JPH068918B2 - 沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents
沸騰水型原子力発電プラントInfo
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- JPH068918B2 JPH068918B2 JP61005573A JP557386A JPH068918B2 JP H068918 B2 JPH068918 B2 JP H068918B2 JP 61005573 A JP61005573 A JP 61005573A JP 557386 A JP557386 A JP 557386A JP H068918 B2 JPH068918 B2 JP H068918B2
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- condenser
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の復水・
給水系の炭酸ガス（ＣＯ２）を除去し、復水脱塩装置の
イオン交換樹脂へのイオン負荷を軽減させようとする沸
騰水型原子力発電プラントに関する。
給水系の炭酸ガス（ＣＯ２）を除去し、復水脱塩装置の
イオン交換樹脂へのイオン負荷を軽減させようとする沸
騰水型原子力発電プラントに関する。
［発明の技術的背景］ ＢＷＲは一般に以下のような構成をなす。原子炉格納容
器内には原子炉圧力容器が原子炉圧力容器用ペデスタル
に支持されて設置されており、この原子炉圧力容器内に
は冷却材および炉心が収容されている。冷却材は炉心を
上方に向って流通し、その際炉心の核反応熱により昇温
する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態となり、
炉心の上方に設置された気水分離器内に導入される。こ
の器水分離器内にて気水分離され、分離された蒸気は気
水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入され、
乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原子炉圧力
容器に接続された主蒸気配管を介してタービン系に移送
されて発電に供される。タービン系にて仕事をなした蒸
気は復水器内に導入されて凝縮・液化され復水となる。
この復水は復水器のホットウェル内に集められる。復水
はその後復水濾過装置内に導入されて不溶解性の腐蝕生
成物が除去され、復水脱塩装置内に導入される。この復
水脱塩装置内にてイオン状不純物が除去され、その後加
熱されて給水系を介して原子炉圧力容器内に戻される。
器内には原子炉圧力容器が原子炉圧力容器用ペデスタル
に支持されて設置されており、この原子炉圧力容器内に
は冷却材および炉心が収容されている。冷却材は炉心を
上方に向って流通し、その際炉心の核反応熱により昇温
する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態となり、
炉心の上方に設置された気水分離器内に導入される。こ
の器水分離器内にて気水分離され、分離された蒸気は気
水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入され、
乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原子炉圧力
容器に接続された主蒸気配管を介してタービン系に移送
されて発電に供される。タービン系にて仕事をなした蒸
気は復水器内に導入されて凝縮・液化され復水となる。
この復水は復水器のホットウェル内に集められる。復水
はその後復水濾過装置内に導入されて不溶解性の腐蝕生
成物が除去され、復水脱塩装置内に導入される。この復
水脱塩装置内にてイオン状不純物が除去され、その後加
熱されて給水系を介して原子炉圧力容器内に戻される。
上記復水脱塩装置にはイオン交換樹脂が充填されてお
り、このイオン交換樹脂により復水中のイオン状不純物
を吸着する。その際一定量以上のイオン状不純物を吸着
した場合には、イオン交換樹脂を再生する必要がある。
かかるイオン交換樹脂の再生は薬品により行なわれる。
このイオン交換樹脂の再生に使用された薬品は除去され
たイオン状不純物と共に廃棄物処理系に移送される。上
記薬品としては硫酸（Ｈ２ＳＯ４）と苛性ソーダ（Ｎａ
ＯＨ）が使用されており、これらの薬品を使用した場合
廃棄物処理系で廃棄物として処理した場合に硫酸ナトリ
ウム（ボウ硝 Ｎａ２ＳＯ４）となる。一般に廃棄物処
理系では廃棄物を可能な限り減容させることがなされて
いるが、上記硫酸ナトリウムを減少させることは困難で
あった。そこでこのような薬品を使用しない方法、換言
すればイオン交換樹脂の再生を必要としない方法が考え
られている。
り、このイオン交換樹脂により復水中のイオン状不純物
