JPH02243998A - Hydrogen storage alloy molding, tritium removing and recovering device and device for refining liquid metal cooling material provided with the moldings, and reactor equipment equipped with the devices - Google Patents
Hydrogen storage alloy molding, tritium removing and recovering device and device for refining liquid metal cooling material provided with the moldings, and reactor equipment equipped with the devicesInfo
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉内で精製される放射性物質の１つであ
るトリチウムを効率的に除去回収して外部への汚染を回
避するトリチウム除去回収装置と液体金属冷却材精製装
置及びこの装置を備える原子炉設備並びにこれらに用い
る水素吸蔵合金成形体に関する。[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention is a tritium removal method that efficiently removes and recovers tritium, which is one of the radioactive substances purified in a nuclear reactor, to avoid contamination to the outside. The present invention relates to a recovery device, a liquid metal coolant refining device, nuclear reactor equipment equipped with this device, and a hydrogen storage alloy molded body used therein.
従来の原子炉設備におけるトリチウム除去回収装置を、
第８図により説明する。このトリチウム回収装置は、液
体ナトリウム冷却材精製装置つまりコールドトラップ３
０に取り付けられている。Tritium removal and recovery equipment in conventional nuclear reactor equipment,
This will be explained with reference to FIG. This tritium recovery device consists of a liquid sodium coolant purification device or cold trap 3.
attached to 0.
ナトリウム流入管３１からコールドトラップ３０内に流
入した液体ナトリウムは冷却されてメツシュ部３２を通
り、流出口３３からコールドトラップ３０外に出される
。このとき液体ナトリウム中の不純物は冷却されること
で過飽和状態となり、メツシュ部３２上に析出し、除去
される。Liquid sodium that has flowed into the cold trap 30 from the sodium inflow pipe 31 is cooled, passes through the mesh section 32, and is discharged from the cold trap 30 through the outlet 33. At this time, impurities in the liquid sodium are cooled to a supersaturated state, precipitate on the mesh portion 32, and are removed.
液体ナトリウム中にトリチウムが含まれる場合、このト
リチウムはメツシュ部３２のほか冷却管３４表面にも付
着する。冷却管３４表面に付着したトリチウムは、冷却
管３４の管壁内に侵入し、冷却管３４内を循環する不活
性気体でなる冷却ガス中に混入する。この冷却ガスは、
出口ノズル３５を経て冷却管３６で冷却され、ポンプ３
７により再びコールドトラップ３０内の冷却管３４に送
り込まれる。If tritium is contained in the liquid sodium, this tritium adheres to the surface of the cooling pipe 34 as well as the mesh portion 32. Tritium adhering to the surface of the cooling pipe 34 enters the wall of the cooling pipe 34 and mixes into the cooling gas, which is an inert gas, circulating inside the cooling pipe 34. This cooling gas is
It is cooled by the cooling pipe 36 through the outlet nozzle 35, and the pump 3
7, it is sent into the cooling pipe 34 in the cold trap 30 again.
トリチウム回収装置は、この冷却ガス流路中に筒状ニッ
ケル薄膜３８を備え、冷却ガス中に混入したトリチウム
は、このニッケル薄膜３８を拡散通過して外部容器３９
内に流出する。この様にして容器３９内に流出したトリ
チウムは、触媒４０が途中に設けられた＠環路４１をポ
ンプ４２にて循環し、触媒作用により水に変換されて外
部に取り出される。The tritium recovery device includes a cylindrical nickel thin film 38 in this cooling gas flow path, and the tritium mixed in the cooling gas diffuses through this nickel thin film 38 and enters the outer container 39.
leaks inside. The tritium that has flowed into the container 39 in this manner is circulated by a pump 42 through a ring path 41 in which a catalyst 40 is provided, and is converted into water by the catalytic action and taken out to the outside.
第９図は、別の従来のトリチウム回収装置の栂成図であ
る。このトリチウム回収装置は、第８図で説明したトリ
チウム回収系統をコールドトラップ３０内に配設した冷
却管３４に設ける（第８図と同一構成のため図示省略）
他に、コールドトラップ３０自体をそれより大きいジャ
ケット４３内に収納し、コールドトラップ３０とジャケ
ット４３との間に前記冷却ガスと同一の不活性ガスを充
填し、この不活性ガスの循環経路中に、第８図に示すと
同様のトリチウム除去系統を設けている。尚、第９図に
おいて、第８図と同一構成部材に同一符号にダッシュを
付した符号を付し、その説明は省略する。FIG. 9 is a diagram of another conventional tritium recovery device. In this tritium recovery device, the tritium recovery system explained in FIG. 8 is installed in the cooling pipe 34 disposed inside the cold trap 30 (not shown because it has the same configuration as FIG. 8).
In addition, the cold trap 30 itself is housed in a larger jacket 43, and the same inert gas as the cooling gas is filled between the cold trap 30 and the jacket 43, and the inert gas circulation path is filled with the same inert gas as the cooling gas. , a tritium removal system similar to that shown in FIG. 8 is provided. In FIG. 9, the same constituent members as those in FIG. 8 are given the same reference numerals with a dash added, and their explanations will be omitted.
尚、従来技術に関連するものとして、特開昭５１−２７
８０８号がある。In addition, as related to the prior art, Japanese Patent Application Laid-Open No. 51-27
There is No. 808.
