JPS6226000B2 - - Google Patents
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- JPS6226000B2 JPS6226000B2 JP52116598A JP11659877A JPS6226000B2 JP S6226000 B2 JPS6226000 B2 JP S6226000B2 JP 52116598 A JP52116598 A JP 52116598A JP 11659877 A JP11659877 A JP 11659877A JP S6226000 B2 JPS6226000 B2 JP S6226000B2
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Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B9/00—General processes of refining or remelting of metals; Apparatus for electroslag or arc remelting of metals
- C22B9/02—Refining by liquating, filtering, centrifuging, distilling, or supersonic wave action including acoustic waves
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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
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- G21C19/31—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 liquids for molten metals
-
- 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
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
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- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
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Description
【発明の詳細な説明】
この発明はたとえば高速増殖炉の冷却材として
使用される液体ナトリウムのような液体金属を循
環させる装置において、液体ナトリウム中の放射
性物質を分離する放射性物質の除去装置に関す
る。
使用される液体ナトリウムのような液体金属を循
環させる装置において、液体ナトリウム中の放射
性物質を分離する放射性物質の除去装置に関す
る。
従来、例えばナトリウム冷却型原子炉のナトリ
ウム循環系の液体ナトリウムの精製にはコールド
トラツプが用いられている。
ウム循環系の液体ナトリウムの精製にはコールド
トラツプが用いられている。
このコールドトラツプは液体ナトリウムをその
中の不純物の飽和溶解温度以下まで温度を低下さ
せてそのナトリウム中の不純物を析出させ、それ
をろ過除去するものであり、基本となつている考
え方は温度の低下と共に飽和溶解度が下がる原理
の応用であることから、もしもナトリウム中に含
まれる不純物の濃度が冷却しても飽和溶解度に達
しないほど希薄であつたり、また不純物の溶解度
がもともと大きかつたりすると析出効果が上がら
ず、不純物はコールドトラツプの中の充填物を素
通りし、この場合はナトリウム中に許容濃度以上
の放射性物質が溶解する可能性がある。すなわ
ち、核分裂生成物（F.P.）、放射性腐蝕生成物
（C.P.）のような放射性物質の除去は不十分であ
り、分離除去効率の低いものであり、完全にこれ
らの放射性物質を分離除去するには装置全体が大
型化する欠点があつた。
中の不純物の飽和溶解温度以下まで温度を低下さ
せてそのナトリウム中の不純物を析出させ、それ
をろ過除去するものであり、基本となつている考
え方は温度の低下と共に飽和溶解度が下がる原理
の応用であることから、もしもナトリウム中に含
まれる不純物の濃度が冷却しても飽和溶解度に達
しないほど希薄であつたり、また不純物の溶解度
がもともと大きかつたりすると析出効果が上がら
ず、不純物はコールドトラツプの中の充填物を素
通りし、この場合はナトリウム中に許容濃度以上
の放射性物質が溶解する可能性がある。すなわ
ち、核分裂生成物（F.P.）、放射性腐蝕生成物
（C.P.）のような放射性物質の除去は不十分であ
り、分離除去効率の低いものであり、完全にこれ
らの放射性物質を分離除去するには装置全体が大
型化する欠点があつた。
又、特開昭48―65107号公報には、コールドト
ラツプに集積する放射性物質の量を少なくする事
を目的として、コールドトラツプの入口に吸着分
離装置を設置した液体ナトリウム精製装置が示さ
れており、この精製装置においては、高速炉等か
ら放射性物質を含むナトリウムを導入すると酸化
ナトリウム等の酸化物の不純物がナトリウム中に
含まれてるため、コールドトラツプの動作温度近
くまで吸着分離装置の温度を下げ、放射性物質の