を吸着する。その際一定量以上のイオン状不純物を吸着
した場合には、イオン交換樹脂を再生する必要がある。
かかるイオン交換樹脂の再生は薬品により行なわれる。
このイオン交換樹脂の再生に使用された薬品は除去され
たイオン状不純物と共に廃棄物処理系に移送される。上
記薬品としては硫酸（Ｈ２ＳＯ４）と苛性ソーダ（Ｎａ
ＯＨ）が使用されており、これらの薬品を使用した場合
廃棄物処理系で廃棄物として処理した場合に硫酸ナトリ
ウム（ボウ硝 Ｎａ２ＳＯ４）となる。一般に廃棄物処
理系では廃棄物を可能な限り減容させることがなされて
いるが、上記硫酸ナトリウムを減少させることは困難で
あった。そこでこのような薬品を使用しない方法、換言
すればイオン交換樹脂の再生を必要としない方法が考え
られている。
その方法の１つとしてし、イオン交換樹脂を再生するこ
となく一定期間使用した後にこれを廃棄する方法があ
る。イオン交換樹脂の再生を行なわないわけであるから
上述した薬品等を使用することもない。この方法は復水
脱塩装置の上流からのイオン負荷が小さい場合に特に効
果的である。
となく一定期間使用した後にこれを廃棄する方法があ
る。イオン交換樹脂の再生を行なわないわけであるから
上述した薬品等を使用することもない。この方法は復水
脱塩装置の上流からのイオン負荷が小さい場合に特に効
果的である。
［背景技術の問題点］ 上記構成によると以下のような問題があった。すなわち
最近のプラントでは通常運転時のイオン負荷のみを考え
ると、４〜５年間は再生することなくイオン交換樹脂を
連続的に使用することができる。しかしながらプラント
建設直後あるいは定期検査直後については、プラント起
動時のイオン負荷が大きくなってしまう。このようにプ
ラント建設直後あるいは定期検査直後のプラント起動時
にイオン負荷が高くなるのは、プラントを大気開放する
ことにより炉水中に炭酸ガスが流入することによる。そ
こでこの炭酸ガスを除去してプラント起動時のイオン負
荷を軽減させることが要求されていた。
最近のプラントでは通常運転時のイオン負荷のみを考え
ると、４〜５年間は再生することなくイオン交換樹脂を
連続的に使用することができる。しかしながらプラント
建設直後あるいは定期検査直後については、プラント起
動時のイオン負荷が大きくなってしまう。このようにプ
ラント建設直後あるいは定期検査直後のプラント起動時
にイオン負荷が高くなるのは、プラントを大気開放する
ことにより炉水中に炭酸ガスが流入することによる。そ
こでこの炭酸ガスを除去してプラント起動時のイオン負
荷を軽減させることが要求されていた。
［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、プラント内の炭酸ガスを効果的に除去し
て、プラント建設直後あるいは定期検査直後のプラント
起動時における復水脱塩装置のイオン交換樹脂のイオン
負荷を軽減させることが可能な沸騰水型原子力発電プラ
ントを提供することにある。
するところは、プラント内の炭酸ガスを効果的に除去し
て、プラント建設直後あるいは定期検査直後のプラント
起動時における復水脱塩装置のイオン交換樹脂のイオン
負荷を軽減させることが可能な沸騰水型原子力発電プラ
ントを提供することにある。
［発明の概要］ すなわち第１の発明による沸騰水型原子力発電プラント
は、原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入
して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入
して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有する
復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻す
沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器からの復
水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ライ
ンを設置するとともに、プラント建設直後又は定期検査
直後のプラント起動時に上記循環ラインを介して復水を
循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガスを
除去する炭酸ガス除去機構を設置したことを特徴とする
ものである。
は、原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入
して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入
して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有する
復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻す
沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器からの復
水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ライ
ンを設置するとともに、プラント建設直後又は定期検査
直後のプラント起動時に上記循環ラインを介して復水を
循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガスを
除去する炭酸ガス除去機構を設置したことを特徴とする
ものである。
つまりプラント建設直後又は定期検査直後のプラント起
動時に復水を循環ラインを介して復水脱塩装置を迂回さ
せた状態で循環させるとともに、炭酸ガス除去機構によ
り復水器内を真空にして循環する復水中から炭酸ガスを
除去せんとする。
動時に復水を循環ラインを介して復水脱塩装置を迂回さ
せた状態で循環させるとともに、炭酸ガス除去機構によ
り復水器内を真空にして循環する復水中から炭酸ガスを
除去せんとする。
第２の発明による沸騰水型原子力発電プラントは、原子
炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入して発電
に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入して凝縮
・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有する復水系お
よび給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻す沸騰水型
原子力発電プラントにおいて、復水器からの復水を上記
復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ラインを設置
するとともに、プラント建設直後又は定期検査直後のプ
ラント起動時に上記循環ラインを介して復水を循環させ
る時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガスを除去する
炭酸ガス除去機構を設置し、さらに原子炉圧力容器，こ
の原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプー
ル，復水器に接続された純水貯蔵タンク，復水器に接続
された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに脱
気機構を設置したことを特徴とするものである。
炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入して発電
に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入して凝縮
・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有する復水系お
よび給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻す沸騰水型
原子力発電プラントにおいて、復水器からの復水を上記
復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ラインを設置
するとともに、プラント建設直後又は定期検査直後のプ
ラント起動時に上記循環ラインを介して復水を循環させ
る時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガスを除去する
炭酸ガス除去機構を設置し、さらに原子炉圧力容器，こ
の原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプー
ル，復水器に接続された純水貯蔵タンク，復水器に接続
された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに脱
気機構を設置したことを特徴とするものである。
つまり上記第１の発明の構成に、原子炉圧力容器，この
原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプー
ル，復水器に接続された純水貯蔵タンク，復水器に接続
された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに脱
気機構を設置する構成を付加したものでより迅速且つ効
果的に炭酸ガスの除去をなさんとするものである。
原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプー
ル，復水器に接続された純水貯蔵タンク，復水器に接続
された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに脱
気機構を設置する構成を付加したものでより迅速且つ効
果的に炭酸ガスの除去をなさんとするものである。