〔発明が解決しようとする課題３
上記従来技術は、コールドトラップ内に配設された冷却
管あるいはジャケット内に拡散侵入したトリチウムを除
去するだけのものであり、問題とならない微小な量で、
はあるが、ニッケル薄膜を設けたケ所以外の冷却ガス経
路からのトリチウムの再拡散について配慮がされていな
い、また、コールドトラップ内のメツシュ部に析出した
トリチウムを除去することについての配慮もなく、トリ
チウムの回収について回収性能と経済性について問題が
ある。更に、上記従来技術は、トリチウム回収のための
系統設備を常時運転する必要があるので、トリチウム除
去についての信頼性を高めるためにコストが亮くつくと
いう問題もある。[Problem to be Solved by the Invention 3] The above-mentioned conventional technology only removes tritium that has diffused into the cooling pipe or jacket disposed in the cold trap, and only removes tritium in a minute amount that does not pose a problem.
However, no consideration was given to re-diffusion of tritium from the cooling gas path other than where the nickel thin film was provided, and no consideration was given to removing tritium deposited on the mesh part of the cold trap. There are problems with the recovery performance and economics of tritium recovery. Furthermore, the above-mentioned conventional technology requires continuous operation of the system equipment for tritium recovery, so there is a problem in that the cost increases in order to improve the reliability of tritium removal.
本発明の第１の目的は、トリチウムを効率的に除去し回
収できるトリチウム除去回収装置と液体金属冷却材精製
装置を提供することにある。A first object of the present invention is to provide a tritium removal and recovery device and a liquid metal coolant purification device that can efficiently remove and recover tritium.
本発明の第２の目的は、トリチウムを効率的に除去回収
でき、トリチウムによる環境汚染の心配のない原子炉設
備を提供することにある。A second object of the present invention is to provide nuclear reactor equipment that can efficiently remove and recover tritium and is free from environmental pollution caused by tritium.
本発明の第３の目的は、トリチウムを効率的に除去でき
る水素吸蔵合金成形体を提供することにある。A third object of the present invention is to provide a hydrogen storage alloy molded body that can efficiently remove tritium.
（１１題を解決するための手段〕
上記第１の目的は、水素吸蔵合金成形体を冷却材流路中
に設けることで、達成される。(Means for Solving Problem 11) The first object is achieved by providing a hydrogen storage alloy molded body in the coolant flow path.
上記第２の目的は、水素吸蔵合金成形体を備える液体金
属冷却材精製装置やトリチウム除去回収装置その他の設
備を冷却材流通経路中に設けることで、達成される。The second object is achieved by providing a liquid metal coolant refining device, a tritium removal and recovery device, and other equipment including a hydrogen storage alloy molded body in the coolant distribution path.
上記第３の目的は、液体金属冷却材が当たるケ所の成形
体を水素吸蔵合金製とすることで、達成される。The third object is achieved by making the molded body in the area where the liquid metal coolant comes into contact with the hydrogen storage alloy.
水素吸蔵合金は、該水素吸蔵合金に触れる流体中の水素
と化合反応し、この水素を保持する。保持された水素は
水素吸蔵合金を所要温度に暖めることで、水素吸蔵合金
から離れるので１回収することが可能となる６トリチウ
ムは、水素の同位体であるので、液体金属冷却材中にト
リチウムがある場合には、水素と同様に、水素吸蔵合金
に直接的に捕獲されるので、捕獲効率（除去効率）が良
く１回収するときは温度を上げるだけで容易に離脱させ
ることができるので、トリチウムの除去回収が容易且つ
効率的となる。また、従来のトリチウム回収装置を設け
る必要が無くなるので、￥１備が簡略となり、更に信頼
性と経済性が向上する。The hydrogen storage alloy undergoes a chemical reaction with hydrogen in the fluid that comes in contact with the hydrogen storage alloy, and retains this hydrogen. The retained hydrogen separates from the hydrogen storage alloy by heating it to the required temperature, making it possible to recover it.6 Tritium is an isotope of hydrogen, so tritium is present in the liquid metal coolant. In some cases, like hydrogen, tritium is directly captured by hydrogen storage alloys, so it has good capture efficiency (removal efficiency) and can be easily removed by simply raising the temperature when recovering. Removal and recovery of the substances becomes easy and efficient. Furthermore, since there is no need to provide a conventional tritium recovery device, the cost becomes simpler and reliability and economy are further improved.
以下１本発明の一実施例を図面を参照して説明する。 An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings.
