に水蒸気圧縮機は外部の駆動電動機を有し、従って、放射線負荷媒体の漏出を防止するために、高価な軸封装置を必要とする。
独国特許第１９８３３７３９号明細書

本発明の課題は、上述した欠点を解消することおよび公知の方法と装置に比べて安全に運転でき、エネルギ消費量が少ない、原子力設備の冷却材から中性子吸収材を分別除去する方法とその装置を提供することにある。

この課題は特許請求の範囲の請求項１に記載の特徴によって解決される。本発明に基づいて、冷却水の冷却回路に配置された少なくとも１つの熱交換器が冷却回路から熱エネルギを取り出し、その熱エネルギが他のプロセスに対して利用され、特に分離装置としてのほう酸塔における原子炉冷却材の蒸発に対して利用されることを提案する。冷却水に含まれる廃熱を技術的に有効利用するために、ヒートポンプ回路内を循環される冷媒を備えたヒートポンプが利用され、その場合、圧縮機の機械的圧縮動力によって、有効利用にとって必要な冷媒の温度上昇が保証される。

熱キャリヤ媒体としての非放射性冷媒を備えた別個のヒートポンプ回路の利用によって、放射線を受けた原子炉冷却材を、厳しい軸封要件と温度上昇下での冷却要件を備えた圧縮機により圧縮する必要がなくなる。同時に、原子炉冷却材に熱を伝達する際に専ら表面熱交換器を利用する場合、そうでない場合に生ずる原子力設備を損傷させてしまうような原子炉冷却蒸気の過熱従って中性子吸収材（ほう酸）が結晶化する化学的損傷の危険が防止される。

本発明に基づく方法の有利な実施態様において、冷却材蒸気は復熱式加熱器および／又は復水器および／又は気体冷却器に供給される。その復水器および／又は気体冷却器は冷却材蒸気の凝縮時に発生する熱エネルギを冷却水に放出し、その場合、熱交換器は閉鎖冷却回路系のために冷却水から熱エネルギを再び取り出す。そのようにして得られた熱エネルギは再利用され、特に原子炉冷却材を蒸発するためおよび／又は分離装置において冷却材を脱気するために利用される。

冷却水の冷却回路が原子力設備の中間冷却水系に接続されていることが有利である。また、復水器および／又は気体冷却器において冷却水から吸収され冷却水に放出された熱エネルギは、冷却水の冷却回路から熱交換器によって大部分が再び取り出され、その都度の分離装置において冷却材の蒸発のために再利用される。公知の補助蒸気加熱式のほう酸蒸発器および脱気器と異なって、分離過程の実施にとって必要な大きなプロセス熱量は大部分が本発明により再び回収され、その熱エネルギは進行する分離過程に対して再利用される。その熱回収は閉鎖冷却回路において行われ、これによって、復水器および／又は気体冷却器を介して冷却回路に放出された熱エネルギは熱交換器によって再び取り出される。従って、放射線を含まない冷却水の閉鎖冷却回路は、本発明に基づいて一種の蓄熱器として利用される。

冷却水の回路で取り出された熱エネルギが熱交換器によって同様に他の分離装置に対する熱供給のためにおよび／又は熱交換器の形の補給水加熱器における新酸素含有冷却材の温度上昇のために使用されるという利点がある。これはまた、中間冷却水系により周囲に放出されねばならない原子力設備の内部における熱負荷を減少する。特に副冷却水温度が高い場所においては、この熱負荷が大きくなると原子力設備からの熱放出に対して追加的に高い経費がかかる。従って、閉鎖冷却回路は、復水器や気体冷却器のような種々の熱源並びに熱交換器の形における種々の冷熱源に対する蓄熱装置として利用することができる。その場合、熱交換器は吸収された熱エネルギを循環冷媒付き閉鎖ヒートポンプ回路によって、特に分離装置における蒸発過程に対して利用される。

さらに、原子力設備の中間冷却回路への冷却水回路の接続は、熱交換器回路における熱エネルギが既に系統の始動過程に対して利用できるという利点を有する。これによって、補助熱源が不要であるという利点が生ずる。

本発明に基づく方法の熱力学的に有利な利用に対して、ヒートポンプ回路における冷媒が蒸発器において蒸発され、その冷媒蒸気が圧縮機において温度上昇のもとで圧縮される。続いて、その冷媒蒸気は凝縮器において放熱しながら液化し、絞りを介して放圧されて再び熱交換器の蒸発器に導入される。ヒートポンプ回路の一次側で冷却水からの熱によって蒸発された冷媒の圧縮によって、その冷媒蒸気はさらに加熱される。その加熱済み冷媒蒸気は、分離装置の溜めにおける中性子吸収材で豊富化された原子炉冷却材の蒸発に対する加熱媒体として用いられる。その冷媒は凝縮器によって、分離装置の溜めと熱交換器との間で熱対流により循環する中性子吸収材が多量に含まれた原子炉冷却材と熱的にのみ接触する。冷媒の汚染特に放射線汚染は回路の分離によって防止される。ヒートポンプ回路に配置された絞り付き配管は、液化冷媒を再びヒートポンプ回路の一次側に導き、これによって、そのように冷却された冷媒は再びヒートポンプ回路の内部において中間冷却系から熱エネルギをあらたに吸収するために利用される。

真空ポンプは有利に分離装置の内部に周囲圧力とは異なった圧力、特に周囲圧力より低い静圧を発生する。真空ポンプによって分離装置内に０．１２５バールの静圧が発生されることが有利である。分離装置における静圧の低下によって、冷却材蒸気の冷却材と中性子吸収材への分離過程を、従来よりも低い圧力状態従って低い温度で実施することが可能となる。また、これは例えばテトラフルオロエタンのような閉鎖ヒートポンプ回路における安全で信頼性のある冷媒を比較的低い圧力状態で従って良好な成績係数εで利用することを可能とする。

また、一緒に運ばれる非凝縮性ガスが熱交換器および／又は気体冷却器において分別除去され、排気系に導かれることが有利である。理想的には、真空ポンプは排気系の上流に配置され、装置における圧力低下と同時に非凝縮性ガスを取り出し、ないし酸素含有脱イオン水の脱気の際に酸素を取り出す。

