JPS61277088A - 加圧水型原子炉の一次冷却流体用限外ろ過回路 - Google Patents
加圧水型原子炉の一次冷却流体用限外ろ過回路Info
- Publication number
- JPS61277088A JPS61277088A JP61124618A JP12461886A JPS61277088A JP S61277088 A JPS61277088 A JP S61277088A JP 61124618 A JP61124618 A JP 61124618A JP 12461886 A JP12461886 A JP 12461886A JP S61277088 A JPS61277088 A JP S61277088A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- circuit
- ultrafiltration
- branch
- primary
- fluid
- 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
- 238000000108 ultra-filtration Methods 0.000 title claims description 49
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 38
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 title claims description 7
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 72
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 claims description 34
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 13
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 10
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 7
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims description 6
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 3
- 230000006837 decompression Effects 0.000 claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims description 3
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims description 2
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims description 2
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 claims 3
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 32
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 30
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 26
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 12
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 10
- 238000011282 treatment Methods 0.000 description 5
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 4
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 3
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 3
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 3
- 239000000284 extract Substances 0.000 description 3
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 3
- 230000007420 reactivation Effects 0.000 description 3
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 2
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 2
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 2
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 2
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 2
- 229910000990 Ni alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 125000002091 cationic group Chemical group 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001143 conditioned effect Effects 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 239000008367 deionised water Substances 0.000 description 1
- 229910021641 deionized water Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 238000009877 rendering Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 230000001225 therapeutic effect Effects 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
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D61/00—Processes of separation using semi-permeable membranes, e.g. dialysis, osmosis or ultrafiltration; Apparatus, accessories or auxiliary operations specially adapted therefor
- B01D61/14—Ultrafiltration; Microfiltration
- B01D61/145—Ultrafiltration
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D61/00—Processes of separation using semi-permeable membranes, e.g. dialysis, osmosis or ultrafiltration; Apparatus, accessories or auxiliary operations specially adapted therefor
