JPS61102597A - Boiling water type nuclear power plant - Google Patents
Boiling water type nuclear power plantInfo
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- JPS61102597A JPS61102597A JP59224951A JP22495184A JPS61102597A JP S61102597 A JPS61102597 A JP S61102597A JP 59224951 A JP59224951 A JP 59224951A JP 22495184 A JP22495184 A JP 22495184A JP S61102597 A JPS61102597 A JP S61102597A
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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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子力発電所に係り、特に発電プラ
ントの配・ｑ１機器等の放射線線量率の上昇をおさえ低
線量率を維持するのに好適な沸騰水型原子力発電プラン
トに関する。[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear power plant, and in particular to a system for suppressing increases in the radiation dose rate of the power plant arrangement, q1 equipment, etc. and maintaining a low dose rate. The present invention relates to a boiling water nuclear power plant suitable for.
原子力発電プラントでは、プラントの運転により、機器
、配管等の内表面に放射性の核種が付着するため、これ
ら機器、配管が線量率を有することとなる。この線量率
が大きい場合、プラントの定期検査（定検と称す）時の
作業員被ばくの観点より支障をきたすことがあるため、
この線量率の増大をできるかぎり小さくおさえることが
望まれている。沸騰水型原子力発電所においては、この
線量率の増大は次の機構により生ずるうまず、原子炉へ
供給される水（給水）中にはプランｌ造材料の腐食によ
り生成した鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、コバル）（
Ｃｏ）等が含まれている。通常給水中のＦｅは不溶性の
酸化物もしくは水酸化物であり（クラッドと称される）
、ｉ’ＪｉおよびＣ０はイオン成分が大部分を占める。In a nuclear power plant, radioactive nuclides adhere to the inner surfaces of equipment, piping, etc. due to plant operation, so these equipment and piping have a dose rate. If this dose rate is large, it may cause problems in terms of radiation exposure for workers during periodic plant inspections (referred to as regular inspections).
It is desired to suppress this increase in dose rate as small as possible. In boiling water nuclear power plants, this increase in dose rate is caused by the following mechanism: the water supplied to the reactor (feed water) contains iron (Fe) produced by corrosion of plan l construction materials; Nickel (Ni), Kobal) (
Co), etc. are included. Fe in normal water supply is an insoluble oxide or hydroxide (referred to as cladding).
, i'Ji and C0 are mostly ionic components.
給水より原子炉に持ち込まれたこれらの不純物は、まず
原子炉炉心部の燃料棒表面の原子炉炉心部にクラッドが
付着し、次にＮｉ、ＣＯ等がこの付着クラッドに吸着さ
れる。燃料棒からはウランの核***で生ずる中性子線が
発生するため、中性子により吸着されたＮｉおよびＣｏ
が放射化し、１８Ｎｉおよび６０ＣＯの放射性核種とな
る。次にこれら放射性核頂が脱離した後、原子炉−人系
の機器、配管等の内表面に付着し、これらの線量率上昇
に寄与する。These impurities brought into the reactor from the feed water first adhere to crud on the surface of the fuel rods in the reactor core, and then Ni, CO, etc. are adsorbed to this adhered crud. Since fuel rods generate neutron beams generated by nuclear fission of uranium, Ni and Co adsorbed by the neutrons are
is activated and becomes radionuclides of 18Ni and 60CO. Next, after these radioactive nuclear peaks are desorbed, they adhere to the inner surfaces of reactor-human equipment, piping, etc., contributing to an increase in their dose rates.
従って、プラントの線を率上昇を低くおさえるには、給
水より原子炉へ持ち込まれるｐｅ、Ｎｉ。Therefore, in order to keep the rate increase low in the plant line, PE and Ni brought into the reactor from the feed water.
Ｃ０，５の金属不純物を低減するのが有効である。It is effective to reduce C0,5 metal impurities.