冷却材蒸気が復熱式加熱器に供給され、これによって、装置の熱回収量が一層高められることが有利である。

加圧水形原子炉におけるほう酸化原子炉冷却材からの冷却材としての脱イオン水と中性子吸収材としての濃縮ほう酸溶液への蒸留分離並びに原子炉冷却材の成分としての脱イオン水からの溶解した放射性希ガスの脱気あるいは新鮮な酸素含有冷却材からの酸素の脱気除去が、通常の分離方法に比べて、低い圧力で実施され、従って、従来におけるより低い温度で実施される。これによって、分離過程にとって必要なプロセス熱が減少される。また、分離過程にとって必要な熱エネルギが復熱式加熱器において被分離原子炉冷却材に放出され、および／又は、復水器および／又は気体冷却器において冷却水の閉鎖冷却回路に放出される。その冷却水の閉鎖冷却回路はこの熱エネルギを復水器および／又は気体冷却器から複数の熱交換器に導く。冷媒が封入された密封熱交換器は熱エネルギを大部分吸収し、その場合、冷媒が蒸発する。ヒートポンプ回路の内部における温度レベルは冷媒蒸気の機械的圧縮によって高められる。続いて、その加熱済み冷媒は第２の閉鎖ヒートポンプ回路の内部においてこの系統における例えばほう酸塔や脱気塔のような熱負荷に導かれる。この分離過程に対して外から供給すべき動力および冷却水で外に排出すべき動力は、本発明によって、補助蒸気あるいは電気抵抗ヒータで加熱される分離装置に比べて８０％以上低減される。

即ち、本発明によれば、中間冷却系への熱負荷が低減される。そのために本発明は、原子力設備が不利な冷却水状態、特に高い冷却水温度の場所でも運転できるように貢献する。本発明を利用する場合、設備部品が（分離装置の圧力が０．１２５バール絶対圧である場合）５０℃より高いプロセス温度を有することがないので、補助設備建屋における換気装置に対する熱負荷も同様にかなり減少される。これは換気装置を著しく単純化させ、経費を低減させる。補助熱源としての補助蒸気を発電設備の通常部分から供給することが不要となる。機械的水蒸気圧縮形の従来公知の設備に比べて、本発明の構造技術は、大幅に単純化され、保守労力も少なく、信頼性が高くなる。この系統の始動に対する補助装置が不要である。結晶状の残留ほう酸の析出の危険を伴う原子炉冷却材の過熱が確実に防止される。電気抵抗ヒータに対する高価な補助的電流供給が不要となる。

本発明の課題は請求項１０に記載の特徴によっても同様に解決される。本発明に基づいて、熱交換要素が冷却材蒸気から少なくとも部分的に熱エネルギを取り出し、冷却水の冷却回路に放出し、この冷却水の冷却回路に配置された少なくとも１つの熱交換器が冷却回路から熱エネルギを取り出し、その熱交換器が熱エネルギを他のプロセス経過特に分離装置の熱供給に対して利用する、原子力設備の原子炉冷却材から中性子吸収材を分別除去するための装置を提案する。

本発明に基づく装置の有利な実施態様において、少なくとも１つの復水器および／又は少なくとも１つの気体冷却器が、冷却材蒸気の熱エネルギを冷却水の冷却回路に伝達し、その熱交換器が冷却水の冷却回路から熱エネルギを再び取り出し、原子炉冷却材を蒸発するための分離装置および／又は冷却材を脱気するための分離装置が、そのように回収した熱エネルギを原子炉冷却材の蒸発に対して利用する。その場合、閉鎖中間回路内を循環され冷媒を備えたヒートポンプの使用によって、機械的圧縮作業の利用のもとで、廃熱の有用性にとって必要な温度増大が達成される。

ヒートポンプ回路における冷媒は蒸発器において蒸発され、その冷媒蒸気は圧縮機において温度上昇のもとで圧縮される。続いて、その冷媒蒸気は凝縮器において放熱して液化する。続いて、絞りにおいて液化冷媒が膨張され冷却され、その後、ヒートポンプ回路の蒸発器に再び供給される。復水器において放出された熱エネルギは、分離装置の溜めにおける中性子吸収材が豊富化された原子炉冷却水に供給され、その中性子吸収材を含む原子炉冷却水が配管系において分離装置の溜めからヒートポンプ回路に循環され、凝縮器の熱エネルギがヒートポンプ回路で吸収される。

真空ポンプが、有利に、分別除去装置従って複数の分離装置に周囲圧力と異なった圧力を発生し、これによって、系統の内部において周囲圧力と異なった圧力特に低い静圧が保証される。

本発明の課題は、原子炉冷却材から中性子吸収材を熱回収して分別除去するための装置を備えた請求項１５に記載の特徴を有する原子力設備特に加圧水形原子炉によっても解決される。

本発明の他の有利な実施態様は従属請求項に記載されている。

以下図に示した実施例を参照して本発明を詳細に説明する。

図１は、冷却水ＫＷの冷却回路に接続された３つのヒートポンプ回路５、１５、２５を備えた本発明に基づく分離装置２の簡略化された配管系統図を示している。ほう酸を含有する原子炉冷却材ＲＫが貯蔵槽１４（図示せず）から分離装置２に蒸発器供給ポンプ２１によって供給される。その原子炉冷却材ＲＫは、冷却材Ｋとしての脱イオン水と濃縮ほう酸溶液ＮＡの形の中性子吸収材との成分に再利用可能に分離される。貯蔵槽における温度例えば２０℃の周囲温度で供給された原子炉冷却材ＲＫは復熱式加熱器２２において約４０℃に加熱される。原子炉冷却材ＲＫを加熱するために、ほう酸塔３から５０℃の温度で流出する冷却材蒸気ＫＤの一部が利用される。その予熱済み原子炉冷却材ＲＫはほう酸塔３の溜め２０に導かれ、そこに存在する例えばホウ素７０００ｐｐｍ含有のほう酸溶液ＮＡ（５０℃、０．１２５バールで沸騰状態）と混合される。ほう酸塔３の溜め２０の内容物は自然対流により、ほう酸塔３の溜め２０と冷却材KMの閉鎖ヒートポンプ回路５の熱交換器３９との間で循環される。その場合、ほう酸塔３の加熱によって原子炉冷却材ＲＫの一部が蒸発される。閉鎖ヒートポンプ回路５の冷媒ＫＭは原子炉冷却材ＲＫあるいは中性子吸収材ＮＡと直直接には接触せず、単に蓄積熱エネルギを熱交換器３９においてほう酸塔３に放出する。

