JPS6228696A - 原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法およびその装置 - Google Patents
原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法およびその装置Info
- Publication number
- JPS6228696A JPS6228696A JP61179827A JP17982786A JPS6228696A JP S6228696 A JPS6228696 A JP S6228696A JP 61179827 A JP61179827 A JP 61179827A JP 17982786 A JP17982786 A JP 17982786A JP S6228696 A JPS6228696 A JP S6228696A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- gas
- hto
- deionization
- boiling point
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims description 11
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 10
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 20
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 19
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 18
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims description 13
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 claims description 13
- 238000002242 deionisation method Methods 0.000 claims description 12
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 claims description 6
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 4
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 4
- 239000002994 raw material Substances 0.000 claims 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 11
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 5
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 3
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N barium atom Chemical compound [Ba] DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003651 drinking water Substances 0.000 description 1
- 235000020188 drinking water Nutrition 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 description 1
- PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N iodine Chemical compound II PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052743 krypton Inorganic materials 0.000 description 1
- DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N krypton atom Chemical compound [Kr] DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 238000013020 steam cleaning Methods 0.000 description 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S55/00—Gas separation
- Y10S55/09—Radioactive filters
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Drying Of Gases (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
（産業上の利用分野）
本発明は事故の際大気中に放出すべき原子炉のガス、あ
るいはその混合物（以下「ガスあるいは蒸気」と略称す
る）から放射性成分を分離する方法に関する。ガスある
いは蒸気は放出前さらに乾燥器サイクロンを通過させる
。本発明はまたこの方法に用いる装置に・も関する。
るいはその混合物（以下「ガスあるいは蒸気」と略称す
る）から放射性成分を分離する方法に関する。ガスある
いは蒸気は放出前さらに乾燥器サイクロンを通過させる
。本発明はまたこの方法に用いる装置に・も関する。
（従来の技術）
Ｄ Ｅ −Ｐ Ｓ ２９３１１４０に記載されたこの
種の技術的方法は、原子炉圧力容器および／または原子
炉保護容器に続いて設けられた放射性のガスあるいは蒸
気の過圧バルブ（Ｏｂｅｒｄｒｕｃｋｖｅｎｔｉｌ）と
しての液体容器、および洗滌サイクロンと乾燥器サイク
ロンより成る圧力軽減設備によって行われる。圧力軽減
設備は決定的に、例えば原子炉保護容器において冷却用
路の気密がこわれて多量の放射性物質で汚染された冷却
材が流出する等の、事故時においてのみ作動すべきであ
る。しかして、原子カニ場の正常運転においては、保護
容器を少しばかり減圧に保って、特に人間および材料を
保護するために、放射性のガスおよび蒸気の脱出を防い
でいる。圧力軽減設備は、それによって純粋な、すなわ
ち放射性成分を除去した冷却材を大気中に放出すべきも
のであるから、故障のない原子炉操業においては原子炉
圧力容器あるいは原子炉保護容器の普通の過圧バルブの
排気ガス導管内の雰囲気に対する過圧バルブとしての液
体容器に連結されている。Ｄ Ｅ −Ｐ Ｓ ２９３
１１４０によって知られる方法においては、セシウム、
ストロンチウムおよびバリウム等の洗滌可能な分裂生成
物およびさらにガス状のヨウ素、キセノンおよびクリプ
トン等の洗滌困難な放射性物質は分離できるが、トリチ
ウム（三重水素）は分離できない。
種の技術的方法は、原子炉圧力容器および／または原子
炉保護容器に続いて設けられた放射性のガスあるいは蒸
気の過圧バルブ（Ｏｂｅｒｄｒｕｃｋｖｅｎｔｉｌ）と
しての液体容器、および洗滌サイクロンと乾燥器サイク
ロンより成る圧力軽減設備によって行われる。圧力軽減
設備は決定的に、例えば原子炉保護容器において冷却用
路の気密がこわれて多量の放射性物質で汚染された冷却
材が流出する等の、事故時においてのみ作動すべきであ
る。しかして、原子カニ場の正常運転においては、保護
容器を少しばかり減圧に保って、特に人間および材料を
保護するために、放射性のガスおよび蒸気の脱出を防い
でいる。圧力軽減設備は、それによって純粋な、すなわ
ち放射性成分を除去した冷却材を大気中に放出すべきも
のであるから、故障のない原子炉操業においては原子炉
圧力容器あるいは原子炉保護容器の普通の過圧バルブの
排気ガス導管内の雰囲気に対する過圧バルブとしての液
体容器に連結されている。Ｄ Ｅ −Ｐ Ｓ ２９３
１１４０によって知られる方法においては、セシウム、
ストロンチウムおよびバリウム等の洗滌可能な分裂生成
物およびさらにガス状のヨウ素、キセノンおよびクリプ
トン等の洗滌困難な放射性物質は分離できるが、トリチ
ウム（三重水素）は分離できない。
トリチウム（ｌＨ３＝Ｔ）は水素のもつとも重い同位体
で、β−線を出す放射性元素であって、原子炉において
は種々の過程で生成される。このものは１２，３４６年
の半衰期で分離して２Ｈｅ’になる。分解エネルギーは
約０．０２ＭｅＶである。トリチウムは多量に遊離され
ると問題になり、このことは特に黒鉛減速ガス冷却原子
炉の場合に考慮すべきである。例えば、内部表面が６ｍ
２／、ｇであるＴ２Ｏトンの燃料要素より成る原子炉に
おける黒鉛の全内部表面は約７２Ｏｋｍ２に達する。こ
のように大きな表面に対応して多量のトリチウムが蓄積
され、たとえば蒸気発生器における導管の破損等の場合
は水の侵入によって軽水分子にとらえられ、Ｈ２ＯとＴ
あるいはＴ２との交換反応によってＨＴＯあるいはＴ２
Ｏなる水分子をつくる。
で、β−線を出す放射性元素であって、原子炉において
は種々の過程で生成される。このものは１２，３４６年
の半衰期で分離して２Ｈｅ’になる。分解エネルギーは
約０．０２ＭｅＶである。トリチウムは多量に遊離され
ると問題になり、このことは特に黒鉛減速ガス冷却原子
炉の場合に考慮すべきである。例えば、内部表面が６ｍ
２／、ｇであるＴ２Ｏトンの燃料要素より成る原子炉に
おける黒鉛の全内部表面は約７２Ｏｋｍ２に達する。こ
のように大きな表面に対応して多量のトリチウムが蓄積
され、たとえば蒸気発生器における導管の破損等の場合
は水の侵入によって軽水分子にとらえられ、Ｈ２ＯとＴ
あるいはＴ２との交換反応によってＨＴＯあるいはＴ２
Ｏなる水分子をつくる。
（発明が解決しようとする問題点）
かかる状勢にかんがみ、本発明の課題は具体的には原子