第１図は、原子炉、特に高速増殖炉の一次冷却系構成図
である６原子炉の容器１内には、冷却材としての液体金
属、例えば液体ナトリウムを、オーバフロータンク２か
ら配管３を通して供給するようになっている。また、容
器１にはオーバフロー用配管４が接続され、容器１から
オーバフローした液体ナトリウムが前記オーバフロータ
ンク２に戻る様になっている。液体ナトリウムには、容
器１とオーバフロータンク２との間を循環する間に、酸
化物や水素、炭素化合物、金属不純物、放射性腐食生成
物等の各種不純物が混入するので、これらの不純物を除
去する必要がある。これらの不純物は、液体ナトリウム
との析出温度差を利用して除去する。そのためにコール
ドトラップ５が設けられている。オーバフロータンク２
とエコノマイザ６とは、配管７と配管８で接続され、こ
のエコノマイザ６と前記コールドトラップ５とが配管９
と配管１０で接続されいる１本実施例では、エコノマイ
ザ６からコールドトラップ５に液体ナトリウムを輸送す
る配管１０の途中に、トリチウム除去回収装置１１を設
けである。これは、液体ナトリウム中に前記各不純物の
他、核***で生成された水素同位体であるトリチウムが
含まれるためであり、トリチウムを効率的に液体ナトリ
ウムから除去し、コールドトラップ５がトリチウムで汚
染され、外部にトリチウムが漏洩しないようにするため
である。Figure 1 is a block diagram of the primary cooling system of a nuclear reactor, particularly a fast breeder reactor.6 Into the vessel 1 of the reactor, liquid metal, such as liquid sodium, is supplied as a coolant from an overflow tank 2 through a pipe 3. It is supposed to be done. Further, an overflow pipe 4 is connected to the container 1 so that liquid sodium overflowing from the container 1 returns to the overflow tank 2. Various impurities such as oxides, hydrogen, carbon compounds, metal impurities, and radioactive corrosion products are mixed into the liquid sodium while circulating between the container 1 and the overflow tank 2, so these impurities are removed. There is a need. These impurities are removed using the difference in precipitation temperature with liquid sodium. For this purpose, a cold trap 5 is provided. Overflow tank 2
and economizer 6 are connected through piping 7 and piping 8, and this economizer 6 and the cold trap 5 are connected through piping 9.
In this embodiment, a tritium removal and recovery device 11 is provided in the middle of a pipe 10 that transports liquid sodium from the economizer 6 to the cold trap 5. This is because liquid sodium contains tritium, which is a hydrogen isotope produced by nuclear fission, in addition to the above impurities, and tritium is efficiently removed from liquid sodium, preventing the cold trap 5 from being contaminated with tritium. This is to prevent tritium from leaking to the outside.
第２図はトリチウム除去回収装置１１の縦断面図であり
、第３図は第２図の！■−■線断面図である。FIG. 2 is a longitudinal sectional view of the tritium removal and recovery device 11, and FIG. 3 is the same as that of FIG. 2! It is a sectional view taken along the line ■-■.
トリチウム除去回収装置１１は１箱状の容器１２と。The tritium removal and recovery device 11 includes a box-shaped container 12.
該容器１２の入口１２ａとエコノマイザ側配管１０とを
接続する弁１３と、容器１２の出口１２ｂとコールドト
ラップ側配管１０とを接続する弁１４と、内部に林立す
る様に配置した複数の中空管１５（上端及び下端が容器
１２のに接し、゛中空の内部に液体ナトリウムが入り込
まない様になっている。）と、各中空管１５内に配設し
た電気ヒータ１６と、容器１２内の液体ナトリウムを外
部の図示しないタンクに排出するドレン管１７と、この
ドレン管１７のを開閉する弁１８と、容器１２内のトリ
チウムや水素を取り出し外部の図示しないトリチウム処
理系に接続する配管１９と、この配管１９を開閉する弁
ｚＯとで構成される。A valve 13 that connects the inlet 12a of the container 12 and the economizer side piping 10, a valve 14 that connects the outlet 12b of the container 12 and the cold trap side piping 10, and a plurality of hollows arranged in a forest inside. The tubes 15 (the upper and lower ends are in contact with the container 12 to prevent liquid sodium from entering the hollow interior), the electric heaters 16 disposed inside each hollow tube 15, and the inside of the container 12. A drain pipe 17 that discharges liquid sodium into an external tank (not shown), a valve 18 that opens and closes this drain pipe 17, and a pipe 19 that takes out tritium and hydrogen from the container 12 and connects it to an external tritium processing system (not shown). and a valve zO that opens and closes this pipe 19.
そして更に、容器１２と中空管１５とを水素吸蔵合金で
作る。各中空管１５の容器１２内における配置は容器１
２内に流入する液体ナトリウムが必ずどれかの中空管１
５または容器１２−に接続したあと出口１２ｂから流出
するように、流路設計を行って定める。水素吸蔵合金と
しては１例えば下表のものがある。Further, the container 12 and the hollow tube 15 are made of a hydrogen storage alloy. The arrangement of each hollow tube 15 in the container 12 is as follows:
2. The liquid sodium flowing into the hollow tube 1 must be
5 or container 12- and then flows out from the outlet 12b by designing the flow path. Examples of hydrogen storage alloys include those shown in the table below.
水素吸蔵合金は、平衡圧力よりも高い水素圧力にするか
、あるいは雰囲気温度を平衡温度より低くすることで、
水素を吸蔵する。また、水素圧力を平衡圧力より下げる
か、あるいは雰囲気温度を平衡温度より高くすると、吸
蔵している水素を放出する性質を持つ。そこで、本実施
例では、１次冷却系に設置したトリチウム除去回収装置
１１の設置場所における液体ナトリウムの温度が平衡温
度より低い水素吸蔵合金を使用してトリチウム除去回収
装置１１を製造する。Hydrogen storage alloys can be produced by increasing the hydrogen pressure higher than the equilibrium pressure or by lowering the ambient temperature below the equilibrium temperature.
