JPH02293002A - コールドトラップ再生装置および方法 - Google Patents

コールドトラップ再生装置および方法

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JPH02293002A
JPH02293002A JP2103264A JP10326490A JPH02293002A JP H02293002 A JPH02293002 A JP H02293002A JP 2103264 A JP2103264 A JP 2103264A JP 10326490 A JP10326490 A JP 10326490A JP H02293002 A JPH02293002 A JP H02293002A
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JP
Japan
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liquid metal
cold trap
trap
cold
hydrogen
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JP2103264A
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English (en)
Inventor
Christian Latge
クリスチャン・ラトジェ
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Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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Publication date
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements 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
    • G21C19/307Arrangements 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
    • G21C19/31Arrangements 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 for molten metals
    • G21C19/313Arrangements 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 for molten metals using cold traps
    • YGENERAL 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
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  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (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。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の分lJF 本発明は、高速中性子炉において、とくに2次回路に使
用されるナトリウムのごとき液体金属の水素化物(多分
トリチウム化物および酸化物で充填される)で充填され
るコールドトラップを再生するコールドトラップ再生装
置および方法に関するものである。
発明の背景 液体が蒸気発生器の壁を通って拡散する水素によって、
ならびに蒸気発生器中の漏洩から結果として生じるナト
リウム/水反応からとくに発生するごとができる酸素お
よび水素によって発電所の作用の間中汚染されることは
良く知られている。
酸素による措造の暦食、水素により発生される鋼の脆化
を制限するがまた低い水素濃度を維持するごとによりナ
1・リウム/水の検出を容易にするように、そしてコー
ルドトラップ中に形成するかも知れない水素化物および
酸化物による密封の危険を制限するようにナトリウム中
のこれらの不純物を除去することが必須である。この発
生を回避するために、多くのコールドトラップの型式が
検討されており、これらのトラップは一般に液体金属が
水素化物および酸化物の結晶化温度以下に冷却されるタ
ンクからなる。これらの結晶はトラップ内部の保持構造
に固定され、このような構造は例えば金属ウールで裏打
ちされたフィルタである。
トラップの連続的な汚れは該トラップが固形不純物をそ
れから取り除くことにより周期的に再生される必要があ
ることを怠味するかも知れない。幾つかの変形において
存在する公知の方法はその主要な特性の!つとしてコー
ルドトラップを充填する液体ナトリウムの予備的ダンピ
ングおよび不純物を熱的に分解するように空の座の加熱
を有する。
420゜ Cで、トラップ中に収容されるナトリウム水
素化物は反応(1)にしたがって分解される。