炉の事故時に大気中に放出すべきガス、あるいは蒸気か
らトリチウム成分を分離する方法およびその装置を提供
するにある。
炉の事故時に大気中に放出すべきガス、あるいは蒸気か
らトリチウム成分を分離する方法およびその装置を提供
するにある。
（問題点を解決するための手段）
本発明における課題を解決するための方法は次のとおり
である。すなわち、ガスあるいは蒸気中にＨＴＯおよび
／またはＴ２Ｏの形で含まれているトリチウムを、該ガ
スあるいは蒸気を軽水の沸点に保たれている脱イオン容
器を通過させ、この脱イオン容器から来るＨＴＯあるい
はＴ２Ｏ２Ｏ蒸気を軽水の沸点に調整されている表面コ
ンデンサーに濃縮させるとともに、脱イオン容器に集め
ることのできなかったＨＴＯあるいは７２Ｏ分子は乾燥
器サイクロンによって分離するにある。
である。すなわち、ガスあるいは蒸気中にＨＴＯおよび
／またはＴ２Ｏの形で含まれているトリチウムを、該ガ
スあるいは蒸気を軽水の沸点に保たれている脱イオン容
器を通過させ、この脱イオン容器から来るＨＴＯあるい
はＴ２Ｏ２Ｏ蒸気を軽水の沸点に調整されている表面コ
ンデンサーに濃縮させるとともに、脱イオン容器に集め
ることのできなかったＨＴＯあるいは７２Ｏ分子は乾燥
器サイクロンによって分離するにある。
本発明によってぎねめで有利に濃縮されたＴ２Ｏあるい
は１１ＴＯは、Ｈ２Ｏ蒸気から求められる正常の水（Ｈ
２Ｏ）によって洗滌される。この際大気圧の下における
重水型のＨＴＯおよびＨ２Ｏの沸点が軽水の沸点よりも
約１．５ないし２℃高いことが利用される。軽水の沸点
、すなわち乾式飽和軽水蒸気においては、ＨＴＯあるい
はＴ２Ｏ２Ｏ蒸気はすでに凝縮して８２Ｏ分子の凝縮核
となる。この凝縮水滴は沸点における軽水容器中に保持
され、さらに１または乾燥器サイクロンによフて蒸気か
ら分離される。
は１１ＴＯは、Ｈ２Ｏ蒸気から求められる正常の水（Ｈ
２Ｏ）によって洗滌される。この際大気圧の下における
重水型のＨＴＯおよびＨ２Ｏの沸点が軽水の沸点よりも
約１．５ないし２℃高いことが利用される。軽水の沸点
、すなわち乾式飽和軽水蒸気においては、ＨＴＯあるい
はＴ２Ｏ２Ｏ蒸気はすでに凝縮して８２Ｏ分子の凝縮核
となる。この凝縮水滴は沸点における軽水容器中に保持
され、さらに１または乾燥器サイクロンによフて蒸気か
ら分離される。
本発明における上記の方法を遂行するための装置は軽水
の沸点温度に調整されて脱イオン容器としての作用を営
むべき貯液槽と、該貯液槽の上方に設けられて、軽水の
沸点温度における表面コンデンサーをもっとともに、そ
の頭部に排気口を備えた蒸気ドームとによって構成され
た、ガスあるいは蒸気からトリチウムを分離するための
タンクより成る。
の沸点温度に調整されて脱イオン容器としての作用を営
むべき貯液槽と、該貯液槽の上方に設けられて、軽水の
沸点温度における表面コンデンサーをもっとともに、そ
の頭部に排気口を備えた蒸気ドームとによって構成され
た、ガスあるいは蒸気からトリチウムを分離するための
タンクより成る。
本発明の装置においては処理すべきガスあるいは蒸気の
洗滌設備の建設費はすでにすくなくてすむが、この装置
は原子炉の機械室とガス／蒸気洗滌設備とを接近させる
ことによってさらに有利になる。すなわちこの蒔種々の
蒸気発生単位を、導管破損時の損害に備えて、選択結線
および予防手段から分離することによりて、飲料水タン
ク等の分離が省略できるし、さらに蒸気発生装置に対す
る洗滌設備の必要性が解消できる。本発明装置において
は、例えばＤＥ−Ｐ Ｓ ２９３１１４０によって分
離できるような他のすべての放射性不純物を除去した後
、蒸気発生器を含む原子炉二次回路を普通どおり設ける
ことができる。
洗滌設備の建設費はすでにすくなくてすむが、この装置
は原子炉の機械室とガス／蒸気洗滌設備とを接近させる
ことによってさらに有利になる。すなわちこの蒔種々の
蒸気発生単位を、導管破損時の損害に備えて、選択結線
および予防手段から分離することによりて、飲料水タン
ク等の分離が省略できるし、さらに蒸気発生装置に対す
る洗滌設備の必要性が解消できる。本発明装置において
は、例えばＤＥ−Ｐ Ｓ ２９３１１４０によって分
離できるような他のすべての放射性不純物を除去した後
、蒸気発生器を含む原子炉二次回路を普通どおり設ける
ことができる。
（実施例）
装置の一例を示す図面に基づいて本発明をさらに詳細に
説明する。
説明する。
第１図において１はタンクを示す。タンク１は絶縁材料
で満たされた二重壁で囲まれることが望ましく、貯液槽
３への脱イオン剤注入導管２、液出口４およびさらに８
２Ｏ 、ＨＴＯおよびＴ２Ｏ蒸気を導入するための蒸気
導入管５を備えている。蒸気導入管５の開口部６は貯液
槽３の静止液面７より下にある。タンク１の静止液面７
の上部には湿式分流器あるいは表面コンデンサー８を備
えた蒸気ドーム９が設けられている。このコンデンサー
あるいは湿式分離器は流れの方向と角度をもち、特にこ
れに直角に設けられた平板より成ることが好ましい。蒸
気ドーム９の上端には蒸気排出口１ｏがありて、乾燥器
サイクロン（図示せず）につらなる。貯液槽３の脱イオ