［発明の実施例］ 以下第１図を参照して第１の発明の第１の実施例を説明
する。第１図は本実施例によるＢＷＲプラントの概略構
成を示す図であり、図中符号１は原子炉圧力容器であ
る。原子炉圧力容器１内には冷却水２および炉心３が収
容されている。この炉心３は図示しない複数の燃料集合
体および制御棒等から構成されている。冷却材２は炉心
３を上方に向って流通し、その際炉心３の核反応熱によ
り昇温する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態と
なる。この二相流状態となった冷却材は炉心３の上方に
設置された図示しない気水分離器内に導入されて気水分
離される。分離された蒸気は気水分離器の上方に設置さ
れた蒸気乾燥器内に導入されて乾燥され乾燥蒸気とな
る。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１に接続された主蒸
気配管４を介してタービン系５に移送される。上記主蒸
気配管４には主蒸気隔離弁６が介挿されている。タービ
ン系５に移送された蒸気は発電に供され、その後復水器
７内に導入される。復水器７内にて凝縮・液化されて復
水となる。尚図中符号８はドレン配管であり、ドレン配
管８には主蒸気ドレン弁９が介挿されている。
する。第１図は本実施例によるＢＷＲプラントの概略構
成を示す図であり、図中符号１は原子炉圧力容器であ
る。原子炉圧力容器１内には冷却水２および炉心３が収
容されている。この炉心３は図示しない複数の燃料集合
体および制御棒等から構成されている。冷却材２は炉心
３を上方に向って流通し、その際炉心３の核反応熱によ
り昇温する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態と
なる。この二相流状態となった冷却材は炉心３の上方に
設置された図示しない気水分離器内に導入されて気水分
離される。分離された蒸気は気水分離器の上方に設置さ
れた蒸気乾燥器内に導入されて乾燥され乾燥蒸気とな
る。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１に接続された主蒸
気配管４を介してタービン系５に移送される。上記主蒸
気配管４には主蒸気隔離弁６が介挿されている。タービ
ン系５に移送された蒸気は発電に供され、その後復水器
７内に導入される。復水器７内にて凝縮・液化されて復
水となる。尚図中符号８はドレン配管であり、ドレン配
管８には主蒸気ドレン弁９が介挿されている。
復水は復水器７に接続された復水配管１０を介して復水
濾過装置１１、さらには復水脱塩装置１２に移送され、
給水配管１３を介して原子炉圧力容器１に戻される。上
記復水配管１０には復水ポンプ１４が介挿されており、
給水配管１３には給水弁１５が介挿されている。上記復
水脱塩装置１２にはバイパス配管１６が配設されてお
り、このバイパス配管１６にはバイパス弁１７が介挿さ
れている。上記給水配管１３と復水器７との間にはミニ
マムフロー配管１８が配設されており、このミニマムフ
ロー配管１８には自動開閉弁１９が介挿されている。ま
た給水配管１３と復水器７との間には復水・給水再循環
配管２０が配設されている。この復水・給水再循環配管
２０には開閉弁２１が介挿されている。また復水器７に
は補給水配管２２が接続されており、この補給水配管２
２には脱気器２３が介挿されている。この脱気器２３は
いわゆる加熱脱気器であって、例えば電熱器を設置して
水温を高め、炭酸ガスの溶解度を低下されて炭酸ガスを
水中から除去するものである。また上記復水器７には炭
酸ガス除去機構２９が接続されている。この炭酸ガス除
去機構２９は図示しない真空ポンプおよびエゼクタから
構成されている。すなわちプラント起動前に復水を循環
させている際に、上記真空ポンプおよびエゼクタにより
復水器７内を大気圧以下として循環する復水中から炭酸
ガスを除去するものである。
濾過装置１１、さらには復水脱塩装置１２に移送され、
給水配管１３を介して原子炉圧力容器１に戻される。上
記復水配管１０には復水ポンプ１４が介挿されており、
給水配管１３には給水弁１５が介挿されている。上記復
水脱塩装置１２にはバイパス配管１６が配設されてお
り、このバイパス配管１６にはバイパス弁１７が介挿さ
れている。上記給水配管１３と復水器７との間にはミニ
マムフロー配管１８が配設されており、このミニマムフ
ロー配管１８には自動開閉弁１９が介挿されている。ま
た給水配管１３と復水器７との間には復水・給水再循環
配管２０が配設されている。この復水・給水再循環配管
２０には開閉弁２１が介挿されている。また復水器７に
は補給水配管２２が接続されており、この補給水配管２
２には脱気器２３が介挿されている。この脱気器２３は
いわゆる加熱脱気器であって、例えば電熱器を設置して
水温を高め、炭酸ガスの溶解度を低下されて炭酸ガスを
水中から除去するものである。また上記復水器７には炭