NaH  − −  〜 Na+  1/2  ・ H
,          (])反応によって解放される
ナトリウムは液体状態にありかつ反応(2)にしたがっ
て酸化ナトリウムと反応する。
Na,O  ← l/ 2 ・tit  −  Na+
−NaO!−1  (2) したがって加熱が停止するとき固化(3 2 0”C以
下)することができる1″it性ソーダが形成される。
この方法は幾つかの欠点を有する。第1に、反応(2)
は遅く、それは延長される処理を要求しかつ実際には炉
に取り付けられるトラップにより実施することができず
、それゆえ炉のプログラムされた停止の時間で可能であ
るならばコールドトラップを変化しかつ非常に遅くろの
外部の不純物が満しているトラップを処理するのが適切
である。
他の困難は非常に厳しい放出基準を観察のみにより、す
なわち極端に低い流量で大気に放出することができるト
リチウム水素の存在から生起し、さらに、lit分がソ
ーダを形成するように結合しそれに反してトリチウム水
素を収集するように分離するのがさらに有利かも知れな
い。ガス状水素の放出は過剰な圧力を引き起こし(さら
にしばしば酸化ナトリウムの化学的な分解を完了するた
めに水素の流れによって維持される必要がある)、それ
はしたがって圧力を連続的に制御する必要を生じる。高
い温度に関連して、ソーダの存在はトラップおよびその
裏張りのステンレス鋼壁の急速に広まる腐食を結果とし
て生じる。ガス状水素はまた鋼を脆化するかも知れない
。最後に、すべてのコールドトラップは液体ナトリウム
およびソーダを容易に空にすることに役立たない。トリ
チウムを幾つかの固形体に固定することにより大気への
1・リヂウム放出を回避することができる。残念ながら
、他の欠点がまだ残っている。
しかしながら、本発明はコールドトラップを炉から無負
荷にすべきであることなしに不純物を全体的に除去する
ことによりコールドトラップを有効にかつ迅速に再生し
ようとしている。本発明の必須の目的は必要ならばトリ
チウムを容易に収集することができるように水素化およ
び酸素含有化合物を分離することからなる。ソーダの形
成は回避され、この結果は腐食の不存在でありかつソー
ダによりトラップを洗浄するような方法を記載している
本出願人のヨーロッパ特許第12074号からの本質的
な差を構成する。この方法はソーダ中の不純物を分解す
るのを容易にするが、腐食の問題は放棄されるようにこ
の方法を導いた。
発明の概要 本発明の特徴的な装置は、少なくとも1つの再生される
べきトラップが配置されかつその中にかつ前記トラップ
を通る液体金属の循環を確立する手段を備えている液体
金属で充填される回路、液体金属の温度を酸化物および
水素化物を溶解するのに十分な値に調整する手段、およ
び溶解された水素およびトリチウムを引き出す装置およ
び酸素保持装置を備えたダンプを含んでいる。
水素およびトリチウムを引き出す装置は液体金属回路と
連通ずる一面および水素を定着させる固形体を備えるこ
とができるill分真空ポンプ回路と連通ずる他面を有
する浸透薄膜の形において考えられる。薄膜を介しての
酸素の移動は装置の運転条件によって制御される部分的
な圧力差によって保証される。
酸素保持装置は好ましくは酸化物が再び結晶化されるコ
ールドトラップによって構成される。
本発明の本質的な方法は液体金属を水素化物および酸化
物を段々に溶解するのに十分な温度でトラップを通して
循環させ、溶解された水素濃度を飽和以下に保持するよ
うに溶解された水素を引き出し、液体金属を酸化物結晶
化温度より低くかつ水素化物結晶化温度より大きい温度
に冷却される他のコールドトラップ内に通過させること
からなる。
液体金属は好都合には水素が引き出される而に薄膜を通
る浸透を改善するように再び加熱されかつ次いで水素化
物結晶化温度より大きい温度に冷却される。
以下に、本発明を、例として示されかつ限定的な方法で
はない添付図面について説明する。
第1図は高速中性子炉の2次ループ中に液体ナトリウム
を循環させるためのパイブlを示す。コールドトラップ
2はパイプl上に確立され、その端部において2つの弁
3,3゜にょって分離されることができる。
再生されるべきコールドトラップ4はダンプ2に取り付
けられる。コールドトラップは主として固体不純物の保
持用構造により内部で裏打ちされたタンクから構成され
かつ冷却流体が貫通ずるジャケット5によって取り囲ま
れる。本発明において利用できる非常に高い数のコール
ドトラップが存在する。より詳細な説明はここでは付与
されないが、適切であるならばフランス特許第2,62
4.032号に言及することができる。
ダンプ2はコールドトラップ4の近傍に第I熱交換装置
6を形成し、該熱交換装置6によってコールドトラップ
4に達しているナトリウムがこのコールドトラップを出
るナトリウムに近接して通過することにより冷却される
。ダンプパイブ7は、2つの弁8および9と協働して、
第l熱交換装置6を通過するコールドトラップを出てし
まう液体ナトリウムを阻止することにより熱交換を遮断
するように設けられることができる。コールドトラップ
がナトリウムを純化するのに使用されるとき、この熱交
換装置はコールドトラップの平均作動温度の制御を可能
にする。
装置はまた誘導パイブ12および戻しまたは抑制パイブ