除去効率を上げようとすると、不純物が吸着分離
装置で析出し始め、ナトリウムの流路を閉塞する
恐れがあり、同じく除去効率を上げるため吸着材
の充填密度を高め吸着面積を多く取ろうとすると
同様流路閉塞の危険性が増す事になる。この為、
複数の吸着分離装置を設けて切換えながら運転す
る、あるいは大きな吸着分離装置を設ける要があ
る等の問題があつた。
ラツプに集積する放射性物質の量を少なくする事
を目的として、コールドトラツプの入口に吸着分
離装置を設置した液体ナトリウム精製装置が示さ
れており、この精製装置においては、高速炉等か
ら放射性物質を含むナトリウムを導入すると酸化
ナトリウム等の酸化物の不純物がナトリウム中に
含まれてるため、コールドトラツプの動作温度近
くまで吸着分離装置の温度を下げ、放射性物質の
除去効率を上げようとすると、不純物が吸着分離
装置で析出し始め、ナトリウムの流路を閉塞する
恐れがあり、同じく除去効率を上げるため吸着材
の充填密度を高め吸着面積を多く取ろうとすると
同様流路閉塞の危険性が増す事になる。この為、
複数の吸着分離装置を設けて切換えながら運転す
る、あるいは大きな吸着分離装置を設ける要があ
る等の問題があつた。
この発明は液体金属中の放射性物質を効率良く
分離除去できる放射性物質の除去装置を提供する
ことを目的とする。
分離除去できる放射性物質の除去装置を提供する
ことを目的とする。
この発明は、液体金属ナトリウムをいつたんコ
ールドトラツプを通過させ酸化ナトリウムや水酸
化ナトリウムのような不純物を除去した後、この
コールドトラツプの最低温度より下まわらず不純
物の析出の起こらない最低温度より約10℃高い温
度にコントロールして高比表面積の放射性物質吸
着部を通過させ放射性物質を高効率で、しかも作
業性良く分離除去できる放射性物質の除去装置で
ある。
ールドトラツプを通過させ酸化ナトリウムや水酸
化ナトリウムのような不純物を除去した後、この
コールドトラツプの最低温度より下まわらず不純
物の析出の起こらない最低温度より約10℃高い温
度にコントロールして高比表面積の放射性物質吸
着部を通過させ放射性物質を高効率で、しかも作
業性良く分離除去できる放射性物質の除去装置で
ある。
すなわち、この発明はたとえば液体金属冷却原
子炉に設けられた不純物を含む液体金属が流入
し、液体金属の温度を低下させて不純物を析出さ
せることによつて液体金属から不純物を除去する
コールドトラツプと、このコールドトラツプを通
過した後の液体金属を加熱する加熱器と、液体金
属中の放射性物質を吸着させるためにステンレス
鋼、鉄、ニツケル、クロム、コバルト、マンガン
等の金属またはそれらの合金、もしくはアルミナ
等のセラミツクス、活性炭等から選ばれ比表面積
が少なくとも10cm2／cm3に充填した吸着分離部と、
前記コールドトラツプの温度および吸着分離部の
入口に於けるナトリウム温度を測定する温度計
と、前記吸着分離部への液体金属の通流を制御す
る弁とからなり、前記コールドトラツプを通過
し、吸着分離部に流入する液体金属の温度が前記
コールドトラツプの最低温度より下回らずかつ不
純物の析出の起こらない最低温度より約10℃高い
温度に前記加熱器を制御することにより、前記吸
着分離部の不純物の析出による閉塞を防止し、か
つ放射性物質を有効に吸着分離することを特徴と
する放射性物質の除去装置である。
子炉に設けられた不純物を含む液体金属が流入
し、液体金属の温度を低下させて不純物を析出さ
せることによつて液体金属から不純物を除去する
コールドトラツプと、このコールドトラツプを通
過した後の液体金属を加熱する加熱器と、液体金
属中の放射性物質を吸着させるためにステンレス
鋼、鉄、ニツケル、クロム、コバルト、マンガン
等の金属またはそれらの合金、もしくはアルミナ
等のセラミツクス、活性炭等から選ばれ比表面積
が少なくとも10cm2／cm3に充填した吸着分離部と、
前記コールドトラツプの温度および吸着分離部の
入口に於けるナトリウム温度を測定する温度計
と、前記吸着分離部への液体金属の通流を制御す
る弁とからなり、前記コールドトラツプを通過
し、吸着分離部に流入する液体金属の温度が前記
コールドトラツプの最低温度より下回らずかつ不
純物の析出の起こらない最低温度より約10℃高い
温度に前記加熱器を制御することにより、前記吸
着分離部の不純物の析出による閉塞を防止し、か
つ放射性物質を有効に吸着分離することを特徴と
する放射性物質の除去装置である。
以下、本発明に係る装置の１実施例を第１図を
参照しながら説明する。
参照しながら説明する。
第１図において、１は熱交換器、２はコールド
トラツプ、３は加熱器で、それぞれパイプ１１，
１２によつて連設されている。加熱器３からはパ
イプ１３を介して吸着分離部４が配設され、吸着
分離部４の下流側からはパイプ１４によりバルブ
９を介して熱交換器１に接続される流路系が設け
られている。吸着分離部４は内部にステンレス鋼
メツシユ等の材料を比表面積が大きくなるように
高充填率で充填している。５および６は温度測定
器で、それぞれコールドラツプの最低温度部２０
ａの温度および吸着分離部４に入つて来るナトリ
ウム部２０ｂの温度を測定する。
トラツプ、３は加熱器で、それぞれパイプ１１，
１２によつて連設されている。加熱器３からはパ
イプ１３を介して吸着分離部４が配設され、吸着
分離部４の下流側からはパイプ１４によりバルブ
９を介して熱交換器１に接続される流路系が設け
られている。吸着分離部４は内部にステンレス鋼
