JPS6049880B2 - 放射性ガスの処理方法および装置 - Google Patents
放射性ガスの処理方法および装置Info
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- JPS6049880B2 JPS6049880B2 JP52018286A JP1828677A JPS6049880B2 JP S6049880 B2 JPS6049880 B2 JP S6049880B2 JP 52018286 A JP52018286 A JP 52018286A JP 1828677 A JP1828677 A JP 1828677A JP S6049880 B2 JPS6049880 B2 JP S6049880B2
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/02—Treating gases
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
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Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉において液体レベルの異なる
多数の容器が廃ガス系統に接続される一つの連鎖体とし
て結合され、洗浄空気により貫流されるとともに減衰区
間を介して煙突に接続されているものにおいて、前記容
器から出る放射性ガスの処理方法および装置に関する。
多数の容器が廃ガス系統に接続される一つの連鎖体とし
て結合され、洗浄空気により貫流されるとともに減衰区
間を介して煙突に接続されているものにおいて、前記容
器から出る放射性ガスの処理方法および装置に関する。
〔従来技術〕この種の処理方法は文献「ＶＧＢ一
Ｋｅｒｎｋｒａｆｔｗｅｒｋｓ−Ｓｅｍｊｎａｒｌ９７
Ｏ」４３〜４４頁に記載された加圧水型原子炉の冷却材
処理および廃ガス系統から公知である。
Ｏ」４３〜４４頁に記載された加圧水型原子炉の冷却材
処理および廃ガス系統から公知である。
更に文献「Ｔｈｉｅｍｉｇ−Ｔａｓｃｈｅｌｌｂｕｃｈ
ｅｒ」第５１巻、１８０〜１８３頁に記載されている加
圧水型原子炉ては一つの連鎖体として順次配列された容
器が密閉ガス循環系統の一部を形成し、これに洗浄空気
としての不活性保護ガス（窒素）が貫流するようになつ
ている。この洗浄空気とともに発生した水素は再結合器
に導入され、そこで酸素と反応せしめられる。更に希ガ
ス！もそれとともに排出される。密閉ガス循環系統はバ
イパスにおいて弁を介して煙突に通じている減衰区間に
接続されている。
ｅｒ」第５１巻、１８０〜１８３頁に記載されている加
圧水型原子炉ては一つの連鎖体として順次配列された容
器が密閉ガス循環系統の一部を形成し、これに洗浄空気
としての不活性保護ガス（窒素）が貫流するようになつ
ている。この洗浄空気とともに発生した水素は再結合器
に導入され、そこで酸素と反応せしめられる。更に希ガ
ス！もそれとともに排出される。密閉ガス循環系統はバ
イパスにおいて弁を介して煙突に通じている減衰区間に
接続されている。
予備乾燥器、ゲル乾燥器および再生装置をも備えている
減衰区間は、冷却材容器内の容積の変動時３に駆逐され
るガスを吸収する。このガスは密閉ガス循環系統内の圧
力の減少により再びこの中に戻されないかぎり放射能担
体の浄化後煙突に放出される必要がある。液体容器の密
閉ガス循環系統から煙突に放出さ４れるガス量の低減の
ための運転中短時間生じるガス量の容積変動を補償する
緩衝槽が設けられることも知られている（特開昭５０−
４３４００号公報参照）。
減衰区間は、冷却材容器内の容積の変動時３に駆逐され
るガスを吸収する。このガスは密閉ガス循環系統内の圧
力の減少により再びこの中に戻されないかぎり放射能担
体の浄化後煙突に放出される必要がある。液体容器の密
閉ガス循環系統から煙突に放出さ４れるガス量の低減の
ための運転中短時間生じるガス量の容積変動を補償する
緩衝槽が設けられることも知られている（特開昭５０−
４３４００号公報参照）。
この場合保護ガスにより駆動されるガス循環系統からは
この中に流入する漏洩ガス量に相当するガス量だけが放
出されるようにする必要がある。〔発明の目的〕 本発明の目的は、このような液体容器と関連した放射性
ガス処理装置に要する経費を低減することにある。
この中に流入する漏洩ガス量に相当するガス量だけが放
出されるようにする必要がある。〔発明の目的〕 本発明の目的は、このような液体容器と関連した放射性
ガス処理装置に要する経費を低減することにある。
なぜならこの種の処理装置はその構造上の理由から多大
な経費を要するばかりでなく、放射能汚染を防止するた
め気密にする必要がありリ、特別な監視を要するからで
ある。これは特に沸騰水型原子炉において冷却材容器へ
の通風の際に問題となる。なぜならこの場合には貯蔵す
べき放射性液体量が原子力発電所の蒸気・復水循環路が
直列接続されているため加圧水型原子炉の場合７より著
しく大きいからである。〔発明の構成〕 本発明によれば上記の目的は冒頭に述べた種類の処理方
法において、一つの連鎖体を形成する複数の容器が各容
器内の液体から放出されるガスの】放射能の濃度に応じ
て順次配列され、約５〜１０ｄ／ｈに制限された量の洗
浄空気が連鎖体の低放射能側端部から常時吸引され、連
鎖体を通つてその高放射能側端部から廃ガス系統に送ら