酸ガス除去機構２９が接続されている。この炭酸ガス除
去機構２９は図示しない真空ポンプおよびエゼクタから
構成されている。すなわちプラント起動前に復水を循環
させている際に、上記真空ポンプおよびエゼクタにより
復水器７内を大気圧以下として循環する復水中から炭酸
ガスを除去するものである。
以上の構成を基にその作用を説明する。プラント建設直
後、あるいは定期検査直後にプラントを起動する前、ま
ず復水ポンプ１４を起動して復水脱塩装置１２を迂回す
るラインで復水を循環させる。すなわちバイパス弁１７
および自動開閉弁１９を開弁して、復水配管、復水濾過
装置１１、バイパス配管１６およびミニマムフロー配管
１８を結ぶラインで復水を循環させる。直その時給水弁
１５および開閉弁２１は開弁している。その後自動開閉
弁１９を閉弁するとともに開閉弁２１を開弁して、給水
配管１３および復水・給水再循環配管２０を結ぶライン
で復水を循環させる。このような循環運転を行なうと同
時に真空ポンプおよびエゼクタにより復水器７内を真空
にする。これによって復水器７内が真空となる脱気が行
なわれ、復水中の炭酸ガスが効果的に除去される。一方
プラントが起動すると原子炉圧力容器１内は昇温・昇圧
される。そして８０℃程度になると主蒸気ドレン弁９が
開弁してドレン配管８を介して原子炉圧力容器１内の脱
気が行なわれ炉水中の炭酸ガスが除去される。このよう
にして脱気がなされたのち、前記バイパス弁１７が閉弁
されて復水は復水脱塩装置１２を流通するようになる。
この時にはすでに充分な脱気がなされ、炭酸ガスが除去
されているので、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷
も大幅に軽減されている。
後、あるいは定期検査直後にプラントを起動する前、ま
ず復水ポンプ１４を起動して復水脱塩装置１２を迂回す
るラインで復水を循環させる。すなわちバイパス弁１７
および自動開閉弁１９を開弁して、復水配管、復水濾過
装置１１、バイパス配管１６およびミニマムフロー配管
１８を結ぶラインで復水を循環させる。直その時給水弁
１５および開閉弁２１は開弁している。その後自動開閉
弁１９を閉弁するとともに開閉弁２１を開弁して、給水
配管１３および復水・給水再循環配管２０を結ぶライン
で復水を循環させる。このような循環運転を行なうと同
時に真空ポンプおよびエゼクタにより復水器７内を真空
にする。これによって復水器７内が真空となる脱気が行
なわれ、復水中の炭酸ガスが効果的に除去される。一方
プラントが起動すると原子炉圧力容器１内は昇温・昇圧
される。そして８０℃程度になると主蒸気ドレン弁９が
開弁してドレン配管８を介して原子炉圧力容器１内の脱
気が行なわれ炉水中の炭酸ガスが除去される。このよう
にして脱気がなされたのち、前記バイパス弁１７が閉弁
されて復水は復水脱塩装置１２を流通するようになる。
この時にはすでに充分な脱気がなされ、炭酸ガスが除去
されているので、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷
も大幅に軽減されている。
以上本実施例によると、プラント建設直後もあるいは定
期検査直後のプラント起動前に復水を復水脱塩装置１２
を迂回するラインで循環させて脱気を行なっているの
で、復水中の炭酸ガスを効果的に除去することができ、
その結果プラント起動時に復水が復水脱塩装置１２を流
通する場合に、復水脱塩装置１２のにおけるイオン負荷
を大幅に軽減させることができる。したがって従来懸念
されたプラント起動時における過大なイオン負荷の問題
が解消されたので、イオン交換樹脂を再生させることな
く一定期間使用した後廃棄するという運転方法が可能と
なるとともに、該一定期間も延長される。具体的にはイ
オン負荷が約１２となり、その結果上記期間が２倍とな
る。ここでイオン負荷が１２となるのは、以下の理由に
よる。すなわち炭酸ガスが溶解してイオン交換樹脂の負
荷となる形態は、ＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−である。この
ＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−の合計濃度は、水中の他の不純
物イオン、例えばＣｌ−、ＳＯ４ ２−等の合計量と同じ
であり、よって水中のＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−が除去さ
れるとイオン負荷が１２となるのである。また原子炉圧
力容器１内の炭酸ガスもドレン配管８を介して除去され
るようになっており、かつ復水器７への補給水について
も脱気器２３にて脱気を行なうようにしているので、復
水および炉水中の炭酸ガスを効果的に除去することがで
きる。尚図中符号３０は脱気器２３の脱気配管である。
期検査直後のプラント起動前に復水を復水脱塩装置１２
を迂回するラインで循環させて脱気を行なっているの
