JPH0432639Y2 - - Google Patents
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- JPH0432639Y2 JPH0432639Y2 JP1983061998U JP6199883U JPH0432639Y2 JP H0432639 Y2 JPH0432639 Y2 JP H0432639Y2 JP 1983061998 U JP1983061998 U JP 1983061998U JP 6199883 U JP6199883 U JP 6199883U JP H0432639 Y2 JPH0432639 Y2 JP H0432639Y2
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Landscapes
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
本考案は原子炉冷却材などの流体中のクラツド
を分離するクラツド分離装置からクラツドを引き
出して隔離した状態に収納するクラツド取出装置
に関するものである。
を分離するクラツド分離装置からクラツドを引き
出して隔離した状態に収納するクラツド取出装置
に関するものである。
一般に原子炉では、炉心で発生した熱を取り出
すために、原子炉の種類に応じて、軽水、ナトリ
ウム、炭酸ガス、ヘリウムガスなどの流体、原子
炉冷却材が使用されている。ところで、この原子
炉圧力容器、配管などには高品質鋼などの構成材
料が多く使用されているため、原子炉の運転中
に、放射性の熱エネルギによる侵食作用などの影
響で、クラツド（Fe2O3，Fe3O4などの酸化鉄微
粒子）が発生して原子炉冷却材に混入し、循環路
を流れる現象が発生するといわれている。これら
のクラツドは、極めて少量であり、かつ、原子炉
の運転歴、構成材料の相違により左右されるもの
であるが、粒子の大きさが１〜10ミクロンメート
ル（μｍ）程度で、次第に成長する傾向を示すこ
とが観測されている。また、クラツドは微粒子で
あるために、通常の原子炉の運転には影響を及ぼ
さないものである。
すために、原子炉の種類に応じて、軽水、ナトリ
ウム、炭酸ガス、ヘリウムガスなどの流体、原子
炉冷却材が使用されている。ところで、この原子
炉圧力容器、配管などには高品質鋼などの構成材
料が多く使用されているため、原子炉の運転中
に、放射性の熱エネルギによる侵食作用などの影
響で、クラツド（Fe2O3，Fe3O4などの酸化鉄微
粒子）が発生して原子炉冷却材に混入し、循環路
を流れる現象が発生するといわれている。これら
のクラツドは、極めて少量であり、かつ、原子炉
の運転歴、構成材料の相違により左右されるもの
であるが、粒子の大きさが１〜10ミクロンメート
ル（μｍ）程度で、次第に成長する傾向を示すこ
とが観測されている。また、クラツドは微粒子で
あるために、通常の原子炉の運転には影響を及ぼ
さないものである。
しかしながら、クラツドが懸濁した状態で原子
炉冷却材中に含まれていると、流速の遅い部分ま
たはない個所さらには停止時に沈降して堆積する
事になる。クラツドは放射性生成物である事か
ら、その部分が著しく高放射線個所となつて全体
の空間線量を上げる事になる。従つて作業者の被
ばく度合を上げたり、また、原子炉系の機能に支
障を起す原因ともなり得る。堆積クラツドを除去
するために管体の一部交換などが必要となるなど
の問題点が残されている。
炉冷却材中に含まれていると、流速の遅い部分ま
たはない個所さらには停止時に沈降して堆積する
事になる。クラツドは放射性生成物である事か
ら、その部分が著しく高放射線個所となつて全体
の空間線量を上げる事になる。従つて作業者の被
ばく度合を上げたり、また、原子炉系の機能に支
障を起す原因ともなり得る。堆積クラツドを除去
するために管体の一部交換などが必要となるなど
の問題点が残されている。
また、原子炉冷却材中のクラツドを分離除去す
るために、磁化作用、遠心分離作用などを利用し
たクラツド分離装置を使用することが考えられる
が、クラツドは高レベルの放射性物質であること
で、クラツド分離装置からクラツドを取り出す場
合に格別の配慮が必要となる。
るために、磁化作用、遠心分離作用などを利用し
たクラツド分離装置を使用することが考えられる