れ、容器に液体を充填する際に短時間生じる余剰空気量
が洗浄空気の流れ方向とは逆方向に連鎖体を通つて煙突
に導かれることにより達成される。
な経費を要するばかりでなく、放射能汚染を防止するた
め気密にする必要がありリ、特別な監視を要するからで
ある。これは特に沸騰水型原子炉において冷却材容器へ
の通風の際に問題となる。なぜならこの場合には貯蔵す
べき放射性液体量が原子力発電所の蒸気・復水循環路が
直列接続されているため加圧水型原子炉の場合７より著
しく大きいからである。〔発明の構成〕 本発明によれば上記の目的は冒頭に述べた種類の処理方
法において、一つの連鎖体を形成する複数の容器が各容
器内の液体から放出されるガスの】放射能の濃度に応じ
て順次配列され、約５〜１０ｄ／ｈに制限された量の洗
浄空気が連鎖体の低放射能側端部から常時吸引され、連
鎖体を通つてその高放射能側端部から廃ガス系統に送ら
れ、容器に液体を充填する際に短時間生じる余剰空気量
が洗浄空気の流れ方向とは逆方向に連鎖体を通つて煙突
に導かれることにより達成される。
上記方法は成るべくは、一つの沖過器が前記容器から煙
突の方向へ余剰空気とともに運ひ出される放射性ガスを
除去するため可逆動作可能の貯槽内に設けられ、その場
合容器連鎖体を離脱する余剰空気から放射性ガスがこの
貯槽内に抑留され、そして後てこの貯槽から前記容器連
鎖体へ逆流する洗浄ガスの中へ放出されるように実施す
ると好適てある。液体量の変動は勿論原子力発電所の運
転方式により大幅に規定される。しかし本発明によれば
、容器連鎖体へ吸引される洗浄空気の量が煙突に放出さ
れる余剰空気の量よりは一定期間を通してみた場合全体
として多くなるようにすることができる。〔発明の効果
〕 液体容器の連鎖体においては、各容器の液面上にもとも
と存在するガス室か貯蔵室として利用され、この貯蔵室
はガスが煙突から排出される前に減衰作用を生じ、従つ
て放射能を低減させることができる。
突の方向へ余剰空気とともに運ひ出される放射性ガスを
除去するため可逆動作可能の貯槽内に設けられ、その場
合容器連鎖体を離脱する余剰空気から放射性ガスがこの
貯槽内に抑留され、そして後てこの貯槽から前記容器連
鎖体へ逆流する洗浄ガスの中へ放出されるように実施す
ると好適てある。液体量の変動は勿論原子力発電所の運
転方式により大幅に規定される。しかし本発明によれば
、容器連鎖体へ吸引される洗浄空気の量が煙突に放出さ
れる余剰空気の量よりは一定期間を通してみた場合全体
として多くなるようにすることができる。〔発明の効果
〕 液体容器の連鎖体においては、各容器の液面上にもとも
と存在するガス室か貯蔵室として利用され、この貯蔵室
はガスが煙突から排出される前に減衰作用を生じ、従つ
て放射能を低減させることができる。
その場合その都度存在するガスの放射能の濃度に応じて
容器を順次配列することにより、高い放射性のガスは煙
突から出るまでに確実に最も長い時間がかかることにな
る。上述のように放射性のガス、特に希ガスに対する沖
過器がもともと設けられている廃ガス系統へ液体容器連
鎖体の高放射能側端部を接続することは、ガスを廃ガス
系統へ放出することによる絶えざる洗浄、従つて空気量
の平衡の制御をも同時に顧慮することになる。上述の場
合において廃ガス系統においてもともと行われるガスの
浄化か有効に作用するので、上述の放出は何等特別の手
段を必要とすることなしに環境に何等の汚染をも及ぼさ
ないで済む結果を生ずることにもなる。上記連鎖体の低
放射能側の端部には、半減期の長い放射能担体、特に希
ガスを収容し得るろ過器を配置すると有利てある。
容器を順次配列することにより、高い放射性のガスは煙
突から出るまでに確実に最も長い時間がかかることにな
る。上述のように放射性のガス、特に希ガスに対する沖
過器がもともと設けられている廃ガス系統へ液体容器連
鎖体の高放射能側端部を接続することは、ガスを廃ガス
系統へ放出することによる絶えざる洗浄、従つて空気量
の平衡の制御をも同時に顧慮することになる。上述の場
合において廃ガス系統においてもともと行われるガスの
浄化か有効に作用するので、上述の放出は何等特別の手
段を必要とすることなしに環境に何等の汚染をも及ぼさ
ないで済む結果を生ずることにもなる。上記連鎖体の低
放射能側の端部には、半減期の長い放射能担体、特に希
ガスを収容し得るろ過器を配置すると有利てある。
通風される容器の範囲から煙突への放射能の実質的に零
放出を目標とする沖過器は、例えは微粒子状炭素（活性
炭）の形式の吸収沖過器として構成することができる。
このような沖過器は一つの貯槽内に取付けられるか、或
は貯槽と組合せたものとすれは良い。以下に単に沖過器
と呼ばれる装置は、半減期の長い放射能担体の捕集に適
するもの（希ガス貯蔵装置）とすることが重要てある。
連鎖体の低放射能側の端部には、更に一つの洗浄空気供
給導管が接続され得るようになつている。
放出を目標とする沖過器は、例えは微粒子状炭素（活性
炭）の形式の吸収沖過器として構成することができる。
このような沖過器は一つの貯槽内に取付けられるか、或
は貯槽と組合せたものとすれは良い。以下に単に沖過器
と呼ばれる装置は、半減期の長い放射能担体の捕集に適
するもの（希ガス貯蔵装置）とすることが重要てある。
連鎖体の低放射能側の端部には、更に一つの洗浄空気供
給導管が接続され得るようになつている。
この洗浄空気供給導管は、上述のような洗浄により放射
能レベルを全体として低く保つために、連鎖体として結