冷却材蒸気ＫＤの量はヒートポンプ回路５の加熱出力によって決定される。この加熱出力はＥＰＲ級（欧州加圧水形原子炉級）の加圧水形原子炉において例えば６６００ｋＷであり、これによって、２．７１ｋｇ／ｓの蒸発率が可能である。原子炉冷却材ＲＫが蒸発された際、ほう酸の大部分は、中性子吸収材ＮＡとしてほう酸塔３の溜め２０内に濃縮して残存する（そのホウ素濃度は約７０００ｐｐｍ）。ほう酸塔３の溜め２０から少量の中性子吸収材ＮＡが冷却材蒸気ＫＤと共に、濃度と圧力に依存する分布係数に応じて、例えば１０ｐｐｍの濃度で流出する。冷却材蒸気ＫＤにおける中性子吸収材ＮＡの濃度を一層減少するために、その冷却材蒸気ＫＤは下から上向きにほう酸塔３を通して導かれる。その場合、ほう酸塔３の各段底を通過する時に冷却材蒸気ＫＤはその段底に存在する沸騰冷却材Ｋとの間で激しく物質交換され、その中性子吸収材ＮＡの濃度は徐々にさらに低減され、最終的に２ｐｐｍより低い濃度に達する。

上述の物質交換過程を維持するために、復水ポンプ２３の吐出し側で分岐された回収脱イオン水Ｋが例えば０．４ｋｇ／ｓの流量でほう酸塔３の頭部に還流される。ほう酸塔３の頭部で流出する冷却材蒸気ＫＤは復熱式加熱器２２を通して導かれ、そこで含有熱エネルギの一部は供給された原子炉冷却材ＲＫにその予熱のために伝達される。冷却材蒸気ＫＤは復熱式加熱器２２から出てさらに復水器２４に流入する。この復水器２４において冷却材蒸気ＫＤはほとんど完全に凝縮されるが過冷却はされない。その冷却材蒸気ＫＤの少ない残留量は気体冷却器２６に導かれ、そこで残留冷却材蒸気ＫＤは一層冷却されて凝縮される。気体冷却器２６および復水器２４からの復水は冷却材Ｋとして復水タンク２７に集められ、他方で、非凝縮性ガスＧＡＳは真空ポンプ６によって気体冷却器２６から抽出され排気系３５に導かれる。復水タンク２７に集められた復水は所望の冷却材、脱イオン水Ｋである。その脱イオン水Ｋは復水ポンプ２３によって脱イオン水貯蔵槽１７に搬送され、そこに原子炉冷却回路における再利用のために貯蔵される。

供給されたほう酸含有原子炉冷却材ＲＫを含む中性子吸収材ＮＡとしてのほう酸の供給に応じて、ほう酸塔３の溜め２０から濃縮ほう酸溶液ＮＡが、抽出ポンプ１３により抽出され、詳細には図示されていないほう酸貯蔵槽１８に搬送される。その中性子吸収材ＮＡの抽出量は、ほう酸塔３の溜め２０および分離装置２の内部の生成物流における中性子吸収材ＮＡの常に一定した濃度が例えば７０００ｐｐｍの設定濃度になるように調整される。

復水器２４および気体冷却器２６における凝縮熱を吸収するために、発電所の中間冷却水系１６からの冷却水ＫＷがその両装置によって利用される。その冷却水ＫＷは中間冷却水系１６の例えば３６℃の温度から復水器２４および気体冷却器２６における凝縮熱の吸収によって例えば４６℃に加熱され、冷却水管ヘッダ７に集められる。その冷却水ＫＷは冷却水管ヘッダ７から冷却水循環ポンプ１２によって還流分配系８および熱交換器３８を介して送り分配系９に搬送される。その熱交換器３８はヒートポンプ回路５の構成部品であり、そのヒートポンプ回路５には熱交換器３９と圧縮機３７と絞り４０も存在している。図１においてヒートポンプ回路５は簡略化された配管系統図で示されている。ヒートポンプ回路５は図４で拡大して詳細に示され、その場合、両熱交換器３８、３９における二次側の管接続端子だけが示され、冷却材回路ないし分離装置３の蒸発回路との接続は示されていない。

冷却水ＫＷは、復水器２４および／又は気体冷却器２６で予め吸収した熱エネルギを、ヒートポンプ回路５の蒸発器において、熱交換器３８の一次側でヒートポンプ回路５の内部における冷媒ＫＭに放出する。ヒートポンプ回路５の他方の側を流れるほう酸塔３の溜め２０からの冷却材Ｋは、熱交換器３９において、圧縮機３７で圧縮され従って温度上昇した冷媒蒸気ＫＭＤの熱エネルギを吸収する。ほう酸塔３の溜め２０と熱交換器３９との間を循環する冷却材Ｋはさらに加熱され、蒸発され、冷却材／冷却材蒸気の混合体Ｋ／ＫＤとしてほう酸塔３に戻される。冷却水ＫＷは熱交換器３８における放熱によって高温（４６℃）から中間冷却材系１６の温度（３６℃）に冷却される。その冷却材ＫＷは送り分配系９から冷却材蒸気ＫＤを冷却／凝縮するために復水器２４およびほう酸塔３に再び供給される。即ち、冷却水回路が生じ、この冷却水回路によって、ほう酸塔３からその頭部で冷却材蒸気ＫＤと共に流出する熱エネルギが、２つの閉鎖回路（冷却材ＫＷの冷却回路と冷媒ＫＭを含むヒートポンプ回路５）を介して、ほう酸塔３の溜め２０に搬送される。

