JPS6013156B2 - 高温原子炉の冷却材を浄化する方法 - Google Patents
高温原子炉の冷却材を浄化する方法Info
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- JPS6013156B2 JPS6013156B2 JP51147577A JP14757776A JPS6013156B2 JP S6013156 B2 JPS6013156 B2 JP S6013156B2 JP 51147577 A JP51147577 A JP 51147577A JP 14757776 A JP14757776 A JP 14757776A JP S6013156 B2 JPS6013156 B2 JP S6013156B2
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- reactor
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- carbon
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- 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
- G21C19/303—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 gases
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- 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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、その構成部材及び燃料要素の一方または双方
が主として黒鉛から成るような高温原子炉、殊にヘリウ
ム冷却式高温原子炉の冷却ガスから不純物殊に腐食性汚
染物質を除去する方法に関する。
が主として黒鉛から成るような高温原子炉、殊にヘリウ
ム冷却式高温原子炉の冷却ガスから不純物殊に腐食性汚
染物質を除去する方法に関する。
冷却ガスの純度はとくに、高温原子炉にあっては、種々
の点で重要な意義を有しており、その外部への作用効果
についてもまた内部へのそれについても重要である。
の点で重要な意義を有しており、その外部への作用効果
についてもまた内部へのそれについても重要である。
冷却ガス回路の管理の方法如何によっては、すなわち、
放射性の核分裂生成物又は活性化生成物が事情によって
は人が近接する場所に到達し、そこで沈澱することもあ
るので、できれば経費のかからない方法で不純物除去処
理を行なう必要がある。また一方或る特定の汚染物質は
とくに炉心及びその構造物の著しい腐食損傷を招来する
ことがある。高温原子炉用として、とくに好適な冷却材
はヘリウムである。
放射性の核分裂生成物又は活性化生成物が事情によって
は人が近接する場所に到達し、そこで沈澱することもあ
るので、できれば経費のかからない方法で不純物除去処
理を行なう必要がある。また一方或る特定の汚染物質は
とくに炉心及びその構造物の著しい腐食損傷を招来する
ことがある。高温原子炉用として、とくに好適な冷却材
はヘリウムである。
原子炉は操業の初期に純ヘリウムで充填されるが、操業
中に必要なヘリウムの純度を確保するためにはガス浄化
設備が必須である。その場合、経済的理由から毎時当た
りヘリウム全体積の最高約１０％までがバイパスを通し
てガス浄化設備に導かれる。原子炉の核反応の結果とし
て生じる前記の放射性核分裂生成物又は活性化生成物の
ほかにも、冷却材中には全く別のところから釆る汚染物
質が運転中に侵入する。
中に必要なヘリウムの純度を確保するためにはガス浄化
設備が必須である。その場合、経済的理由から毎時当た
りヘリウム全体積の最高約１０％までがバイパスを通し
てガス浄化設備に導かれる。原子炉の核反応の結果とし
て生じる前記の放射性核分裂生成物又は活性化生成物の
ほかにも、冷却材中には全く別のところから釆る汚染物
質が運転中に侵入する。
その構成部材が主として黒鉛から成るような高温原子炉
の建造に当たっては、反射材黒鉛及びモデレーター黒鉛
として大量の黒鉛が必要であり、ＴＨＴＲ−３００（ト
リウム高温原子炉）にあっては約６０仇の反射材黒鉛と
１３Ｍのモデレータ−黒鉛とが必要とされている。
の建造に当たっては、反射材黒鉛及びモデレーター黒鉛
として大量の黒鉛が必要であり、ＴＨＴＲ−３００（ト
リウム高温原子炉）にあっては約６０仇の反射材黒鉛と
１３Ｍのモデレータ−黒鉛とが必要とされている。
そのうえまたモデレータ−黒鉛は同時に、例えば球形を
した燃料要素を装填した上述のＴＨＴＲ−３００の場合
燃料要素の構成材ともなっている。原子炉の組立作業中