第４図は、従来よりの沸騰水型原子力発電所の主要系統
溝成を示したものである。燃料棒２を内包しに原子炉圧
力容器１内で発生し之蒸気は、主復水器６にて復水とさ
れた後、復水ポンプ７、復水ろ過器８、復水脱塩器９を
経て、低圧給水ヒータ１０および高圧給水ヒータ１２に
て２００Ｃ前後に加熱されて給水ポンプ１１の力により
給水配管１３から原子炉圧力容器１ ｉＣ戻される。蒸
気の一部はタービン４からタービン油気配管１３および
タービン抽気配管１４によりそれぞれ高圧給水ヒータ１
２および低圧給水ヒータ１０に給水加熱用熱源として送
られ、これらの凝縮水（以後ヒータドレン水と称す）は
、ヒータドレン配管１５からヒータドレンポンプ１６１
Ｃより、復水器７６に戻される。給水へ混入するＦｅの
多くは、タービン抽気配管１３、タービン抽気配管１４
、ヒータドレン配管１５等の鋼管６および復水器６の鋼
材の腐食により復水中に混入するものである。また、高
圧給水ヒータ１２および低圧給水ヒータ１０にＮｉおよ
びＣｏがヒータドレン水に溶出して復水に混入する。従
って、復水器６と低圧ヒータ１０の間の復水ろ過器８に
より非溶解性のクラッドを除去し、復水脱塩器９により
イオン性の不純物を除去している。通常復水ろ過器８は
、陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂の粉末の混
合物をプレコート層として用いたプレコートろ過装置で
あシ、又復水脱塩器９は強酸性陽イオン交換樹脂および
強塩基性陰イオン交換樹脂の混床式脱塩器である。これ
らイオン交換樹脂は温度が高いと劣化するため、復水ろ
過器８および復水脱塩器９は低温の低圧給水ヒーター０
の上流側に設けられている。また一部ではＦｅ不純物量
をさらに減らすため、タービン抽気配管１３、タービン
油気配管１４およびヒータドレン配管１５を炭素鋼から
より耐食性に浸れる低合金鋼としたことが行なわれてい
る。Figure 4 shows the main system configuration of a conventional boiling water nuclear power plant. The steam generated in the reactor pressure vessel 1 containing the fuel rods 2 is converted into condensate in the main condenser 6, and then transferred to a condensate pump 7, a condensate filter 8, and a condensate demineralizer. 9, the water is heated to around 200C by the low pressure water heater 10 and the high pressure water heater 12, and is returned to the reactor pressure vessel 1 iC from the water supply pipe 13 by the force of the water supply pump 11. A portion of the steam is transferred from the turbine 4 to the high pressure water heater 1 via the turbine oil and air piping 13 and the turbine bleed air piping 14, respectively.
2 and the low-pressure water supply heater 10 as a heat source for heating the water supply, and the condensed water (hereinafter referred to as heater drain water) is sent from the heater drain pipe 15 to the heater drain pump 161.
C, it is returned to the condenser 76. Most of the Fe mixed into the water supply is contained in the turbine bleed pipe 13 and the turbine bleed pipe 14.
, the condensate gets mixed into the condensate due to corrosion of the steel pipes 6 such as the heater drain piping 15 and the steel materials of the condenser 6. Further, Ni and Co in the high-pressure water heater 12 and the low-pressure water heater 10 are eluted into the heater drain water and mixed into the condensate. Therefore, a condensate filter 8 between the condenser 6 and the low-pressure heater 10 removes insoluble crud, and a condensate demineralizer 9 removes ionic impurities. Normally, the condensate filter 8 is a precoat filtration device that uses a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin powder as a precoat layer, and the condensate demineralizer 9 uses a strongly acidic cation exchange resin and a strong This is a mixed bed demineralizer for basic anion exchange resin. Since these ion exchange resins deteriorate when the temperature is high, the condensate filter 8 and the condensate demineralizer 9 are equipped with a low-temperature low-pressure water heater 0.
It is installed on the upstream side of the In some cases, in order to further reduce the amount of Fe impurities, the turbine bleed pipe 13, the turbine oil pipe 14, and the heater drain pipe 15 are replaced by carbon steel with low alloy steel, which has better corrosion resistance.