熱交換器３８ないしヒートポンプ回路５が復水器２４および／又は気体冷却器２６で吸収した熱エネルギを冷却水ＫＷから完全には取り出せないので、上述した冷却回路に、発電所の中間冷却水系１６から少量の冷却水ＫＷが送り分配系９を介して連続して送られる。温度が相応して高い場合、同一の冷却水量が還流分配系８から再び中間冷却水系１６に放出される。この冷却水量を調整するために冷却水調整弁１９が用いられる。このようにして排出される熱エネルギは、分離装置２に利用可能な熱エネルギとして供給されるヒートポンプ回路５の圧縮機３７の電力より小さい。電気的に供給される有用熱エネルギと冷却水ＫＷで排出される熱エネルギとの差は、原子炉冷却材貯蔵槽１４から供給されたほう酸含有原子炉冷却材ＲＫの温度に対する冷却材Ｋの加熱および貯蔵槽１７、１８における中性子吸収材ＮＡとしての濃縮ほう酸溶液の加熱に相当する。

ヒートポンプ回路５において、冷却水ＫＷの回路から吸収された熱エネルギによって冷媒ＫＭが蒸発され、温度上昇のもとで圧縮機３７によって一層圧縮され、これによって、冷媒蒸気ＫＭＤは熱交換器３９を介してほう酸塔３の溜め２０における循環沸騰濃縮ほう酸溶液に熱エネルギをさらに伝達する。その圧縮機３７は電動式密閉圧縮機ヒートポンプである。ヒートポンプ回路５の蒸発器において、即ち、熱交換器３８において、冷却水ＫＷから伝達された熱エネルギによって、冷媒ＫＭ、好適には、テトラフルオロエタンが一定温度で蒸発される。ヒートポンプ回路５の復水器において、即ち、熱交換器３９において、（一次側で）冷媒蒸気ＫＭＤが凝縮され、同時に（二次側で）蒸発回路３６内を導かれるほう酸含有原子炉冷却材Ｋが蒸発される。

ヒートポンプ回路５の蒸発器において、即ち、熱交換器３８において、必要な場合に冷媒蒸気ＫＭＤがなお僅かに過熱される。ヒートポンプ回路５の圧縮機３７は蒸発器で発生された冷媒蒸気ＫＭＤを吸い込み、これを温度上昇のもとで圧縮し、その冷媒蒸気ＫＭＤをヒートポンプ回路５の復水器に、即ち、熱交換器３９に搬送する。その場合、冷媒蒸気ＫＭＤは過熱される。その冷媒蒸気ＫＭＤは、飽和状態までの冷却によって、ほう酸塔３の溜め２０における中性子吸収材ＮＡとしてのほう酸溶液を加熱するために熱エネルギを放出する。その放熱は冷媒蒸気ＫＭＤの一定温度における凝縮によっておよび続く液状冷媒ＫＭの僅かな過冷却によって行われる。冷媒ＫＭが絞り４０を介して蒸発器に、即ち、ヒートポンプ回路５の熱交換器３８に流出することによって、ヒートポンプ過程が完成される。熱交換器３９における放熱によって、冷媒ＫＭの温度は、ヒートポンプ回路５の蒸発器において、即ち、熱交換器３８において新たな熱エネルギが冷却水ＫＷから吸収されるまで低下する。

本発明に基づく方法のためには、ヒートポンプ回路５の圧縮機３７による冷媒蒸気ＫＭＤの約６バールから約２０バールへの比較的小さな圧力上昇しか必要とされない。それに応じて、ヒートポンプ過程は（圧縮機構造様式に関係して）非常に良好な成績係数ε≧６が得られる。この成績係数εは、ほう酸塔３に対して必要な熱エネルギの６分の１よりも少ない熱エネルギが電力によってヒートポンプ回路５の圧縮機３７を介して供給されるだけで済み、他方で、必要な熱エネルギの６分の５よりも多い熱エネルギが中間冷却水系１６の冷却水ＫＷから取り出されることを意味する。

ほう酸蒸発設備３、２０〜２８で回収された冷却材Ｋとしての脱イオン水を、例えばそのトリチウム濃度を低減するために、原子力設備１から放出する場合のために、上述した分離過程に加えて、本発明に基づく分離装置２に付属する脱気設備２９〜３１における脱気が必要である。復水ポンプ２３によって冷却材Ｋが脱気塔３０の頭部に搬送され、その中に存在する詰め物３１の上側に供給される。この脱気塔３０内にほう酸塔３の場合と同様に真空ポンプ６によって０．１２５バール絶対圧が形成される。復水タンク２７から供給された冷却材Ｋは、約５０℃の温度を有し、従って、重力によって脱気塔３０における詰め物を上から下に向けてちょろちょろ流れるとき沸騰状態にある。二次側がヒートポンプ回路１５に接続された熱交換器３９′が、脱気塔３０の溜め２９に蒸発回路３６′を介して接続されている。その熱交換器３９′は溜め２９に集められた脱気済み冷却材Ｋの一部を閉鎖ヒートポンプ回路１５からの熱供給によって蒸発する。

溜め２９内で蒸発される冷却材Ｋの分量は脱気設備３０における冷却材貫流量の約３％〜５％に相当する。発生された冷却材蒸気ＫＤは、脱気塔３０を通って上昇し、詰め物３１においてちょろちょろ流れ落ちる冷却材Ｋとの間の強力な物質交換を生じ、これによって、所望の脱気効果が生ずる。脱気塔３０の頭部で流出する冷却材蒸気ＫＤは還流復水器３２に到達する。冷却材蒸気ＫＤは還流復水器３２においてほぼ完全に凝縮され、（仮に過冷却されたとしても）ほんの僅かしか過冷却されない。少量の残留冷却材蒸気ＫＤは気体冷却器３３に導かれ、その残留冷却材蒸気ＫＤは気体冷却器３３で更なる冷却により凝縮される。気体冷却器３３および還流復水器３２からの復水は重力によって脱気塔３０の頭部に還流し、非凝縮性ガスＧＡＳは真空ポンプ６によって気体冷却器３３から抽出され、排気系３５に導かれる。