Stores hydrogen. Additionally, it has the property of releasing the stored hydrogen when the hydrogen pressure is lowered below the equilibrium pressure or when the ambient temperature is raised above the equilibrium temperature. Therefore, in this embodiment, the tritium removal and recovery device 11 is manufactured using a hydrogen storage alloy in which the temperature of liquid sodium at the installation location of the tritium removal and recovery device 11 installed in the primary cooling system is lower than the equilibrium temperature.
第１図に示す１次冷−却系を備える原子炉設備において
、オーバフロータンク２内の液体ナトリウムは、エコノ
マイザ６を通り配管１０のからトリチウム除去回収装置
！１１内に入る。容器１２の入口１２ａから装置内部に
入った液体ナトリウムは、容器１２内壁あるいは中空管
１５に接しながら出口１２ｂから流出する。液体ナトリ
ウム中にトリチウムや水素が混入している場合、この容
器１２内壁や中空管１５に接した時、化合反応によりト
リチウムや水素は容器１２や中空管１５に吸蔵される。In the nuclear reactor equipment equipped with the primary cooling system shown in FIG. 1, the liquid sodium in the overflow tank 2 passes through the economizer 6 and the tritium removal and recovery device from the piping 10! Enter 11. Liquid sodium that has entered the inside of the apparatus from the inlet 12a of the container 12 flows out from the outlet 12b while coming into contact with the inner wall of the container 12 or the hollow tube 15. When tritium or hydrogen is mixed in the liquid sodium, when it comes into contact with the inner wall of the container 12 or the hollow tube 15, tritium or hydrogen is occluded in the container 12 or the hollow tube 15 due to a combination reaction.
上述した様にして、トリチウム除去回収装置１１でトリ
チウム及び水素が除去された液体ナトリウムは、コール
ドトラップ５に入る。コールドトラップ５では、液体ナ
トリウムは冷却され、コールドトラップ５内のメツシュ
部を通ったとき、不純物がメツシュ部に析出して除去さ
れる。このようにして不純物が除去された液体ナトリウ
ムは、エコノマイザ６を介してオーバフロータンク２に
戻される。As described above, the liquid sodium from which tritium and hydrogen have been removed in the tritium removal and recovery device 11 enters the cold trap 5. In the cold trap 5, the liquid sodium is cooled and when it passes through the mesh section in the cold trap 5, impurities are deposited on the mesh section and removed. The liquid sodium from which impurities have been removed in this manner is returned to the overflow tank 2 via the economizer 6.
水素吸蔵合金（容器１２及び中空管１５）に吸蔵された
トリチウムや水素を回収する場合には、弁１３及び弁１
４を閉じ、弁１８を開いて容器１２内部に滞留している
液体ナトリウムをドレン管１７から図示しないタンクに
排出した後、弁１８を閉じる。そして弁２０を開き、電
気ヒータ１６に通電して中空管１５の温度を平衡温度よ
り高く上昇させる。尚、容器外周に電気ヒータを設け、
この電気ヒータに通電することで、温度を上昇させても
よい、水素吸蔵合金（容器１２及び中空管１５）の温度
が上昇すると、吸蔵されていた水素及びトリチウムが容
器１２や中空管１５から放出され、配管１９を通って図
示しないトリチウム処理系に輸送される。このようにし
て、トリチウムの回収を行う。When recovering tritium or hydrogen stored in the hydrogen storage alloy (container 12 and hollow tube 15), valve 13 and valve 1
4 is closed, the valve 18 is opened, and the liquid sodium remaining inside the container 12 is discharged from the drain pipe 17 to a tank (not shown), and then the valve 18 is closed. Then, the valve 20 is opened and the electric heater 16 is energized to raise the temperature of the hollow tube 15 above the equilibrium temperature. In addition, an electric heater is installed around the outer periphery of the container.
The temperature may be increased by energizing this electric heater. When the temperature of the hydrogen storage alloy (container 12 and hollow tube 15) increases, the occluded hydrogen and tritium are removed from the container 12 and hollow tube 15. and is transported to a tritium treatment system (not shown) through piping 19. In this way, tritium is recovered.
第２図に示すトリチウム除去回収装置では、単なる中空
管１５を容器１２内に配設したが、トリチウムの除去効
率を高めるため、第４図にその横断面図を示す様に、中
空管１５の外周に、水素吸蔵合金製の羽２１を設けても
よい。この場合には水素吸蔵合金（羽２１）と液体ナト
リウムとの接触面積が増大するので、トリチウム除去効
率が向上する。尚。In the tritium removal and recovery device shown in FIG. 2, a simple hollow tube 15 is disposed inside the container 12, but in order to increase the tritium removal efficiency, a hollow tube 15 is installed as shown in FIG. Wings 21 made of hydrogen storage alloy may be provided on the outer periphery of 15. In this case, since the contact area between the hydrogen storage alloy (wings 21) and liquid sodium increases, the tritium removal efficiency improves. still.
第４図に示す場合は、ヰ空管１５自体は他の金属、例え
ばステンレス鋼を使用することができる。In the case shown in FIG. 4, the vacuum tube 15 itself may be made of other metals, such as stainless steel.