合された各液体容器内に例えは毎時１０Ｔｒ１の量を以
て低放射性側端部から廃ガス系統の方向に洗浄空気を通
流することを可能ならしめる。洗浄空気としては例えは
、廃ガス系統より入来する浄化され且つ乾燥された廃ガ
スを使用することができる。しかし又同様に乾燥の可能
な新鮮な空気を使用することもてきる。沖過器と煙突と
の間に洗浄空気供給導管を接続するならば、本発明の方
法を実施するのに特に有利なものとすることができる。
能レベルを全体として低く保つために、連鎖体として結
合された各液体容器内に例えは毎時１０Ｔｒ１の量を以
て低放射性側端部から廃ガス系統の方向に洗浄空気を通
流することを可能ならしめる。洗浄空気としては例えは
、廃ガス系統より入来する浄化され且つ乾燥された廃ガ
スを使用することができる。しかし又同様に乾燥の可能
な新鮮な空気を使用することもてきる。沖過器と煙突と
の間に洗浄空気供給導管を接続するならば、本発明の方
法を実施するのに特に有利なものとすることができる。
即ちこの洗浄空気により通常運転において、従前の運転
期間中にガスが連鎖体から煙突へ排出される際にたまる
放射性成分をろ過器により浄化することができる。この
放射性成分は場合によつては洗浄空気により廃ガス系統
まで逆送される。一つ或は複数個の容器が空になつた場
合に容器連鎖体の中へ吸引される空気も、前記洗浄空気
と同様な作用を行うことになる。連鎖体の容器へ湿気が
進入することを防止するためには、乾燥装置を介して前
記洗浄空気を連鎖体へ供給すると良い。
期間中にガスが連鎖体から煙突へ排出される際にたまる
放射性成分をろ過器により浄化することができる。この
放射性成分は場合によつては洗浄空気により廃ガス系統
まで逆送される。一つ或は複数個の容器が空になつた場
合に容器連鎖体の中へ吸引される空気も、前記洗浄空気
と同様な作用を行うことになる。連鎖体の容器へ湿気が
進入することを防止するためには、乾燥装置を介して前
記洗浄空気を連鎖体へ供給すると良い。
この場合乾燥装置は、泊過器に対する冷却装置と共に構
造的に一体にされたコールドトラップとして構成される
と特に有利である。このように冷却される淵過器を用い
れば、所定の容積において特に高い吸収率が達せられる
。順次並べられて連鎖体を作る各液体容器の接続部は、
液面の上方に位するガス室側に設けられると有利である
。
造的に一体にされたコールドトラップとして構成される
と特に有利である。このように冷却される淵過器を用い
れば、所定の容積において特に高い吸収率が達せられる
。順次並べられて連鎖体を作る各液体容器の接続部は、
液面の上方に位するガス室側に設けられると有利である
。
なぜならそれによりガスの流動時にガス室の総容積が減
衰装置として作用するからである。その場合、液位が考
えられる最高位にある場合に前記接続部が閉鎖されない
ようにするため、接続部は容器のガス室の最上部に設け
る必要がある。容器連鎖体の中の圧力を大気圧以下にす
れは、放射性ガスが漏洩個所から流出することを防止す
ることができる。
衰装置として作用するからである。その場合、液位が考
えられる最高位にある場合に前記接続部が閉鎖されない
ようにするため、接続部は容器のガス室の最上部に設け
る必要がある。容器連鎖体の中の圧力を大気圧以下にす
れは、放射性ガスが漏洩個所から流出することを防止す
ることができる。
このためには大低の場合、容器連鎖体を廃ガス系統の負
圧に通じている部分へ接続するだけで充分である。この
場合、廃ガス系統と容器連鎖体との間に圧力差を存在さ
せ得るようにするため、圧力低減装置を設けると良い。
これにより、廃ガス系統の一般により高い放射能が容器
連鎖体へ進入しないようにするため、連鎖体内の負圧は
廃ガス系統内の負圧より小となるようにｊされている。
〔発明の実施例〕 次に本発明の一実施例を表わす図面を参照して、本発明
を更に詳細に説明する。
圧に通じている部分へ接続するだけで充分である。この
場合、廃ガス系統と容器連鎖体との間に圧力差を存在さ
せ得るようにするため、圧力低減装置を設けると良い。
これにより、廃ガス系統の一般により高い放射能が容器
連鎖体へ進入しないようにするため、連鎖体内の負圧は
廃ガス系統内の負圧より小となるようにｊされている。
〔発明の実施例〕 次に本発明の一実施例を表わす図面を参照して、本発明
を更に詳細に説明する。
第１図は本発明を実施するのに適した例えは１０００Ｍ
〜Ｖの沸騰水・型原子炉に属する液体容器系統を略示し
ている。第２図においては、第１図の容器系統に対する
洗浄空気量の時間に関係した変動状況がダイヤグラムで
示されている。第１図において１は、１２個の液体容器
２より成ノる一つの連鎖体を全体的に示しており、これ
らの容器は原子力発電所の放射性液体を収容するために
設けられたものである。
〜Ｖの沸騰水・型原子炉に属する液体容器系統を略示し
ている。第２図においては、第１図の容器系統に対する
洗浄空気量の時間に関係した変動状況がダイヤグラムで
示されている。第１図において１は、１２個の液体容器
２より成ノる一つの連鎖体を全体的に示しており、これ
らの容器は原子力発電所の放射性液体を収容するために
設けられたものである。
上記容器のうち例えば金属容器３ａおよび３ｂは、原子
炉の圧力容器より生ずる４０ぱ宛の一次冷却水を収容し
ている。この液体には最高値の放射能が含まれおり、そ
の値はそれぞれ５Ｃｉに達している。容器３ａ，３ｂに
は冷却材収容容器として役立つ３つの同一の金属容器４
ａ，４ｂおよび４ｃが接続されている。これらの容器の