ン剤注入導管２の上部にはあらかじめ沸点温度に加熱し
た脱イオン剤を入れておくのが好都合である。貯液槽に
は、これを沸点温度に保持するために、補助的に加熱器
１１を設けておくことができる。
で満たされた二重壁で囲まれることが望ましく、貯液槽
３への脱イオン剤注入導管２、液出口４およびさらに８
２Ｏ 、ＨＴＯおよびＴ２Ｏ蒸気を導入するための蒸気
導入管５を備えている。蒸気導入管５の開口部６は貯液
槽３の静止液面７より下にある。タンク１の静止液面７
の上部には湿式分流器あるいは表面コンデンサー８を備
えた蒸気ドーム９が設けられている。このコンデンサー
あるいは湿式分離器は流れの方向と角度をもち、特にこ
れに直角に設けられた平板より成ることが好ましい。蒸
気ドーム９の上端には蒸気排出口１ｏがありて、乾燥器
サイクロン（図示せず）につらなる。貯液槽３の脱イオ
ン剤注入導管２の上部にはあらかじめ沸点温度に加熱し
た脱イオン剤を入れておくのが好都合である。貯液槽に
は、これを沸点温度に保持するために、補助的に加熱器
１１を設けておくことができる。
精製すべきＨ２Ｏ、ＨＴＯおよびＴ２Ｏ蒸気の混合物は
蒸気導管５を経て沸騰している）Ｔ２Ｏより成る貯液槽
３中に吹き込まれる。この際、Ｈ２Ｏは凝縮せず、凝縮
するのはＨＴＯと７２Ｏだけであるから、水ハンマーの
現象は期待できない。重要なのは、貯液槽３中の脱イオ
ン剤が、例えば加熱器１１の電気加熱を調整することに
よって、軽水の沸点温度に保たれていることである。
蒸気導管５を経て沸騰している）Ｔ２Ｏより成る貯液槽
３中に吹き込まれる。この際、Ｈ２Ｏは凝縮せず、凝縮
するのはＨＴＯと７２Ｏだけであるから、水ハンマーの
現象は期待できない。重要なのは、貯液槽３中の脱イオ
ン剤が、例えば加熱器１１の電気加熱を調整することに
よって、軽水の沸点温度に保たれていることである。
ＨＴＯアルイＬｔ Ｔ２Ｏの一部分はすでに貯液槽３に
とらえられる。
とらえられる。
所謂事前蒸発によってその沸点以下の温度ですでに貯液
槽３から再び蒸発したＨＴＯおよび７２Ｏ分子は、軽水
の沸点温度における湿式分離器あるいは表面コンデンサ
ー８を備えた蒸気ドーム９において凝縮し、８２Ｏ分子
に対して凝縮核としてはたらく。いくらか残っているＨ
ＴＯあるいは７２Ｏ分子はドーム９の蒸気排出口１゜を
経てこれに連接している乾燥器サイクロンに導かれ、こ
こで分離される。このようにして放射性成分から精製さ
れた軽水蒸気は大気中に放出することができる。
槽３から再び蒸発したＨＴＯおよび７２Ｏ分子は、軽水
の沸点温度における湿式分離器あるいは表面コンデンサ
ー８を備えた蒸気ドーム９において凝縮し、８２Ｏ分子
に対して凝縮核としてはたらく。いくらか残っているＨ
ＴＯあるいは７２Ｏ分子はドーム９の蒸気排出口１゜を
経てこれに連接している乾燥器サイクロンに導かれ、こ
こで分離される。このようにして放射性成分から精製さ
れた軽水蒸気は大気中に放出することができる。
（発明の効果）
本発明の装置によってトリチウムに基づく放射能はタン
クの貯液中に濃縮され、このようにして放射能の大気中
への放出が比較的簡単に安値な材料によって防止できる
。ここで注目すべきは、トリチウムの主な捕捉は脱イオ
ン客器における蒸発によるのではなく、蒸気ドームにお
ける凝縮および場合によってはこれに続いて設けられた
サイクロンにおける蒸気の分離によることである。
クの貯液中に濃縮され、このようにして放射能の大気中
への放出が比較的簡単に安値な材料によって防止できる
。ここで注目すべきは、トリチウムの主な捕捉は脱イオ
ン客器における蒸発によるのではなく、蒸気ドームにお
ける凝縮および場合によってはこれに続いて設けられた
サイクロンにおける蒸気の分離によることである。
第１図は本発明装置の一例の断面図である。
１・・・タンク ２・・・脱イオン剤注入導管
３・・・貯液槽 ４・・・液出口５・・・蒸気
導入管 ６・・・開口部７・・・静止液面
８・・・表面コンデンサー９・・・蒸気ドーム １０
・・・蒸気排出口１１・・・加熱器
３・・・貯液槽 ４・・・液出口５・・・蒸気
導入管 ６・・・開口部７・・・静止液面
８・・・表面コンデンサー９・・・蒸気ドーム １０
・・・蒸気排出口１１・・・加熱器
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉から事故時に大気中に放出すべきガス、蒸気
あるいはその混合物（以下ガスあるいは蒸気という）か
ら放射性成分を分離するに当り、ガスあるいは蒸気を放
出前に乾燥器サイクロンを通過させる過程を含むことよ
り成る方法において、 ガスあるいは蒸気にＨＴＯ、Ｔ＿２Ｏあるいはその混合
物の形で含まれているトリチウム（Ｔ）を、該ガスある
いは蒸気を軽水の沸点温度に保持されている脱イオン容
器内に吹き込み、脱イオン容器から出て来るＨＴＯある
いはＴ＿２Ｏ蒸気分子を軽水の沸点温度に調整されてい
る湿式分離器、あるいは表面コンデンサーに 凝縮させるとともに、Ｈ＿２Ｏ／ＨＴＯあるいはＨ＿２
Ｏ／Ｔ＿２Ｏから成る水滴を分離し、かくして該トリチ
ウムを脱イオン容器内に濃縮すること、および脱イオン