に、この黒鉛を通して比較的多量の水が原子炉中に侵入
する。
した燃料要素を装填した上述のＴＨＴＲ−３００の場合
燃料要素の構成材ともなっている。原子炉の組立作業中
に、この黒鉛を通して比較的多量の水が原子炉中に侵入
する。
この水は黒鉛の適当な容積の紬孔の表面に吸着された空
気水分が侵入するのであり、上述の例においてはこの水
量は約ｉｔといった値にもなり得る。実際この水は炉の
運転関始に先立って従来の方法則ち非榛的に加熱しなが
ら乾燥空気次いで乾燥窒素を循環させることによって黒
鉛から大部分取除かれる黒鉛中にはなおも水分が残って
おり、それは上に述べた非核的な外部からの加熱の温度
よりも高い温度の核反応運転において始めて除去される
ことになり、ヘリウム循環流を汚染することになる。し
かしまた炉を運転し始めた後でも、好ましくない水を生
じるような種々の原因がある。例えば、冷却材をポンプ
排除して行うような大掛かりな修理や検査に際しては、
大量の空気侵入を、またそれによる空気水分の侵入を計
算に入れねばならない。このような汚染の別の原因はす
べて球状燃料堆積炉の場合に全負荷運転中に消費された
燃料要素が連続的に引き出されて新しい燃料要素と交換
されることにある。一般に交換した新しい燃料要素は、
排気、浄化した水門を介して冷却ガス回路中に導入され
る。この手法はしかし、空気並びに湿気が連続的に冷却
ガス回路中に侵入するのを防ぐことができない。窒素以
外に酸素や水もとくに黒鉛に吸着されやすいのでこれら
の汚染物質は運転中に絶えず侵入するものと考えなけれ
ばならない。特に重大な根拠はまた、炉内で発生した熱
を二次冷却回路に伝達する一次冷却回路中に熱交換材の
細孔又は微細亀裂を介して絶えず少量の水が侵入するこ
とを排除し得ない点にある。これに関してはまた、漏洩
損失の補填に必要な冷却材の補充が汚染物質の導入をも
たらすことが挙げられる。上記の事情から生じる推論、
すなわち水や空気の不断の流入が存在するという推論は
、運転中のヘリウム冷却式高温原子炉の冷却ガス中の汚
染物を測定することによって、事実であることが確認で
きたが、その場合、主成分に属するものとして検出され
た成分日２、Ｎ２、ＣＯ並びにＣＱは偶発的に冷却回路
中に侵入した汚染物質、水乃至は空気に起因することは
確かである。
気水分が侵入するのであり、上述の例においてはこの水
量は約ｉｔといった値にもなり得る。実際この水は炉の
運転関始に先立って従来の方法則ち非榛的に加熱しなが
ら乾燥空気次いで乾燥窒素を循環させることによって黒
鉛から大部分取除かれる黒鉛中にはなおも水分が残って
おり、それは上に述べた非核的な外部からの加熱の温度
よりも高い温度の核反応運転において始めて除去される
ことになり、ヘリウム循環流を汚染することになる。し
かしまた炉を運転し始めた後でも、好ましくない水を生
じるような種々の原因がある。例えば、冷却材をポンプ
排除して行うような大掛かりな修理や検査に際しては、
大量の空気侵入を、またそれによる空気水分の侵入を計
算に入れねばならない。このような汚染の別の原因はす
べて球状燃料堆積炉の場合に全負荷運転中に消費された
燃料要素が連続的に引き出されて新しい燃料要素と交換
されることにある。一般に交換した新しい燃料要素は、
排気、浄化した水門を介して冷却ガス回路中に導入され
る。この手法はしかし、空気並びに湿気が連続的に冷却
ガス回路中に侵入するのを防ぐことができない。窒素以
外に酸素や水もとくに黒鉛に吸着されやすいのでこれら
の汚染物質は運転中に絶えず侵入するものと考えなけれ
ばならない。特に重大な根拠はまた、炉内で発生した熱
を二次冷却回路に伝達する一次冷却回路中に熱交換材の
細孔又は微細亀裂を介して絶えず少量の水が侵入するこ
とを排除し得ない点にある。これに関してはまた、漏洩
損失の補填に必要な冷却材の補充が汚染物質の導入をも
たらすことが挙げられる。上記の事情から生じる推論、
すなわち水や空気の不断の流入が存在するという推論は
、運転中のヘリウム冷却式高温原子炉の冷却ガス中の汚
染物を測定することによって、事実であることが確認で
きたが、その場合、主成分に属するものとして検出され
た成分日２、Ｎ２、ＣＯ並びにＣＱは偶発的に冷却回路
中に侵入した汚染物質、水乃至は空気に起因することは
確かである。
球形をした、黒鉛組織の燃料要素にはいわゆる「薄皮効
果（Ｐｅｌｌｅｆｆｅｋｔ）」状の表面損傷が生ずるこ
とが確認されており、それらの発生は実際種々の影響に
帰せられるが、高温におけるブードアー反応（舷ｕｄｏ
ｕａｒｄ‐Ｒｅａｋｔｉｏｎ）やガス反応の反応方向を
考慮した場合、腐食によるものと考えられる。
果（Ｐｅｌｌｅｆｆｅｋｔ）」状の表面損傷が生ずるこ
とが確認されており、それらの発生は実際種々の影響に
帰せられるが、高温におけるブードアー反応（舷ｕｄｏ
ｕａｒｄ‐Ｒｅａｋｔｉｏｎ）やガス反応の反応方向を