- B01D61/14—Ultrafiltration; Microfiltration
- B01D61/18—Apparatus therefor
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D2313/00—Details relating to membrane modules or apparatus
- B01D2313/22—Cooling or heating elements
- B01D2313/221—Heat exchangers
-
- 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
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Water Supply & Treatment (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
本発明は、加圧水型原子炉の一次冷却流体用限外ろ過回
路に関する。
路に関する。
かかる加圧水型原子炉は、炉心の燃料集合体を冷却する
加圧水が循環するような一次回路を有している。一次回
路は炉心を収容している原子炉容器の内部すなわち内容
積部と連通しそしてこの一次回路は一次流体循環ポンプ
と、蒸気発生器と、加圧器とを有し、これらは大径の耐
圧パイプラインで連結されている。一次回路は全体とし
て、原子炉の保護構造体の1つを構成する格納容器シェ
ルの内側に位置している。該格納容器シェル内に完全に
または部分的どちらかに配置された補助回路が一次回路
から分岐している。
加圧水が循環するような一次回路を有している。一次回
路は炉心を収容している原子炉容器の内部すなわち内容
積部と連通しそしてこの一次回路は一次流体循環ポンプ
と、蒸気発生器と、加圧器とを有し、これらは大径の耐
圧パイプラインで連結されている。一次回路は全体とし
て、原子炉の保護構造体の1つを構成する格納容器シェ
ルの内側に位置している。該格納容器シェル内に完全に
または部分的どちらかに配置された補助回路が一次回路
から分岐している。
特に、一次流体の量および化学的特性を一定に保つため
に、体積化学監視回路と呼ばれる回路が使用されそして
、このことによって、一次回路において循環する流体の
いくらかをサンプルにとり、この一次流体にいろいろな
処理を行ないそして明確に定められた化学的特性を有す
る一次回路の特別な量の流体内に再び入れることが可能
となるのである。一次回路から分岐された容量測定化学
的監視回路は消勢分岐路と付勢分岐路とを備え、これら
は両方弁連結すべき格納容器外殻の壁を通り、この格納
容器の外側に出て一次流体を浄化し処理するいろいろな
装置へと通じている。これらの処理は、低温、低圧流体
で行なわれ、処理ユニットの上流の回路の消勢分岐路に
配置されている装置を冷却し減圧する。一次流体は減圧
され部分的に冷却されてはじめて格納容器外殻を離れ、
か(して格納容器外殻の外側に加圧一次流体が存在する
ことによってこうむる危険を削減するのである。
に、体積化学監視回路と呼ばれる回路が使用されそして
、このことによって、一次回路において循環する流体の
いくらかをサンプルにとり、この一次流体にいろいろな
処理を行ないそして明確に定められた化学的特性を有す
る一次回路の特別な量の流体内に再び入れることが可能
となるのである。一次回路から分岐された容量測定化学
的監視回路は消勢分岐路と付勢分岐路とを備え、これら
は両方弁連結すべき格納容器外殻の壁を通り、この格納
容器の外側に出て一次流体を浄化し処理するいろいろな
装置へと通じている。これらの処理は、低温、低圧流体
で行なわれ、処理ユニットの上流の回路の消勢分岐路に
配置されている装置を冷却し減圧する。一次流体は減圧
され部分的に冷却されてはじめて格納容器外殻を離れ、
か(して格納容器外殻の外側に加圧一次流体が存在する
ことによってこうむる危険を削減するのである。
添加物または補給水を注入するいろいろな装置や付勢ポ
ンプが容量測定化学的監視回路の付勢分岐路に配置され
ており、一次回路内にこの回路内の圧力より少し高い圧
力にある流体を再導入することを可能にしている。容量
測定化学的監視回路の付勢分岐路は同じようにして熱交
換器の二次側を通過して消勢分岐路によってサンプルと
してとられた一次流体を冷却する役割をしている。
ンプが容量測定化学的監視回路の付勢分岐路に配置され
ており、一次回路内にこの回路内の圧力より少し高い圧
力にある流体を再導入することを可能にしている。容量
測定化学的監視回路の付勢分岐路は同じようにして熱交
換器の二次側を通過して消勢分岐路によってサンプルと
してとられた一次流体を冷却する役割をしている。
加圧水から成る冷却流体は、はぼ300℃の温度、15
5X10’パスカルに近い圧力そして回路の各々のルー
プにおいて25.0OOrrr/時ぐらいの流量で一次
回路で循環する。パワーを増大したり減少したりするこ
とになる原子炉のいろいろな操作段階中、原子炉の物理
的または化学的パラメータが修正されなければならず、
そしてこのことは特に容量測定化学的監視回路によって
達成される。
5X10’パスカルに近い圧力そして回路の各々のルー
プにおいて25.0OOrrr/時ぐらいの流量で一次
回路で循環する。パワーを増大したり減少したりするこ
とになる原子炉のいろいろな操作段階中、原子炉の物理
的または化学的パラメータが修正されなければならず、
そしてこのことは特に容量測定化学的監視回路によって
達成される。
一次回路または補助回路における循環中、冷却流体は多
くの構成部分と接触するが、それらのほとんどは、一次
流体によって侵食される程度を削減することができるニ
ッケル合金でつくられているかあるいは被覆されている
ものである。しかしながら、弁やコックの座部などのよ
うなある構成部分または配管のある部分でさえも、ある
摩耗が生じて、一次流体は、それらの構成部分からはが
れる非常に小さな寸法の粒子を帯びることになるという
結果をもたらす。これらの粒子は一次流体と一緒に循環
するようになりそして従って炉心を通り、そこでそれら
は激しい中性子衝撃を受け、その結果それらに放射能を
与えることになる。特にある比率のコバルトを含有する
耐摩耗合金は非常に高い放射能を帯びた粒子を生ずるよ
うになる。
くの構成部分と接触するが、それらのほとんどは、一次
流体によって侵食される程度を削減することができるニ
ッケル合金でつくられているかあるいは被覆されている
ものである。しかしながら、弁やコックの座部などのよ
うなある構成部分または配管のある部分でさえも、ある
摩耗が生じて、一次流体は、それらの構成部分からはが
れる非常に小さな寸法の粒子を帯びることになるという
結果をもたらす。これらの粒子は一次流体と一緒に循環
するようになりそして従って炉心を通り、そこでそれら
は激しい中性子衝撃を受け、その結果それらに放射能を
与えることになる。特にある比率のコバルトを含有する
耐摩耗合金は非常に高い放射能を帯びた粒子を生ずるよ
うになる。
これらの粒子は原子炉の構成部分のある部分に蓄積し、
そして、このことが、原子炉維持管理操作中解決するに
は非常に困難な問題を提供するのである。なぜならそれ
ら操作は、施行するのが大変困難である予め汚染をとり
除く段階を必要とするからである。
そして、このことが、原子炉維持管理操作中解決するに
は非常に困難な問題を提供するのである。なぜならそれ
ら操作は、施行するのが大変困難である予め汚染をとり
除く段階を必要とするからである。
一方、容量測定化学的監視回路によって一次流体内へと
導入された補給水および添加物は同じようにして、一次