次に、従来よりの沸騰水型原子力発電所の別のケースと
して第５図に示すものがあげられる 参考文献１）火力
発電技術１会 タービン・発電機講座。第４図において
はヒータドレン水を復水器６に導入しているが、第５図
ではヒータドレン配管１５を低圧給水ヒーター０人口部
に接続し、この部分にて給水と混合している。このよう
にした場合、まず復水器６からタービンドレン水と給水
との混合点までの系統流量が減少する。通常ヒータドレ
ン水Ｒ，量は全給水流量の３０〜４０％程度のため、上
記系統流量を７ｏｙ６＝ｅｏ％に低減できる。また、高
圧給水ヒーター２および低圧検水ヒーター０より流出す
るヒータドレン水は、復水器６内の復水より温度が高い
ため、第４図のようにヒータドレン水を復水器６に導入
させる場合よりも、第５因のように低圧給水ヒータ１０
に近い場所で給水と混合する方が熱損失が小さく全体の
熱効率が良くなる。しかしながら、給水の水質は、ヒー
タドレン水が復水ろ過器８および復水脱塩器９の下流部
にて給水と混合するため、ヒータドレン水中の不純物の
影響を受けることとなっていた。Next, another example of a conventional boiling water nuclear power plant is the one shown in Figure 5. References 1) Thermal Power Generation Technology Conference 1 Turbine and Generator Course. In FIG. 4, the heater drain water is introduced into the condenser 6, but in FIG. 5, the heater drain pipe 15 is connected to the zero-portion part of the low-pressure water supply heater, and is mixed with the water supply at this part. In this case, first, the system flow rate from the condenser 6 to the mixing point of the turbine drain water and the feed water decreases. Normally, the amount of heater drain water R is about 30 to 40% of the total water supply flow rate, so the system flow rate can be reduced to 7oy6=eo%. In addition, since the heater drain water flowing out from the high pressure water supply heater 2 and the low pressure water test heater 0 has a higher temperature than the condensed water in the condenser 6, when the heater drain water is introduced into the condenser 6 as shown in Fig. 4. As the fifth factor, the low pressure water heater 10
Mixing with the supply water at a location close to the water reduces heat loss and improves overall thermal efficiency. However, the quality of the feed water is affected by impurities in the heater drain water because the heater drain water mixes with the feed water downstream of the condensate filter 8 and the condensate demineralizer 9.
ここで、クラッド（不溶解性鉄）については、タービン
抽気配管１３、タービン抽気配管１４お・よびヒータド
レン配管１５を耐食性に優れる低合金鋼を使用すること
により、給水のクララドラへ度に増加させることを防げ
た。しかしながら、高圧給水ヒータ１２および低圧給水
ヒータ１０より溶出するＮｉおよびＣＯはそのまま給水
に流入することとなシ、給水中のこ几らの濃度が増大し
ていた。これらの濃度の増大は燃料棒２に付着している
鉄クラツドに吸着させるこれら金属の増大につながり、
従って放射性核種５８ Ｑ ｏおよびθ０ＣＯの生成量
が増大し、ひいてはプラント線量率を増大させる恐れが
あった。Here, with regard to cladding (insoluble iron), by using low alloy steel with excellent corrosion resistance for the turbine bleed piping 13, turbine bleed piping 14, and heater drain piping 15, it is possible to increase the amount of cladding in the supply water. was prevented. However, the Ni and CO eluted from the high-pressure water heater 12 and the low-pressure water heater 10 did not directly flow into the water supply, increasing the concentration of these substances in the water supply. An increase in these concentrations leads to an increase in these metals being adsorbed to the iron cladding attached to the fuel rods 2,
Therefore, the amount of radionuclides 58Q o and θ0CO produced increased, which could lead to an increase in the plant dose rate.
本発明の目的は、ヒータドレン水を給水ヒータ入口部に
供給する沸騰水型原子力発電所においてヒータ）”ｌ／
ン水中のＮｉ、（：ｏｌの不純物により給水の水質を悪
化させ、その結果としてプラントの線量率をｚＪ大させ
ることのない沸騰水型原子力発電所を提供することにあ
る。An object of the present invention is to provide a boiling water nuclear power plant that supplies heater drain water to the inlet of a feed water heater.
An object of the present invention is to provide a boiling water nuclear power plant in which the quality of the water supply is not deteriorated due to impurities of Ni and (:ol) in the boiling water, and as a result, the dose rate of the plant is not increased by zJ.
本発明の特徴は、ヒータドレン水を給水と混合する点ま
で移送する系統にＮｉ、Ｃｏイオン等除云用の浄化装置
を設け、ヒータドレン水中のこれらイオンを除去するこ
とにある。さらに、本系統のヒータドレン水の温度によ
り、各温度において好適なイオン除去法を選択すること
に心る。また、° ヒータドレン水中の各イオン除去に
変えて、ヒータドレン水と給水との混合点よりも下流側
の給水系にイオン除去用の浄化装置を設けることを特徴
としている。A feature of the present invention is that a purification device for removing Ni, Co ions, etc. is provided in the system that transports the heater drain water to the point where it is mixed with the supply water, and these ions in the heater drain water are removed. Furthermore, care should be taken to select a suitable ion removal method at each temperature depending on the temperature of the heater drain water of this system. Moreover, instead of removing each ion in the heater drain water, the present invention is characterized in that a purification device for removing ions is provided in the water supply system downstream of the mixing point of the heater drain water and the supply water.
本発明の実施例をｔｔ’第２図により説明する。 An embodiment of the present invention will be explained with reference to FIG. 2.