還流復水器３２および気体冷却器３３における凝縮熱を吸収するために、原子力設備１の中間冷却水系１６からの冷却水ＫＷが、還流復水器３２および気体冷却器３３を通して導かれる。その冷却水ＫＷは例えば３６℃から４６℃に加熱される。脱気塔３０の溜め２９に集められた脱気済み冷却材Ｋは、脱気器抽出ポンプ３４によって相応した廃水貯蔵槽１７（図示せず）に搬送され、そこから、相応した制御に応じて原子力設備１から排出される。

脱気済み冷却水Ｋの部分蒸発にとって必要な熱エネルギはヒートポンプ回路１５によって用意され、このヒートポンプ回路１５自体の熱源としては、還流復水器３２および気体冷却器３３から例えば４６℃の温度で流出し冷却水管ヘッダ７に集合される冷却水ＫＷが利用される。上述したほう酸蒸発設備３の場合と全く同様に、冷却水循環ポンプ１２によって閉鎖冷却水回路が運転され、脱気塔３０からその頭部で冷却材蒸気ＫＤと共に流出する熱エネルギは、その閉鎖冷却水回路により脱気塔３０の溜め２９でヒートポンプ回路１５に搬送される。脱気塔３０の場合も、熱交換器３８′が還流復水器３２および気体冷却器３３で吸収した熱エネルギを冷却水ＫＷから完全には取り出せないので、この冷却水回路に発電所の中間冷却水系１６から少量の冷却水ＫＷが送り分配系９を介して連続して送られる。温度が相応して高い場合、同一の冷却水量が還流分配系８から再び中間冷却水系１６に放出される。この冷却水量を調整するために調整弁１９が用いられる。このようにして排出された熱エネルギは第２ヒートポンプ回路１５の圧縮機３７′の電力に相当する。

閉鎖ヒートポンプ回路１５はほう酸蒸発設備３に付属する閉鎖ヒートポンプ回路５と全く同じように機能する。温度、圧力従って成績係数εは、好適には、第１ヒートポンプ回路５の場合と同じである。しかも必要な電力は蒸発すべき冷却材Ｋの量がより少ないために極めて小さい。

類似した方法は冷却系統に対する新たな酸素を含有する冷却材Ｋを用意するために利用される。原子力設備１の冷却材保有量が補充されねばならないとき、その新冷却材Ｋは脱イオン水分配系から取り出される。その用意された冷却材Ｋは通常状態において酸素を含み、従って、利用前に脱気されねばならない。これは上述した脱気塔３０において行われる。脱イオン水分配系からの冷却材Ｋは例えば２０℃の平均周囲温度を有し、従って、脱気塔３０に供給される前に、（０．１２５バールの絶対圧力の場合）５０℃のプロセス温度に加熱されねばならない。これは本発明に基づいて他の（第３の）ヒートポンプ回路２５で行われ、冷媒凝縮器として作用する熱交換器３９″が必要な熱エネルギを生の脱イオン水Ｋに伝達する。その第３ヒートポンプ回路２５は、熱源として冷却水ＫＷを利用しており、この冷却水ＫＷは送り分配系９から復水器２４、気体冷却器２６、還流復水器３２および気体冷却器３３をそれぞれ介して冷却水管ヘッダ７に導かれ、冷却水循環ポンプ１２によって還流分配系８と第３ヒートポンプ回路２５の冷媒蒸発器（熱交換器３８″）を介して送り分配系９に戻される。その熱交換器３８″はまず、脱気塔３０の同時に運転中の熱交換器３８′では吸収されなかった還流復水器３２および気体冷却器３３からの熱エネルギを吸収する。

しかし還流復水器３２および気体冷却器３３からのその残留熱エネルギは、ヒートポンプ回路２５の蒸発器において必要とされる熱エネルギを賄うために十分でないので、調整弁１９が閉じられ、第２冷却水調整弁１０を介して、原子力設備１の中間冷却水系１６の暖かい冷却水帰還路から相応した量の冷却水ＫＷが冷却水管ヘッダ７に導かれる。熱交換器３８′と熱交換器３８″で冷却されたこの相応した量の冷却水ＫＷは、送り分配系９を介して原子力設備１の中間冷却水系１６の冷却水供給路に放出される。このようにしてヒートポンプ回路２５とヒートポンプ回路１５の良好な成績係数εが保証される。この運転様式において、原子力設備１の中間冷却水系１６によって、本発明に基づく分離装置２からの熱エネルギが周囲に伝達されることはなく、むしろ逆に、冷却水系に接続された他の冷却水負荷で発せられた熱エネルギが、原子力設備１の脱イオン水分配系からの冷却材Ｋとしての生の脱イオン水に伝達され、その冷却材Ｋとしての生の脱イオン水が５０℃の高められた温度で原子力設備１の冷却材貯蔵槽に供給される。

本発明に基づく閉鎖ヒートポンプ回路による熱回収形の真空ほう酸蒸発設備３および脱気設備３０は、相応した電気装置と制御装置によってほぼ全自動で運転される。その制御装置には特に、例えば原子炉冷却材ＲＫ、冷却材Ｋあるいは個々の系統部位における冷却水ＫＷのような状態量を検出するための複数の測定点が属する。また、この制御回路は個々のパラメータを連続監視するためおよび例えば分離装置２の停止状態から定常運転への始動時および定常運転から停止状態への停止時におけるステップ的経過に対する制御のような所定の設定値に個々のパラメータを制御するために用いられる。