が、クラツドは高レベルの放射性物質であること
で、クラツド分離装置からクラツドを取り出す場
合に格別の配慮が必要となる。
本考案は前期背景を考慮してなされたもので、
その目的とするところは、クラツド分離装置によ
つて分離した濃縮状態のクラツドを隔離した状態
に収納するとともに、クラツドに含まれる原子炉
冷却材及び気体分の処理を行ない、原子力発電設
備の健全性を向上させることにある。
その目的とするところは、クラツド分離装置によ
つて分離した濃縮状態のクラツドを隔離した状態
に収納するとともに、クラツドに含まれる原子炉
冷却材及び気体分の処理を行ない、原子力発電設
備の健全性を向上させることにある。
以下、本考案を図面に示す実施例に基づいて説
明する。
明する。
図中符号１で示すものはクラツド分離装置で、
その冷却材入口２に図示矢印で示すように原子炉
冷却材（例えば軽水）が供給され、磁化作用、遠
心分離作用などによりクラツドを分離してクラツ
ド出口３の付近に集め、またクラツドが除去され
た原子炉冷却材を図示矢印で示すように冷却材出
口４から原子炉冷却材循環路などに合流させる如
くしたものである。
その冷却材入口２に図示矢印で示すように原子炉
冷却材（例えば軽水）が供給され、磁化作用、遠
心分離作用などによりクラツドを分離してクラツ
ド出口３の付近に集め、またクラツドが除去され
た原子炉冷却材を図示矢印で示すように冷却材出
口４から原子炉冷却材循環路などに合流させる如
くしたものである。
前記クラツド分離装置１のクラツド出口３には
本考案に係るクラツドの取出装置１０が連設され
る。該クラツドの取出装置１０は、前記クラツド
出口３に連結するための連結用アダプタ１１と、
該連結用アダプタ１１に着脱可能に連結されるク
ラツド容器１２と、該クラツド容器１２に連結用
アダプタ１１を介して連結されるドレントラツプ
１３と、該ドレントラツプ１３に連結される気水
分離器１４と、該気水分離器１４に連結される真
空ポンプ１５とを具備した基本構成とされてい
る。
本考案に係るクラツドの取出装置１０が連設され
る。該クラツドの取出装置１０は、前記クラツド
出口３に連結するための連結用アダプタ１１と、
該連結用アダプタ１１に着脱可能に連結されるク
ラツド容器１２と、該クラツド容器１２に連結用
アダプタ１１を介して連結されるドレントラツプ
１３と、該ドレントラツプ１３に連結される気水
分離器１４と、該気水分離器１４に連結される真
空ポンプ１５とを具備した基本構成とされてい
る。
前記連結用アダプタ１１には、クラツド分離装
置１によつて濃縮されたクラツドを原子炉冷却材
とともに前記クラツド容器１２に送り込むための
クラツド連結口１６と、このクラツド連結口１６
と平行でかつ離間した位置にクラツド容器１２か
ら原子炉冷却材分などを前記ドレントラツプ１３
に送り込むための排出口１７とが設けられて、こ
れらクラツド連結口１６と排出口１７とはクラツ
ド容器１２に対し、液密に嵌着しかつ取外し可能
とするため、例えばカプラなどからなる着脱機構
を有するものである。
置１によつて濃縮されたクラツドを原子炉冷却材
とともに前記クラツド容器１２に送り込むための
クラツド連結口１６と、このクラツド連結口１６
と平行でかつ離間した位置にクラツド容器１２か
ら原子炉冷却材分などを前記ドレントラツプ１３
に送り込むための排出口１７とが設けられて、こ
れらクラツド連結口１６と排出口１７とはクラツ
ド容器１２に対し、液密に嵌着しかつ取外し可能
とするため、例えばカプラなどからなる着脱機構
を有するものである。
前記クラツド容器１２は、クラツド連結口１６
から送り込まれる濃縮クラツドを濾過して、クラ
ツド分を内部に貯蔵し、かつ、流体分、すなわち
原子炉冷却材分などを前記排出口１７に送り出す
例えば金属フイルタなどの濾過装置を内蔵し、ま
た、放射性物質であるクラツドを遮蔽状態に保持
しておくために外表面が放射線遮蔽壁で覆われた
構造とされている。
から送り込まれる濃縮クラツドを濾過して、クラ
ツド分を内部に貯蔵し、かつ、流体分、すなわち
原子炉冷却材分などを前記排出口１７に送り出す
例えば金属フイルタなどの濾過装置を内蔵し、ま
た、放射性物質であるクラツドを遮蔽状態に保持
しておくために外表面が放射線遮蔽壁で覆われた
構造とされている。
そして、前記連結用アダプタ１１の排出口１７