流体が炉心を通過する時放射性化されるいろいろな原因
の固体粒子を含有する。
導入された補給水および添加物は同じようにして、一次
流体が炉心を通過する時放射性化されるいろいろな原因
の固体粒子を含有する。
従って、この一次流体中に放射性を帯びたまたは放射性
を帯びることができる粒子の含有を少なくするために、
定期的にまたは絶えず一次流体を処理することが必要で
ある。一次流体をミックスベッドタイプのイオン交換樹
脂で処理するためのユニットが容量測定化学的監視回路
に配置されているが、しかしこれらの樹脂は、この流体
で運ばれた小さな寸法の粒子を除いて一次流体に溶融さ
れたあるタイプの化学物質を保持することを可能にする
だけである。フィルターカートリッジ式の機械的ろ過器
もまたこれらの処理ユニットと関連しているが、しかし
これらのろ過器は5ミクロンより小さい寸法の粒子を保
持することは無理である。ところが運ばれた粒子の比率
をそれらの寸法の関数として表わしているガウス曲線は
0.5ミクロンのあたりに中心点がきている。一方、一
次流体における粒子の溶解度は温度に逆比例し、格納容
器外殻の外側の容量測定化学的監視回路における処理状
態が粒子を効率良くとらえる助けとならないという結果
をきたす。
を帯びることができる粒子の含有を少なくするために、
定期的にまたは絶えず一次流体を処理することが必要で
ある。一次流体をミックスベッドタイプのイオン交換樹
脂で処理するためのユニットが容量測定化学的監視回路
に配置されているが、しかしこれらの樹脂は、この流体
で運ばれた小さな寸法の粒子を除いて一次流体に溶融さ
れたあるタイプの化学物質を保持することを可能にする
だけである。フィルターカートリッジ式の機械的ろ過器
もまたこれらの処理ユニットと関連しているが、しかし
これらのろ過器は5ミクロンより小さい寸法の粒子を保
持することは無理である。ところが運ばれた粒子の比率
をそれらの寸法の関数として表わしているガウス曲線は
0.5ミクロンのあたりに中心点がきている。一方、一
次流体における粒子の溶解度は温度に逆比例し、格納容
器外殻の外側の容量測定化学的監視回路における処理状
態が粒子を効率良くとらえる助けとならないという結果
をきたす。
’ FRAMATOME″という名称におけるフランス
特許出願第83−15130号では、例えば容量測定化
学的監視回路の消勢分岐路で原子炉の格納容器外殻の内
側に位置した装置を使用する超ろ過半段によってその作
動圧力および温度に近い圧力および温度で一次流体を浄
化することが提案されている。フィ゛ルタ出口で再生さ
れたろ過水は続いて冷却され減圧されて、はじめて格納
容器外殻の外側へ、容量測定化学的監視回路の処理ユニ
ット内へと運ばれるのである。超ろ退壁の詰まりを防ぐ
ため、超ろ過器の操作中、循環する濃縮液は該壁と接触
したままになっている。濃縮液はかくして常に放射性の
不純物を帯びており、そしてフィルタの主部分は、濃縮
液中の不純物の比率がフィルタにとって非常に高くて良
好な状態で操作できないようになるとすぐに空にされな
ければならない。濃縮液は、液体廃棄物処理設備に向は
排出されねばならず、かくして原子カニ場での維持管理
操作を複雑にする。この不利な点に加えて、フィルタの
間欠操作に関連する不利な点もある。
特許出願第83−15130号では、例えば容量測定化
学的監視回路の消勢分岐路で原子炉の格納容器外殻の内
側に位置した装置を使用する超ろ過半段によってその作
動圧力および温度に近い圧力および温度で一次流体を浄
化することが提案されている。フィ゛ルタ出口で再生さ
れたろ過水は続いて冷却され減圧されて、はじめて格納
容器外殻の外側へ、容量測定化学的監視回路の処理ユニ
ット内へと運ばれるのである。超ろ退壁の詰まりを防ぐ
ため、超ろ過器の操作中、循環する濃縮液は該壁と接触
したままになっている。濃縮液はかくして常に放射性の
不純物を帯びており、そしてフィルタの主部分は、濃縮
液中の不純物の比率がフィルタにとって非常に高くて良
好な状態で操作できないようになるとすぐに空にされな
ければならない。濃縮液は、液体廃棄物処理設備に向は
排出されねばならず、かくして原子カニ場での維持管理
操作を複雑にする。この不利な点に加えて、フィルタの
間欠操作に関連する不利な点もある。
さらにおこる不都合な点は、容積および化学的監視回路
の装入支流を介して一次回路で再生された流体は、補給
水または添加物から生じそして、炉心を通る時に放射能
を帯びる粒子を含有するということである。一次流体に
よって運ばれた放射性粒子の量は結果としてかなり大量
に残る。
の装入支流を介して一次回路で再生された流体は、補給
水または添加物から生じそして、炉心を通る時に放射能
を帯びる粒子を含有するということである。一次流体に
よって運ばれた放射性粒子の量は結果としてかなり大量
に残る。
従って、本発明の目的は、燃料集合体から成る炉心を含
む原子炉容器の内容量と連通し、その中を一次流体を構
成する加圧水が循環する一次回路と、一次回路から分岐
した少くとも1つの補助回路とを格納容器外殻の内側に
備え、該補助回路は、この回路によってサンプルとして
とられた一次流体を冷却し減圧する装置が配置されそし
て原子炉の格納容器を通過する消勢分岐路と、一次回路
内へと流体を戻すようになっておりそして同じように格
納容器を通過する付勢分岐路とを備えており、また格納
容器の外側に該冷却され減圧された流体を処理する装置
を備えている加圧水型原子炉の一次冷却流体用超ろ過回
路を提供することであって、この超ろ過回路は、原子カ
ニ場で処理されるべき放射性廃棄物の量を増すことなく
、炉心内の放射能を帯びた粒子を除去しまた補助回路を
介して導入された非放射性粒子をも除去することによっ
て効率良く一次流体を浄化することを可能にするもので
ある。
む原子炉容器の内容量と連通し、その中を一次流体を構
成する加圧水が循環する一次回路と、一次回路から分岐
した少くとも1つの補助回路とを格納容器外殻の内側に
備え、該補助回路は、この回路によってサンプルとして
とられた一次流体を冷却し減圧する装置が配置されそし
て原子炉の格納容器を通過する消勢分岐路と、一次回路
内へと流体を戻すようになっておりそして同じように格
納容器を通過する付勢分岐路とを備えており、また格納
容器の外側に該冷却され減圧された流体を処理する装置
を備えている加圧水型原子炉の一次冷却流体用超ろ過回
路を提供することであって、この超ろ過回路は、原子カ
ニ場で処理されるべき放射性廃棄物の量を増すことなく
、炉心内の放射能を帯びた粒子を除去しまた補助回路を
介して導入された非放射性粒子をも除去することによっ
て効率良く一次流体を浄化することを可能にするもので
ある。
上記目的を達成するために、本発明による超ろ過回路は
、格納容器内部に以下のものを備える。
、格納容器内部に以下のものを備える。
すなわち、
一補助回路の消勢分岐路から分かれた第1のループであ
って、第1のループに位置した第1の超ろ過装置内へと
その操作圧力および温度で流体を抽出し搬送するパイプ
と、超ろ過装置の出口でろ過水を排出しそしてこのろ過
水を、流体が抽出パイプによって抽出される箇所の下流
側の消勢分岐路内へと戻すためのパイプと、2つのパイ
プ間の消勢分岐路に挿入されている弁と、格納容器の壁
部を通りぬける濃縮液排出パイプであって濃縮液を冷却
し減圧してからそれが消勢分岐路に位置した冷却減圧装
置の下流の補助回路の消勢分岐路内へと導入されるよう
にする装置が格納容器の内側で配置されている濃縮液排
出パイプとを包含する第1のループ、 一補助回路の付勢分岐路から分かれた第2のループであ
って、この第2のループに位置した第2の超ろ過装置内
へとその操作温度、圧力で流体を抽出し搬送するパイプ
と、該超ろ過装置の出口でろ過水排出し該ろ過水を抽出
箇所の下流側付勢分岐路内へと戻すためのパイプと、こ
れら2つのパイプ間に挿入されている弁と、消勢分岐路