メツシユ等の材料を比表面積が大きくなるように
高充填率で充填している。５および６は温度測定
器で、それぞれコールドラツプの最低温度部２０
ａの温度および吸着分離部４に入つて来るナトリ
ウム部２０ｂの温度を測定する。
つぎに上記装置の作用を説明する。弁７を開、
弁８，９を閉にした場合は通常のコールドトラツ
プと全く同様の作用になる。すなわち、配管Ａを
通して、原子炉からナトリウムが供給され熱交換
器１を通つて冷却され、コールドトラツプ２に入
り、図示していない冷却装置により、さらに冷却
され不純物をコールドトラツプ内に析出分離し、
精製されたナトリウムは熱交換器１を経由して配
管Ｂにより、原子炉に戻される。ナトリウム中に
除去すべき放射性物質が存在しないか、許容濃度
以下の場合は、このようにコールドトラツプとし
て用いられる。しかし放射性物質の除去の必要が
生じた場合には次のように用いられる。すなわち
弁７を閉、弁８，９を開にしてコールドトラツプ
２を通過したナトリウムを加熱器３および吸着分
離部４に導入する。温度測定器５，６の信号は温
度制御器２０に入力され、温度制御器２０は吸着
分離部４に導入されるナトリウム部２０ｂの温
度、すなわち温度測定器６の指示温度がコールド
トラツプ２の最低温度２０ａの温度、すなわち温
度測定器５の指示温度を下まわらないよう加熱器
３を制御器２０からの信号２０ｃで制御する。こ
の制御される温度はコールドトラツプの最低温度
より下まわらず不純物の析出の起こらない最低温
度より約10℃高い温度とする。また吸着分離部４
は図示していない保温材、および予熱ヒータによ
り、入つてきたナトリウムの温度が低下しないよ
う保温される。これにより吸着分離部４内のナト
リウム温度はコールドトラツプの最低温度を下ま
わることなく、不純物の析出はおこらない。した
がつて吸着分離部４は比表面積を高めるために高
充填率で吸着材を充填しても不純物の析出による
閉塞を避けることができる。また、コールドトラ
ツプ２によりいつたん冷却したナトリウムを通流
するので、特に冷却器を設けることなく、酸化ナ
トリウム、水酸化ナトリウムのような不純物が予
め除去された低温のナトリウムが利用できるので
放射性物質の吸着量を高めることができ、本発明
では従来に比較して吸着量は５倍以上増加する。
なお、吸着分離部４内には吸着材が比表積が少な
くとも10cm2／cm3に充填されている。これらの吸着
材は網状物を巻回して緻密化することにより高充
填化できる。
弁８，９を閉にした場合は通常のコールドトラツ
プと全く同様の作用になる。すなわち、配管Ａを
通して、原子炉からナトリウムが供給され熱交換
器１を通つて冷却され、コールドトラツプ２に入
り、図示していない冷却装置により、さらに冷却
され不純物をコールドトラツプ内に析出分離し、
精製されたナトリウムは熱交換器１を経由して配
管Ｂにより、原子炉に戻される。ナトリウム中に
除去すべき放射性物質が存在しないか、許容濃度
以下の場合は、このようにコールドトラツプとし
て用いられる。しかし放射性物質の除去の必要が
生じた場合には次のように用いられる。すなわち
弁７を閉、弁８，９を開にしてコールドトラツプ
２を通過したナトリウムを加熱器３および吸着分
離部４に導入する。温度測定器５，６の信号は温
度制御器２０に入力され、温度制御器２０は吸着
分離部４に導入されるナトリウム部２０ｂの温
度、すなわち温度測定器６の指示温度がコールド
トラツプ２の最低温度２０ａの温度、すなわち温
度測定器５の指示温度を下まわらないよう加熱器
３を制御器２０からの信号２０ｃで制御する。こ
の制御される温度はコールドトラツプの最低温度
より下まわらず不純物の析出の起こらない最低温
度より約10℃高い温度とする。また吸着分離部４
は図示していない保温材、および予熱ヒータによ
り、入つてきたナトリウムの温度が低下しないよ
う保温される。これにより吸着分離部４内のナト
リウム温度はコールドトラツプの最低温度を下ま
わることなく、不純物の析出はおこらない。した
がつて吸着分離部４は比表面積を高めるために高
充填率で吸着材を充填しても不純物の析出による
閉塞を避けることができる。また、コールドトラ
ツプ２によりいつたん冷却したナトリウムを通流
するので、特に冷却器を設けることなく、酸化ナ
トリウム、水酸化ナトリウムのような不純物が予
め除去された低温のナトリウムが利用できるので
放射性物質の吸着量を高めることができ、本発明
では従来に比較して吸着量は５倍以上増加する。
なお、吸着分離部４内には吸着材が比表積が少な
くとも10cm2／cm3に充填されている。これらの吸着
材は網状物を巻回して緻密化することにより高充
填化できる。
この発明の実施例では、熱交換器を持つたコー
ルドトラツプを用いたが、本発明はどのような型
のコールドトラツプとでも組合せ可能であり、ま
た吸着材としては、ステンレス鋼に限るものでは
なく、鉄、ニツケル、クロム、コバルトもしくは
マンガンなどの金属およびそれらの合金もしくは
ベータアルミナ等のセラミツクス、活性炭等でも
よい。
ルドトラツプを用いたが、本発明はどのような型
のコールドトラツプとでも組合せ可能であり、ま
た吸着材としては、ステンレス鋼に限るものでは
なく、鉄、ニツケル、クロム、コバルトもしくは
マンガンなどの金属およびそれらの合金もしくは
ベータアルミナ等のセラミツクス、活性炭等でも
よい。
第２図はこの発明の他の実施例を示したもので
単一のコールドトラツプに対して、複数個の吸着