は、冷却材排出管１８を介してドレントラツプ１
３に連結される。このドレントラツプ１３は、原
子炉冷却材が液体であるか液体化させられている
状態で、気体分を捕捉し、液体分をドレン管１９
を経由して排出処理するとともに、必要に応じ
て、洗浄材供給管２０から洗浄材を内部に流し込
んで洗浄処理を行なう如く構成されている。
は、冷却材排出管１８を介してドレントラツプ１
３に連結される。このドレントラツプ１３は、原
子炉冷却材が液体であるか液体化させられている
状態で、気体分を捕捉し、液体分をドレン管１９
を経由して排出処理するとともに、必要に応じ
て、洗浄材供給管２０から洗浄材を内部に流し込
んで洗浄処理を行なう如く構成されている。
一方、ドレントラツプ１３から排出される気体
がその大部分である流体は、気水分離器１４によ
つて液体分と他の気体分とに分離され、気体分が
真空ポンプ１５に引き取られ、次いで気体放出管
２１の先端にプレフイルター、フイルター、チヤ
コールフイルターからなるガスの処理を行なう気
体浄化器２２を連結し、浄化された気体を大気に
放出する。
がその大部分である流体は、気水分離器１４によ
つて液体分と他の気体分とに分離され、気体分が
真空ポンプ１５に引き取られ、次いで気体放出管
２１の先端にプレフイルター、フイルター、チヤ
コールフイルターからなるガスの処理を行なう気
体浄化器２２を連結し、浄化された気体を大気に
放出する。
また、これら装置が施設に備えられている場合
は、その系統に連結すれば良い。
は、その系統に連結すれば良い。
なお、図中のＭはクラツド分離装置を駆動させ
るためのモータ、Ｃ，Ｂ、はクラツド分離装置な
どの運転（回転など）によつて生ずる塵埃などが
放射性物質を含有することを予測して、その雰囲
気中のガスを処理するための排気処理装置であ
る。
るためのモータ、Ｃ，Ｂ、はクラツド分離装置な
どの運転（回転など）によつて生ずる塵埃などが
放射性物質を含有することを予測して、その雰囲
気中のガスを処理するための排気処理装置であ
る。
しかして上述のように構成されているクラツド
の取出装置によれば、クラツド容器１２を連結用
アダプタ１１のクラツド連結口１６および排出口
１７に鎖線のように装着した状態としておいて、
クラツド分離装置１のクラツド出口３付近に集め
られて、濃縮状態となつたクラツド（濃縮クラツ
ド）を、クラツド自身の重量やクラツド分離装置
１より上流の原子炉冷却水の圧力によつて、クラ
ツド連結口１６を経由してクラツド容器１２内に
流し込むと、クラツドなどの固形分がクラツド容
器１２内に残され、炉過された原子炉冷却材がド
レントラツプ１３に送り込まれる。このドレント
ラツプ１３において、液体分である原子炉冷却水
が捕捉され、捕捉によりドレントラツプ１３に溜
まつた分は、必要に応じてドレン管１９から排出
され、また、気体分は、真空ポンプ１５の作動に
よつて気水分離器１４に吸引されて、さらに、気
体中に含まれる液体分が分離され、気体分のみが
気体放出管２１から気体浄化器２２に送り込まれ
て、上述した各フイルター等によつて、気体中に
含まれる放射性物質等を除去する処理がなされ
る。
の取出装置によれば、クラツド容器１２を連結用
アダプタ１１のクラツド連結口１６および排出口
１７に鎖線のように装着した状態としておいて、
クラツド分離装置１のクラツド出口３付近に集め
られて、濃縮状態となつたクラツド（濃縮クラツ
ド）を、クラツド自身の重量やクラツド分離装置
１より上流の原子炉冷却水の圧力によつて、クラ
ツド連結口１６を経由してクラツド容器１２内に
流し込むと、クラツドなどの固形分がクラツド容
器１２内に残され、炉過された原子炉冷却材がド
レントラツプ１３に送り込まれる。このドレント
ラツプ１３において、液体分である原子炉冷却水
が捕捉され、捕捉によりドレントラツプ１３に溜
まつた分は、必要に応じてドレン管１９から排出
され、また、気体分は、真空ポンプ１５の作動に
よつて気水分離器１４に吸引されて、さらに、気
体中に含まれる液体分が分離され、気体分のみが
気体放出管２１から気体浄化器２２に送り込まれ
て、上述した各フイルター等によつて、気体中に
含まれる放射性物質等を除去する処理がなされ
る。
したがつて、放射性物質であるクラツドなどの
固定物は、クラツド容器１２内に遮蔽状態で残さ
れ、濃縮状態のクラツドから分離した原子炉冷却