に配置された冷却および減圧装置の上流、格納容器の内
側で、補助回路の消勢分岐路に接続された濃縮液排出パ
イプとを備えている第2のループ。
って、第1のループに位置した第1の超ろ過装置内へと
その操作圧力および温度で流体を抽出し搬送するパイプ
と、超ろ過装置の出口でろ過水を排出しそしてこのろ過
水を、流体が抽出パイプによって抽出される箇所の下流
側の消勢分岐路内へと戻すためのパイプと、2つのパイ
プ間の消勢分岐路に挿入されている弁と、格納容器の壁
部を通りぬける濃縮液排出パイプであって濃縮液を冷却
し減圧してからそれが消勢分岐路に位置した冷却減圧装
置の下流の補助回路の消勢分岐路内へと導入されるよう
にする装置が格納容器の内側で配置されている濃縮液排
出パイプとを包含する第1のループ、 一補助回路の付勢分岐路から分かれた第2のループであ
って、この第2のループに位置した第2の超ろ過装置内
へとその操作温度、圧力で流体を抽出し搬送するパイプ
と、該超ろ過装置の出口でろ過水排出し該ろ過水を抽出
箇所の下流側付勢分岐路内へと戻すためのパイプと、こ
れら2つのパイプ間に挿入されている弁と、消勢分岐路
に配置された冷却および減圧装置の上流、格納容器の内
側で、補助回路の消勢分岐路に接続された濃縮液排出パ
イプとを備えている第2のループ。
以下、加圧水型原子炉の容量測定化学的監視回路に関連
した、本発明による超ろ過回路を図面にもとづいて詳細
に説明する。
した、本発明による超ろ過回路を図面にもとづいて詳細
に説明する。
単一の図面には、原子炉の格納容器シェルの壁の一部1
が示されており、この格納容器内部に位置する構成要素
は図面の壁部1の左側に配置され、そしてその外部に位
置する構成要素は壁部1の右側に配置されている。
が示されており、この格納容器内部に位置する構成要素
は図面の壁部1の左側に配置され、そしてその外部に位
置する構成要素は壁部1の右側に配置されている。
全体として参照番号2で示されている一次回路が格納容
器シェルの内部に配置され、この一次回路は炉心を収容
する容器3と、この容器3の内部すなわち内容積部と連
通しているパイプライン4から成るいくつかのループと
を有している。蒸気発生器5及び、加圧水から成る一次
流体を一次回路で循環するようにする一次ボンブ7が、
各々のループに配置されている。図面は部分的にかつ非
常に概略的な形で一次回路の2つのループを示し、それ
らループの間に原子炉の容量測定化学的監視回路(補助
回路)8が連結されている、この容量・測定化学的監視
回路8は、原子炉のループの1つと連通している排出用
枝管10と、原子炉のもう1つのループと連通している
流入用枝管11とを備える。回路8の枝管10.11は
共に格納容器シェルの壁部1を貫通し、回路8の処理装
置は格納容器の外側に配置されている。熱交換器12と
、伸縮オリフィスを備えたノズルから成る減圧装置13
とは壁部1を通過する手前の排出用枝管10に配置され
ている。排出用枝管10内を循環している流体は従って
格納容器の壁部1を通過する前に予め冷却されそして減
圧され、それから第2の熱交換器14に入って流体をさ
らに冷却する。枝管10内を循環している一次流体は熱
交換器14の下流では40°はどの温度である。調整弁
15が、冷却されかつ減圧された一次流体の流れを調整
することができ、そして三方弁16によってこの流体を
容量測定化学的監視回路8の異なる処理ユニットにさし
向けることができる。これらの処理ユニフトはイオン交
換塔17.18を有し、該イオン交換塔17.18はそ
れぞれ、温床及び陽イオン樹脂床と、ホウ酸回路19と
、希釈回路20とを備え、該回路19.20のそれぞれ
の作用は一次流体内にホウ酸または脱イオン水を導入す
ることである。回路8はまた、この回路8中の一次流体
を貯めそして調整することができるタンク21を含む。
器シェルの内部に配置され、この一次回路は炉心を収容
する容器3と、この容器3の内部すなわち内容積部と連
通しているパイプライン4から成るいくつかのループと
を有している。蒸気発生器5及び、加圧水から成る一次
流体を一次回路で循環するようにする一次ボンブ7が、
各々のループに配置されている。図面は部分的にかつ非
常に概略的な形で一次回路の2つのループを示し、それ
らループの間に原子炉の容量測定化学的監視回路(補助
回路)8が連結されている、この容量・測定化学的監視
回路8は、原子炉のループの1つと連通している排出用
枝管10と、原子炉のもう1つのループと連通している
流入用枝管11とを備える。回路8の枝管10.11は
共に格納容器シェルの壁部1を貫通し、回路8の処理装
置は格納容器の外側に配置されている。熱交換器12と
、伸縮オリフィスを備えたノズルから成る減圧装置13
とは壁部1を通過する手前の排出用枝管10に配置され
ている。排出用枝管10内を循環している流体は従って
格納容器の壁部1を通過する前に予め冷却されそして減
圧され、それから第2の熱交換器14に入って流体をさ
らに冷却する。枝管10内を循環している一次流体は熱
交換器14の下流では40°はどの温度である。調整弁
15が、冷却されかつ減圧された一次流体の流れを調整
することができ、そして三方弁16によってこの流体を
容量測定化学的監視回路8の異なる処理ユニットにさし
向けることができる。これらの処理ユニフトはイオン交
換塔17.18を有し、該イオン交換塔17.18はそ
れぞれ、温床及び陽イオン樹脂床と、ホウ酸回路19と
、希釈回路20とを備え、該回路19.20のそれぞれ
の作用は一次流体内にホウ酸または脱イオン水を導入す
ることである。回路8はまた、この回路8中の一次流体
を貯めそして調整することができるタンク21を含む。
三方弁16と分岐管22は、一次流体に対応する処理を
行なう必要がない場合、もし適当ならば、イオン交換塔
17.18を迂回することを可能にするものである。
行なう必要がない場合、もし適当ならば、イオン交換塔
17.18を迂回することを可能にするものである。
加圧水を一次回路に戻すようにし、かつ格納容器シェル
の壁部lを貫通している、容量測定化学的監視回路の流
入用枝管11には流入用ポンプ25が配置され、この流
入用ポンプ25は冷却水の圧力を一次回路のこの水の作
業圧力よりも高いレベルに上げることができる。また、
格納容器の内部で流入用枝管11に熱交換器12の二次
部分が挿入され、この二次部分は排出用枝管10の水を
冷却することと、流入用枝管11の水を一次回路の温度
ぐらいに加熱することとを同時に行なう。
の壁部lを貫通している、容量測定化学的監視回路の流
入用枝管11には流入用ポンプ25が配置され、この流
入用ポンプ25は冷却水の圧力を一次回路のこの水の作
業圧力よりも高いレベルに上げることができる。また、
格納容器の内部で流入用枝管11に熱交換器12の二次
部分が挿入され、この二次部分は排出用枝管10の水を
冷却することと、流入用枝管11の水を一次回路の温度
ぐらいに加熱することとを同時に行なう。
加圧された高温の冷却水は引き続いて一次回路2内に再
び導入される。
び導入される。
本発明による限外ろ過回路は2つのループ27.28を
有し、第1のループ27は容量測定化学的監視回路8の
排出用枝管10から分岐しそして第2のループ28は回
路8の流入用枝管11から分岐している。ループ27は
排出用枝管10から一次水を抽出しそしてこの一次水を
、焼結金属で作られかつセラミックろ過器で被覆された
垂直管の組立体から成る限外ろ退壁の一方の側で限外ろ
過装置30に搬送するためのパイプ29を有し、該限外
ろ退壁は一次流体に対して不活性である。この限外ろ過
装置は、例えばフラマトーム社の仏国特許出願第83−
15130号に記載されたタイプのもの、あるいは本願
と同日に出願された特許出願に記述された新しいタイプ
のものであるのが良い。
有し、第1のループ27は容量測定化学的監視回路8の
排出用枝管10から分岐しそして第2のループ28は回
路8の流入用枝管11から分岐している。ループ27は