分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ…を並列して設け
たものである。すなわち、図示しないコールドト
ラツプを流出した液体金属は加熱器２１を経て温
度測定器２２で測温されながらパイプ２４を流通
し、複数に分流されてバルブ２５ａ，２５ｂ，２
５ｃを介して吸着分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ
へ流入する。吸着分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ
で精製された液体金属はパイプ２９から図示して
ない熱交換器へ送り込まれる。なお、２７はバイ
パス用パイプ、２８はバルブである。
単一のコールドトラツプに対して、複数個の吸着
分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ…を並列して設け
たものである。すなわち、図示しないコールドト
ラツプを流出した液体金属は加熱器２１を経て温
度測定器２２で測温されながらパイプ２４を流通
し、複数に分流されてバルブ２５ａ，２５ｂ，２
５ｃを介して吸着分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ
へ流入する。吸着分離部２３ａ，２３ｂ，２３ｃ
で精製された液体金属はパイプ２９から図示して
ない熱交換器へ送り込まれる。なお、２７はバイ
パス用パイプ、２８はバルブである。
第３図はこの発明に係る装置を液体金属ナトリ
ウム冷却型原子炉に適用した例を示すもので、原
子炉３１の炉心３２から加熱されたナトリウムの
１部をポンプ３３から熱交換器３４へ流入し、パ
イプ３５からコールドトラツプ３６へ流入して不
純物を除去する。不純物が除去されたナトリウム
は、パイプ３７、バルブ３８を経て吸着分離部３
９に流入して放射性物質が除去され精製される。
精製されたナトリウムは配管４０、バルブ４１を
経由して熱交換器３４に流入し配管４２から原子
炉内へ戻される。なお、図中４３はナトリウムの
流入管、４４は流出管を示している。
ウム冷却型原子炉に適用した例を示すもので、原
子炉３１の炉心３２から加熱されたナトリウムの
１部をポンプ３３から熱交換器３４へ流入し、パ
イプ３５からコールドトラツプ３６へ流入して不
純物を除去する。不純物が除去されたナトリウム
は、パイプ３７、バルブ３８を経て吸着分離部３
９に流入して放射性物質が除去され精製される。
精製されたナトリウムは配管４０、バルブ４１を
経由して熱交換器３４に流入し配管４２から原子
炉内へ戻される。なお、図中４３はナトリウムの
流入管、４４は流出管を示している。
なお、上記実施例では熱交換器を有するコール
ドトラツプを用いたものについて述べたが、前述
同様これに限らずどのような型のコールドトラツ
プとでも組合せが可能である。
ドトラツプを用いたものについて述べたが、前述
同様これに限らずどのような型のコールドトラツ
プとでも組合せが可能である。
つぎに本発明装置における効果を説明する。
第１図に示す構成からなる装置を用い、まず弁
７を開、弁８，９を閉にして従来のコールドトラ
ツプと全く同様に温度110℃で動作させ、137Csを
10nCi／ml含む液体金属ナトリウムをパイプ１１
からコールドトラツプ２へ導入し、さらにバルブ
７を介してパイプ１４へ循環させた。その結果、
放射性物質は14％除去された。
７を開、弁８，９を閉にして従来のコールドトラ
ツプと全く同様に温度110℃で動作させ、137Csを
10nCi／ml含む液体金属ナトリウムをパイプ１１
からコールドトラツプ２へ導入し、さらにバルブ
７を介してパイプ１４へ循環させた。その結果、
放射性物質は14％除去された。
つぎに、弁７を閉、弁８，９を開にして、コー
ルドトラツプ２を通過したナトリウムを加熱器３
で120℃に昇温しステンレス鋼メツシユを比表面
積が100cm2／cm3となるようにして充填した吸着分
離機構４に導入した。その結果、パイプ１４によ
つて回収された液体ナトリウム中の137Csの濃度
は2nCi／mlであり、約80％除去された。なお、
放射性物質吸着材としてステンレス鋼メツシユの
代りに鉄、ニツケル、クロム、コバルト、マンガ
ンまたはこれらの合金、さらにベータアルミナ、
活性炭を使用した場合も上記実施例とほぼ同様の
結果が得られた。以上のよう本発明によれば小形
で吸着面積を増大させても不純物による目詰まり
が生せず放射性物質の除去効率を高めることが出
来るもので、運転効率が高い放射性物質の除去装
置をコンパクトに形成することが出来るものであ
る。
ルドトラツプ２を通過したナトリウムを加熱器３
で120℃に昇温しステンレス鋼メツシユを比表面
積が100cm2／cm3となるようにして充填した吸着分
離機構４に導入した。その結果、パイプ１４によ
つて回収された液体ナトリウム中の137Csの濃度
は2nCi／mlであり、約80％除去された。なお、
放射性物質吸着材としてステンレス鋼メツシユの
代りに鉄、ニツケル、クロム、コバルト、マンガ
ンまたはこれらの合金、さらにベータアルミナ、
活性炭を使用した場合も上記実施例とほぼ同様の
結果が得られた。以上のよう本発明によれば小形
で吸着面積を増大させても不純物による目詰まり
が生せず放射性物質の除去効率を高めることが出
来るもので、運転効率が高い放射性物質の除去装
置をコンパクトに形成することが出来るものであ
る。
第１図および第２図はそれぞれこの発明に係る