容器で捕集されなかったＨＴＯあるいはＴ＿２Ｏ分子は
乾燥器サイクロンで分離することを特徴とする原子炉の
ガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法。 ２、原子炉から事故時に大気中に放出すべきガスあるい
は蒸気から放射性成分を分離するための、放出設備に直
結する乾燥器サイクロンを含み、軽水の沸点温度に調整
すべき脱イオン容器を形成し、その液面以下から原料を
供給すべき貯液槽３と、該貯液槽の上方に設けられた蒸
気ドーム９とによって構成されたガスあるいは蒸気から
トリチウムを分離するためのタンク１より成り、ここに
該蒸気ドーム９は湿式分離器あるいは表面コンデンサー
８をもつとともにその頭部に蒸気排出口１０を備えたこ
とを特徴とする原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成
分を分離する装置。 ３、蒸気ドームの排気口に続いて乾燥器サイクロンを設
けたことより成る特許請求の範囲第２項に記載の装置。 ４、タンクの器壁は絶縁されていることより成る特許請
求の範囲第２項あるいは第３項に記載の装置。 ５、脱イオン容器は沸点温度に調整された脱イオン剤の
注入導管２およびＨＴＯあるいはＴ＿２Ｏに富んだ液体
の出口４を備えていることより成る特許請求の範囲第２
項ないし第４項のいずれかに記載の装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19853527163 DE3527163A1 (de) | 1985-07-30 | 1985-07-30 | Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors |
| DE3527163.9 | 1985-07-30 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6228696A true JPS6228696A (ja) | 1987-02-06 |
Family
ID=6277095
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61179827A Pending JPS6228696A (ja) | 1985-07-30 | 1986-07-30 | 原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法およびその装置 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4816209A (ja) |
| JP (1) | JPS6228696A (ja) |
| BE (1) | BE905170A (ja) |
| DE (1) | DE3527163A1 (ja) |
| FR (1) | FR2585585B1 (ja) |
| GB (1) | GB2178586B (ja) |
| IT (1) | IT1214687B (ja) |
| NL (1) | NL8601490A (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2675942A1 (fr) * | 1991-04-26 | 1992-10-30 | Trepaud Sa | Centrale nucleaire a cyclone. |
| US5546435A (en) * | 1992-11-16 | 1996-08-13 | Abb Atom Ab | Fission product leak detection in a pressurized-water reactor |
| JPH06180392A (ja) * | 1992-12-15 | 1994-06-28 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液からルテニウムを分離回収する方法 |
| US5938821A (en) * | 1998-02-05 | 1999-08-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Drum bubbler tritium processing system |
| KR100323352B1 (ko) * | 1998-10-21 | 2002-07-31 | 한국수력원자력 주식회사 | 이동형삼중수소제거장치 |
| DE102006000933B4 (de) * | 2006-01-05 | 2012-10-25 | Bernhard Bullemer | Verfahren zur Desinfektion und Verwendung eines Desinfektionsgerätes |
| KR102015500B1 (ko) * | 2015-05-27 | 2019-08-28 | 한국원자력연구원 | 피동자연순환 냉각 시스템 및 방법 |