第１図に示す実施例では、トリチウム除去回収袋［１１
を１次冷却系に特別に設けたが、特別に斯かる装置］１
を設けるのではなく、例えばエコノマイザ６の容器とか
、配管？、８，９．１０等を水素吸蔵合金で作り、その
外周に電気ヒータを取り付けて、原子炉の運転停止時に
配管温度を上昇させることで、トリチウムを回収するよ
うにすることもできる。また、コールドトラップ５にト
リチウム除去回収を行う機能を兼用するようにコールド
トラップ５を構成することも可能である。第５図は、コ
ールドトラップ５にトリチウム除去回収機能を設けた実
施例を示す図である。In the embodiment shown in FIG. 1, the tritium removal collection bag [11
was specially installed in the primary cooling system;
For example, instead of installing a container for economizer 6 or piping? , 8, 9, 10, etc. are made of a hydrogen storage alloy, and an electric heater is attached to the outer periphery of the reactor to raise the temperature of the piping when the reactor is shut down, thereby recovering tritium. Further, it is also possible to configure the cold trap 5 so that it also has the function of removing and recovering tritium. FIG. 5 is a diagram showing an embodiment in which the cold trap 5 is provided with a tritium removal and recovery function.
第５図において、コールドトラップ５の円筒状容器２５
の上下端は蓋体？６．２７で閉塞され、各蓋体２６、２
７の外側には該蓋体２６．２７と一体の環状通路２８、
２９が設けられている。容器２５内部には、この環状通
路２８と環状通路２９とを接続する複数本の冷却管３０
が等間隔に配設されている。環状通路２８には冷却ガス
流入配管３１が取り付けられ、環状通路２９には冷却ガ
ス流出管３２が取り付けられ、各管３１゜３２には弁３
３．３４が夫々設けられている。In FIG. 5, a cylindrical container 25 of a cold trap 5 is shown.
Are the top and bottom ends of the lid body? 6.27, each lid body 26, 2
7 has an annular passage 28 integral with the lid body 26, 27;
29 are provided. Inside the container 25, there are a plurality of cooling pipes 30 connecting the annular passage 28 and the annular passage 29.
are arranged at equal intervals. A cooling gas inlet pipe 31 is attached to the annular passage 28, a cooling gas outlet pipe 32 is attached to the annular passage 29, and a valve 3 is attached to each pipe 31 and 32.
3.34 are provided respectively.
容器２５の蓋体２６には、容器２５内に連通ずる冷却材
流入管３５と冷却材流出管３６が取り付けられ、容器２
５内にて、冷却材流出管３６に、メツシュ取付部３７が
連結されている。冷却材流入管３５と冷却材流出管３６
とには、夫々弁３８と３９が取り付けられている。A coolant inflow pipe 35 and a coolant outflow pipe 36 communicating with the inside of the container 25 are attached to the lid 26 of the container 25.
5 , a mesh attachment portion 37 is connected to the coolant outflow pipe 36 . Coolant inflow pipe 35 and coolant outflow pipe 36
are fitted with valves 38 and 39, respectively.
メツシュ取付部３７は、円筒状の外周壁３７ａ （断熱
板の役割をする。）と、一方の開口部を閉塞する底抜３
７ｂとで成り、底板３７ｂの中心孔に冷却材流出管３６
が連通ずる構成となっている。このメツシュ取付部３７
は下方に開口部が来るように容器２５内に取り付けられ
、内部にリング状のメツシュ４０が夫々リング状隔板４
１を介して６段積層され、複数のネジ４２にて底板３７
ｂに固定さ九いる。尚、冷却材流出管３６に連通する各
メツシュ４０の中心孔４０ａは、外周がメツシュ４０と
同径の円板状遮蔽板４３にて閉塞されている。容器２５
の上部にはトリチウム排出管４４が取り付」すられ、容
器２５の下部には冷却材ドレン管４５が取り付けられ、
容管４４，４５には夫々弁４６．４７が設けられている
。The mesh attachment part 37 has a cylindrical outer peripheral wall 37a (which acts as a heat insulating plate) and a bottom opening 3 that closes one opening.
7b, and a coolant outflow pipe 36 is installed in the center hole of the bottom plate 37b.
The structure is such that they are connected. This mesh attachment part 37
are installed in the container 25 so that the opening faces downward, and a ring-shaped mesh 40 is installed inside the ring-shaped partition plate 4.
1, and the bottom plate 37 is stacked with a plurality of screws 42.
It is fixed at b. The center hole 40a of each mesh 40, which communicates with the coolant outflow pipe 36, has its outer periphery closed by a disk-shaped shielding plate 43 having the same diameter as the mesh 40. Container 25
A tritium discharge pipe 44 is attached to the upper part of the container 25, and a coolant drain pipe 45 is attached to the lower part of the container 25.
The containers 44, 45 are each provided with a valve 46, 47.
本実施例では、上述した各メツシュ４０を水素吸蔵合金
で製造し、各ネジ４２内に電気ヒータを設けである。尚
、メツシュ４０は、メツシュの穴が外周から内周方向に
進むに従って密になるように構成してもよい。In this embodiment, each mesh 40 described above is manufactured from a hydrogen storage alloy, and each screw 42 is provided with an electric heater. The mesh 40 may be configured such that the holes in the mesh become denser from the outer circumference toward the inner circumference.