考慮した場合、腐食によるものと考えられる。
そのため定常的炉」Ｄの場合には、充填期間を通じても
常に同様な燃料要素が、即ち最高温度の燃料要素が腐食
の危険にさらされており、非定常的炉心の場合には、例
えば連続的に燃料の充填が行なわれている球状燃料堆積
炉においてはわずかな燃料要素のみが一時的にこれらの
腐食の影響を受けるのにすぎないし、またこれらの燃料
要素は高温度になるのは短時間にすぎず、腐食は統計的
にすべての燃料要素に分散されるのであって、そうした
ことは特に前に述べた実験によって立証された。しかし
このような腐食は連続的な中断されない炉運転にとって
は非常に不利であってすでに久しい間未解決の問題にな
っている。本発明の課題は、これらの不利点を克服し燃
料要素並びに他の黒鉛構成部材のこのような損傷をでき
るだけ減退させ、又は完全に回避し乃至は防止するよう
な方法を提供することである。
常に同様な燃料要素が、即ち最高温度の燃料要素が腐食
の危険にさらされており、非定常的炉心の場合には、例
えば連続的に燃料の充填が行なわれている球状燃料堆積
炉においてはわずかな燃料要素のみが一時的にこれらの
腐食の影響を受けるのにすぎないし、またこれらの燃料
要素は高温度になるのは短時間にすぎず、腐食は統計的
にすべての燃料要素に分散されるのであって、そうした
ことは特に前に述べた実験によって立証された。しかし
このような腐食は連続的な中断されない炉運転にとって
は非常に不利であってすでに久しい間未解決の問題にな
っている。本発明の課題は、これらの不利点を克服し燃
料要素並びに他の黒鉛構成部材のこのような損傷をでき
るだけ減退させ、又は完全に回避し乃至は防止するよう
な方法を提供することである。
本発明によるこの課題の解決は、危険にさらされる領域
に均等に分布した、汚染物質を吸収しかつ／又は不活性
化するよう吸いこみを設けるという着想にもとづいてい
る。即ち、冷却回路の冷却ガスにコロイド粒状態の炭素
粉末を供給してその冷却ガスの少なくとも一部分を浄化
設備に循環させることによりガス冷却式原子炉の冷却ガ
スから汚染物質を除去するものである。「コロイド粒状
態」というのはこの場合、ェーロゾルのように炭素粉末
が冷却材中に懸濁粒子として、但し冷却材を分散嬢とし
て含んでいるようなコロイド状に分散できるような状態
を意味する。その粒度は本発明の範囲内ではそれ故次の
ように定義される。即ち、当の粒子が炉内におけるその
時々のガス密度並びにガス速度においていつも懸濁状態
に保たれるような値のものである。本発明による方法に
よって、冷却材、好ましくはヘリウムが擬均質的に炭素
粒子と混合されるので迅速な集積、通常日２０分子や０
２分子の集積が、それら汚染物質が炉心にある燃料要素
に到達しそこで析出して黒鉛と反応し得るに未だ至らな
いうちに、炭素粉末上に引起こされる。日２０分子又は
０２分子を集積した炭素粉末が高温の帯城中に到達する
と、水分子は集積された炭素粒子と水ガス反応に従って
反応してＱ＋ＣＯになり、０２分子は燃焼によってＣＯ
又はＣ０２を生じるが、この場合燃料要素又は構成部材
の黒鉛が腐食されることはない。異なる種類の燃料要素
は異なった腐食性を呈し得るから搬入されるべき炭素粉
末はその種類に関して次のように選ばれるべきであろう
。
に均等に分布した、汚染物質を吸収しかつ／又は不活性
化するよう吸いこみを設けるという着想にもとづいてい
る。即ち、冷却回路の冷却ガスにコロイド粒状態の炭素
粉末を供給してその冷却ガスの少なくとも一部分を浄化
設備に循環させることによりガス冷却式原子炉の冷却ガ
スから汚染物質を除去するものである。「コロイド粒状
態」というのはこの場合、ェーロゾルのように炭素粉末
が冷却材中に懸濁粒子として、但し冷却材を分散嬢とし
て含んでいるようなコロイド状に分散できるような状態
を意味する。その粒度は本発明の範囲内ではそれ故次の
ように定義される。即ち、当の粒子が炉内におけるその
時々のガス密度並びにガス速度においていつも懸濁状態
に保たれるような値のものである。本発明による方法に
よって、冷却材、好ましくはヘリウムが擬均質的に炭素
粒子と混合されるので迅速な集積、通常日２０分子や０
２分子の集積が、それら汚染物質が炉心にある燃料要素
に到達しそこで析出して黒鉛と反応し得るに未だ至らな
いうちに、炭素粉末上に引起こされる。日２０分子又は
０２分子を集積した炭素粉末が高温の帯城中に到達する
と、水分子は集積された炭素粒子と水ガス反応に従って
反応してＱ＋ＣＯになり、０２分子は燃焼によってＣＯ
又はＣ０２を生じるが、この場合燃料要素又は構成部材
の黒鉛が腐食されることはない。異なる種類の燃料要素
は異なった腐食性を呈し得るから搬入されるべき炭素粉
末はその種類に関して次のように選ばれるべきであろう
。
即ち、該粉末はなるべく、保護されるべき構成部分の炭