で、復水中の炭酸ガスを効果的に除去することができ、
その結果プラント起動時に復水が復水脱塩装置１２を流
通する場合に、復水脱塩装置１２のにおけるイオン負荷
を大幅に軽減させることができる。したがって従来懸念
されたプラント起動時における過大なイオン負荷の問題
が解消されたので、イオン交換樹脂を再生させることな
く一定期間使用した後廃棄するという運転方法が可能と
なるとともに、該一定期間も延長される。具体的にはイ
オン負荷が約１２となり、その結果上記期間が２倍とな
る。ここでイオン負荷が１２となるのは、以下の理由に
よる。すなわち炭酸ガスが溶解してイオン交換樹脂の負
荷となる形態は、ＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−である。この
ＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−の合計濃度は、水中の他の不純
物イオン、例えばＣｌ−、ＳＯ４ ２−等の合計量と同じ
であり、よって水中のＨＣＯ３ −、ＣＯ３ ２−が除去さ
れるとイオン負荷が１２となるのである。また原子炉圧
力容器１内の炭酸ガスもドレン配管８を介して除去され
るようになっており、かつ復水器７への補給水について
も脱気器２３にて脱気を行なうようにしているので、復
水および炉水中の炭酸ガスを効果的に除去することがで
きる。尚図中符号３０は脱気器２３の脱気配管である。
次に第２図を参照して第２の実施例を説明する。この第
２の実施例は、上記第１の実施例においてさらに迅速に
復水中の炭酸ガスを除去するべく、復水・給水再循環配
管２０に脱気器２５を併設したものである。以下説明す
る。開閉弁２１にはバイパス配管２４が配設されてお
り、このバイパス配管２４には脱気器２５が介挿されて
いる。この脱気器２５は前記脱気器２３と同様加熱脱気
器である。またこの脱気器２５の入口側および出口側に
は開閉弁２６および２７が介挿されている。また脱気器
２５には脱気配管２８が接続された復水器７まで配設さ
れている。すなわち脱気器２５が除去された炭酸ガスは
脱気配管２８を介して復水器７内に吸引され、そこから
前記真空ポンプおよびエゼクタにより吸引・除去され
る。他の構成は前記第１の実施例と同様であり、その説
明は省略する。
２の実施例は、上記第１の実施例においてさらに迅速に
復水中の炭酸ガスを除去するべく、復水・給水再循環配
管２０に脱気器２５を併設したものである。以下説明す
る。開閉弁２１にはバイパス配管２４が配設されてお
り、このバイパス配管２４には脱気器２５が介挿されて
いる。この脱気器２５は前記脱気器２３と同様加熱脱気
器である。またこの脱気器２５の入口側および出口側に
は開閉弁２６および２７が介挿されている。また脱気器
２５には脱気配管２８が接続された復水器７まで配設さ
れている。すなわち脱気器２５が除去された炭酸ガスは
脱気配管２８を介して復水器７内に吸引され、そこから
前記真空ポンプおよびエゼクタにより吸引・除去され
る。他の構成は前記第１の実施例と同様であり、その説
明は省略する。
よって復水は復水・給水再循環配管２０から脱気器２５
を通り復水器７に戻るラインで循環することになり、そ
の際脱気器２５で炭酸ガスが除去される。したがって前
記第１の実施例と同様の効果を奏することができるのは
もとより、さらに迅速に炭酸ガスの除去を行なうことが
できる。
を通り復水器７に戻るラインで循環することになり、そ
の際脱気器２５で炭酸ガスが除去される。したがって前
記第１の実施例と同様の効果を奏することができるのは
もとより、さらに迅速に炭酸ガスの除去を行なうことが
できる。
次に第３図および第４図を参照して第２の発明の一実施
例を説明する。この実施例は前記第１の発明の第１の実
施例又は第２の実施例の構成に、純水貯蔵タンクでの脱
気機構、復水貯蔵タンクでの脱気機構、原子炉圧力容器
内の脱気機構、サプレッションプール内の脱気機構の内
少なくともいずれか１つを付加したものである。尚第３
図では前記第１の発明の第１または第２の実施例に相当
する構成を省略して示してある。図中符号３１は純水貯
蔵タンク、３２は復水貯蔵タンクであり、これら純水貯
蔵タンク３１および復水貯蔵タンク３２にはバブリング
式脱気機構３２が夫々設置されている。また原子炉圧力
容器１およびサプレッションプール３４にもバブリング
式脱気機構３３が設置されている。そこで、上記バブリ
ング式脱気機構３３の構成を第４図を参照して説明す
る。第４図中符号３５は槽であり、前記純水貯蔵タンク
３１、復水貯蔵タンク３２、原子炉圧力容器１又はサプ
レッションプール３４に相当する。この槽３５の下部で
は窒素ガス（Ｎ２）噴出ノズル３６を介して窒素ガスが
噴出される。この窒素ガス噴出ノズル３６は配管３７を
介して窒素ガスボンベ３８に接続されている。また配管
３７には２つの開閉弁３９が介挿されている。そして処
理水を被処理水導入配管４０を介して槽３５内に導入し