上述した構成のコールドトラップ５の冷却材流入管３５
から容器２５内に液体ナトリウムが流入すると、この液
体ナトリウムは、容器２５内周壁とメッシュ取付部３７
外周との間に形成される円筒状の通路（この通路に冷却
管３０が配置されるようになっている。）５０を流下し
ながら冷却され１次にメツシュ取付部内周面とメッシュ
４０外周との間に形成される円筒状通路５１を上昇して
各メツシュ４０に分流し、各メツシュ４０内を外周部か
ら内周方向に進んだ液体ナトリウムは、メツシュ４０の
中心孔４０ａから冷却材流出管３６を通ってコールドト
ラップ５外に流出する。Coolant inflow pipe 35 of cold trap 5 configured as described above
When liquid sodium flows into the container 25 from
It is cooled while flowing down a cylindrical passage 50 (in which the cooling pipe 30 is arranged) formed between the inner circumference of the mesh attachment part and the outer circumference of the mesh 40. The liquid sodium that ascends through the cylindrical passage 51 formed between the meshes 40 and flows into each mesh 40 from the outer periphery to the inner periphery of the mesh 40 flows from the center hole 40a of the mesh 40 to the coolant outflow pipe. It flows out of the cold trap 5 through 36.
液体ナトリウム中に含まれる各不純物は、冷却管３０に
よる冷却により過飽和状態となり、メツシュ４０に析出
する。また、メツシュ（水素吸蔵合金）４０も平衡温度
以下となるので、液体ナトリウム内に含まれる水素やト
リチウムもメツシュ４０に捕獲される。従って、このコ
ールドトラップ５から流出する液体ナトリウムは、各種
不純物の他にトリチウムも除去された液体ナトリウムと
なる。Each impurity contained in the liquid sodium becomes supersaturated by cooling through the cooling pipe 30, and is deposited on the mesh 40. Furthermore, since the mesh (hydrogen storage alloy) 40 also has a temperature below the equilibrium temperature, hydrogen and tritium contained in the liquid sodium are also captured by the mesh 40. Therefore, the liquid sodium flowing out from the cold trap 5 becomes liquid sodium from which not only various impurities but also tritium have been removed.
コールドトラップ５は、長期間運転すると、メツシュ４
０の目詰まりが生じるため、一定期間毎に再生運転を行
う必要がある。トリチウムの回収はこのとき同時に行う
。When cold trap 5 is operated for a long period of time, mesh 4
Since zero clogging occurs, it is necessary to perform regeneration operation at regular intervals. Tritium is collected at the same time.
トリチウム回収運転を行う場合、まず弁３８．３９を閉
弁して液体ナトリウムのコールドトラップ５への出入り
を止め、弁３３．３４を閉弁して冷却ガスの出入りも止
める。そして、ネジ４２内部の電気ヒータ及びコールド
トラップ５外部に設けた図示してない電気ヒータに通電
して温度を上昇させながら、弁４７を開弁して内部の液
体ナトリウムを図示しないタンクに排出し、その後に弁
４７を閉弁する。When performing tritium recovery operation, first, valves 38 and 39 are closed to stop liquid sodium from entering and exiting cold trap 5, and valves 33 and 34 are closed to stop cooling gas from entering and exiting. Then, while raising the temperature by energizing the electric heater inside the screw 42 and the electric heater (not shown) provided outside the cold trap 5, the valve 47 is opened and the liquid sodium inside is discharged into a tank (not shown). , and then closes the valve 47.
温度が上昇して平衡温度以下になると、メツシュ４０に
捕獲されていた水素やトリチウムが容器２５内に放出さ
れる。そこで、弁４６を開き１図示しない水素・トリチ
ウム処理系に水素・トリチウムガスを導いて処理する。When the temperature rises to below the equilibrium temperature, hydrogen and tritium trapped in the mesh 40 are released into the container 25. Then, the valve 46 is opened and the hydrogen/tritium gas is introduced into a hydrogen/tritium processing system (not shown) for processing.
トリチウムを回収した後は。After collecting the tritium.
弁４６を閉じ、弁３３．３４．３８．３９を開き、再び
液体ナトリウム中からの不純物除去を行う。The valve 46 is closed and the valves 33, 34, 38, 39 are opened to remove impurities from the liquid sodium again.
以上の様に、原子炉設備に従来から備わっているコール
ドトラップに、トリチウム除去回収機能を兼用させると
、以下の利点がある。As mentioned above, the following advantages can be obtained by making the cold trap, which is conventionally provided in nuclear reactor equipment, also have the tritium removal and recovery function.
（１）水素・トリチウムの除去回収に係わる冷却材の温
度管理を、コールドトラップに付属している冷却設備や
ヒータを利用して行えるので、特別の設計変更をするこ
となく、現状の原子炉に適用でき、信頼性が高い。(1) Temperature control of the coolant involved in the removal and recovery of hydrogen and tritium can be performed using the cooling equipment and heater attached to the cold trap, so it can be used in the current reactor without any special design changes. Applicable and reliable.
（２）従来のトリチウム回収装置では回収困難であった
メツシュ部のトリチウム（冷却材中のトリチウムは大部
分メツシュ部に析出する。）も容易に回収できるので、
コールドトラップの性能が向上する。(2) Tritium in the mesh area, which was difficult to recover with conventional tritium recovery equipment (most of the tritium in the coolant is deposited in the mesh area), can be easily recovered.
Improves cold trap performance.
第５図に示す実施例では、メツシュ４０のみ水素吸蔵合
金製としたが、容器２５やメツシュ取付部を水素吸蔵合
金製としてもよい、この場合、水素吸蔵合金製メツシュ
と併用すると、メツシュ吸蔵合金と液体ナトリウムとの
接液面積が増大し、より効率的にトリチウムの除去が可
能となる。また。In the embodiment shown in FIG. 5, only the mesh 40 is made of a hydrogen-absorbing alloy, but the container 25 and the mesh attachment part may be made of a hydrogen-absorbing alloy. The area in contact with liquid sodium increases, making it possible to remove tritium more efficiently. Also.