放射性物質の除去装置の各実施例をブロツク的に
示す系統図、第３図はこの発明に係る装置を原子
炉に適用した例をブロツク的に示す系統図であ
る。 １……熱交換器、２……コールドトラツプ、３
……加熱器、４……吸着分離部、２０……温度制
御器。
放射性物質の除去装置の各実施例をブロツク的に
示す系統図、第３図はこの発明に係る装置を原子
炉に適用した例をブロツク的に示す系統図であ
る。 １……熱交換器、２……コールドトラツプ、３
……加熱器、４……吸着分離部、２０……温度制
御器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 不純物を含む液体金属を流入しこの液体金属
の温度を低下させて不純物を析出させることによ
つて液体金属から不純物を除去するコールドトラ
ツプを通過した後の出口流路に、前記液体金属を
加熱する加熱器とこの加熱器で加熱された液体金
属中の放射性物質を吸着する比表面積が少なくと
も10cm2／cm3に充填させた充填材を内臓する吸着分
離部とが連設された流路を挿設し、前記加熱器
で、前記コールドトラツプの最低温度より下回ら
ずかつ前記不純物の析出の起こらない前記最低温
度より約10℃高い温度に前記吸着分離部に導入さ
れる液体金属を加熱してこの液体金属の温度を制
御するよう構成したことを特徴とする放射性物質
の除去装置。 ２ コールドトラツプの出口流路にバルブを設
け、このバルブを並列に、加熱器と吸着分離部と
が連設された流路を接続して構成したことを特徴
とする特許請求の範囲第１項に記載の放射性物質
の除去装置。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11659877A JPS5450800A (en) | 1977-09-30 | 1977-09-30 | Removing device of radioactive substance |
| US05/945,344 US4488964A (en) | 1977-09-30 | 1978-09-25 | Apparatus for removing a radioactive substance from a molten metal |
| FR7827967A FR2404901A1 (fr) | 1977-09-30 | 1978-09-29 | Appareil d'extraction de substances radioactives des metaux fondus |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11659877A JPS5450800A (en) | 1977-09-30 | 1977-09-30 | Removing device of radioactive substance |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5450800A JPS5450800A (en) | 1979-04-20 |
| JPS6226000B2 true JPS6226000B2 (ja) | 1987-06-05 |
Family
ID=14691105
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11659877A Granted JPS5450800A (en) | 1977-09-30 | 1977-09-30 | Removing device of radioactive substance |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4488964A (ja) |
| JP (1) | JPS5450800A (ja) |
| FR (1) | FR2404901A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02227893A (ja) * | 1989-03-01 | 1990-09-11 | Pioneer Electron Corp | 情報再生装置 |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2490864B1 (fr) * | 1980-08-09 | 1987-12-31 | Doryokuro Kakunenryo | Systeme de refroidissement de surregenerateur a neutrons rapides |
| 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 |
| US4599869A (en) * | 1984-03-12 | 1986-07-15 | Ozin Geoffrey A | Cryogenic deposition of catalysts |
| FR2585964B1 (fr) * | 1985-08-12 | 1987-10-30 | Commissariat Energie Atomique | Piege froid pour eliminer les impuretes d'un metal liquide pollue |
| US5030411A (en) * | 1988-11-14 | 1991-07-09 | Westinghouse Electric Corp. | Removal of impurities from coolant of a nuclear reactor |