た状態で下方から窒素ガスを噴出させることにより処理
水中の炭酸ガスを脱気する。脱気された炭酸ガスは脱気
配管４１を介して排気され、一方脱気処理された処理水
は処理水配管４２を介して所望の場所に移送される。こ
のような構成をなすバブリング式脱気機構３３により純
水貯蔵タンク３１、復水貯蔵タンク３２、サンプレッシ
ョンプール３４又は原子炉圧力容器１内の炭酸ガスを除
去して、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷を軽減さ
せるものである。
例を説明する。この実施例は前記第１の発明の第１の実
施例又は第２の実施例の構成に、純水貯蔵タンクでの脱
気機構、復水貯蔵タンクでの脱気機構、原子炉圧力容器
内の脱気機構、サプレッションプール内の脱気機構の内
少なくともいずれか１つを付加したものである。尚第３
図では前記第１の発明の第１または第２の実施例に相当
する構成を省略して示してある。図中符号３１は純水貯
蔵タンク、３２は復水貯蔵タンクであり、これら純水貯
蔵タンク３１および復水貯蔵タンク３２にはバブリング
式脱気機構３２が夫々設置されている。また原子炉圧力
容器１およびサプレッションプール３４にもバブリング
式脱気機構３３が設置されている。そこで、上記バブリ
ング式脱気機構３３の構成を第４図を参照して説明す
る。第４図中符号３５は槽であり、前記純水貯蔵タンク
３１、復水貯蔵タンク３２、原子炉圧力容器１又はサプ
レッションプール３４に相当する。この槽３５の下部で
は窒素ガス（Ｎ２）噴出ノズル３６を介して窒素ガスが
噴出される。この窒素ガス噴出ノズル３６は配管３７を
介して窒素ガスボンベ３８に接続されている。また配管
３７には２つの開閉弁３９が介挿されている。そして処
理水を被処理水導入配管４０を介して槽３５内に導入し
た状態で下方から窒素ガスを噴出させることにより処理
水中の炭酸ガスを脱気する。脱気された炭酸ガスは脱気
配管４１を介して排気され、一方脱気処理された処理水
は処理水配管４２を介して所望の場所に移送される。こ
のような構成をなすバブリング式脱気機構３３により純
水貯蔵タンク３１、復水貯蔵タンク３２、サンプレッシ
ョンプール３４又は原子炉圧力容器１内の炭酸ガスを除
去して、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷を軽減さ
せるものである。
したがって前記第１の発明の第１および第２の実施例と
同様の効果を奏し得ることはもとより、さらに効果的に
炭酸ガスの除去をなすことが可能となり、復水脱塩装置
１２におけるイオン負荷を軽減させる上で極めて効果的
である。
同様の効果を奏し得ることはもとより、さらに効果的に
炭酸ガスの除去をなすことが可能となり、復水脱塩装置
１２におけるイオン負荷を軽減させる上で極めて効果的
である。
［発明の効果］ 以上詳述したように第１および第２の発明による沸騰水
型原子力発電プラントによると、プラント内の炭酸ガス
を効果的に除去することができ、プラント建設直後又は
定期検査直後におけるプラント起動時の復水脱塩装置で
のイオン負荷を大幅に軽減させることができ、その結果
復水脱塩装置のイオン交換樹脂を再生することなく一定
期間使用した後廃棄するという運転方法の採用を可能に
することができる。またその際上記一定期間を延長する
ことができる。
型原子力発電プラントによると、プラント内の炭酸ガス
を効果的に除去することができ、プラント建設直後又は
定期検査直後におけるプラント起動時の復水脱塩装置で
のイオン負荷を大幅に軽減させることができ、その結果
復水脱塩装置のイオン交換樹脂を再生することなく一定
期間使用した後廃棄するという運転方法の採用を可能に
することができる。またその際上記一定期間を延長する
ことができる。
第１図は第１の発明の第１の実施例による沸騰水型原子
力発電プラントの構成を示す図、第２図は第１の発明の
第２の実施例による沸騰水型原子力発電プラントの構成
を示す図、第３図および第４図は第２の発明の一実施例
を示す図で、第３図は沸騰水型原子力発電プラントの構
成を示す図、第４図はバブリング式脱気機構の構成を示
す図である。 １…原子炉圧力容器、５…タービン系、７…復水器、１
０…復水配管１２…復水脱塩装置、１３…給水配管、１
６…バイパス配管、１７…バイパス弁、１８…ミニマム
フローライン、２０…復水・給水再循環配管、２９…炭
酸ガス除去機構、３１…純水貯蔵タンク、３２…復水貯
蔵タンク、３３…バブリング式脱気機構、３４…サプレ
ッションプール。
力発電プラントの構成を示す図、第２図は第１の発明の
第２の実施例による沸騰水型原子力発電プラントの構成
を示す図、第３図および第４図は第２の発明の一実施例
を示す図で、第３図は沸騰水型原子力発電プラントの構
成を示す図、第４図はバブリング式脱気機構の構成を示
す図である。 １…原子炉圧力容器、５…タービン系、７…復水器、１
０…復水配管１２…復水脱塩装置、１３…給水配管、１