第６図に示す様に、メツシュ取付部３７の断熱板を。As shown in FIG. 6, attach the insulation plate of the mesh attachment part 37.
例えば３重構成として各断熱板３７ａ 、 ３７ｃ 、
３７ｄを水素吸蔵合金製とし、液体ナトリウムが各断
熱板３７ａ 、 ３７ｃ 、 ３７ｄに接した後、メツ
シュ４ｏを通る様にするようにしても良い、この場合も
、水素吸蔵合金製メツシュと併用することで、より効率
的なトリチウムの除去が可能となる。For example, each heat insulating board 37a, 37c,
37d may be made of a hydrogen-absorbing alloy, and the liquid sodium may pass through the mesh 4o after coming into contact with each of the heat insulating plates 37a, 37c, and 37d. In this case, it may also be used in combination with a mesh made of a hydrogen-absorbing alloy. This makes it possible to remove tritium more efficiently.
また、上述した実施例では、メツシュ４０を全て水素吸
蔵合金製としたが、例えば第７図に示す様に、小さなリ
ング状の水素吸蔵合金製メツシュ４０の外周部にリング
状のステンレス製メツジュロ０を配し、ステンレス鋼／
水素吸蔵合金混合メツジュロ１とする構成でも、効率的
にトリチウムを除去回収することができる。また１例え
ば水素吸蔵合金線とステンレス線とを掴んでメツシュ４
０を構成しても同様の効果がある。Further, in the above-described embodiment, all the meshes 40 were made of hydrogen storage alloy, but as shown in FIG. Made of stainless steel/
Tritium can also be efficiently removed and recovered with the hydrogen storage alloy mixed Medjuro 1 configuration. 1. For example, grab a hydrogen storage alloy wire and a stainless steel wire and mesh 4.
A similar effect can be obtained even if the value is set to 0.
本発明によれば、水素及びトリチウムを水素吸蔵合金と
の化合反応で直接捕獲するので、冷却材中のトリチウム
を効率的に除去できる。また、単に温度を上昇させるだ
けで水素吸蔵合金に捕獲されているトリチウムを回収で
きるので、トリチウム除去装置の性能向上を図ることが
できる。さらに、従来のコールドトラップに本発明のト
リチウム除去回収機能を兼用させることで、従来の温度
管理設備が使用可能となり、また、従来のトリチウム回
収装置が不要になり、設備の低減を図ることも可能にな
ると共に、トリチウム除去と回収が容易且つ効率的にで
き、トリチウムによる環境汚染の心配がなくなる。更に
、トリチウムの回収を原子炉停止時のみ行えばよいので
、常時運転しなければならない従来のトリチウム回収装
置に比べて装置の信頼性が向上する。According to the present invention, since hydrogen and tritium are directly captured through a combination reaction with a hydrogen storage alloy, tritium in the coolant can be efficiently removed. Further, since tritium captured in the hydrogen storage alloy can be recovered by simply increasing the temperature, the performance of the tritium removal device can be improved. Furthermore, by combining the conventional cold trap with the tritium removal and recovery function of the present invention, conventional temperature control equipment can be used, and conventional tritium recovery equipment is no longer necessary, making it possible to reduce the amount of equipment required. At the same time, tritium can be removed and recovered easily and efficiently, and there is no need to worry about environmental pollution caused by tritium. Furthermore, since tritium needs to be recovered only when the reactor is shut down, the reliability of the device is improved compared to conventional tritium recovery devices that must be operated all the time.