水が、ドレントラツプ１３、気水分離器１４によ
つて回収されて、冷却材出口４の流路などに合流
させることが可能となつて、原子炉冷却水の消耗
を少なくすることができる。また、クラツドから
分離した原子炉冷却水に気体が含まれていた場合
にあつても、該気体が、気水分離器１４、真空ポ
ンプ１５、気体浄化器２２により処理されて、気
体中の放射性物質の除去が行なわれるため、クラ
ツドの取出装置からの放射性物質の拡散を防止す
ることができる。
固定物は、クラツド容器１２内に遮蔽状態で残さ
れ、濃縮状態のクラツドから分離した原子炉冷却
水が、ドレントラツプ１３、気水分離器１４によ
つて回収されて、冷却材出口４の流路などに合流
させることが可能となつて、原子炉冷却水の消耗
を少なくすることができる。また、クラツドから
分離した原子炉冷却水に気体が含まれていた場合
にあつても、該気体が、気水分離器１４、真空ポ
ンプ１５、気体浄化器２２により処理されて、気
体中の放射性物質の除去が行なわれるため、クラ
ツドの取出装置からの放射性物質の拡散を防止す
ることができる。
また、クラツド容器１２内に収納したクラツド
は、図示矢印のように引いて実線で示す如く取り
外し得て、上蓋を被せることにより放射線漏洩を
防止し、放射線量が減衰して少なくなるまで貯蔵
するために運搬可能な状態となるから、以後の取
り扱いが容易で運搬時の安全性を向上させること
ができる。
は、図示矢印のように引いて実線で示す如く取り
外し得て、上蓋を被せることにより放射線漏洩を
防止し、放射線量が減衰して少なくなるまで貯蔵
するために運搬可能な状態となるから、以後の取
り扱いが容易で運搬時の安全性を向上させること
ができる。
以上説明したように、本考案に係るクラツドの
取出装置によれば、 クラツド分離装置によつて原子炉冷却材から
分離した濃縮状態のクラツドを引き出して、隔
離した状態に収納する装置であるとともに、連
結用アダプタによつてクラツド分離装置に対し
て着脱されるクラツド容器の放射線遮蔽壁にク
ラツドが収納されるから、運搬や保管等の処理
時の取り扱い性を向上させることができる。
取出装置によれば、 クラツド分離装置によつて原子炉冷却材から
分離した濃縮状態のクラツドを引き出して、隔
離した状態に収納する装置であるとともに、連
結用アダプタによつてクラツド分離装置に対し
て着脱されるクラツド容器の放射線遮蔽壁にク
ラツドが収納されるから、運搬や保管等の処理
時の取り扱い性を向上させることができる。
濃縮状態のクラツドから分離した原子炉冷却
水について、ドレントラツプと気水分離器とに
よるガス分の分離が行なわれるので、濃縮クラ
ツドから分離した原子炉冷却水中に放射性物質
等の気体分が含まれている場合にあつても、気
体分のみを吸引して濾過する等の処理が簡単に
行ない得るものとなる。
水について、ドレントラツプと気水分離器とに
よるガス分の分離が行なわれるので、濃縮クラ
ツドから分離した原子炉冷却水中に放射性物質
等の気体分が含まれている場合にあつても、気
体分のみを吸引して濾過する等の処理が簡単に
行ない得るものとなる。
このように、濃縮クラツド中に含まれる原子
炉冷却材中の気体分についても、これを分離し
て処理することにより、原子炉発電施設の健全
性を向上させることができる。
炉冷却材中の気体分についても、これを分離し
て処理することにより、原子炉発電施設の健全
性を向上させることができる。
図面は本考案の一実施例を示す系統図である。
１……クラツド分離装置、３……クラツド出
口、１０……クラツドの取出装置、１１……連結
用アダプタ、１２……クラツド容器、１３……ド
レントラツプ、１４……気水分離器、１５……真
空ポンプ、１６……クラツド連結口、１７……排
出口、１９……ドレン管、２１……気体放出管。
口、１０……クラツドの取出装置、１１……連結
用アダプタ、１２……クラツド容器、１３……ド
レントラツプ、１４……気水分離器、１５……真
空ポンプ、１６……クラツド連結口、１７……排
出口、１９……ドレン管、２１……気体放出管。
Claims (1)
- クラツド分離装置によつて原子炉冷却材から分
離した濃縮状態のクラツドを引き出して隔離した
状態に収納する装置であつて、前記クラツド分離
装置から濃縮状態のクラツドを受けるクラツド連
結口と該連結口から独立した排出口とを有する連