放射能は若干弱く、それぞれ１Ｃｉ程度である。更に、
１５０ｄの液体を収容するための２００ＴｒＩ宛のより
大きな容積を有する２つの容器５ａおよび５ｂが並列に
設けられている。この液体は特に蒸気の復水、即ち原子
炉の圧力容器内の一次冷却水と対比し１／１咳はそれ以
下の放射能を有する沸騰水形原子炉のタービンの後方で
復水した原子炉の冷却材である。容器５ａと容器３ａ，
３ｂとの間には接続導管６が設けられ、この導管は液体
の詰め換えに役立つもので、容器の底に接続されている
。
炉の圧力容器より生ずる４０ぱ宛の一次冷却水を収容し
ている。この液体には最高値の放射能が含まれおり、そ
の値はそれぞれ５Ｃｉに達している。容器３ａ，３ｂに
は冷却材収容容器として役立つ３つの同一の金属容器４
ａ，４ｂおよび４ｃが接続されている。これらの容器の
放射能は若干弱く、それぞれ１Ｃｉ程度である。更に、
１５０ｄの液体を収容するための２００ＴｒＩ宛のより
大きな容積を有する２つの容器５ａおよび５ｂが並列に
設けられている。この液体は特に蒸気の復水、即ち原子
炉の圧力容器内の一次冷却水と対比し１／１咳はそれ以
下の放射能を有する沸騰水形原子炉のタービンの後方で
復水した原子炉の冷却材である。容器５ａと容器３ａ，
３ｂとの間には接続導管６が設けられ、この導管は液体
の詰め換えに役立つもので、容器の底に接続されている
。
容器４ａ，４ｂから容器５ａへの冷却材の詰め換えは、
同様に接続導管７によつて可能にされている。更に容器
５ａ，５ｂには導管８を介してポンプ９が接続されてお
り、これにより上記液体が廃水処理装置へ送給され得る
ようになつている。廃水、例えば原子炉構造物の水溜り
からの漏洩水を貯蔵するため、更に３つの並列に配置さ
れた容器１０ａ，１０ｂおよび１０ｃが設けられている
。
同様に接続導管７によつて可能にされている。更に容器
５ａ，５ｂには導管８を介してポンプ９が接続されてお
り、これにより上記液体が廃水処理装置へ送給され得る
ようになつている。廃水、例えば原子炉構造物の水溜り
からの漏洩水を貯蔵するため、更に３つの並列に配置さ
れた容器１０ａ，１０ｂおよび１０ｃが設けられている
。
これらはその中にポンプ１２を含む導管１１を介して同
様に廃水処理系統と連結されている。この場合の放射能
は平均０．２Ｃｉである。更に今一つの２００７Ｔ１の
容器１４は１５０Ｈの液体を収容している。この場合の
放射能は極めて低く、それぞれ０．１Ｃｉを有するに過
ぎない。この値は、廃水が満たされている連鎖体１の縦
列中最後の容器１５に．ついても同様である。上記容器
３ａ乃至１５は、互にガス工学的に並列に配置されてい
る供給導管１７を介してそれぞれ必要に応じて窒素を添
加され得るようになつている。
様に廃水処理系統と連結されている。この場合の放射能
は平均０．２Ｃｉである。更に今一つの２００７Ｔ１の
容器１４は１５０Ｈの液体を収容している。この場合の
放射能は極めて低く、それぞれ０．１Ｃｉを有するに過
ぎない。この値は、廃水が満たされている連鎖体１の縦
列中最後の容器１５に．ついても同様である。上記容器
３ａ乃至１５は、互にガス工学的に並列に配置されてい
る供給導管１７を介してそれぞれ必要に応じて窒素を添
加され得るようになつている。
その場合導管１７からは弁により窒素だけ！が供給され
得るように配慮されている。従つて導管１７および図示
されていない窒素の貯槽は、実質上放射能に汚染されな
いように保たれる。容器２（３ａ乃至１５）は、連鎖体
１の縦列中でそれぞれ連結導管２０により通風技術上直
列に・接続されている。連鎖体の低放射能側の端部２１
は冷却器２２を介して、活性炭吸収装置として形成され
た沖過器２５を有する容器２４より成る希ガス貯槽２３
へ通じている。連鎖体１とは反対側の貯槽２３の端部は
、導管２６を介して空気系統２３と連結されている。こ
れには洗浄空気供給導管３０が属しており、これは？過
器３２を介して圧縮機３３へ通じている。この圧縮機は
加圧導管３４を介して詳しくは図示されていない原子力
発電所の通風すべき範囲へ新鮮な空気を供給するが、こ
の場合例えば−１０Ｔ！ＲＩｎＡｑの低圧に維持されて
いる。圧縮機３３の加圧導管３４には、逆止弁３６を）
介して導管２６が接続されている。
得るように配慮されている。従つて導管１７および図示
されていない窒素の貯槽は、実質上放射能に汚染されな
いように保たれる。容器２（３ａ乃至１５）は、連鎖体
１の縦列中でそれぞれ連結導管２０により通風技術上直
列に・接続されている。連鎖体の低放射能側の端部２１
は冷却器２２を介して、活性炭吸収装置として形成され
た沖過器２５を有する容器２４より成る希ガス貯槽２３
へ通じている。連鎖体１とは反対側の貯槽２３の端部は
、導管２６を介して空気系統２３と連結されている。こ
れには洗浄空気供給導管３０が属しており、これは？過
器３２を介して圧縮機３３へ通じている。この圧縮機は
加圧導管３４を介して詳しくは図示されていない原子力
発電所の通風すべき範囲へ新鮮な空気を供給するが、こ
の場合例えば−１０Ｔ！ＲＩｎＡｑの低圧に維持されて
いる。圧縮機３３の加圧導管３４には、逆止弁３６を）
介して導管２６が接続されている。
今一つの逆止弁３７が排気煙突３８との連結を作つてい
る。この排気煙突はこの構造物の排気を案内しそしてろ
過器４０を通る排気導管３９を収容しており、この場合
上記導管３９の中に設けられたブロワ４１ｑによソー１
０Ｗ＄ＬＡｑの低圧が維持される。更に吐出導管４５が
