JPS61133900A - 原子炉冷却材の浄化装置 - Google Patents
原子炉冷却材の浄化装置Info
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- JPS61133900A JPS61133900A JP59255087A JP25508784A JPS61133900A JP S61133900 A JPS61133900 A JP S61133900A JP 59255087 A JP59255087 A JP 59255087A JP 25508784 A JP25508784 A JP 25508784A JP S61133900 A JPS61133900 A JP S61133900A
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- purification
- filtration
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉の冷却材を浄化する方法、及び上記の方
法に好適な浄化装置に関するものである。
法に好適な浄化装置に関するものである。
従来の原子炉浄化系と燃料プール浄化系を第6図に示す
。
。
原子炉1の冷却材を浄化する系統(以下、原子炉浄化系
と略称する)と使用済燃料貯蔵プール11の冷却材を浄
化する系統(以下、燃料プール浄化系と略称する)には
それぞれ濾過脱塩器4゜7を設置して独立に浄化運転を
行う、この技術の公知例における具体的な配管を第7図
及び第8図に示す9本図は、柏崎・刈羽原子力発電所の
原子炉設置変更許可申請書(2,5号原子炉の増設)、
本文及び添付書類(昭和56年5月・東京電力株式会社
)の添付書類ハ、8−6−32.8−6−33ページに
示されている原子炉浄化系と燃料プール浄化系の系統概
要図である。
と略称する)と使用済燃料貯蔵プール11の冷却材を浄
化する系統(以下、燃料プール浄化系と略称する)には
それぞれ濾過脱塩器4゜7を設置して独立に浄化運転を
行う、この技術の公知例における具体的な配管を第7図
及び第8図に示す9本図は、柏崎・刈羽原子力発電所の
原子炉設置変更許可申請書(2,5号原子炉の増設)、
本文及び添付書類(昭和56年5月・東京電力株式会社
)の添付書類ハ、8−6−32.8−6−33ページに
示されている原子炉浄化系と燃料プール浄化系の系統概
要図である。
また、原子炉浄化系のろ過脱塩装置や燃料プール浄化系
のろ過脱塩装置を使用して圧力抑制室の冷却材の浄化を
する装置も知られている(特開昭56−137294.
特開昭57−33394) 。
のろ過脱塩装置を使用して圧力抑制室の冷却材の浄化を
する装置も知られている(特開昭56−137294.
特開昭57−33394) 。
上記の従来例においては、以下に述べる理由により各浄
化系統にそれぞれ濾過脱塩装置を設けていた。
化系統にそれぞれ濾過脱塩装置を設けていた。
(a)処理水質の管理基準の相違
原子炉浄化系は一次冷却材を浄化して、原子炉−次系を
構成する機器配管の腐食、化学的損傷。
構成する機器配管の腐食、化学的損傷。
放射性汚染の防止や燃料表面への不純物付着による伝熱
効率低下の防止を目的とする。このように原子炉浄化系
は原子力発電プラントの運転に直接関与するため水質の
基準を厳しくして管理している。上記の水質管理基準は
、導電率や不溶性物質などの含有率を目安として行われ
る。
効率低下の防止を目的とする。このように原子炉浄化系
は原子力発電プラントの運転に直接関与するため水質の
基準を厳しくして管理している。上記の水質管理基準は
、導電率や不溶性物質などの含有率を目安として行われ
る。
一方、燃料プール浄化系は貯蔵燃料及び機器の腐食と化
学的損傷の防止、および燃料プール水の透明度の悪化に
よる燃料交換作業の阻害の防止を目的とする。このよう
に燃料プール浄化系は原子力発電プラントの運転に直接
関与せず、水質の基準は原子炉浄化系よりゆるやかでも
よい。
学的損傷の防止、および燃料プール水の透明度の悪化に
よる燃料交換作業の阻害の防止を目的とする。このよう
に燃料プール浄化系は原子力発電プラントの運転に直接
関与せず、水質の基準は原子炉浄化系よりゆるやかでも
よい。
(b)圧力条件の相違
図8で示す様に原子炉浄化系は圧力の高い原子炉1に一
次冷却材を戻すため、ポンプ2で昇圧する。このためが
過説塩器4は原子炉圧力と同程度の高圧仕様としなけれ
ばならない。
次冷却材を戻すため、ポンプ2で昇圧する。このためが
過説塩器4は原子炉圧力と同程度の高圧仕様としなけれ
ばならない。
一方、燃料プール浄化系は大気開放している使用済燃料