素よりも易反応性であるようなものを選ぶべきである。
本発明の枠内では例えば活性炭、コークス又は煤などの
無定形炭素が特に好適であり、これらの浪合物を用いる
ことができる。しかしまた１原子状の炭素を使うことも
可能である。搬入されるべき炭素粉末の量は測定された
汚染物値の如何に応じて調節され、かつ摩滅によって又
は先に述べた「薄皮効果（Ｐｅｌｌｅｆにｋｔ）」によ
って生じる粒子量を著しく上廻るものとする。次に添付
図面に基づいて本発明を詳しく説明するが、該図面は冷
却材のバイパス中に配置した浄化設備を有する炉の概要
を特に選んだ実施例として示したものである。
素よりも易反応性であるようなものを選ぶべきである。
本発明の枠内では例えば活性炭、コークス又は煤などの
無定形炭素が特に好適であり、これらの浪合物を用いる
ことができる。しかしまた１原子状の炭素を使うことも
可能である。搬入されるべき炭素粉末の量は測定された
汚染物値の如何に応じて調節され、かつ摩滅によって又
は先に述べた「薄皮効果（Ｐｅｌｌｅｆにｋｔ）」によ
って生じる粒子量を著しく上廻るものとする。次に添付
図面に基づいて本発明を詳しく説明するが、該図面は冷
却材のバイパス中に配置した浄化設備を有する炉の概要
を特に選んだ実施例として示したものである。
冷却ガスを、バイパスを介して、純粋ガス供給器１１、
粉塵分離器１２、徐行吸着器１３、比／ＣＯ酸化装置１
４、比０／ＣＯ吸着器１５、低温吸着器１６、再生式熱
交換器１７及び送風機１８から成る浄化設備を通して導
き、このようにしてバイパス中の浄化設備で浄化された
ガスを炉冷却材回路に返送する圧力導管を介して炭素粉
末を冷却ガス中に有利に添加することができる。ＴＨＴ
Ｒ−３０頂型の炉又は類似構造の炉の場合、こうした手
段によって送入場所６から炉心１中の最初の燃料要素に
至るまでの炭素粉末の送入距離が大きくなりＴＨＴＲ−
３００の場合には約２８のになる。この範囲においては
流れ断面が大きいので流速は低くなり、冷却材ヘリウム
に炭素粉末が均質に混ざり合って１種のコロイド溶液を
形成するための充分な時間が保持される。本実施例は本
発明の対象として特に好適なものであるが、送風機２か
らの道程の第一部分については熱しやへし、３と断熱ラ
イニング４との間の環状空間に沿って冷却ガスが下向き
に流れて鋼製構成部材の表面と接触するが、同環状空間
中の流れ断面が大きいために約１４秒かかり、一方該道
程の第二部分については、熱しやへし、３と炉５の外側
表面との間の遠状空間内で炉心１中の燃料要素に達する
まで僅か約２秒しかからない。道程の最終部分で冷却ガ
スは反射体黒鉛の外側表面とまた天井反射材７の黒鉛と
接触する。その結果として次の特別な利点が生じる。即
ち、汚染物質には炭素粉末の供給注入場所６以降の第一
のより長い道程部分においては炭素は汚染物質の堆積用
として用いられており、即ちここで前記供給注入場所が
本発明の効果達成に便宜を与えるという利点がある。こ
れに対して、汚染物質の黒鉛上での堆積を防止又は少な
くとも最低限に保持すべき道程は甚だ短かく、即ち流過
時間の割合では僅か１／７である。原子状の炭素が使用
される場合、特にバイパスを介し浄化設備を通して導か
れるヘリウムで冷却される炉においては、当の原子状炭
素をバイパス中の８のところで直接に作り出すという有
利な可能性が生じるが「それは例えば炭素製電極間のア
ークによって達成することができる。
粉塵分離器１２、徐行吸着器１３、比／ＣＯ酸化装置１
４、比０／ＣＯ吸着器１５、低温吸着器１６、再生式熱
交換器１７及び送風機１８から成る浄化設備を通して導
き、このようにしてバイパス中の浄化設備で浄化された
ガスを炉冷却材回路に返送する圧力導管を介して炭素粉
末を冷却ガス中に有利に添加することができる。ＴＨＴ
Ｒ−３０頂型の炉又は類似構造の炉の場合、こうした手
段によって送入場所６から炉心１中の最初の燃料要素に
至るまでの炭素粉末の送入距離が大きくなりＴＨＴＲ−
３００の場合には約２８のになる。この範囲においては
流れ断面が大きいので流速は低くなり、冷却材ヘリウム
に炭素粉末が均質に混ざり合って１種のコロイド溶液を
形成するための充分な時間が保持される。本実施例は本
発明の対象として特に好適なものであるが、送風機２か
らの道程の第一部分については熱しやへし、３と断熱ラ
イニング４との間の環状空間に沿って冷却ガスが下向き
に流れて鋼製構成部材の表面と接触するが、同環状空間
中の流れ断面が大きいために約１４秒かかり、一方該道
程の第二部分については、熱しやへし、３と炉５の外側
表面との間の遠状空間内で炉心１中の燃料要素に達する
まで僅か約２秒しかからない。道程の最終部分で冷却ガ
スは反射体黒鉛の外側表面とまた天井反射材７の黒鉛と
接触する。その結果として次の特別な利点が生じる。即
ち、汚染物質には炭素粉末の供給注入場所６以降の第一
のより長い道程部分においては炭素は汚染物質の堆積用