第１図は本発明の一実施例に係るトリチウム除去回収装
置を備える原子炉設備の１次冷却系構成図、第２図は第
１図に示すトリチウム除去回収装置の縦断面図、第３図
は第２図のＩＩＩ −ＩＩＩ ＠断面図。
第４図は第２図に使用する中空管の別の実施例の横断面
図、第５図は本発明の一実施例に係るコールドトラップ
の縦断面図、第６図はコールドトラップ内に設けるメツ
シュ取付部の別実流側の縦断面図、第７図は更に別のメ
ツシュ取付部の縦断面図、第８図及び第９図は夫々従来
のトリチウム回収装置の構成図である。
１・・・原子炉容器、２・・・オーバフロータンク、５
・・・コールドトラップ（液体ナトリウム精製装置）。
７．８，９．１０・・・配管、１１・・・トリチウム除
去回収装置、１２・・・容器、１５・・・中空管、１６
・・・電気ヒータ、２１・・・羽、２５・・・容器、３
７・・・メツシュ取付部、４０・・・メツシュ・
＠１図FIG. 1 is a configuration diagram of a primary cooling system of a nuclear reactor facility equipped with a tritium removal and recovery device according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a longitudinal sectional view of the tritium removal and recovery device shown in FIG. 1, and FIG. 3 is a cross-sectional view taken along line III-III in Fig. 2. FIG. 4 is a cross-sectional view of another embodiment of the hollow tube used in FIG. 2, FIG. 5 is a vertical cross-sectional view of a cold trap according to an embodiment of the present invention, and FIG. FIG. 7 is a longitudinal sectional view of another mesh attachment portion on the actual flow side, FIG. 7 is a longitudinal sectional view of yet another mesh attachment portion, and FIGS. 8 and 9 are configuration diagrams of a conventional tritium recovery device, respectively. 1... Reactor vessel, 2... Overflow tank, 5
...Cold trap (liquid sodium purification equipment). 7.8, 9.10... Piping, 11... Tritium removal and recovery device, 12... Container, 15... Hollow tube, 16
... electric heater, 21 ... feather, 25 ... container, 3
7...Mesh attachment part, 40...Mesh @1 figure
Claims (1)
とを特徴とする水素吸蔵合金成形体。 ２、水素吸蔵合金を原子炉の冷却材流通用配管形状に成
形したことを特徴とする水素吸蔵合金成形体。 ３、水素吸蔵合金を原子炉の冷却材流通経路中に設けら
れる任意の設備の容器の形状に成形したことを特徴とす
る水素吸蔵合金成形体。 ４、流入する液体金属でなる冷却材が流出するまでに接
する如く配置された水素吸蔵合金成形体と、該水素吸蔵
合金成形体の温度を上昇させるヒータとを備えて成るこ
とを特徴とするトリチウム除去回収装置。 ５、原子炉に使用する液体金属で成る冷却材を冷却する
ことで該冷却材中に混入した不純物を析出除去する液体
金属冷却材精製装置において、内部に請求項１記載の水
素吸蔵合金成形体を備えることを特徴とする液体金属冷
却材精製装置。 ６、原子炉に使用する液体金属で成る冷却材を冷却する
ことで該冷却材中に混入した不純物を析出除去する液体
金属冷却材精製装置において、水素吸蔵合金製のトリチ
ウム除去用部材を内部に備えることを特徴とする液体金
属冷却材精製装置。 ７、請求項５または請求項６記載の液体金属冷却材精製
装置の容器を水素吸蔵合金製としたことを特徴とする液
体金属冷却材精製装置。 ８、請求項２記載の水素吸蔵合金成形体を冷却材流通用
配管として備えることを特徴とする原子炉設備。 ９、請求項３記載の容器を備える設備を冷却材流通経路
中の設備として備えることを特徴とする原子炉設備。 １０、請求項４記載のトリチウム除去回収装置を冷部材
流通経路中に備えることを特徴とする原子炉設備。 １１、請求項５または請求項６に記載の液体金属冷却材
精製装置を冷却材流通経路中に備えることを特徴とする
原子炉設備。[Scope of Claims] 1. A hydrogen storage alloy molded article, characterized in that the hydrogen storage alloy is molded into a cylindrical mesh structure. 2. A hydrogen-absorbing alloy molded article, characterized in that the hydrogen-absorbing alloy is molded into the shape of a coolant distribution pipe for a nuclear reactor. 3. A hydrogen-absorbing alloy molded article, characterized in that the hydrogen-absorbing alloy is molded into the shape of a container for any equipment installed in a coolant flow path of a nuclear reactor. 4. Tritium characterized by comprising a hydrogen-absorbing alloy molded body arranged so that the inflowing liquid metal coolant comes into contact with it before it flows out, and a heater for increasing the temperature of the hydrogen-absorbing alloy molded body. Removal and recovery equipment. 5. In a liquid metal coolant refining device that precipitates and removes impurities mixed in the coolant by cooling a coolant made of liquid metal used in a nuclear reactor, the hydrogen storage alloy molded body according to claim 1 is contained inside the device. A liquid metal coolant refining device comprising: 6. In a liquid metal coolant refining device that precipitates and removes impurities mixed into the coolant by cooling the coolant made of liquid metal used in a nuclear reactor, a tritium removal member made of a hydrogen storage alloy is installed inside. A liquid metal coolant refining device comprising: 7. A liquid metal coolant purification device according to claim 5 or 6, wherein the container of the liquid metal coolant purification device is made of a hydrogen storage alloy. 8. Nuclear reactor equipment comprising the hydrogen storage alloy molded body according to claim 2 as a coolant distribution pipe. 9. Nuclear reactor equipment comprising equipment provided with the container according to claim 3 as equipment in a coolant distribution path. 10. Nuclear reactor equipment comprising the tritium removal and recovery device according to claim 4 in a cold member distribution path. 11. Nuclear reactor equipment comprising the liquid metal coolant refining device according to claim 5 or 6 in a coolant distribution path.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1063849A JPH02243998A (en) | 1989-03-17 | 1989-03-17 | Hydrogen storage alloy molding, tritium removing and recovering device and device for refining liquid metal cooling material provided with the moldings, and reactor equipment equipped with the devices |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1063849A JPH02243998A (en) | 1989-03-17 | 1989-03-17 | Hydrogen storage alloy molding, tritium removing and recovering device and device for refining liquid metal cooling material provided with the moldings, and reactor equipment equipped with the devices |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02243998A true JPH02243998A (en) | 1990-09-28 |
Family
ID=13241191
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1063849A Pending JPH02243998A (en) | 1989-03-17 | 1989-03-17 | Hydrogen storage alloy molding, tritium removing and recovering device and device for refining liquid metal cooling material provided with the moldings, and reactor equipment equipped with the devices |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02243998A (en) |
-
1989
- 1989-03-17 JP JP1063849A patent/JPH02243998A/en active Pending
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