| WO2019018089A2 (en) * | 2017-06-16 | 2019-01-24 | Muons, Inc. | METHOD AND APPARATUS FOR GENERATING RADIOISOTOPES USING FRACTIONAL DISTILLATION |
| US10905998B2 (en) | 2017-07-20 | 2021-02-02 | Brett Evan Patrick | Process and apparatus to remove carbon-14 from carbon-dioxide in atmospheric gases and agricultural products grown in controlled environments |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1594324A (en) * | 1921-03-21 | 1926-07-27 | Payne Pearl Penelope | Smoke consumer and heat economizer |
| US3382153A (en) * | 1966-01-17 | 1968-05-07 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
| DE2049792A1 (en) * | 1970-10-10 | 1972-04-13 | Interatom | Gas pressure relief system - for nuclear plant and comprising a modified cyclone |
| US3844748A (en) * | 1972-12-08 | 1974-10-29 | Raymond Lee Organization Inc | Hydro-filtration apparatus |
| US4178350A (en) * | 1973-08-27 | 1979-12-11 | Engelhard Minerals & Chemicals Corp. | Removal of tritium and tritium-containing compounds from a gaseous stream |
| US3937649A (en) * | 1973-10-31 | 1976-02-10 | Ridgely John N | Process and system for removing tritium |
| CH590184A5 (ja) * | 1974-02-08 | 1977-07-29 | Sulzer Ag | |
| US4155977A (en) * | 1977-08-11 | 1979-05-22 | Baker Bob G | Pollution control system |
| DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
| FR2495492A1 (fr) * | 1980-12-04 | 1982-06-11 | Gohin Poulenc Cie | Procede pour le sechage et la purification de gaz comprime, notamment d'air comprime et appareil pour la mise en oeuvre de ce procede |
-
1985
- 1985-07-30 DE DE19853527163 patent/DE3527163A1/de active Granted
-
1986
- 1986-06-09 NL NL8601490A patent/NL8601490A/nl not_active Application Discontinuation
- 1986-06-25 GB GB8615549A patent/GB2178586B/en not_active Expired
- 1986-06-26 FR FR868609255A patent/FR2585585B1/fr not_active Expired
- 1986-07-02 IT IT8648214A patent/IT1214687B/it active
- 1986-07-25 BE BE0/216974A patent/BE905170A/fr not_active IP Right Cessation
- 1986-07-25 US US06/890,834 patent/US4816209A/en not_active Expired - Fee Related
- 1986-07-30 JP JP61179827A patent/JPS6228696A/ja active Pending
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BE905170A (fr) | 1986-11-17 |
| IT1214687B (it) | 1990-01-18 |