本発明では、ヒータドレン配管１５を流動するヒータド
レン水が低圧給水ヒータ１０人口部の給水と混合する地
点とヒータドレンポンプ１６の間にＮｉ、Ｃｏ等のイオ
ン除去用の金属イオン浄化装置１７を設けている。イオ
ン除去用の装置としては以下のものを使用する。In the present invention, a metal ion purifier 17 for removing ions such as Ni and Co is provided between a point where the heater drain water flowing through the heater drain pipe 15 mixes with the water supply of the low-pressure water supply heater 10 and the heater drain pump 16. There is. The following equipment is used for ion removal.
まず、チタン酸化物（ＴｉＣｈ）、ジルコニウム酸化物
（ｚｒｏｚ）、マグネタイト（Ｆｅｓ０４）等の金属酸
化物は、Ｎｉ、Ｃｏ等のイオンを吸着する性質がある。First, metal oxides such as titanium oxide (TiCh), zirconium oxide (zroz), and magnetite (Fes04) have the property of adsorbing ions such as Ni and Co.
従って、これらの粉末あるいは粒子を充填した充填塔に
浄化対象の水を流動させ水とこれら金属酸化物を接触さ
せた後、水のみを塔外に流出させることにより金属、イ
オンを除去する装置があげられろうこの装置は３００ｃ
以下の温度で使用するのが好ましく除去係数（＃化前の
水中金属イオン濃度／浄化後の水中金ＦＡ濃度、以下Ｄ
Ｆと称す）が１００程度でイオン吸着容量として０．０
１〜０．０５ｍｅｑ！／ｇｔ−有する。このイオン吸着
容量は、金属凝化物５００Ｋｐを使用した場合、Ｎｌを
１ ｐｐｂを含む水をおよそ３Ｘ１０’ｍ３〜１５Ｘ１
０″ｍ３処理でき、１１００ＭＷｅクラスの沸騰水型発
電所のヒータドレン水をおよそ１〜５週間処理すること
ができ、十分実用できる。Therefore, there is a device that removes metals and ions by flowing the water to be purified through a packed tower filled with these powders or particles, bringing the water into contact with these metal oxides, and then allowing only the water to flow out of the tower. This device is 300c
It is preferable to use the removal coefficient at the following temperature (metal ion concentration in water before # conversion / gold FA concentration in water after purification, hereinafter D
F) is about 100 and the ion adsorption capacity is 0.0.
1~0.05meq! /gt- has. This ion adsorption capacity is approximately 3X10'm3~15X1 of water containing 1 ppb of Nl when using 500Kp of metal condensate.
It can process 0"m3 and can treat heater drain water of a 1100 MWe class boiling water power plant for about 1 to 5 weeks, making it fully practical.
次に、直流電源と接続した陽極および陰極を浄化対象の
水中に浸漬し液中の金属イオンを陰極部に金属として析
出させて除去する装置が上げられる。これについては明
細書（特願昭５６−２０１６３６）に記載されているよ
うに、容器中に一対以筆の陽甑部と陰極部を挿入し、陰
極部を格子状の金属板として、この金属板の上部に直径
１〜５ｍの金属球を多数充填したものが金属イオン除去
効率もよく好適である。本除去装置は１００Ｃ〜２５０
Ｃの温度範囲での使用が好ましく、ＤＦは１０以上が得
られる。通電量の増大に伴い金属イオン除去量が増大し
、容量はイオン交換樹脂等に比べ格段に大きい。Next, there is an apparatus in which an anode and a cathode connected to a DC power source are immersed in water to be purified, and metal ions in the liquid are deposited as metal on the cathode portion and removed. Regarding this, as described in the specification (Japanese Patent Application No. 56-201636), a pair of anode parts and a cathode part are inserted into a container, and the cathode part is made of a grid-like metal plate. A plate in which a large number of metal spheres with a diameter of 1 to 5 m are filled in the upper part of the plate has good metal ion removal efficiency and is suitable. This removal device has a temperature of 100C to 250C.
It is preferable to use it in a temperature range of C, and a DF of 10 or more can be obtained. As the amount of current applied increases, the amount of metal ions removed increases, and the capacity is much larger than that of ion exchange resins.
次に、イオン交換樹脂もしくはキレート樹脂を充填した
塔に浄化対象水を通水して処理する装置が上げられる。Next, there is an apparatus that processes water to be purified by passing it through a column filled with an ion exchange resin or a chelate resin.