13によってダンプ2に接続される液体ナトリウムタン
ク2を含んでおり、装置はこれらとともにその循環が第
IボンプI4によってコールドトラップ4を通って強制
されることができる液体ナトリウ11回路を形成する。
先行するバイブに平行な同様な誘導および抑制パイブl
2.゜12,13゜および13″がまたタンク1lに接
続されそして再生装置が発電所に共通でありかつ幾つか
のコールドトラップに連続して使用されるとしても、他
の2次ループ(図示せず)に放出する。
誘導および抑制パイプ12.13等の各々に設けられる
弁I5およびl6が正確な切り換えを保証する。
液体ナトリウム回路の他の必須要素はタンク1lに最も
近い抑制パイブl3の部分に配置されかつ貯蔵タンクI
1を所望の温度に保つのに要求されるカロリを生ずるよ
うに設計される第Iヒータ17、ダンプ2に設けられか
つコールドトラップが2次ループのナトリウムを純化す
るのに使用されるとき不純物の濃度を制御するのに使用
される密封表示器49、およびタンク11内の酸素およ
び水素含有量を測定するための第1装置18からなる。
弁9゛を備えたバイパス7゛は貯蔵タンク11のナトリ
ウムを加熱する段階の間中再生されるようなコールドト
ラップの短絡を可能にする。
ダンプ回路20はまたタンクI1に接続される。
ダンプ回路20は第2ポンプ19が取り付けられる出口
パイプ23戻しバイプ22および2本のパイプがその人
口において第2熱交換器24を形成した後終端するコー
ルド貯蔵トラップ23を含んでいる。コールド貯蔵トラ
ップ23は再生されずかつもっぱら酸素を酸化物の形に
保持するのにしようされる。かくして大きな容I4をゆ
うすることができかっ続いて言及されるフランス特許第
2.603,497号の指示に適合させるように選択さ
れる。
しかしいずれの形式のコールドトラップもこの点におい
て使用されることができることは明らかである。前記を
要約すれば、上述されたコールド貯蔵トラップ23はそ
の筒形状ケーシング28に沿って直列に配置された複数
の冷却モジュール25によって冷却されかつケーシング
の内部は中空バッフル空間を画成する一連の平行なかつ
交互の板26および27を収容し、板26はリング形状
でありかつ中央中空空間を画成し、これに反して板27
はケーシング28に沿ってリング形状の間隔を画成する
円板である。各板26および27は金属ウールで裏打ち
された解放作動板によって構成され、貯蔵トラップ23
が新しいとき、ナトリウムは板26および27を通って
ほぼ直線において通過しかつ次いで板26および27が
絡ませられるとき、ナトリウムはそれらを通路の延長に
より結晶化された不純物の保持の有効性を減じることな
しに変形する。幾つかの冷却モジュール25のテラス化
または段形状化は不純物の堆積が目立っている位置の変
化およびかくして付着物の適切な分配を可能にする。人
口バイプ2lはコールド貯蔵トラップ23の頂部で開口
しかつ出口パイブ22はそれを軸方向に横断した後コー
ルド貯蔵トラップ23の底郎で開口する。
副ダンプ29がダンプ20に接続され、すなわち、人口
ペイブ21はフォークを形成しかつ人口分岐30を形成
し、これに反して出口バイブ22はまたフォークを形成
しかつ出口分岐3!を形成する。2つの分岐30および
31は第3の熱交換器32を形成するようにともに近接
して引き出しかつ[浸透器」として知られる浸透装置の
端部において接合される。ヒータ34は第3熱交換器3
2と浸透器33との間の人L1分岐30に配置される。
弁45ないし48はコールド貯蔵トラップ23および浸
透器33によってナトリウムの流出を好都合にし、制限
しまたは遮断するようにこれらの種々のバイブに設けら
れる。酸素および水素の含有量を測定するような第2装
置39は次いで入ロバイブ2Iに取り付けられる。
第2図に詳細に示される浸透器33は、ケーンング34
内部に延びかつ浸透薄膜を構成する長い部材36で被覆
されたループパイブ35によって横断されるケーシング
34によって構成される。
長い部材36は数百または数千の高い浸透率を有する。
ニッケルのごとき指形状材料から作られそして数百ミリ
メートルの厚さである。分岐3oおよび3Iは流れを分
配しかつそれを長い部材36に対してほぼ垂直にする孔
明き板39および4oによって長い部材36から分離さ
れるコレクタ37および38によってケーシング34に
おいて終端する。
ループバイブ35は水素を保持するような材料により裏
打ちされる真空ポンプ41および貯蔵タンク42におい
て終端し、前記材料は、例えば、ランタン合金、ニッケ
ルおよびマンガンのチップの形になっている。
ループパイブ35に開口している長い部材36の内面は
薄膜を通って真空下でパイプへのナトリウム中に含有さ
れる水素の移動を容易にするようにナトリウムによって
浸される外面に関連して部分的な凹みに保持される。
第I図は副ダンプ29が省略されかつ浸透X−その場合
に符号33゜で示される浸透器がタンク11内にある僅
かに異なる配置を示し、それは簡単化した配置を生じる
が再生の有効性を著しく補強する第2ヒータ34の使用
を阻止する。
再生を実施するように、弁あおよび3゛がループ1から
ダンプ2を分離するように閉止されるとすぐに、第Iポ
ンプl4が作動されてタンク11および再生されるべき