それらの測定点は特に、個々の設備部品における圧力、温度、冷却材流量、充填レベル、ほう酸濃度並びに他の個々の設備部分のパラメータを検出する。それらは本発明に基づく設備２の形態に関係しておよび設備部品の構造と配置に関係して個々に規定される。その制御回路は特に、測定量によって検出され相応した操作部で調整される以下の状態量を基礎としている。即ち、
ａ）状態量：ほう酸塔３の蒸発回路における中性子吸収材ＮＡ（ほう酸）の量。測定量：ほう酸塔３の溜め２０における充填レベル。操作部：ほう酸化水供給管１１における流量調整弁。
ｂ）状態量：中性子吸収材ＮＡの濃度。測定量：ほう酸塔３の溜め２０におけるホウ素濃度。操作部：ほう酸排出管４における流量調整弁。
ｃ）状態量：ほう酸塔３および脱気塔３０における運転圧力。測定量：真空ポンプ６への排気管における圧力。操作部：真空ポンプ６におけるバイパス調整弁（図示せず）。
ｄ）状態量：分離装置３からの脱イオン水排出。測定量：復水タンク２７における充填レベル。操作部：貯蔵槽１７への復水排出管における流量調整弁。
ｅ）状態量：脱気塔３０の蒸発回路における冷却材Ｋの量。測定量：脱気塔３０の溜め２９における充填レベル。操作部：脱気排出管３４における流量調整弁。
ｆ）状態量：ヒートポンプ５、１５、２５に対する熱源の入口温度。測定量：冷却水還流分配系８における温度。操作部：冷却水還流分配系８における流量調整弁１９ないし冷却水管ヘッダ７への流量調整弁１０。

ヒートポンプ５、１５、２５の閉鎖回路はそれぞれ、主要構成要素として蒸発器、圧縮機、復水器および１つの絞りから成っている。これらは一緒に単段閉鎖ヒートポンプ回路を形成し、そのヒートポンプ回路内を循環する冷媒ＫＭは原子炉冷却材ＲＫや分離装置３、３０の溜め２０、２９における中性子吸収材ＮＡとは接触しない。ヒートポンプ５、１５、２５における熱交換器は、好適には、通常の冷水器のように円筒多管式熱交換器として形成されている。ほう酸塔３における復水器がプロセス側に放射性原子炉冷却材ＲＫを含んでいるので、放射線防護上の理由から、第１ヒートポンプ５の復水器は他の構成要素から離して配置されている。ヒートポンプ５、１５、２５の圧縮機に対して気密構造あるいは半気密構造が特に有利であり、即ちその場合、駆動モータの損失熱がプロセス熱として直接利用でき、そのようにして、成績係数εが可能最大値にできる。ターボ式圧縮機並びにスクリュー式圧縮機がこの特に良好な気密構造あるいは半気密構造で利用できる。これはまた、潤滑が熱交換器の閉鎖機器に組み込まれあるいは非接触軸受において潤滑が不要であるという利点を有する。気密形あるいは半気密形圧縮機のほかに、水冷式の外部駆動機械を備えた圧縮機も良好にその系統に組み入れることができ、この場合も、駆動部の廃熱がヒートポンプ５、１５、２５および本発明に基づく方法に対する冷媒ＫＭの回路を介して熱源として利用できる。

ほう酸塔３および脱気塔３０における圧力を低下するための真空ポンプ６は、好適には、水封ポンプ形のリングコンプレッサとしてあるいは外部駆動装置に磁気式に連結された圧縮機として形成されている。

０．１２５バールへの圧力の調整従って５０℃のプロセス温度への調整は大きな利点を有する。分離すべき原子炉冷却材ＲＫは、貯蔵期間の時間に応じて２０℃〜５０℃の温度で貯蔵槽からほう酸塔３に供給される。それに応じて５０℃のプロセス温度の場合、沸騰状態に達するまでに水の僅かな加熱しか必要とされない。分離過程で得られた成形物、即ち、冷却材Ｋとしての脱イオン水および中性子吸収材ＮＡとしてのほう酸溶液が必要に応じて原子炉冷却回路に再び供給できるようにするために、これらは約５０℃の温度を有していなければならない。分離プロセスの温度が既に５０℃にあるとき、それ以上の冷却はもはや不要である。ヒートポンプ５、１５、２５によるプロセス熱の回収のためには、熱源側における約３０℃〜５０℃の温度レベルおよび熱負荷側における約５０℃の温度レベルが特に有利であり、これによって、非放射性閉鎖ヒートポンプ回路における例えばテトラフルオロエタンのような支障なく取り扱える効果的な冷媒の利用が可能となる。また、熱源側と熱負荷側との小さな温度差は、高い効率を生じ、従って、僅かな電力しか必要としない。

図２は、中性子吸収材ＮＡとしてホウ素２２００ｐｐｍ含有のほう酸化水（原子炉冷却材ＲＫ）を蒸発するための熱力学的状態値を付した本発明に基づく装置２の簡略化された配管系統図を示している。その装置２は定常運転状態において０．１２５バールの絶対圧力を有し、それに応じてプロセス温度は５０℃になっている。分離装置２の出力は冷却材Ｋとしての脱イオン水に対して２．３１ｋｇ／ｓ＝８．３Ｍｇ／ｈであり、これは例えばＥＰＲ原子力設備における設計出力に相当する。ほう酸塔３におけるヒートポンプ回路５は約１１００ｋＷの電力を必要としている。

原子炉冷却材ＲＫは原子炉冷却材貯蔵槽１４から復熱式加熱器２２を介してほう酸塔３に導かれる。その復熱式加熱器２２において、供給された原子炉冷却材ＲＫは貯蔵槽における温度例えば２０℃から約４０℃に加熱される。その加熱のために、ほう酸塔３から５０℃で流出する冷却材蒸気ＫＤの一部が利用される。

その予熱済み原子炉冷却材ＲＫは続いてほう酸塔３の溜め２０に導かれ、そこに存在するほう酸溶液ＮＡと混合される。ほう酸塔３の溜め２０の内容物は、閉鎖ヒートポンプ回路５からの熱供給によって駆動循環される。ほう酸塔内で蒸発された冷却材ＫＤの量はヒートポンプ回路５の加熱出力によって決定される。閉鎖ヒートポンプ回路５の内部における冷媒ＫＭないし冷媒蒸気ＫＭＤは同意語的略号で表されている。ヒートポンプ回路５からほう酸塔３の溜め回路３６への熱伝達は、復熱器として形成された復水器３９において行われる。図２の実施例で利用されていないヒートポンプ回路１５、２５の冷媒ＫＭあるいは冷媒蒸気ＫＭＤは略号が付されていない。