煙突３８に開口しており、この吐出導管４５は全体とし
て４６て示された廃ガス系統に属している。この廃ガス
系統は、第１図に示された部分の中にこの沸騰水型原子
炉の図″示されていないタービン復水器から到来する導
管４７を含んている。この復水器は、導管４７を介して
、場合によつては蒸気の中に含まれる放射性分解ガスを
その中で燃焼させる再結合装置４８に接続されている。
この燃焼には焔を形成しない触媒プロセスをとらせるこ
とができる。このように制御された廃ガスは復水器４９
を経由し、−５００ＷｒＩＩ１Ａｑの圧力において更に
並列に設けられた２つの冷却器５０および５１へ通され
る。廃ガスはこの冷却器の中て乾燥される。廃ガス系統
４６の冷却器５０，５１の後方には、特に希ガスを抑留
するのに役立つ場合により同一構造の３つの直列の容器
５３，５４，５５から成る減衰区間５２が接続されてい
る。
る。この排気煙突はこの構造物の排気を案内しそしてろ
過器４０を通る排気導管３９を収容しており、この場合
上記導管３９の中に設けられたブロワ４１ｑによソー１
０Ｗ＄ＬＡｑの低圧が維持される。更に吐出導管４５が
煙突３８に開口しており、この吐出導管４５は全体とし
て４６て示された廃ガス系統に属している。この廃ガス
系統は、第１図に示された部分の中にこの沸騰水型原子
炉の図″示されていないタービン復水器から到来する導
管４７を含んている。この復水器は、導管４７を介して
、場合によつては蒸気の中に含まれる放射性分解ガスを
その中で燃焼させる再結合装置４８に接続されている。
この燃焼には焔を形成しない触媒プロセスをとらせるこ
とができる。このように制御された廃ガスは復水器４９
を経由し、−５００ＷｒＩＩ１Ａｑの圧力において更に
並列に設けられた２つの冷却器５０および５１へ通され
る。廃ガスはこの冷却器の中て乾燥される。廃ガス系統
４６の冷却器５０，５１の後方には、特に希ガスを抑留
するのに役立つ場合により同一構造の３つの直列の容器
５３，５４，５５から成る減衰区間５２が接続されてい
る。
この楊合減衰区間５２からはブロワ５６により煙突３８
に通じている導管４５へガスが送られる。本発明によつ
て構成される液体容器連鎖体１はその高放射能側の端部
６０を以て廃ガス系統４６と連結されている。
に通じている導管４５へガスが送られる。本発明によつ
て構成される液体容器連鎖体１はその高放射能側の端部
６０を以て廃ガス系統４６と連結されている。
その場合接続導管の中には、圧力低減装置６１が設けら
れる。この圧力低減装置はオリフィス６２およびこれに
よつて制御される弁６３とより成り、これにより上記容
器系統全体に亘る洗浄空気の量が例えば１０ｄ／ｈに制
御される。この場合冷却材容器の範囲における−１０Ｗ
ｒ１ｎＡｑと廃ガス系統４６における−５００ｒ！Ｒｍ
Ａｑとの圧力差が存在する。今一つの弁６４は通常時は
開放している。この弁は容器２に通風を施すため上記廃
ガス系統を分離し得るようにするためのものである。第
２図においては、通風量のバランスがダイヤグラムで表
示され、これは、流れの方向と導管２６の範囲内で変動
する空気量より作られる。
れる。この圧力低減装置はオリフィス６２およびこれに
よつて制御される弁６３とより成り、これにより上記容
器系統全体に亘る洗浄空気の量が例えば１０ｄ／ｈに制
御される。この場合冷却材容器の範囲における−１０Ｗ
ｒ１ｎＡｑと廃ガス系統４６における−５００ｒ！Ｒｍ
Ａｑとの圧力差が存在する。今一つの弁６４は通常時は
開放している。この弁は容器２に通風を施すため上記廃
ガス系統を分離し得るようにするためのものである。第
２図においては、通風量のバランスがダイヤグラムで表
示され、これは、流れの方向と導管２６の範囲内で変動
する空気量より作られる。
第１図に示すように、測定位置６６は冷却器２２と希ガ
ス貯槽２３との間に存在する。変動空気量Ｍは縦軸上に
イ／ｈ単位で表わされ、１週間の時間Ｔは時間軸（単位
は月曜日から次の月曜日まて）として横軸上に表わされ
る。空気の変動を表示する曲線６７は、何回も零線と交
差している。
ス貯槽２３との間に存在する。変動空気量Ｍは縦軸上に
イ／ｈ単位で表わされ、１週間の時間Ｔは時間軸（単位
は月曜日から次の月曜日まて）として横軸上に表わされ
る。空気の変動を表示する曲線６７は、何回も零線と交
差している。
しかし第２図から明らかなように、液体容器系統の連鎖
体へ吸引される空気の量を表示する横軸の上方に位する
部分６８は、全体的に見れば煙突から排出される空気の
量を表わす横軸の下方に位する部分６９よりは何倍も大
きい。本発明によれば液体容器系統の連鎖体へ常時吸引
される空気は約５乃至１０７Ｔ１／ｈの洗浄空気である
（第２図の中央横軸左側参照）。連鎖体の中の或る容器
を急速に液体で満たすことにより煙突に排出すべき空気
量が生じる（個所７０）。しかしこの場合に排出される
空気量は、或る容器内の液体が空にされることによつて
ひき起される個所７１における吸引空気量よりは著しく
小てある。液体容器の充満過程による煙突への空気排出
量は以下に個所７２，７３，７４に表わされているが、
この充満過程においても前と同様な関係が生ずる。この
場合に排出される空気は、個所７６，７７，７８，７９
と比較して明らかなように吸引される空気量よりは著し
く小である。尚週末期間（土曜日および日曜日）の特徴
を表わす個所８０においては、主として手動制御により
行われる液体容器の充満過程が作業員の休暇により中止
されるために、上記個所８０の範囲内ては量的に大きな