これらは、それぞれの場合、ＤＦは１０以上が得られ、
更用土好ましい温度は９０Ｃ以下もしくは１００Ｃ以下
であシ、０．５〜２ｍｅｑ／ｑもしくはｏ、 ０５〜０
．１ ｍｅｑ／ ｇの容量を有する。これらの金属イオ
ン除去装置は例えば、復水脱塩９およびその他の浄化装
置への使用実績があり、実用上問題ない。In each case, a DF of 10 or more is obtained,
The preferred soil temperature is below 90C or below 100C, 0.5-2meq/q or o, 05-0
．． It has a capacity of 1 meq/g. These metal ion removal devices have been used in, for example, condensate desalination 9 and other purification devices, and pose no practical problems.
次に、Ｎ＋、Ｃｏ等の金属イオンと安定なキノートを形
成するオキシンを粒状の活性炭に吸着したもの（以下、
オキシン添着活性炭と称す）を充自
填した塔ｌに浄化対象水を流動させて浄化する浄化装置
があげられる。本装置では１ｏｏｃ以下での使用が好ま
しく、ＤＦは１００以上が得られる。Next, oxine, which forms a stable quinote with metal ions such as N+ and Co, is adsorbed onto granular activated carbon (hereinafter referred to as
One example is a purification device that purifies the water to be purified by flowing it through a column filled with oxin-impregnated activated carbon. In this device, it is preferable to use it at 1 ooc or less, and a DF of 100 or more can be obtained.
イオン吸着容量は０．００１〜０．００５ ｍｅｑ ／
ｇと金属酸化物吸着材の１／１０程度であるが実用可
能である。Ion adsorption capacity is 0.001-0.005 meq/
Although it is about 1/10 of the metal oxide adsorbent, it is practical.
以上の各吸着材、除去方法等のＤＦ、使用可能温度およ
び容量をまとめて第１表に示す。The DF, usable temperature, and capacity of each of the above adsorbents, removal methods, etc. are summarized in Table 1.
通常の沸騰水型原子力発電所では、低圧給水ヒータ１０
下流すなわちヒータドレンポンプ１６付近のヒータドレ
ン水温度は８００前後としているものが多い。また、こ
の温度は系統設計により多少上昇あるいは下降する。上
述したように各金属イオン除染装置は好ましい使用温度
条件が異なるため、浄化対象のヒータドレン水温度によ
り、各装置を選択することが有効である。すなわち、ヒ
ータドレン水温度を系統設計上９０Ｃとした場合は、金
属酸化物吸着材を使用した装置もしくは金属イオン電析
除去装置を使用し、この温度が９０Ｃ以下とした場合は
、イオン交換樹脂あるいはキレート樹脂を使用した装置
もしくはオキシン添着活性炭を使用した装置を使用する
のが好適である。In a normal boiling water nuclear power plant, the low pressure feed water heater 10
In many cases, the temperature of the heater drain water downstream, that is, near the heater drain pump 16, is around 800. Additionally, this temperature may rise or fall somewhat depending on the system design. As mentioned above, each metal ion decontamination device has different preferred operating temperature conditions, so it is effective to select each device depending on the temperature of the heater drain water to be purified. In other words, if the heater drain water temperature is set to 90C in the system design, a device using a metal oxide adsorbent or a metal ion electrodeposition removal device is used, and if this temperature is 90C or less, an ion exchange resin or chelate is used. It is preferable to use a device using resin or a device using oxine-impregnated activated carbon.
第２の実施例を第１図に示す。本実施例では高圧給水ヒ
ータ１２からのヒータドレン水および低圧給水ヒータ１
０からのヒータドレン水のそれぞれを対象に別個の金属
イオン除去装置が設けられている。通常高圧給水ヒータ
１２よりのヒータドレン水は、およそ１０００前後とし
ているものが多く、低圧給水ヒータ１０からのヒータド
レン水温度およそ８０Ｃ前後に比べ高温となっている。A second embodiment is shown in FIG. In this embodiment, the heater drain water from the high pressure water supply heater 12 and the low pressure water supply heater 1
Separate metal ion removal devices are provided for each of the heater drain waters from 0 to 0. Usually, the temperature of the heater drain water from the high pressure water supply heater 12 is about 1000C, which is higher than the temperature of the heater drain water from the low pressure water supply heater 10, which is about 80C.