蒸発の際、中性子吸収材ＮＡとしてのほう酸の大部分はほう酸塔３の溜め２０に残留する。ほう酸塔３の溜め２０からの中性子吸収材ＮＡの流出は、（出口流量制御によって）一定したほう酸濃度で行われる。その中性子吸収材ＮＡは貯蔵槽１８に導かれる。復水器２４と復水タンク２７と復水ポンプ２３を介して貯蔵槽１７に放出される脱イオン水（冷却材Ｋ）は極めて少ないホウ素残留濃度を有し、この濃度は分離装置２の分離段階における圧力と温度に依存する分布係数に応じて生ずる。

冷却水ＫＷの回路は熱交換器３８と復水器２４と気体冷却器２６に熱的に接触され、送り分配系９と冷却水管ヘッダ７と冷却水循環ポンプ１２と還流分配系８を介して運転される。その通流量の僅かな部分は中間冷却系１６の供給路ないし還流路を介して冷却水ＫＷと交換される。

図３は、冷却材Ｋとして酸素を多く含む脱イオン水を脱気するための熱力学的状態値を付した本発明に基づく装置２の簡略化された配管系統図を示している。この場合、中間冷却水系１６は、ヒートポンプ２５で行われる酸素含有冷却材Ｋの予熱プロセスに対する熱源として利用される。

冷媒ＫＭないし冷媒蒸気ＫＭＤはヒートポンプ回路１５、２５の内部における相応した略号で表されている。中間冷却水回路からヒートポンプ回路１５；２５への熱伝達は、復熱器として形成された蒸発器３８′；３８″において行われる。図３の実施例では利用されていないヒートポンプ回路５の冷媒ＫＭおよび冷媒蒸気ＫＭＤには略号が付されていない。

特に原子炉冷却材ＲＫの補充にとって必要な酸素含有冷却材Ｋは脱気塔３０において脱気される。酸素含有冷却材Ｋは脱気塔３０に供給する前に、脱イオン水分配系の温度（２０℃）から５０℃のプロセス温度に加熱されねばならない。これは第３ヒートポンプ２５によって行われ、その復水器が必要な熱エネルギを生の脱イオン水Ｋに伝達する。その第３ヒートポンプ２５は、熱源として、送り分配系９から復水器２４と気体冷却器２６と還流復水器３２を介して冷却水管ヘッダ７に導かれる冷却水ＫＷを利用している。その冷却水ＫＷは冷却水循環ポンプ１２によって還流分配系８と第３ヒートポンプ２５の蒸発器を介して送り分配系９に搬送される。その熱交換器３８″はまず、脱気塔３０の同時に運転中の熱交換器３８′では吸収されなかった還流復水器３２および気体冷却器３３からの熱エネルギを吸収する。しかし還流復水器３２および気体冷却器３３からのこの残留熱エネルギが、ヒートポンプ回路２５の蒸発器において必要とされる熱エネルギを賄うために十分でないので、調整弁１９が閉じられ、第２冷却水調整弁１０を介して、原子力設備１の中間冷却水系１６の暖かい冷却水帰還路から相応した量の冷却水ＫＷが冷却水管ヘッダ７に導かれる。熱交換器３８′と熱交換器３８″で冷却されたこの相応した量の冷却水ＫＷは、送り分配系９を介して原子力設備１の中間冷却水系１６に４６℃の温度で冷却水入口に排出される。

冷却水の冷却回路に接続された複数の熱交換器を備えた本発明に基づく装置の簡略化された配管系統図。 中性子吸収材としてホウ素を２２００ｐｐｍ含有するほう酸化水を蒸発するための熱力学的実験状態値を付した本発明に基づく装置の簡略化された配管系統図。 酸素を多量に含む脱イオン水を専ら脱気するための熱力学的実験状態値を付した本発明に基づく装置の簡略化された配管系統図。 ヒートポンプの詳細図。

１ 原子力設備
２ 中性子吸収材の分別除去装置
３ ほう酸塔の形の分離装置
４ ほう酸排出管
５ 第１ヒートポンプ回路
６ 真空ポンプ
７ 冷却水管ヘッダ
８ 還流分配系
９ 送り分配系
１０ 第２冷却水調整弁
１１ ほう酸供給管
１２ 冷却水循環ポンプ
１３ 中性子吸収材の抽出ポンプ
１４ 原子炉冷却材貯蔵槽
１５ 第２ヒートポンプ回路
１６ 中間冷却水系
１７ 脱イオン水槽
１８ ほう酸貯蔵槽
１９ 冷却水調整弁
２０ 分離装置３の溜め
２１ 蒸発器供給ポンプ
２２ 復熱式加熱器
２３ 復水ポンプ
２４ 復水器
２５ 第３ヒートポンプ回路
２６ 気体冷却器
２７ 復水タンク
２８ 復水調整弁
２９ 分離装置３０の溜め
３０ 脱気塔の形の分離装置
３１ 詰め物
３２ 帰還復水器
３３ 気体冷却器
３４ 脱気器抽出ポンプ
３５ 非凝縮性ガスを受けるための排気系
３６ 溜め回路／蒸発回路
３７ 圧縮機
３８ 熱交換器（冷媒蒸発器）
３９ 熱交換器（冷媒凝縮器）
４０ 絞り
ＧＡＳ 非凝縮性ガス／酸素
Ｋ 冷却材
ＫＤ 蒸発済み（原子炉）冷却材
ＫＭ 冷媒
ＫＭＤ 冷媒蒸気
ＫＷ 冷却水
ＮＡ 中性子吸収材
ＲＫ ホウ素含有原子炉冷却材（Ｋ＋ＮＡ）

Claims (15)