吸引過程および液体容器の充満の際に生ずる煙突への空
気の著しい放出は生じないことが注目される。
体へ吸引される空気の量を表示する横軸の上方に位する
部分６８は、全体的に見れば煙突から排出される空気の
量を表わす横軸の下方に位する部分６９よりは何倍も大
きい。本発明によれば液体容器系統の連鎖体へ常時吸引
される空気は約５乃至１０７Ｔ１／ｈの洗浄空気である
（第２図の中央横軸左側参照）。連鎖体の中の或る容器
を急速に液体で満たすことにより煙突に排出すべき空気
量が生じる（個所７０）。しかしこの場合に排出される
空気量は、或る容器内の液体が空にされることによつて
ひき起される個所７１における吸引空気量よりは著しく
小てある。液体容器の充満過程による煙突への空気排出
量は以下に個所７２，７３，７４に表わされているが、
この充満過程においても前と同様な関係が生ずる。この
場合に排出される空気は、個所７６，７７，７８，７９
と比較して明らかなように吸引される空気量よりは著し
く小である。尚週末期間（土曜日および日曜日）の特徴
を表わす個所８０においては、主として手動制御により
行われる液体容器の充満過程が作業員の休暇により中止
されるために、上記個所８０の範囲内ては量的に大きな
吸引過程および液体容器の充満の際に生ずる煙突への空
気の著しい放出は生じないことが注目される。
第２図のダイアグラムは、本発明においては何等の放射
性ガスも環境へ放出されないことを明示している。
性ガスも環境へ放出されないことを明示している。
なぜならば、希ガス貯槽２３における短時間の流出過程
において抑留される放射能担体が、これに続く洗浄過程
において煙突とは反対方向へ送給されるからである。従
つてこの放射能担体は容器系統自体の中で減衰するか、
或は本来の放射性ガスの処理のために設計された廃ガス
設備へ導かれることになる。
において抑留される放射能担体が、これに続く洗浄過程
において煙突とは反対方向へ送給されるからである。従
つてこの放射能担体は容器系統自体の中で減衰するか、
或は本来の放射性ガスの処理のために設計された廃ガス
設備へ導かれることになる。
第１図は本発明による通風装置を有する例えば１０００
ＭＷの沸騰水型原子炉に属する容器系統を示すブロック
図、第２図は第１図に示された容器に通風を施すための
空気量の時間に関係的な変動状況を表わすダイヤグラム
である。 １・・・・・・液体容器連鎖体、２，３ａ，３ｂ，４″
ａ〜４ｃ，５ａ，５ｂ，１０ａ〜１０ｅ，１４，１５・
・・・・液体容器、６，７，８，１１・・・・・・接続
導管、９，１２・・・・・・ポンプ、１７・・・・・・
窒素供給導管、２０・・・・連結導管、２１・・・・・
・低放射能側端部、２２・・・・・・冷却器、２３・・
・・・・希ガス貯槽、２４・・容器、２５・・・・・・
Ｐ過器（活性炭吸収装置）、２６・・・・・導管、２８
・・・・・・空気系統、３０・・・・・・洗浄空気供給
導管、３２・・・・・・沖過器、３３・・・・・圧縮機
、３４・・・・・・加圧導管、３６，３７・・・・・・
逆止弁、３８・・・・・・排気煙突、３９・・・・・・
排気導管、４０・・沖過器、４１・・・・・・ブ陥ワ、
４５・・・・・・吐出導管、４）６・・・・・・廃ガス
系統、４７・・・・・・導管、４８・・・・再結合装置
、４９・ ・・復水器、５０，５１・・・・・冷却器、
５２・・・・・・減衰区間、５３，５４，５５・・・・
・・直列容器、５６・・・・・・ブロワ、６０・・・・
・・高放射能側端部、６１・・・・・・圧力低減装置、
６２・ ・・オリフイ７ス、６３，６４・・・・・・弁
。
ＭＷの沸騰水型原子炉に属する容器系統を示すブロック
図、第２図は第１図に示された容器に通風を施すための
空気量の時間に関係的な変動状況を表わすダイヤグラム
である。 １・・・・・・液体容器連鎖体、２，３ａ，３ｂ，４″
ａ〜４ｃ，５ａ，５ｂ，１０ａ〜１０ｅ，１４，１５・
・・・・液体容器、６，７，８，１１・・・・・・接続
導管、９，１２・・・・・・ポンプ、１７・・・・・・
窒素供給導管、２０・・・・連結導管、２１・・・・・
・低放射能側端部、２２・・・・・・冷却器、２３・・
・・・・希ガス貯槽、２４・・容器、２５・・・・・・
Ｐ過器（活性炭吸収装置）、２６・・・・・導管、２８
・・・・・・空気系統、３０・・・・・・洗浄空気供給
導管、３２・・・・・・沖過器、３３・・・・・圧縮機
、３４・・・・・・加圧導管、３６，３７・・・・・・
逆止弁、３８・・・・・・排気煙突、３９・・・・・・
排気導管、４０・・沖過器、４１・・・・・・ブ陥ワ、
４５・・・・・・吐出導管、４）６・・・・・・廃ガス
系統、４７・・・・・・導管、４８・・・・再結合装置
、４９・ ・・復水器、５０，５１・・・・・冷却器、
５２・・・・・・減衰区間、５３，５４，５５・・・・
・・直列容器、５６・・・・・・ブロワ、６０・・・・
・・高放射能側端部、６１・・・・・・圧力低減装置、
６２・ ・・オリフイ７ス、６３，６４・・・・・・弁
。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水型原子炉において液体レベルの異なる多数の
容器２が廃ガス系統４６に接続される一つの連鎖体１と
して結合され、洗浄空気により貫流されるとともに減衰
区間５２を介して煙突３８に接続されているものにおい
て、前記容器から出る放射性ガスを処理するため、一つ
の連鎖体１を形成する複数の容器２が各容器内の液体か
ら放出されるガスの放射能の濃度に応じて順次配列され
、約５〜１０ｍ＾３／ｈに制限された量の洗浄空気が連