そのため、各温度に好適な金属イオン除去装置を設けて
いる。すなわち、高圧給水ヒータ１２よりのヒータドレ
ン水は、高圧ヒータドレン配管１８と高圧ヒータドレン
ポンプ１９により高温用金属イオン除去装置２０内を流
動して浄化された後、高圧給水ヒータ１２人口部にて給
水と混合される。Therefore, a metal ion removal device suitable for each temperature is provided. That is, after the heater drain water from the high-pressure water heater 12 flows through the high-temperature metal ion removal device 20 and is purified by the high-pressure heater drain pipe 18 and the high-pressure heater drain pump 19, it is supplied to the high-pressure water heater 12 at the intake section. mixed.
一方、低圧給水ヒータ１０よりのヒータドレン水け、低
圧ヒータドレン配管２１と低圧ヒータドレンポンプ２２
により低温用金属イオン除去装置２３内を流動して浄化
された後、低圧ヒータ１０人口部にて給水と混合されて
いる。ここで、高温用金属イオン除去装置２０内の流動
水の温度は９００μ上、低温用金属イオン除去装置２３
内の流動水温度は９０Ｃ以下として、多くの沸騰水型原
子力発電所に適合させている。このように、ヒータドレ
ン水を給水と混合する地点を各給水ヒータごとに分割す
ると、さらに熱損失が小さくなり、また上記２つの混合
点間の治水系の給水流量が混合点を複数とした以前に比
べさらに低減し、この部分の機器配管等の容量を軽減で
きる。金属イオン除去装置としては前述の実施例をふま
え、高温用笠属イオン除去装置２０としては金属酸化物
吸着材を萌用した装置もしくは金属イオン電析除去装置
を使用し、又低温用金属イオン除去装置２３としては、
イオン交換樹脂あるいはキレート交換樹脂？用いたイオ
ン除去装置もしくはオキシン添着活性炭を用いたイオン
除去装置を使用する。On the other hand, the heater drain drain from the low pressure water supply heater 10, the low pressure heater drain piping 21 and the low pressure heater drain pump 22
After being purified by flowing through the low-temperature metal ion removal device 23, it is mixed with the supply water at the low-pressure heater 10 entrance. Here, the temperature of the flowing water in the high-temperature metal ion removal device 20 is 900μ higher than that of the low-temperature metal ion removal device 23.
The temperature of the flowing water inside is set to 90C or less, making it suitable for many boiling water nuclear power plants. In this way, if the points where heater drain water is mixed with the feed water are divided for each feed water heater, heat loss will be further reduced, and the water supply flow rate of the flood control system between the two mixing points will be reduced compared to the case where multiple mixing points were used. This is further reduced in comparison, and the capacity of equipment piping, etc. in this part can be reduced. As the metal ion removal device, based on the above-mentioned embodiment, a device using a metal oxide adsorbent or a metal ion electrodeposition removal device is used as the high temperature ion removal device 20, and a low temperature metal ion removal device 20 is used. As the device 23,
Ion exchange resin or chelate exchange resin? Use an ion removal device using a conventional ion removal device or an ion removal device using oxine-impregnated activated carbon.
本発明の効果を第２表に示す。Table 2 shows the effects of the present invention.
第２表
木表は本発明に適用されヒータドレン水中のＮｉおよび
ＣｏイオンがＤＦ’ｌＯ以上で除去された沸騰水型原子
力発電所と従来からの原子力発電所の給水中のＮｉおよ
びＣＯａ度をそれぞれ比較して示したものでちる。本発
明により、ＮｉおよびＣＯとも２／３に低減されている
。なお、第３の天施例を第３図に示ｒ０／ド実施例では
、ヒータドレン水中のＮ ｉ 、 ｃｏ等の除去を行う
ことにかえて、ヒータトン／水が給水と混合した後の給
水中の金属イオンを除去するための給水浄化装置２４が
高圧７荀水ヒータ１２下流の給水配管１３の途中に設け
られている。給水ヒータ下流側の給水温度は９０Ｃを越
えるため、給水浄化装置２４として、金属酸化物板Ｊ材
を用いた金属イオン除去装置もしくは金属イオン４析除
去装置を用いる。The second table shows the Ni and COa concentrations in the feed water of a boiling water nuclear power plant and a conventional nuclear power plant where the present invention is applied and Ni and Co ions in the heater drain water are removed at DF'lO or higher, respectively. I'll show you the comparison. According to the present invention, both Ni and CO are reduced to 2/3. In addition, in the third embodiment shown in FIG. 3, in the r0/de embodiment, instead of removing Ni, co, etc. from the heater drain water, the water supply after the heater ton/water is mixed with the feed water is removed. A water supply water purification device 24 for removing metal ions is provided in the middle of the water supply pipe 13 downstream of the high-pressure water heater 12. Since the feed water temperature on the downstream side of the feed water heater exceeds 90C, a metal ion removal device using a metal oxide plate J material or a metal ion quaternary removal device is used as the feed water purification device 24.