コールドトラップ4を通って液体ナトリウムの強制循環
を確立する。第1ヒータ17がまた作動され、これに反
してコールドトラップの冷却装置5の作動は第lボンプ
l4によって循環されるナトリウムが520゜Cのごと
き、比較的高い温度に加熱されるように遮断される。
前掲された分解反応(1)および(2)がナトリウムの
存在のために発生することができないことを述べること
が重要である。これらの代わりに、水素化物および酸化
物の分解はイオン分離反応(3)および(4)にしたが
って段々に発生する。
Nall − − −  Na  +II      
  (3)NatO     2Na   +0   
  (4)ナトリウムが酸素および水素により飽和され
ることが第1測定装置l8によって確立されるとき、一
部分は実際には弁47および48を開放しかつ第2ポン
プ菫9およびヒータ34を作動した後浸透器33に通さ
れる。このヒータは浸透器33内に600゜Cのごとき
、過熱温度を設定する。
長い部材36を通るトリチウムを含んでいる水素イオン
のろ過が容易にされかつこれらのイオンはこれらが合金
によって吸着される貯蔵タンク42にまでボンピングさ
れる。水素およびトリチウムを抽出するようなこの合金
のその後の熱処理が容易に行なわれることができる。
最大の酸素イオンは浸透薄膜を横断せずかつしたがって
液体ナトリウム中に残存する。
水素濃度が再び安定したとき、弁45および46は開放
される。ナトリウムはまたコールド貯蔵トラップ23を
通過しかつ酸化物がそこに反応(4)に反対する反応に
したがって堆積されるようにモジュール25によって冷
却される。
また コールド貯蔵トラップ23のコールド点に温度を
設定することができ、この温度は酸化物結晶化温度より
小さいが水素化物結晶化温度より大きい。かくして、記
載された2つの結晶化温度がそれぞれ515゜Cおよび
480°Gであるならば495゜Cの温度を設けること
ができる。結果として、水素化物かつとくにトリチウム
はコールド貯蔵トラップ23内に残存せずかつ2つの主
要な不純物の分離が行なわれる。所望ならば、再生過程
後コールド貯蔵トラップ23を清掃するのが簡単なこと
であり、それは単にコールド貯蔵トラップ23を装置か
ら取り外しかつそれを酸化ナトリウムが放射性でないよ
うに、特別な予防措置を取ることなしにソーダにより洗
浄すれば十分である。
第3図は本方法を説明する。横座標は時間を示しかつ縦
座標は温度または流れ(後者の目盛りは特定されない)
を示す。曲線51ないし58は浸透?S33の温度、タ
ンクl1および再生されるべきトラップ4の温度、水素
化物結晶化温度、浸透器33を通過する流れ、再生され
るべきトラップ4を通過する流れおよびコールド貯蔵ト
ラップ23を通過する流れを示す。
本方法の一時的な段階は明かに識別されかつとくにまた
浸透器33が使用されるとすぐに水素化物の濃度の降下
が識別され、これは水素化物と酸化物の結晶化温度間の
差によって表されかつしたがって水素化物がコールド貯
蔵トラップ23内に収集されないことを保証する。
過程はコールドトラップ4が完全に再生されるまで継続
される。水素または酸素が完全に除去されたとき、弁4
 5.4 6または47.48によって対応する保持装
置において終端するかいろを閉じることができるのは自
明である。幾つかの型式の炉に関して、とくに水/ナト
リウム反応、水素化物によって発生する汚染を排除して
いるものが圧倒的である。
もちろんすべての作業の全体の時間は主として除去され
かつトラップ4内に収容されるような不純物の量、浸透
器33の大きさおよびすべての選択された作業条件に依
存する。例として、スーパーフェニックスl原子炉に関
して、作業時間は8年の作動にわたってナトリウムを純
化したコールド}・ラップについて1週間で間に合うか
も知れない。
この再生方法は、とくにトリチウムがリチウム/鉛共晶
によって構成されるトリチゲンブランケットから抽出さ
れかつ次いで浸透薄膜を通って液体金属回路に導入され
そして最後にコールドトラップ内で固体形状に結晶化さ
れるとき、核融合炉トリチゲンブランケット内に発生さ
れるトリチウムを回収するのに好都合に使用されること
ができる。すなわちナトリウムトリタイドの抽出はコー
ルドトラップが十分であるとき本発明にしたがって実施
される。
これらのトラップの幾つかに関して排出萌に要求される
コールドトラップ4の取り外しは必要なく、そして記載
された装置は同時に発電所として構成されかつそれを作
動させるために特別な関係を必要としない。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施例を示す概略図、第2図は水素を
引き出すための装置の例を詳細に示す概略断面図、 第3図は方法をグラフで示す説明図である。 図中、符号Iはパイプ、2はコールドトラップダンプ、
4はコールドトラップ、6は熱交換装置、8.9は弁、
I■は第lポンプ、17は第1ヒータ、20はダンプ回
路、23はコールド貯蔵トラップ、24は第2熱交換器
、25は冷却モジュル、2 6.2 7は板、29は副
ダンプ、33は浸透器、35はループパイプ、4lは真
空ポンプ、42は貯蔵タンクである。 代理人 弁理士r7387)萩 野 (外3名) 千