鎖体１の低放射能側端部２１から常時吸引され、連鎖体
１を通つてその高放射能側端部６０から廃ガス系統４６
に送られ、各容器２に液体を充填する際に短時間生じる
余剰空気量が前記洗浄空気の流れ方向とは逆方向に連鎖
体１を通つて煙突３８に導かれることを特徴とする放射
性ガスの処理方法。 ２ 容器２から煙突３８の方向に余剰空気とともに排出
される放射性ガスを除去するため可逆的に動作する貯槽
２３内に濾過器２５が設けられ、放射性ガスは該貯槽内
で容器連鎖体１を離脱する余剰空気から抑留され、後で
前記貯槽２３から連鎖体１に送給される洗浄空気の中へ
放出されることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の方法。 ３ 容器連鎖体１に送給される洗浄空気量が煙突３８に
放出される余剰空気量よりも一定期間を通してみた場合
多いようにされることを特徴とする特許請求の範囲第１
項又は第２項記載の方法。 ４ 洗浄空気として新鮮な空気が使用されることを特徴
とする特許請求の範囲第１項ないし第３項のいずれかに
記載の方法。 ５ 煙突３８に導かれる余剰空気が濾過器２５への進入
に先立つて乾燥されることを特徴とする特許請求の範囲
第１項ないし第４項のいずれかに記載の方法。 ６ 容器連鎖体１内に負圧が維持されていることを特徴
とする特許請求の範囲第１項ないし第５項のいずれかに
記載の方法。 ７ 沸騰水型原子炉において液体レベルの異なる多数の
容器２が廃ガス系統４６に接続される一つの連鎖体１と
して結合され、洗浄空気により貫流されるとともに減衰
区間５２を介して煙突３８に接続されているものにおい
て、前記容器から出る放射性ガスを処理するため、各容
器２内に形成される空気室が導管２０によりそれぞれ容
器内の液体から放出されるガスの放視能の濃度に応じて
一つの連鎖体１を形成するように順次配列され、その高
放射能側端部６０は廃ガス系統４６に接続され、低放射
能側端部２１は濾過器２５を介して煙突３８に通じてお
り、濾過器２５と煙突３８の間に設けられた洗浄空気供
給導管３０が容器連鎖体１に接続されていることを特徴
とする放射性ガスの処理装置。 ８ 洗浄空気供給導管３０が洗浄空気の乾燥装置として
コールドトラップを備え、該コールドトラップが濾過器
２５に対する冷却装置と構造的に一体化されていること
を特徴とする特許請求の範囲第７項記載の装置。 ９ 容器連鎖体１の廃ガス系統４６への接続個所に圧力
低減装置６１が設けられていることを特徴とする特許請
求の範囲第７項又は第８記記載の装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2608162A DE2608162C2 (de) | 1976-02-27 | 1976-02-27 | Verfahren zum Behandeln von radioaktiven Gasen und Gassystem zur Durchführung des Verfahrens |
| DE2608162.9 | 1976-02-27 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS52106098A JPS52106098A (en) | 1977-09-06 |
| JPS6049880B2 true JPS6049880B2 (ja) | 1985-11-05 |
Family
ID=5971117
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52018286A Expired JPS6049880B2 (ja) | 1976-02-27 | 1977-02-23 | 放射性ガスの処理方法および装置 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4157248A (ja) |
| JP (1) | JPS6049880B2 (ja) |
| CH (1) | CH612286A5 (ja) |
| DE (1) | DE2608162C2 (ja) |
| IT (1) | IT1075659B (ja) |
| SE (1) | SE411406B (ja) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4584930A (en) * | 1982-04-06 | 1986-04-29 | British Nuclear Fuels Limited | Ventilation systems for glove boxes |
| US4500328A (en) * | 1983-02-22 | 1985-02-19 | Gilbert W. Brassell | Bonded carbon or ceramic fiber composite filter vent for radioactive waste |
| JP2602880B2 (ja) * | 1988-03-05 | 1997-04-23 | 忠弘 大見 | シリンダーキャビネット配管装置 |
| FR2655943A1 (fr) * | 1989-12-18 | 1991-06-21 | Aerospatiale | Systeme adaptable de stockage de liquide sous pression et application au stockage d'un ergol dans un vehicule spatial. |