排出用枝管10から一次水を抽出しそしてこの一次水を
、焼結金属で作られかつセラミックろ過器で被覆された
垂直管の組立体から成る限外ろ退壁の一方の側で限外ろ
過装置30に搬送するためのパイプ29を有し、該限外
ろ退壁は一次流体に対して不活性である。この限外ろ過
装置は、例えばフラマトーム社の仏国特許出願第83−
15130号に記載されたタイプのもの、あるいは本願
と同日に出願された特許出願に記述された新しいタイプ
のものであるのが良い。
ループ27はまた、ろ過水を限外ろ過装置30の出口か
ら排出するためのものであって、パイプ29の開口する
部分に対して限外ろ退壁の他方の側に位置している、限
外ろ過器の部分と連通しているパイプ31を有する。パ
イプ31は、排出用枝管10の流体の通常の循環方向を
考慮すれば、この排出用枝管工0と抽出パイプ29との
間の接合個所の下流に位置した個所で回路8の排出用枝
管10に接続されている。流体を限外ろ過ループ27内
に通すことができる弁32が抽出個所33と、一次流体
を排出用枝管内に戻す個所34との間に配置されている
。
ら排出するためのものであって、パイプ29の開口する
部分に対して限外ろ退壁の他方の側に位置している、限
外ろ過器の部分と連通しているパイプ31を有する。パ
イプ31は、排出用枝管10の流体の通常の循環方向を
考慮すれば、この排出用枝管工0と抽出パイプ29との
間の接合個所の下流に位置した個所で回路8の排出用枝
管10に接続されている。流体を限外ろ過ループ27内
に通すことができる弁32が抽出個所33と、一次流体
を排出用枝管内に戻す個所34との間に配置されている
。
流体の流入と同じ側にあるフィルタ部分に残る濃縮液を
、浄化されるべき流体を供給するパイプ29の一部分を
有する回路35のポンプ36によって循環させる。この
濃縮液の循環によってフィルタ30の限外ろ退壁の目詰
まりを防ぐことができる。回路35にはフィルタ30の
濃縮液出口のところで調整自在三方弁37が配置され、
この三方弁37の第3の通路は回路35へのリンクを構
成し、濃縮液排出パイプ38に連結されている。
、浄化されるべき流体を供給するパイプ29の一部分を
有する回路35のポンプ36によって循環させる。この
濃縮液の循環によってフィルタ30の限外ろ退壁の目詰
まりを防ぐことができる。回路35にはフィルタ30の
濃縮液出口のところで調整自在三方弁37が配置され、
この三方弁37の第3の通路は回路35へのリンクを構
成し、濃縮液排出パイプ38に連結されている。
濃縮液を冷却することができる熱交換器40と減圧装置
41はこのパイプ38に配置されている。
41はこのパイプ38に配置されている。
濃縮液排出パイプ38は壁部1を貫通し調整弁15の下
流で回路8の排出用枝管10内に開口する。壁のどちら
か一方の側において、隔離弁43.45によってパイプ
38を隔離することができ、パイプ38には、温床式イ
オン交換器から成る浄化器60が格納容器の外部に配置
されている。
流で回路8の排出用枝管10内に開口する。壁のどちら
か一方の側において、隔離弁43.45によってパイプ
38を隔離することができ、パイプ38には、温床式イ
オン交換器から成る浄化器60が格納容器の外部に配置
されている。
限外ろ過回路のループ28は、一次流体を抽出しそして
それを限外フィルタ50内に搬送するパイプ49を有し
、この限外フィルタの構造はループ27のフィルタ30
の構造と同じである。限外フィルタ50の出口のところ
でのろ過水は排出戻しパイプ51によって再生される。
それを限外フィルタ50内に搬送するパイプ49を有し
、この限外フィルタの構造はループ27のフィルタ30
の構造と同じである。限外フィルタ50の出口のところ
でのろ過水は排出戻しパイプ51によって再生される。
パイプ49は、抽出個所54のところで回路8の流入用
枝管11に連結され、戻しパイプ51はもしこの流入用
枝管中の一次流体の通常の循環方向を考えれば、抽出個
所54の下流に配置した戻り個所53のところで流入用
枝管11に連結される。流入用枝管11の抽出個所53
と54との間には弁52が置かれ、この弁52は流体を
限外ろ過ループ28内に通すことができる。
枝管11に連結され、戻しパイプ51はもしこの流入用
枝管中の一次流体の通常の循環方向を考えれば、抽出個
所54の下流に配置した戻り個所53のところで流入用
枝管11に連結される。流入用枝管11の抽出個所53
と54との間には弁52が置かれ、この弁52は流体を
限外ろ過ループ28内に通すことができる。
濃縮液は、該濃縮液が限外ろ退壁を目詰まりさせないほ
どの速度で限外ろ退壁を通過するようにするポンプ56
によって回路55内を循環する。
どの速度で限外ろ退壁を通過するようにするポンプ56
によって回路55内を循環する。
回路55は一次流体の供給パイプ49の一部分を有する
。調整自在な三方弁57は、熱交換器12と減圧装置1
3の上流側で容量測定化学的監視回路8の排出用枝管1
0内に開口している濃縮液排出パイプ58から回路55
の分岐個所で濃縮液のいくらかを抽出することを可能に
するのである。
。調整自在な三方弁57は、熱交換器12と減圧装置1
3の上流側で容量測定化学的監視回路8の排出用枝管1
0内に開口している濃縮液排出パイプ58から回路55
の分岐個所で濃縮液のいくらかを抽出することを可能に
するのである。
本装置は次のように作動する。
原子炉が運転状態にありそして冷却流体が一次回路中を
循環している時、弁32を働かせることによって約20
d/時の流量を限外ろ過回路のループ27内に通す。抽
出された流体は、ポンプ7の上流の一次回路内の圧力に
対応する155×15’パス力ル程度の圧力を有する。
循環している時、弁32を働かせることによって約20
d/時の流量を限外ろ過回路のループ27内に通す。抽
出された流体は、ポンプ7の上流の一次回路内の圧力に
対応する155×15’パス力ル程度の圧力を有する。
抽出された一次流体の流れは限外ろ過器を通りぬけそし
てほぼ5X10’パス力ル程度の圧力降下をこうむる。
てほぼ5X10’パス力ル程度の圧力降下をこうむる。
はぼ19.5rrr/時のろ過水の流量はほぼ150×
105パスカルの圧力で回収される。@濁粒子の濃度が
非常に低いこのろ過水は排出用枝管10の個所34で回
路8内へと再び注入され、そこで圧力は、150X10
’パスカルに近い値に設定された圧力降下の結果調整さ
れる。
105パスカルの圧力で回収される。@濁粒子の濃度が
非常に低いこのろ過水は排出用枝管10の個所34で回
路8内へと再び注入され、そこで圧力は、150X10
’パスカルに近い値に設定された圧力降下の結果調整さ
れる。
放射性粒子が除去されて濃縮液に保留されてしまった、
一次流体は熱交換器12と減圧装置13を通過してから
格納容器から流れ出て熱交換器14によって再冷却され
そしてそれから格納容器の外側に位置しているいろいろ
なユニットで処理されるのである。従って、このことに
よって放射性粒子が高容量の交換器12と減圧装置13
を汚染しないのである。
一次流体は熱交換器12と減圧装置13を通過してから
格納容器から流れ出て熱交換器14によって再冷却され
そしてそれから格納容器の外側に位置しているいろいろ
なユニットで処理されるのである。従って、このことに
よって放射性粒子が高容量の交換器12と減圧装置13
を汚染しないのである。
調整自在な三方弁37は、濃縮液が約0.5rrr/時
の流量で濃縮液排出パイプ38を介して、回路35にお
けるこの濃縮液の循環に関連して、絶えず抽出されるよ
うに調整される。
の流量で濃縮液排出パイプ38を介して、回路35にお
けるこの濃縮液の循環に関連して、絶えず抽出されるよ
うに調整される。
放射性粒子の濃度がかなり高い、排出された濃縮液は、
格納容器外殻の内部で交換器40と減圧装置41によっ
て大気温度まで冷却されそして大気圧まで減圧される。
格納容器外殻の内部で交換器40と減圧装置41によっ