本実施例によっても、１１ム記２つの実施例と同様の効
果が１１られる。This embodiment also provides the same effects as the two embodiments.
本発明によれば１．ｍ 、ｙ中のＮｉおよびＣ０ｇ度を
従来の２／３程度に低減することができ、従って原子炉
炉心部に待らこ−まれるこれら核種も２／３程度となる
。従って、これら核種が放射化して生ずる”Ｃａｂよび
６０ ＣＯを同様に低減でき、プラントのｄ量率の上昇
も低くおざえることができる。According to the present invention: 1. The Ni and C0g degrees in m and y can be reduced to about 2/3 of the conventional values, and therefore the amount of these nuclides waiting in the reactor core is also reduced to about 2/3. Therefore, "Cab" and 60 CO produced by activation of these nuclides can be similarly reduced, and an increase in the d content rate of the plant can also be kept low.
従って、プラントの定検時の作業員被ばくも低減でき、
さらにプラントの深守等が容易となりプラントの信頼性
も同上する。Therefore, the radiation exposure of workers during regular plant inspections can be reduced.
Furthermore, it becomes easier to protect the plant, and the reliability of the plant also increases.
第１図、第２図および第３図は本発明の実、！壱例に示
す沸騰水型原子力発電所の主要系統図、第４図および第
５図は従来からの、ｉ、ｌ１ＩｐＪ水型原子力発電所の
主要系統図である。
ｌ・・・原子炉圧力容器、４・・・タービン、６・・・
復水器、１０・・・低圧給水ヒータ、１２・・・高圧１
３水ヒータ、１３・・・給水配管、１３・・・タービン
抽気配管、１４・・・タービン抽気配管、１５・・・ヒ
ータドレン配管、１７・・・金属イオン除去装置、１８
・・・高圧ヒータドレン配管、２０・・・高温用金属イ
オン除去装置、２１・・・低圧ヒータドレン配管、２３
・・・低温用金属゛、ノ
第１図
第２図
第３図
第４図Figures 1, 2 and 3 are the fruits of the present invention! The main system diagram of a boiling water nuclear power plant shown in one example, FIGS. 4 and 5, is a main system diagram of a conventional i, l1IpJ water nuclear power plant. l...Reactor pressure vessel, 4...Turbine, 6...
Condenser, 10...Low pressure water heater, 12...High pressure 1
3 Water heater, 13... Water supply piping, 13... Turbine extraction piping, 14... Turbine extraction piping, 15... Heater drain piping, 17... Metal ion removal device, 18
...High pressure heater drain piping, 20...High temperature metal ion removal device, 21...Low pressure heater drain piping, 23
...Low-temperature metals, Fig. 1, Fig. 2, Fig. 3, Fig. 4
Claims (1)
ービンおよびこれに連結された発電機を駆動後、本蒸気
を復水器にて復水とし、この復水を給水として給水ヒー
タにて加熱後原子炉炉心部に給供する沸騰水型原子力発
電所で、発生蒸気の一部を給水ヒータの熱源として利用
しこの熱源蒸気の凝縮水も前記復水あるいは給水と混合
して原子炉炉心部に給供する沸騰水型原子力発電所にお
いて、給水ヒータ熱源蒸気凝縮水を復水あるいは給水と
の混合点へ移送する系統に本凝縮水中のニッケル、コバ
ルトおよびその他の金属イオン除去用の浄化装置を設け
ることを特徴とした沸騰水型原子力発電プラント。 ２、ヒータ熱源蒸気凝縮水中のニッケル、コバルトおよ
びその他の金属イオン除去用に、浄化対象の給水ヒータ
熱源蒸気凝縮水温度が９０℃以上ではチタン酸化物（Ｔ
ｉＯ＿２）あるいはジルコニウム酸化物（ＺｒＯ＿２）
もしくはマグネタイト（Ｆｅ＿３Ｏ＿４）等の金属酸化
物をイオン吸液材として使用した金属イオン吸着除去装
置、又は直流電源と接続した陽極および陰極を液中に浸
漬し液中の金属イオンを陰極部に金属として析出させて
除去する金属イオン電析除去装置もしくはこれらの両者
の組み合せを用い、前記温度が９０℃以下ではイオン交
換樹脂あるいはキレート樹脂により金属イオンを吸着し
て除去する金属イオン除去装置、又は活性炭にオキシン
を吸着させたものにより金属イオンを吸着して除去する
金属イオン除去装置もしくはこれら装置を組み合わせた
ものを用いた請求範囲第１項記載の沸騰水型原子力発電
プラント。 ３、給水ヒータ数を複数としかつ給水ヒータ加熱蒸気凝
縮水と復水あるいは給水との混合点を、各混合点へ前記
凝縮水を移送する系統の温度が９０℃以上と９０℃以下
の場合の複数とし、この温度が９０℃以上では金属酸化
物を使用した金属イオン吸着除去装置あるいは金属イオ
ン電析除去装置を用い、又前記系統の温度が９０℃以下
ではイオン交換樹脂あるいはキレート樹脂を用いた金属
イオン除去装置もしくはオキシンを活性炭に吸着させた
ものを用いた金属イオン除去装置を用いた請求範囲第２
項記載の原子力発電プラント。 ４、給水ヒータ熱源蒸気凝縮水を復水あるいは給水との
混合点に移送する系統に金属イオン除去用の装置を設け
ることに変えて、給水を前記混合点より原子炉炉心部へ
移送する系統に請求範囲第２項記載の金属酸化物をイオ
ン吸着材として用いた金属イオン吸着除去装置もしくは
金属イオン電析除去装置を設けることを特徴とした請求
範囲第１項記載の原子力発電プラント。[Claims] 1. Steam generated in the reactor core is led to a turbine to drive the turbine and the generator connected to it, and then the steam is converted into condensate in a condenser, and this condensate is In a boiling water nuclear power plant where feed water is heated by a feed water heater and then supplied to the reactor core, a part of the generated steam is used as a heat source for the feed water heater, and the condensed water of this heat source steam is also mixed with the condensate or feed water. In boiling water nuclear power plants, the system that transports feed water heater heat source steam condensate to the point where it is mixed with condensate or feed water is used to remove nickel, cobalt, and other metal ions from the condensed water. A boiling water nuclear power plant that is characterized by being equipped with a purification device. 2. To remove nickel, cobalt and other metal ions from heater heat source steam condensed water, titanium oxide (T