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)液体金属の水素化物および酸化物で負荷されるコ
    ールドトラップを再生するコールドトラップ再生方法に
    おいて、少なくとも1つの再生されるべきトラップが配
    置されかつその中にかつ前記トラップを通る液体金属の
    循環を確立する手段を備えている液体金属で充填される
    回路、液体金属の温度を酸化物および水素化物を溶解す
    るのに十分な値に調整する手段、および溶解された水素
    およびトリチウムを引き出す装置および酸素保持装置を
    備えたダンプを含むことを特徴とするコールドトラップ
    再生装置。
  2. (2)水素およびトリチウムを引き出す前記装置は水素
    およびトリチウムを浸透しかつ液体金属回路と連通する
    一面および前記液体金属回路に関連して部分真空ポンプ
    回路と連通する他面を有する薄膜、ならびに前記ポンプ
    回路に確立されかつ水素およびトリチウムを定着する固
    形物で裏打ちされるタンクによつて構成されることを特
    徴とする請求項1に記載のコールドトラップ再生装置。
  3. (3)前記液体金属回路は前記装置が水素およびトリチ
    ウムを引き出すようにそれに据え付けられるダンプ、な
    らびに前記装置の上流の追加の加熱装置を含むことを特
    徴とする請求項1に記載のコールドトラップ再生装置。
  4. (4)前記酸素保持装置は現存する温度が酸化物結晶化
    温度より小さくかつ水素化物結晶化温度より大きい他の
    コールドトラップであることを特徴とする請求項1に記
    載のコールドトラップ再生装置。
  5. (5)液体金属の水素化物および酸化物で負荷されるコ
    ールドトラップを再生するためのコールドトラップ再生
    方法において、液体金属を水素化物および酸化物を溶解
    するのに十分な温度でトラップを通して循環させ、溶解
    された水素濃度を飽和以下に保持するように溶解された
    水素を引き出し、液体金属を酸化物結晶化温度より低く
    かつ水素化物結晶化温度より大きい温度に冷却される他
    のコールドトラップ内に通過させることからなることを
    特徴とするコールドトラップ再生方法。
  6. (6)前記液体金属はそれから水素を引き出す前に加熱
    されかつ前記他のコールドトラップを通過する前に水素
    化物結晶化温度より大きい温度に冷却されることを特徴
    とする請求項5に記載のコールドトラップ再生方法。
JP2103264A 1989-04-20 1990-04-20 コールドトラップ再生装置および方法 Pending JPH02293002A (ja)

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FR8905261 1989-04-20

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EP (1) EP0394129B1 (ja)
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DE (1) DE69010383D1 (ja)
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10566101B2 (en) 2015-02-03 2020-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Apparatus for degassing a nuclear reactor coolant system

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6086654A (en) * 1998-12-29 2000-07-11 Uop Llc Hydride removal method for liquid metal heat exchange fluid in high hydrogen permeation environment
US20060038314A1 (en) * 2001-11-27 2006-02-23 Capaldo Kevin P Method for producing low birefringence plastic film
CN103093842B (zh) * 2013-01-13 2015-05-27 中国科学院合肥物质科学研究院 一种铅及铅基合金净化用冷阱
RU2614048C1 (ru) * 2016-03-18 2017-03-22 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя
IT201800003185A1 (it) * 2018-03-01 2019-09-01 Enea Agenzia Naz Per Le Nuove Tecnologie Lenergia E Lo Sviluppo Economico Sostenibile Processo a supporto poroso per l’estrazione di idrogeno ed isotopi da metalli liquidi, e relativo apparato