て大気温度まで冷却されそして大気圧まで減圧される。
低温におけるそして大気圧に近い圧力における濃縮液の
わずかな流れはフィルタ60で浄化されてから、容量測
定化学的監視回路の消勢分岐路10中の一次流体の大き
な流れと混合され、そしてそれから非常に希釈された形
状でこの回路8の処理ユニット内へと搬送される。
わずかな流れはフィルタ60で浄化されてから、容量測
定化学的監視回路の消勢分岐路10中の一次流体の大き
な流れと混合され、そしてそれから非常に希釈された形
状でこの回路8の処理ユニット内へと搬送される。
これにより、回路8の主消勢分岐路の高流量熱交換器1
2と減圧装置13の汚染が避けられ、S前液はこれらの
部材の下流で再び注入されるのである。高流量部材12
および13の汚染は、かくして濃縮液排出パイプ上の非
常に低い流量の部材40および41に置きかえられる。
2と減圧装置13の汚染が避けられ、S前液はこれらの
部材の下流で再び注入されるのである。高流量部材12
および13の汚染は、かくして濃縮液排出パイプ上の非
常に低い流量の部材40および41に置きかえられる。
容量測定化学的監視回路で従来のようにして不活性化に
されそして処理された一次流体は、はぼ177.10’
パスカルの圧力にまで付勢ポンプ25によって再圧縮さ
れる。交換器12で約300゜に加熱されてから、この
流体は、20ryf/時の流量率で弁52によってルー
プ28のパイプ49を介して所点54で抽出される。こ
の流れは、超ろ過器5Qを通りぬけ、そこで5゜10’
パスカルの圧力降下を受ける。パイプ51の出口でのろ
過水の圧力はしたがって依然として一次流体の操作圧力
、すなわち155.10’パスカルより高(、そして一
次流体は再び所点53において導入され得る。
されそして処理された一次流体は、はぼ177.10’
パスカルの圧力にまで付勢ポンプ25によって再圧縮さ
れる。交換器12で約300゜に加熱されてから、この
流体は、20ryf/時の流量率で弁52によってルー
プ28のパイプ49を介して所点54で抽出される。こ
の流れは、超ろ過器5Qを通りぬけ、そこで5゜10’
パスカルの圧力降下を受ける。パイプ51の出口でのろ
過水の圧力はしたがって依然として一次流体の操作圧力
、すなわち155.10’パスカルより高(、そして一
次流体は再び所点53において導入され得る。
回路55中を循環している濃縮液は約175゜10’パ
スカルの圧力があり、そしてパイプ58を介して排出さ
れたこの濃縮液は回路8内に容易に再導入することがで
き、再導入点におけるその圧力は145.10Sパスカ
ルに近い。もう一方では、消勢分岐路10中で循環して
いる流れに関して排出パイプ58を介して排出された濃
縮液のわずかな流れは圧力を非常に簡単に同等化できる
。
スカルの圧力があり、そしてパイプ58を介して排出さ
れたこの濃縮液は回路8内に容易に再導入することがで
き、再導入点におけるその圧力は145.10Sパスカ
ルに近い。もう一方では、消勢分岐路10中で循環して
いる流れに関して排出パイプ58を介して排出された濃
縮液のわずかな流れは圧力を非常に簡単に同等化できる
。
パイプ51によって付勢分岐路11内にそして一次回路
内に再導入されたろ過水は非常にわずかな量の粒子を含
み、か(して炉心において一次流体の非常にわずかな再
活性化のみ生ずる。tll液液保留された粒子は、それ
らは、容量測定化学的監視回路の処理ユニットを通りぬ
けた一次流体から生ずるのであるから、非活性粒子であ
る。濃縮液に含まれたこれらの粒子は従って、高流量熱
交換器°12と減圧装置13の上流で一次流体内へと難
なく再導入される。
内に再導入されたろ過水は非常にわずかな量の粒子を含
み、か(して炉心において一次流体の非常にわずかな再
活性化のみ生ずる。tll液液保留された粒子は、それ
らは、容量測定化学的監視回路の処理ユニットを通りぬ
けた一次流体から生ずるのであるから、非活性粒子であ
る。濃縮液に含まれたこれらの粒子は従って、高流量熱
交換器°12と減圧装置13の上流で一次流体内へと難
なく再導入される。
上述した状態の下で、超ろ過効果は、超ろ過器30およ
び50の出口で抽出されたろ過水においての活性化およ
び非活性化粒子の含有量は0,01ミクロンより大きな
寸法の粒子は実際にはゼロである。このことは実際に高
流量交換器12と減圧装置13とは何ら汚染がなくそし
て実際には容量測定化学的監視回路を介して導入された
一次流体の再活性化もないという結果となっている。
び50の出口で抽出されたろ過水においての活性化およ
び非活性化粒子の含有量は0,01ミクロンより大きな
寸法の粒子は実際にはゼロである。このことは実際に高
流量交換器12と減圧装置13とは何ら汚染がなくそし
て実際には容量測定化学的監視回路を介して導入された
一次流体の再活性化もないという結果となっている。
かなりの程度まで、特にほぼ20ないし30%の放射能
除去効果を増すために、ループ27または活性超ろ過ル
ープでほぼ100nr/時のより高い流量を処理するこ
とが必要であろう。このために、流体は一次ポンプ7の
どちらかの側においで一次回路からループ27を分ける
ことによって抽出される。この実施例では、監視回路の
排出分岐路はポンプ7の近くで一次回路のループの部分
を包含すると考えられ、活性超ろ過ポンプ27は監視回
路の排出分岐路のこの部分から分かれている。
除去効果を増すために、ループ27または活性超ろ過ル
ープでほぼ100nr/時のより高い流量を処理するこ
とが必要であろう。このために、流体は一次ポンプ7の
どちらかの側においで一次回路からループ27を分ける
ことによって抽出される。この実施例では、監視回路の
排出分岐路はポンプ7の近くで一次回路のループの部分
を包含すると考えられ、活性超ろ過ポンプ27は監視回
路の排出分岐路のこの部分から分かれている。
この場合1、高流量処理は明らかに排出される濃縮液の
流量割合を増すが、この流量割合はほぼ2.5rd1時
である。しかしながら、そのような流量割合は、容量測
定化学的監視回路において容易に受は入れられ処理され
るものである。
流量割合を増すが、この流量割合はほぼ2.5rd1時
である。しかしながら、そのような流量割合は、容量測
定化学的監視回路において容易に受は入れられ処理され
るものである。
わかるように、本発明による超ろ過回路の主利点は、そ
れが、高流量で作動する容量測定化学的監視回路の部材
の汚染を防ぐことそしてそれは容量測定化学的監視回路
を介して再導入された非活性粒子の再活性化を防ぐとい
うことである0本発明による超ろ過装置はかくして原子
炉の構成部分の汚染に対して治療的機能と防止機能と両
方を形成する。
れが、高流量で作動する容量測定化学的監視回路の部材
の汚染を防ぐことそしてそれは容量測定化学的監視回路
を介して再導入された非活性粒子の再活性化を防ぐとい
うことである0本発明による超ろ過装置はかくして原子
炉の構成部分の汚染に対して治療的機能と防止機能と両
方を形成する。
本発明は、以上述べた実施例に限定されるものではなく
その他以下のような変化変形も含まれることは明白なこ
とである。
その他以下のような変化変形も含まれることは明白なこ
とである。
かくして、前述したような、筒状壁をもった超ろ過器と
は異なるタイプの超ろ過器が活性ループ27と不活性ル
ー128の両方において使用され得る。上述したような
弁とは異なる調整装置を使用することを考えることもま
た可能である。同様に超ろ過ループの他の形状、および
それらを容量測定化学的監視回路から、または加圧水型
原子炉の別の補助回路から分けるまた別の方法を考える
ことは可能である。
は異なるタイプの超ろ過器が活性ループ27と不活性ル
ー128の両方において使用され得る。上述したような
弁とは異なる調整装置を使用することを考えることもま
た可能である。同様に超ろ過ループの他の形状、および
それらを容量測定化学的監視回路から、または加圧水型