として用いられており、即ちここで前記供給注入場所が
本発明の効果達成に便宜を与えるという利点がある。こ
れに対して、汚染物質の黒鉛上での堆積を防止又は少な
くとも最低限に保持すべき道程は甚だ短かく、即ち流過
時間の割合では僅か１／７である。原子状の炭素が使用
される場合、特にバイパスを介し浄化設備を通して導か
れるヘリウムで冷却される炉においては、当の原子状炭
素をバイパス中の８のところで直接に作り出すという有
利な可能性が生じるが「それは例えば炭素製電極間のア
ークによって達成することができる。
１原子状炭素が最も効果的である。
該炭素は、炭素を電気アーク中で昇華温度である３６５
０ｑ０以上の温度に加熱するときに発生する。このよう
に生成した炭素のほか〜例えば煤などに存在している原
子状炭素の混合体から成る炭素が本発明方法に有利であ
る。特にし汚染物質が燃料要素や黒鉛構成部村を腐食す
るのを防止するために供給注入された炭素粉末の既述の
「吸いこみ（Ｓｅｎｋｅｎ）」作用のほかにもＬ本発明
方法は尚追加的に利点を有する。即ち、一様に冷却ガス
流中に分散された炭素粉末はまた、冷却ガス中に存在す
る放射性核分裂生成物又は活性化生成物をも蓄積するの
で「 これらの生成物は主として鋼面上、例えばスチー
ム発生器蟹上には堆積することができずに、むしろ炭素
粉末と共にガス浄化設備へ移送されそこで不純物として
分離除去されるという利点である。これら不純物には例
えばＦｅ、Ｃｏ〜Ｃｒ」ＳＯ Ｃｓ「 滋、Ａｇ、Ｚｎ
が含まれている。上記の分離は完全には行なわれないの
で、これら不純物のうち１部は「例えば沃素のように鰻
先的に割合冷たい面上に凝縮するために炭素上にはほと
んど堆積しない他の不純物と共に〜稜々の勺接触状態に
ある金属面上に沈着する。
０ｑ０以上の温度に加熱するときに発生する。このよう
に生成した炭素のほか〜例えば煤などに存在している原
子状炭素の混合体から成る炭素が本発明方法に有利であ
る。特にし汚染物質が燃料要素や黒鉛構成部村を腐食す
るのを防止するために供給注入された炭素粉末の既述の
「吸いこみ（Ｓｅｎｋｅｎ）」作用のほかにもＬ本発明
方法は尚追加的に利点を有する。即ち、一様に冷却ガス
流中に分散された炭素粉末はまた、冷却ガス中に存在す
る放射性核分裂生成物又は活性化生成物をも蓄積するの
で「 これらの生成物は主として鋼面上、例えばスチー
ム発生器蟹上には堆積することができずに、むしろ炭素
粉末と共にガス浄化設備へ移送されそこで不純物として
分離除去されるという利点である。これら不純物には例
えばＦｅ、Ｃｏ〜Ｃｒ」ＳＯ Ｃｓ「 滋、Ａｇ、Ｚｎ
が含まれている。上記の分離は完全には行なわれないの
で、これら不純物のうち１部は「例えば沃素のように鰻
先的に割合冷たい面上に凝縮するために炭素上にはほと
んど堆積しない他の不純物と共に〜稜々の勺接触状態に
ある金属面上に沈着する。
これらの表面は時間と共に微細な黒鉛粉末で吸着的に被
覆されト放射性元素の鋼表面との直接接触が或程度阻止
されるとしても、冷却材が原子炉に到着する前、または
炉の始動乃至高温運転に先立って同冷却材に炭素粉末を
添加してもすべての金属面が〜殊にスチーム生成装置の
金属面が炭素粉末で被われてしまうまで継続して循環す
べきであろう。このためには、約２週間の運転時間が必
要とされもまた別の理由から必要な物理的測定の間燃料
要素の最高温度が約６００００以下にある場合には最初
の臨界後さらに約２週間が必要である。事情によつて表
面の浄化処理が後で必要な場合には易揮発性の液体にひ
たした布片で簡単に拭き清め又は洗い清めることができ
る。核分裂生成物又は活性化生成物の沈着面となる個所
に、不都合な汚染物質の除去用に準備された炭素粉末で
被覆を施し乃至は被覆を設けることは、殊に、これらの
沈着面例えばスチーム発生器９が炉圧力容器亀０から隔
離して納めてあり、そのために直接の中性子放射によっ
て活性化され得ない場合に重要になる。
覆されト放射性元素の鋼表面との直接接触が或程度阻止
されるとしても、冷却材が原子炉に到着する前、または
炉の始動乃至高温運転に先立って同冷却材に炭素粉末を
添加してもすべての金属面が〜殊にスチーム生成装置の
金属面が炭素粉末で被われてしまうまで継続して循環す
べきであろう。このためには、約２週間の運転時間が必
要とされもまた別の理由から必要な物理的測定の間燃料
要素の最高温度が約６００００以下にある場合には最初
の臨界後さらに約２週間が必要である。事情によつて表
面の浄化処理が後で必要な場合には易揮発性の液体にひ
たした布片で簡単に拭き清め又は洗い清めることができ
る。核分裂生成物又は活性化生成物の沈着面となる個所
に、不都合な汚染物質の除去用に準備された炭素粉末で
被覆を施し乃至は被覆を設けることは、殊に、これらの
沈着面例えばスチーム発生器９が炉圧力容器亀０から隔