1. 原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）が分離装置（３）における加熱によって蒸発され、その冷却材蒸気（ＫＤ）が未蒸発中性子吸収材（ＮＡ）から分離され分離装置（３）から排出される、原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）から中性子吸収材（ＮＡ）を分別除去する方法であって、
   冷却材蒸気（ＫＤ）から少なくとも部分的に熱エネルギが取り出され、冷却水（ＫＷ）の冷却循環回路に放出され、冷却水（ＫＷ）の冷却回路に接続された少なくとも１つのヒートポンプ回路（５、１５、２５）によって、冷却回路から熱エネルギが取り出され、他のプロセス経過に対して利用されることを特徴とする原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）から中性子吸収材（ＮＡ）を分別除去する方法。
2. 冷却材蒸気（ＫＤ）に蓄えられた熱エネルギが、少なくとも１つの復水器（２４）および／又は少なくとも１つの気体冷却器（２６）によって、少なくとも部分的に冷却水（ＫＷ）の冷却回路に導入されることを特徴とする請求項１に記載の方法。
3. ヒートポンプ回路（５、１５、２５）が分離装置（３）に熱的に接続された熱交換器（３８）と圧縮機（３７）とを有し、このヒートポンプ回路（５、１５、２５）内において冷媒（ＫＭ）が循環され、その熱交換器（３８）で冷却水（ＫＷ）の冷却回路から取り出された熱エネルギが、圧縮機（３７）による温度上昇後に、この分離装置（３）において原子炉冷却材（ＲＫ）を蒸発するためにおよび／又は他の分離装置（３０）において冷却材（Ｋ）を脱気するために利用されることを特徴とする請求項１又は２に記載の方法。
4. 冷媒（ＫＭ）がこの冷媒（ＫＭ）に対する蒸発器として作用する熱交換器（３８）において蒸発され、その冷媒蒸気（ＫＭＤ）が圧縮機（３７）において温度上昇のもとで圧縮され、続いて冷媒蒸気（ＫＭＤ）がこの冷媒蒸気（ＫＭＤ）に対する凝縮器として作用する熱交換器（３９）において放熱しながら液化し、最終的に絞り（４０）を介して放圧され、冷媒（ＫＭ）に対する蒸発器として作用する熱交換器（３８）に再び導入されることを特徴とする請求項３に記載の方法。
5. 冷却水（ＫＷ）の冷却回路が原子力設備（１）の中間冷却水系（１６）に非放射性閉鎖冷却回路の形に接続されていることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１つに記載の方法。
6. 冷却水（ＫＷ）の冷却回路から取り出された熱エネルギが、ヒートポンプ回路（５、１５、２５）によって同様に他のプロセスに対して、特に他の分離装置（３０）の温度上昇のためにおよび／又は補給水加熱器における冷却材（Ｋ）の加熱のために使用されることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１つに記載の方法。
7. 真空ポンプ（６）によって、分別除去装置（２）および特に分離装置（３、３０）の内部に周囲圧力と異なった圧力が発生されることを特徴とする請求項１ないし６のいずれか１つに記載の方法。
8. 真空ポンプ（６）によって、分離装置（３、３０）内に周囲圧力に比べて低い、特に０．１２５バールの静圧が発生されることを特徴とする請求項７に記載の方法。
9. 冷却材蒸気（ＫＤ）から非凝縮性ガス（ＧＡＳ）が、復水器（２４）および／又は気体冷却器（２６）において少なくとも部分的に分別除去され、排気系（３５）に導かれることを特徴とする請求項１ないし８のいずれか１つに記載の方法。
10. 原子炉冷却材（ＲＫ）を蒸発するためおよび冷却材蒸気（ＫＤ）を未蒸発中性子吸収材（ＮＡ）から分離して排出するための分離装置（３）を備えた、原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）から中性子吸収材（ＮＡ）を分別除去するための装置（２）であって、
    熱交換要素（２４、２６）が冷却材蒸気（ＫＤ）から少なくとも部分的に熱エネルギを取り出し、冷却水（ＫＷ）の冷却回路に放出し、その冷却水（ＫＷ）の冷却回路に接続され冷媒（ＫＭ）が閉鎖回路を循環する少なくとも１つのヒートポンプ回路（５、１５、２５）がこの冷却回路から熱エネルギを取り出し、他のプロセス（ＫＭ）に対して利用することを特徴とする原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）から中性子吸収材（ＮＡ）を分別除去するための装置（２）。
11. 少なくとも１つの復熱式加熱器（２２）および／又は少なくとも１つの復水器（２４）および／又は少なくとも１つの気体冷却器（２６）が、冷却水（ＫＷ）の冷却回路に冷却材蒸気（ＫＤ）の熱エネルギを伝達し、ヒートポンプ回路（５、１５、２５）が冷却水（ＫＷ）から熱エネルギを再び取り出し、そのようにして回収され機械的仕事によって再利用可能となった熱エネルギが、原子炉冷却材（ＲＫ）を蒸発するために前記分離装置（３）に、および／又は冷却材（Ｋ）を脱気するために他の分離装置（３０）に供給されることを特徴とする請求項１０に記載の装置（２）。
12. 真空ポンプ（６）が分別除去装置（２）従って分離装置（３、３０）に周囲圧力と異なった静圧を発生することを特徴とする請求項１０又は１１に記載の装置（２）。
13. ヒートポンプ回路（５、１５、２５）における冷媒（ＫＭ）が、この冷媒（ＫＭ）に対する蒸発器として作用する熱交換器（３８）において蒸発され、その冷媒蒸気（ＫＭＤ）が圧縮機（３７）において温度上昇のもとで圧縮され、続いて冷媒蒸気（ＫＭＤ）に対する凝縮器として作用する熱交換器（３９）が冷媒蒸気（ＫＭＤ）を放熱しながら液化し、その液化冷媒（ＫＭ）が続いて絞り（４０）を介して放圧され、最終的に蒸発器として作用する熱交換器（３８）に再び導入されることを特徴とする請求項１０ないし１２のいずれか１つに記載の装置（２）。
14. 請求項１ないし９のいずれか１つに記載の方法を実施するための手段を備えていることを特徴とする請求項１０ないし１３のいずれか１つに記載の装置（２）。
15. 請求項１０ないし１４のいずれか１つに記載の原子力設備（１）の原子炉冷却材（ＲＫ）から中性子吸収材（ＮＡ）を分別除去するための装置（２）を備えていることを特徴とする原子力設備特に加圧水形原子炉。

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