| US4981153A (en) * | 1990-05-21 | 1991-01-01 | Atlantic Richfield Company | Method and apparatus for reducing hydrocarbon vapor emission from a storage tank |
| US5193709A (en) * | 1992-01-15 | 1993-03-16 | Brassell Gilbert W | Filter for hazardous waste containers |
| US9269462B2 (en) | 2009-08-28 | 2016-02-23 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8488734B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-07-16 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8929505B2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-01-06 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US20110150167A1 (en) * | 2009-08-28 | 2011-06-23 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8712005B2 (en) * | 2009-08-28 | 2014-04-29 | Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10284A (en) * | 1853-11-29 | bogebt | ||
| US1508048A (en) * | 1922-02-20 | 1924-09-09 | Charles P Buck | Vapor conservation system |
| US2141356A (en) * | 1936-04-04 | 1938-12-27 | Koerver Friedrich Wilhelm | Hydropneumatic scavenging pump regulator for deep boring equipments |
| DE2133250C3 (de) * | 1971-07-05 | 1980-11-20 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muehlheim | Vorrichtung zu adsorptiven Verzögerung von radioaktiven Gasen in einem Abgasstrom |
| US3944466A (en) * | 1973-07-16 | 1976-03-16 | Westinghouse Electric Corporation | Reducing concentration of gases in nuclear reactor |
| DE2338044B2 (de) * | 1973-07-26 | 1975-10-02 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Abgas-Umwälzsystem für Kernreaktoren |
-
1976
- 1976-02-27 DE DE2608162A patent/DE2608162C2/de not_active Expired
- 1976-11-24 CH CH1475576A patent/CH612286A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-11-29 SE SE7613342A patent/SE411406B/xx not_active IP Right Cessation
-
1977
- 1977-02-14 US US05/768,499 patent/US4157248A/en not_active Expired - Lifetime
- 1977-02-22 IT IT20558/77A patent/IT1075659B/it active
- 1977-02-23 JP JP52018286A patent/JPS6049880B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CH612286A5 (ja) | 1979-07-13 |
| US4157248A (en) | 1979-06-05 |
| JPS52106098A (en) | 1977-09-06 |
| SE411406B (sv) | 1979-12-17 |
| DE2608162C2 (de) | 1984-10-31 |
| DE2608162A1 (de) | 1977-09-08 |
| IT1075659B (it) | 1985-04-22 |
| SE7613342L (sv) | 1977-08-28 |
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