離して納めてあり、そのために直接の中性子放射によっ
て活性化され得ない場合に重要になる。
以下〜本発明おいて冷却材にコロイド状炭素粉末を添加
することの効果について総括的に述べる。
することの効果について総括的に述べる。
１ 腐食性成分ＱＯ及び０２が炭素粉末の炭素粒子に沈
着する。
着する。
これらの成分と炭素粉末とが炉心の最高熱帯域中で反応
し、従って燃焼元素の腐食が防止される。２ また放射
性元素も炭素粉末に汝着し、炭素粉末と共に炉過される
。
し、従って燃焼元素の腐食が防止される。２ また放射
性元素も炭素粉末に汝着し、炭素粉末と共に炉過される
。
３ また炭素粉末が金属表面ト例えばスチーム発生器パ
イプの表面上に沈着する。
イプの表面上に沈着する。
それによって放射性元素が「直接「金属表面上に沈着す
ることが阻止される。金属表面上に汝着した炭素粉末層
は「酸化被膜の役割を果たし、金属表面を防護する。こ
のことはとくにヘリウムで冷却された高温一原子炉の場
合に重要である。
ることが阻止される。金属表面上に汝着した炭素粉末層
は「酸化被膜の役割を果たし、金属表面を防護する。こ
のことはとくにヘリウムで冷却された高温一原子炉の場
合に重要である。
この場合製作又は組立ての間に生じた時の酸化被膜は初
期の操業中に減少し、つまり取り去られ「もしくは温度
変化によって膨張及び収縮をおこし金属表面から離脱す
る。そのため金属表面には防護酸化被膜が存在しないた
めに腐食されることになる。本発明において炭素粉末層
は酸化物膜の防護作用を果たし、しかも簡単に除かれる
ものである。
期の操業中に減少し、つまり取り去られ「もしくは温度
変化によって膨張及び収縮をおこし金属表面から離脱す
る。そのため金属表面には防護酸化被膜が存在しないた
めに腐食されることになる。本発明において炭素粉末層
は酸化物膜の防護作用を果たし、しかも簡単に除かれる
ものである。
添付図は本発明方法を実施するための、バイパス中に配
置した浄化設備を有する原子炉の一例を図解的に示した
ものであって「図中の数字が示す諸部分は下記のようで
ある。 即ち富……炉心、２……送風機、３…・・・熱しやへし
、もを・・・・・・断熱ラィニング、５…・・・炉、６
……炭素粉末供給注入場所「 ７・・…・天井反射材、
８・・・・・・１原子状炭素生成場所、９・…・・スチ
ーム発生器、亀Ｑ…・・・炉圧力容器、１１…・・・純
粋冷却ガス器、１２・…・・粉塵分離器、１３・・・・
・・徐行吸着器、１４・・…・日２／ＣＯ一酸化装置、
１５…・・・日２０／Ｃ０２吸着器、１６・・・・・・
低温吸着器、１７・・・・・・再生式熱交換器、１８・
・・・・・送風機。
置した浄化設備を有する原子炉の一例を図解的に示した
ものであって「図中の数字が示す諸部分は下記のようで
ある。 即ち富……炉心、２……送風機、３…・・・熱しやへし
、もを・・・・・・断熱ラィニング、５…・・・炉、６
……炭素粉末供給注入場所「 ７・・…・天井反射材、
８・・・・・・１原子状炭素生成場所、９・…・・スチ
ーム発生器、亀Ｑ…・・・炉圧力容器、１１…・・・純
粋冷却ガス器、１２・…・・粉塵分離器、１３・・・・
・・徐行吸着器、１４・・…・日２／ＣＯ一酸化装置、
１５…・・・日２０／Ｃ０２吸着器、１６・・・・・・
低温吸着器、１７・・・・・・再生式熱交換器、１８・
・・・・・送風機。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 構成部材及び燃料要素の一方または双方が主として
黒鉛から成るような高温原子炉、殊にヘリウム冷却式高
温原子炉の冷却材から汚染物質殊に腐食性の汚染物質を
除去する方法において、冷却材回路の冷却材にコロイド
粒状の炭素粉末を添加し、かつ冷却材の少なくとも一部
分を、原子炉とスチーム発生路との間の冷却材回路に設
けたバイパス中に配置された浄化設備に通過誘導して循
環することを特徴とする高温原子炉の冷却材を浄化する
方法。 ２ 炭素粉末は無定形炭素、殊に活性炭、コークス、煤
又はそれらの混合物から成る特許請求の範囲第１項に記
載の方法。 ３ １原子状の炭素を使用する特許請求の範囲第１項に
記載の方法。 ４ 炭素粉末はバイパス中の浄化設備で浄化された冷却
材を冷却材回路中に反送する加圧導管を介して冷却材に
添加する特許請求の範囲第１項もしくは第２項に記載の
方法。 ５ １原子状炭素は黒鉛電極間アークによって、バイパ
ス中で作り出す特許請求の範囲第３項に記載の方法。 ６ 構成部材及び燃料要素の一方または双方が主として
黒鉛から成るような高温原子炉、殊にヘリウム冷却式高
温原子炉の冷却材から汚染物質殊に腐食性の汚染物質を
除去する方法において冷却材が原子炉に到着する前、又
は原子炉が始動乃至高温操業される以前に同冷却材にコ
ロイド粒状の炭素粉末を添加し、炉内の金属面、殊にス
チーム発生装置の金属面が炭素粉末で被われるまで冷却