CN109859868B (zh) * 2019-01-10 2024-05-10 中国原子能科学研究院 一种高温锂回路净化用热阱系统
JP7223173B2 (ja) * 2019-07-03 2023-02-15 フラマトム・ゲーエムベーハー 加圧水型原子炉用の水素化システムおよびそれに応じた方法
RU2726146C1 (ru) * 2020-01-09 2020-07-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Ядерная энергетическая установка
CN112410572B (zh) * 2020-11-01 2022-04-29 百色学院 一种液态金属回路用熔化净化装置
CN112309596B (zh) * 2020-11-01 2022-07-08 百色学院 一种液态重金属在线净化装置及其使用方法
CN112349440B (zh) * 2020-11-01 2022-10-18 百色学院 一种液态金属净化装置及其使用方法

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2879157A (en) * 1955-10-04 1959-03-24 Mine Safety Appliances Co Purification of alkali metals by heat transfer
US4010068A (en) * 1972-09-28 1977-03-01 Westinghouse Electric Corporation Removal of radioactive contamination from a nuclear reactor coolant
SU473221A1 (ru) * 1973-06-25 1975-06-05 Предприятие П/Я В-2679 Способ регенерации холодных ловушек примесей щелочно-металлических теплоносителей
SU601763A1 (ru) * 1975-03-24 1978-04-05 Предприятие П/Я М-5881 Способ регенерации холодной ловушки
US3941586A (en) * 1975-05-29 1976-03-02 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Method and apparatus for regenerating cold traps within liquid-metal systems
JPS5437012A (en) * 1977-08-29 1979-03-19 Toshiba Corp Apparatus for eliminating comtaminants
FR2443270A1 (fr) * 1978-12-04 1980-07-04 Commissariat Energie Atomique Procede de regeneration d'un piege froid pour metaux liquides et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procede
JPS5845600A (ja) * 1981-09-11 1983-03-16 動力炉・核燃料開発事業団 高速増殖炉二次系からの水素除去方法
US4587083A (en) * 1983-08-10 1986-05-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for removing cesium from a nuclear reactor coolant
JPS60138027A (ja) * 1983-12-27 1985-07-22 Toshiba Corp 液体ナトリウム精製装置の運転方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10566101B2 (en) 2015-02-03 2020-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Apparatus for degassing a nuclear reactor coolant system

Also Published As

Publication number Publication date
FR2646272A1 (fr) 1990-10-26
DE69010383D1 (de) 1994-08-11
EP0394129B1 (fr) 1994-07-06
FR2646272B1 (fr) 1993-10-08
US5149493A (en) 1992-09-22
EP0394129A1 (fr) 1990-10-24

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