結用アダプタと、該連結用アダプタのクラツド連
結口および排出口に対し下方から着脱可能に連結
されクラツド連結口を経由して落とされた濃縮状
態のクラツドを濾過して原子炉冷却材を前記排出
口に送り出し原子炉冷却材を除去したクラツドを
放射線遮蔽壁内に収納するクラツド容器と、前記
連結用アダプタの排出口に接続され原子炉冷却材
を受けるドレントラツプと、該ドレントラツプの
下流に接続され原子炉冷却材中に含まれる気体分
を分離して排出する気水分離器とを具備すること
を特徴とするクラツドの取出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6199883U JPS59168198U (ja) | 1983-04-25 | 1983-04-25 | クラツドの取出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6199883U JPS59168198U (ja) | 1983-04-25 | 1983-04-25 | クラツドの取出装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59168198U JPS59168198U (ja) | 1984-11-10 |
| JPH0432639Y2 true JPH0432639Y2 (ja) | 1992-08-05 |
Family
ID=30192206
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6199883U Granted JPS59168198U (ja) | 1983-04-25 | 1983-04-25 | クラツドの取出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59168198U (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5766397A (en) * | 1980-10-14 | 1982-04-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Cleaning device |
| JPS57163898A (en) * | 1982-03-01 | 1982-10-08 | Teiken Gijutsu Service Kk | Method of processing high level radiation dose material |
| JPS5830899B2 (ja) * | 1977-09-14 | 1983-07-02 | 株式会社トクヤマ | 多孔性ポリオレフインシ−トの製造方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5830899U (ja) * | 1981-08-26 | 1983-02-28 | 株式会社原子力代行 | フイルタ−ハウジングの配管離脱装置 |
-
1983
- 1983-04-25 JP JP6199883U patent/JPS59168198U/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5830899B2 (ja) * | 1977-09-14 | 1983-07-02 | 株式会社トクヤマ | 多孔性ポリオレフインシ−トの製造方法 |
| JPS5766397A (en) * | 1980-10-14 | 1982-04-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Cleaning device |
| JPS57163898A (en) * | 1982-03-01 | 1982-10-08 | Teiken Gijutsu Service Kk | Method of processing high level radiation dose material |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59168198U (ja) | 1984-11-10 |
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