| SE507554C2 (sv) * | 1993-02-25 | 1998-06-22 | Siempelkamp Gmbh & Co | Sätt att utvinna metaller ur radioaktivt kontaminerat järnskrot |
| FR2841370B1 (fr) | 2002-06-19 | 2004-08-06 | Technip France | Procede d'immobilisation de sodium metallique sous forme de verre |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4865107A (ja) * | 1971-12-13 | 1973-09-08 |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| US3197376A (en) * | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
| US3141829A (en) * | 1960-04-19 | 1964-07-21 | Fortescue Peter | Fuel element |
| US3274066A (en) * | 1965-10-05 | 1966-09-20 | Lloyd R Zumwalt | Unpurged fuel element |
| US3387767A (en) * | 1966-12-07 | 1968-06-11 | Nat Res Corp | High vacuum pump with cryosorption pumping element |
| FR1549434A (ja) * | 1967-10-20 | 1968-12-13 | ||
| DE1813822A1 (de) * | 1968-12-11 | 1970-07-02 | Interatom | Verfahren und Vorrichtung zum Reinigen von Fluessigmetall in Kuehlkreisen |
| GB1285088A (en) * | 1969-12-18 | 1972-08-09 | Atomic Energy Authority Uk | Cold traps for liquid metal |
| UST921014I4 (en) * | 1972-06-09 | 1974-04-16 | Colburn mbthod for removing fission products from a nuclear reactor coolant | |
| US4010068A (en) * | 1972-09-28 | 1977-03-01 | Westinghouse Electric Corporation | Removal of radioactive contamination from a nuclear reactor coolant |
| UST921016I4 (en) * | 1972-09-28 | 1974-04-16 | Removal op radioactive contamination prom a nuclear reactor coolant | |
| US3962082A (en) * | 1975-03-28 | 1976-06-08 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Liquid metal cold trap |
| 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 |
-
1977
- 1977-09-30 JP JP11659877A patent/JPS5450800A/ja active Granted
-
1978
- 1978-09-25 US US05/945,344 patent/US4488964A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-09-29 FR FR7827967A patent/FR2404901A1/fr active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4865107A (ja) * | 1971-12-13 | 1973-09-08 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JPH02227893A (ja) * | 1989-03-01 | 1990-09-11 | Pioneer Electron Corp | 情報再生装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2404901B1 (ja) | 1984-03-30 |
| US4488964A (en) | 1984-12-18 |
| FR2404901A1 (fr) | 1979-04-27 |
| JPS5450800A (en) | 1979-04-20 |
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