６…バイパス配管、１７…バイパス弁、１８…ミニマム
フローライン、２０…復水・給水再循環配管、２９…炭
酸ガス除去機構、３１…純水貯蔵タンク、３２…復水貯
蔵タンク、３３…バブリング式脱気機構、３４…サプレ
ッションプール。
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービ
ンに導入して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水
器に導入して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置
を有する復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容
器に戻す沸騰水型原子力発電プラトンにおいて、復水器
からの復水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す
循環ラインを設置するとともに、プラント建設直後又は
定期検査直後のプラント起動時に上記循環ラインを介し
て復水を循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭
酸ガスを除去する炭酸ガス除去機構を設置したことを特
徴とする沸騰水型原子力発電プラント。 - 【請求項２】上記循環プラインは脱気機構を有している
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型
原子力発電プラント。 - 【請求項３】前記復水器はその補給水系に脱気機構を有
していることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
沸騰水型原子力発電プラント。 - 【請求項４】原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービ
ンに導入して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水
器に導入して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置
を有する復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容
器に戻す沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器
からの復水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す
循環ラインを設置するとともに、プラント建設直後又は
定期検査直後のプラント起動時に上記循環ラインを介し
て復水を循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭
酸ガスを除去する炭酸ガス除去機構を設置し、さらに原
子炉圧力容器，この原子炉圧力容器の下方に位置するサ
プレッションプール，復水器に接続された純水貯蔵タン
ク，復水器に接続された復水貯蔵タンクの内少なくとも
いずれか１つに脱気機構を設置したことを特徴とする沸
騰水型原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61005573A JPH068918B2 (ja) | 1986-01-14 | 1986-01-14 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61005573A JPH068918B2 (ja) | 1986-01-14 | 1986-01-14 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62163998A JPS62163998A (ja) | 1987-07-20 |
| JPH068918B2 true JPH068918B2 (ja) | 1994-02-02 |
Family
ID=11614962
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61005573A Expired - Lifetime JPH068918B2 (ja) | 1986-01-14 | 1986-01-14 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH068918B2 (ja) |
-
1986
- 1986-01-14 JP JP61005573A patent/JPH068918B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62163998A (ja) | 1987-07-20 |
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