材を継続して循環せしめ、かつ冷却材の少なくとも一部
分を、原子炉とスチーム発生路との間の冷却材回路に設
けたバイパス中に配置された浄化設備に通過誘導して循
環することを特徴とする高温原子炉の冷却材を浄化する
方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2601460A DE2601460C2 (de) | 1976-01-16 | 1976-01-16 | Verfahren zum Entfernen von Verunreinigungen aus dem Kühlgas von Hochtemperatur-Kernreaktoren |
| DE2601460.8 | 1976-01-16 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5289798A JPS5289798A (en) | 1977-07-27 |
| JPS6013156B2 true JPS6013156B2 (ja) | 1985-04-05 |
Family
ID=5967569
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51147577A Expired JPS6013156B2 (ja) | 1976-01-16 | 1976-12-08 | 高温原子炉の冷却材を浄化する方法 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4167444A (ja) |
| JP (1) | JPS6013156B2 (ja) |
| BE (1) | BE850325A (ja) |
| DE (1) | DE2601460C2 (ja) |
| FR (1) | FR2338552A1 (ja) |
| GB (1) | GB1531540A (ja) |
| IT (1) | IT1082662B (ja) |
| NL (1) | NL7614481A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0348647U (ja) * | 1989-08-31 | 1991-05-10 |
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| JPS59153199A (ja) * | 1983-02-22 | 1984-09-01 | 富士電機株式会社 | ヘリウムガス冷却型原子炉炉内構造物腐蝕防止設備 |
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| DE3435256A1 (de) * | 1984-09-26 | 1986-04-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Verfahren und einrichtung zur druckabsicherung eines von einem reaktorschutzgebaeude umgebenen spannbetondruckbehaelters und zur verhinderung von aktivitaetsfreisetzung an die umgebung |
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| DE59205111D1 (de) * | 1992-03-05 | 1996-02-29 | Sulzer Thermtec Ag | Vorrichtung zum Entfernen von Aerosolen aus der Luft eines Kernreaktor-Containments |
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| UA57884C2 (uk) | 1999-10-14 | 2003-07-15 | Дейвід БРЕДБЕРІ | Спосіб обробки радіоактивного графіту |
| US7455818B2 (en) | 2002-10-02 | 2008-11-25 | Areva Np Gmbh | Method for treating a flow of gas and gas treatment system |
| DE10246252B4 (de) * | 2002-10-02 | 2008-02-07 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur Behandlung eines Gasstroms sowie Gasaufbereitungssystem |