| DE3527163A1 (de) | 1987-02-05 |
| GB8615549D0 (en) | 1986-08-28 |
| NL8601490A (nl) | 1987-02-16 |
| US4816209A (en) | 1989-03-28 |
| IT8648214A0 (it) | 1986-07-02 |
| GB2178586B (en) | 1989-07-19 |
| FR2585585B1 (fr) | 1989-04-07 |
| DE3527163C2 (ja) | 1988-12-29 |
| FR2585585A1 (fr) | 1987-02-06 |
| GB2178586A (en) | 1987-02-11 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4636335A (en) | Method of disposing radioactive ion exchange resin | |
| JP6876447B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| US4032614A (en) | Process for the disposal of alkali metals | |
| JPS6228696A (ja) | 原子炉のガスあるいは蒸気から放射性成分を分離する方法およびその装置 | |
| RU2627237C2 (ru) | Установка для обработки радиоактивных углеродных отходов, в частности, графита | |
| JP3140831B2 (ja) | 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置 | |
| RU2704220C2 (ru) | Аппарат для дегазации системы охлаждения ядерного реактора | |
| US3404067A (en) | Process for removing radioactive materials from the environment of an atomic reactor | |
| JPH08248166A (ja) | 原子炉格納容器冷却設備 | |
| US4075060A (en) | Method for removing fission products from a nuclear reactor coolant | |
| JPS6222093A (ja) | 過圧バルブとしての液体受け器 | |
| US3056736A (en) | Nuclear plant provided with an expansible gas holder | |
| KR102046463B1 (ko) | 폐이온교환수지의 처리 장치 및 폐이온교환수지의 처리 방법 | |
| US3113913A (en) | Sealing and purging system for pressurized water reactor | |
| JPS6227697A (ja) | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 | |
| JP2017096948A (ja) | 放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法及び装置 | |
| CA1160428A (en) | Process for the extraction of tritium from heavy water | |
| US3327763A (en) | Evaporator for concentrating radioactive solutions | |
| RU2220100C2 (ru) | Автоклавное устройство и способ испарения гексафторида урана | |
| Keil et al. | Tritium-enrichment via CECE-process with high temperature steam electrolysis (HOT ELLY) | |
| JPH0365287A (ja) | 廃液粉体化処理装置及び方法 | |
| JPS5833196A (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| US3049480A (en) | Method of operating a heavy water moderated reactor | |
| JPS5899790A (ja) | 原子力プラント | |
| SU919519A1 (ru) | Устройство дл предотвращени выброса пара с радиоактивными примес ми в атмосферу |