iO_2) or zirconium oxide (ZrO_2)
Alternatively, a metal ion adsorption/removal device using a metal oxide such as magnetite (Fe_3O_4) as an ion absorption material, or an anode and a cathode connected to a DC power source are immersed in a liquid, and the metal ions in the liquid are transferred to the cathode as metal. Use a metal ion removal device that removes metal ions by depositing them, or a combination of the two, and if the temperature is below 90°C, use a metal ion removal device that removes metal ions by adsorbing them with an ion exchange resin or chelate resin, or activated carbon. 2. The boiling water nuclear power plant according to claim 1, which uses a metal ion removal device that adsorbs and removes metal ions using an oxin-adsorbed device, or a combination of these devices. 3. When the number of feed water heaters is plural and the temperature of the system that transfers the condensed water to each mixing point of the water heater heated steam condensed water and condensed water or feed water is 90°C or higher and 90°C or lower. If the temperature is 90°C or higher, a metal ion adsorption removal device using metal oxide or a metal ion electrodeposition removal device is used, and if the temperature of the system is 90°C or lower, an ion exchange resin or chelate resin is used. Claim 2 using a metal ion removal device or a metal ion removal device using oxin adsorbed on activated carbon
Nuclear power plant as described in section. 4.Instead of installing a metal ion removal device in the system that transports the feedwater heater heat source steam condensed water to the condensate or mixing point with feedwater, a system that transports the feedwater from the mixing point to the reactor core. The nuclear power plant according to claim 1, further comprising a metal ion adsorption/removal device or a metal ion electrodeposition removal device using the metal oxide according to claim 2 as an ion adsorbent.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224951A JPS61102597A (en) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | Boiling water type nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224951A JPS61102597A (en) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | Boiling water type nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61102597A true JPS61102597A (en) | 1986-05-21 |
Family
ID=16821745
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59224951A Pending JPS61102597A (en) | 1984-10-25 | 1984-10-25 | Boiling water type nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61102597A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009047704A (en) * | 2008-10-09 | 2009-03-05 | Toshiba Corp | Nuclear power plant |
-
1984
- 1984-10-25 JP JP59224951A patent/JPS61102597A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009047704A (en) * | 2008-10-09 | 2009-03-05 | Toshiba Corp | Nuclear power plant |
| JP4560114B2 (en) * | 2008-10-09 | 2010-10-13 | 株式会社東芝 | Nuclear power plant |
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