| JP5470099B2 (ja) * | 2010-03-05 | 2014-04-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子力プラントおよび蒸気乾燥器 |
| CN110097979B (zh) * | 2018-01-31 | 2022-11-18 | 中国辐射防护研究院 | 一种用于球床高温气冷堆的石墨粉尘捕集装置 |
| CN110097989B (zh) * | 2018-01-31 | 2022-11-18 | 中国辐射防护研究院 | 一种用于球床高温气冷堆的去石墨粉尘污染方法 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA652856A (en) * | 1962-11-27 | M. Stratford William | Method of producing power from the nuclear reactions of fluidized or gaseous fissionable materials | |
| GB824377A (en) * | 1956-12-20 | 1959-11-25 | Gen Electric Co Ltd | Improvements in or relating to nuclear reactor arrangements |
| BE588130A (ja) * | 1960-02-29 | |||
| GB1159807A (en) * | 1965-11-26 | 1969-07-30 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to Nuclear Reactors |
| DE1614084A1 (de) * | 1967-08-24 | 1970-06-04 | Licentia Gmbh | Primaerkreisreinigung |
| GB1470795A (en) * | 1974-02-01 | 1977-04-21 | Atomic Energy Authority Uk | Helium cooled nuclear reactors |
| JPS5649319B2 (ja) * | 1974-11-21 | 1981-11-20 |
-
1976
- 1976-01-16 DE DE2601460A patent/DE2601460C2/de not_active Expired
- 1976-11-29 GB GB49700/76A patent/GB1531540A/en not_active Expired
- 1976-12-08 JP JP51147577A patent/JPS6013156B2/ja not_active Expired
- 1976-12-15 US US05/750,689 patent/US4167444A/en not_active Expired - Lifetime
- 1976-12-28 NL NL7614481A patent/NL7614481A/xx not_active Application Discontinuation
-
1977
- 1977-01-07 FR FR7700318A patent/FR2338552A1/fr active Granted
- 1977-01-12 IT IT47611/77A patent/IT1082662B/it active
- 1977-01-13 BE BE174028A patent/BE850325A/xx unknown
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0348647U (ja) * | 1989-08-31 | 1991-05-10 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BE850325A (fr) | 1977-05-02 |
| JPS5289798A (en) | 1977-07-27 |
| FR2338552A1 (fr) | 1977-08-12 |
| DE2601460C2 (de) | 1985-05-15 |
| FR2338552B1 (ja) | 1980-04-11 |
| DE2601460A1 (de) | 1977-07-21 |
| NL7614481A (nl) | 1977-07-19 |
| GB1531540A (en) | 1978-11-08 |
| US4167444A (en) | 1979-09-11 |
| IT1082662B (it) | 1985-05-21 |
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