原子炉の別の補助回路から分けるまた別の方法を考える
ことは可能である。
単一の図面は、加圧水型原子炉の一次回路、容量測定化
学的監視回路および超ろ過回路を示す線図である。 1・・・格納容器シェル、 2・・・一次回路、 3・・・原子炉容器、4・・・
パイプライン、5・・・蒸気発生器、7・・・一次ポン
プ、 8・・・容量測定化学的監視回路、 10・・・消勢分岐路、11・・・付勢分岐路、12・
・・冷却装置、 13・・・減圧装置、14・・・熱交
換器、 15・・・調整弁、16・・・三方向弁、 17.18・・・イオン交換塔、 19・・・ホウ酸化回路、20・・・希釈回路、21・
・・タンク、 25・・・付勢ポンプ、27・・
・第1のループ、 28・・・第2のループ、 29.31・・・パイプ、 30・・・限外ろ過装置、32.52・・・弁、38.
58・・・濃縮液排出パイプ、 35.55・・・濃縮液循環回路、 40・・・濃縮液冷却装置、 41・・・濃縮液減圧装置、 37.57・・・調整装置、 29.49・・・抽出および供給パイプ、60・・・フ
ィルタ。
学的監視回路および超ろ過回路を示す線図である。 1・・・格納容器シェル、 2・・・一次回路、 3・・・原子炉容器、4・・・
パイプライン、5・・・蒸気発生器、7・・・一次ポン
プ、 8・・・容量測定化学的監視回路、 10・・・消勢分岐路、11・・・付勢分岐路、12・
・・冷却装置、 13・・・減圧装置、14・・・熱交
換器、 15・・・調整弁、16・・・三方向弁、 17.18・・・イオン交換塔、 19・・・ホウ酸化回路、20・・・希釈回路、21・
・・タンク、 25・・・付勢ポンプ、27・・
・第1のループ、 28・・・第2のループ、 29.31・・・パイプ、 30・・・限外ろ過装置、32.52・・・弁、38.
58・・・濃縮液排出パイプ、 35.55・・・濃縮液循環回路、 40・・・濃縮液冷却装置、 41・・・濃縮液減圧装置、 37.57・・・調整装置、 29.49・・・抽出および供給パイプ、60・・・フ
ィルタ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、格納容器シェル(1)の内側に、燃料集合体から成
る炉心を収容している原子炉容器(3)の内容量部と連
通しかつ一次流体を構成する加圧水の循環する一次回路
(2)と、一次回路(2)から分岐した少くとも1つの
補助回路(8)とを備え、補助回路(8)が、該補助回
路によって抽出された一次流体を冷却する装置(12)
と減圧する装置(13)が配置されておりそして格納容
器シェルの壁部(1)を貫通した排出用枝管(10)と
、同じように格納容器の壁部(1)を通過して一次流体
を一次回路(2)内に戻すための流入用枝管(11)と
を具備し、さらに、格納容器の外側に、冷却され減圧さ
れた流体を浄化し処理する装置(17、18、19、2
0)を備えている、加圧水型原子炉の一次冷却流体用限
外ろ過回路において、格納容器シェルの内側に、補助回
路(8)の消勢分岐路(10)から分かれた第1のルー
プ(27)と、該補助回路(8)の付勢分岐路(11)
から分かれた第2のループ(28)とを備えていること
、 該第1のループ(27)は、その操作圧力および温度に
おいて流体を第1のループ(27)に位置した第1の超
ろ過装置(30)内へと抽出し搬送するパイプ(29)
と、超ろ過装置(30)の出口でろ過水を排出しそして
流体が抽出パイプ(29)によって抽出される所点(3
3)の下流側で消勢分岐路(10)内に該ろ過水を戻す
ためのパイプ(31)と、2つのパイプ(29、31)
間の消勢分岐路(10)内に挿入されている弁(32)
と、該消勢分岐路(10)に配置された冷却および減圧
装置(12、13)の下流側で補助回路(8)の消勢分
岐路(10)内に導入される前に濃縮液を冷却し減圧す
る装置(40、41)が、格納容器内側に配置されてお
り格納容器壁部(1)を通過する濃縮液排出パイプ(3
8)とを設けていることと、 該第2のループ(28)は、第2のループ (28)に位置した第2の超ろ過装置(50)内へとそ
の操作温度および圧力で流体を抽出し搬送するパイプ(
49)と、超ろ過装置(50)の出口でろ過水を排出し
このろ過水を抽出所点(54)の下流側で付勢分岐路(
11)内へと戻すためのパイプ(51)と、これらの2
つのパイプ(49、51)間に挿入されている弁(52
)と、消勢分岐路(10)に配置された冷却および減圧
装置(12、13)の上流、格納容器の内側で、補助回
路(8)の消勢分岐路(10)に接続された濃縮液排出
パイプ(58)とを設けていることと を特徴とする、超ろ過回路。 2、濃縮液浄化フィルタ(60)は格納容器外殻(1)
の外側で排出パイプ(38)に配置されていることを特
徴とする、特許請求の範囲1に記載の超ろ過回路。 3、フィルタ(60)は混合床イオン交換樹脂を備えた
フィルタであることを特徴とする、特許請求の範囲第2
項に記載の超ろ過回路。 4、補助回路(8)の消勢分岐路(10)は一次ポンプ
(7)を包含する一次回路(2)の部分を設けることと
、超ろ過回路の第1のループ(27)は一次ポンプ(7
)から分かれていることとを特徴とする、特許請求の範
囲第1項、第2項、第3項のいずれか1つの項に記載の
超ろ過回路。 5、超ろ過装置(30、50)によって保留された濃縮
液は、抽出および供給パイプ(29、49)の部分を設
けている回路(35、55)において循環ポンプ(36
、56)によって循環させられることを特徴とする、特
許請求の範囲第1項、第2項、第3項、第4項のいずれ
か1つの項に記載の超ろ過回路。 6、ろ過水排出パイプ(38、58)は濃縮液循環回路
(35、55)への連結を成しそして調整装置(37、
57)は排出パイプ(38、58)を介して回路(35
、55)において循環する濃縮液のいくらかを抽出する
ことを可能にすることを特徴とする、特許請求の範囲第
5項に記載の超ろ過回路。 7、調整装置(37、57)は調整自在な三方向弁であ
ることを特徴とする、特許請求の範囲第6項に記載の超
ろ過回路。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8508053 | 1985-05-29 | ||
FR8508053A FR2582849B1 (fr) | 1985-05-29 | 1985-05-29 | Circuit d'ultrafiltration du fluide primaire de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61277088A true JPS61277088A (ja) | 1986-12-08 |
Family
ID=9319642
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61124618A Pending JPS61277088A (ja) | 1985-05-29 | 1986-05-29 | 加圧水型原子炉の一次冷却流体用限外ろ過回路 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4699755A (ja) |
EP (1) | EP0203860B1 (ja) |
JP (1) | JPS61277088A (ja) |
CA (1) | CA1237203A (ja) |
DE (1) | DE3661231D1 (ja) |
ES (1) | ES8707370A1 (ja) |
FR (1) | FR2582849B1 (ja) |
ZA (1) | ZA863902B (ja) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3637795A1 (de) * | 1986-11-06 | 1988-05-11 | Siemens Ag | Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle |
US5132076A (en) * | 1990-12-18 | 1992-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | In-containment chemical decontamination system for nuclear rector primary systems |
US5375151A (en) * | 1991-12-09 | 1994-12-20 | General Electric Company | Reactor water cleanup system |
US5377244A (en) * | 1992-12-31 | 1994-12-27 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus and method for chemically decontaminating a PWR reactor coolant system |
US5517539A (en) * | 1994-12-15 | 1996-05-14 | Westinghouse Electric Corporation | Method of decontaminating a PWR primary loop |
EP1873361A1 (de) * | 2006-06-28 | 2008-01-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Messvorrichtung für Reinheitsmessungen eines Medienkreislaufs eines Kraftwerks und Verfahren zum Betreiben der Messvorrichtung |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3890233A (en) * | 1974-04-25 | 1975-06-17 | Edwin H Gischel | Apparatus for filtering radioactive fluids |
ES442921A1 (es) * | 1975-11-25 | 1977-04-16 | Sener Tecnica Industrial | Perfeccionamientos en filtros para tratamiento de fluidos radiactivos. |
FR2552419B1 (fr) * | 1983-09-23 | 1985-12-13 | Framatome Sa | Procede d'ultrafiltration de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif d'ultrafiltration correspondant |
-
1985
- 1985-05-29 FR FR8508053A patent/FR2582849B1/fr not_active Expired
-
1986
- 1986-05-23 EP EP86401096A patent/EP0203860B1/fr not_active Expired
- 1986-05-23 DE DE8686401096T patent/DE3661231D1/de not_active Expired
- 1986-05-26 ZA ZA863902A patent/ZA863902B/xx unknown
- 1986-05-28 ES ES555399A patent/ES8707370A1/es not_active Expired
- 1986-05-28 CA CA000510227A patent/CA1237203A/en not_active Expired
- 1986-05-29 JP JP61124618A patent/JPS61277088A/ja active Pending
- 1986-05-29 US US06/867,977 patent/US4699755A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4699755A (en) | 1987-10-13 |
CA1237203A (en) | 1988-05-24 |
ES8707370A1 (es) | 1987-07-16 |
ES555399A0 (es) | 1987-07-16 |
ZA863902B (en) | 1987-06-24 |
FR2582849A1 (fr) | 1986-12-05 |
EP0203860A1 (fr) | 1986-12-03 |
DE3661231D1 (en) | 1988-12-22 |
FR2582849B1 (fr) | 1987-08-21 |
EP0203860B1 (fr) | 1988-11-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0078499B1 (en) | Method and apparatus for purifying liquid | |
JPS61277088A (ja) | 加圧水型原子炉の一次冷却流体用限外ろ過回路 | |
JPH0328797A (ja) | 混床式復水脱塩装置による復水の懸濁性不純物除去方法 | |
JP3093919B2 (ja) | 加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染方法及び装置 | |
US4684494A (en) | Ultrafiltration device in a pressurized water nuclear reactor | |
EP0546798A1 (en) | Reactor water cleanup and cooling system | |
EP0996954B1 (en) | A device for removing a radioactive deposition | |
JP4573315B2 (ja) | 復水浄化システムおよびその運転方法 | |
EP3584800B1 (de) | Verfahren zum vorreinigen von radionuklide enthaltenden lösungen | |
JPH0213758B2 (ja) | ||
JPS61208407A (ja) | 給水加熱器ドレン系の浄化装置 | |
JPS613093A (ja) | 放射性廃液処理システム | |
JPH08313692A (ja) | 脱塩装置内イオン交換樹脂の再生方法およびその装置 | |
JPS60185196A (ja) | 原子炉の冷却材供給系統 | |
JPH07155757A (ja) | 混床式脱塩装置 | |
JPS63221886A (ja) | 中空糸膜フイルタによる浄化方法及びその浄化装置 | |
JPH01104385A (ja) | 高圧水の浄化装置 | |
JPS5979193A (ja) | 沸謄水型原子力プラントにおける給水加熱器の洗浄装置 | |
JPH0434119B2 (ja) | ||
JPH05323096A (ja) | 液体放射性廃棄物処理系ろ過装置 | |
JPH0325399A (ja) | 原子力発電設備用ろ過システム | |
JPH0331799A (ja) | 復水脱塩方法 | |
JPS58101781A (ja) | 復水の浄化方法及び浄化装置 | |
JPH02141696A (ja) | ろ過装置 | |
JPH01293184A (ja) | 中空糸モジュールを装着した濾過塔を有する発電プラントのクリーンアップ方法 |