貯蔵プール11に冷却材を戻すため、ろ過脱塩器7は低
圧仕様で足りる。
貯蔵プール11に冷却材を戻すため、ろ過脱塩器7は低
圧仕様で足りる。
(c)放射線量の相違
原子炉浄化系は放射能濃度の高い一次冷却材を取り扱う
ため放射線量が高く、燃料プール浄化系と機器を共用す
ることにより、燃料プール浄化系内に一次冷却材が混入
して燃料プール浄化系の放射線量が高くなる虞れがある
。
ため放射線量が高く、燃料プール浄化系と機器を共用す
ることにより、燃料プール浄化系内に一次冷却材が混入
して燃料プール浄化系の放射線量が高くなる虞れがある
。
また、原子炉浄化系のろ過脱塩装置は、浄化処理能力5
0%のろ過脱塩器2台及び補助設備一式で構成され、濾
過脱塩器の内の1台が処理不能となった場合には、再生
操作が完了するまでの期間は50%浄化処理能力での運
転を避けることができなかった。
0%のろ過脱塩器2台及び補助設備一式で構成され、濾
過脱塩器の内の1台が処理不能となった場合には、再生
操作が完了するまでの期間は50%浄化処理能力での運
転を避けることができなかった。
上記のように、二つの浄化系統にそれぞれ濾過脱塩装置
を設けなければならないので不経済であり、その他に、
燃料プール浄化系のろ過脱塩装置は、濾過脱塩器2台と
補助設備一式で構成され。
を設けなければならないので不経済であり、その他に、
燃料プール浄化系のろ過脱塩装置は、濾過脱塩器2台と
補助設備一式で構成され。
燃料交換作業等で燃料プール水の水質が悪化した場合又
は原子炉ウェルの浄化も同時に行う場合に対応できる浄
化能力を有しており、燃料プール水水質の悪化が無くか
つ浄化対象が燃料プールのみである原子炉通常運転中に
は、濾過脱塩器は1台のみ連続運転を行っていたため、
設備稼働率が低いという不具合もあった。
は原子炉ウェルの浄化も同時に行う場合に対応できる浄
化能力を有しており、燃料プール水水質の悪化が無くか
つ浄化対象が燃料プールのみである原子炉通常運転中に
は、濾過脱塩器は1台のみ連続運転を行っていたため、
設備稼働率が低いという不具合もあった。
(発明の目的〕
本発明は上記の事情に鑑みて為されたもので、前記双方
の浄化系統のろ過脱塩装置を共用して設備コストを低減
せしめ得る浄化方法、及び、上記の浄化方法を実施する
に好適な浄化装置を提供しようとするものである。
の浄化系統のろ過脱塩装置を共用して設備コストを低減
せしめ得る浄化方法、及び、上記の浄化方法を実施する
に好適な浄化装置を提供しようとするものである。
ただし、二つの系統に用いられている2組の装置を共用
化しようとするアイデアのみでは実用的に効果を達成す
ることができない6本発明によって濾過脱塩装置を共用
し得るようにしたという事は、従来技術において濾過脱
塩装置を共用することが出来なかった理由(前記の(a
)、(b)、(c))を解決することを裏付けとして初
めて達成されたものである。
化しようとするアイデアのみでは実用的に効果を達成す
ることができない6本発明によって濾過脱塩装置を共用
し得るようにしたという事は、従来技術において濾過脱
塩装置を共用することが出来なかった理由(前記の(a
)、(b)、(c))を解決することを裏付けとして初
めて達成されたものである。
第1図は、本発明の浄化方法を実施するために構成した
本発明の浄化装置の1実施例を示す。
本発明の浄化装置の1実施例を示す。
本例の40は高圧仕様のろ過脱塩器で、3基を並列に設
置しである。50,51,52,53゜54はそれぞれ
開閉弁で、これらの弁の開閉操作によって濾過脱塩器4
0を原子炉1次冷却材浄化系統と使用済燃料貯蔵プール
水浄化系統とに切替え連通できるように構成する。
置しである。50,51,52,53゜54はそれぞれ
開閉弁で、これらの弁の開閉操作によって濾過脱塩器4
0を原子炉1次冷却材浄化系統と使用済燃料貯蔵プール
水浄化系統とに切替え連通できるように構成する。
第1図に示した実施例の装置を用いて本発明の浄化方法
を実施した1例を次に説明する。
を実施した1例を次に説明する。
A0通常運転・起動運転・停止運転時の運転方法。
3基のろ過脱塩器40の内の2台を原子炉浄化系として
運転し、 同じく一台を燃料プール浄化系として間歇的に運転する
。燃料プール浄化系は燃料プールの水質基準が低いこと
、および燃料プールには原子炉運転開始当初の数年は貯
蔵物が無い状態が続き、その後、運転年数が増すにつれ
て、貯蔵物が増加するなど貯蔵物が一定しないことや原
子炉の安全性に直接かかわる系統でないことから燃料プ
ールの水質を適宜監視し、必要に応じてろ過説塩器1台
を間歇的に運転することが適切だからである。
運転し、 同じく一台を燃料プール浄化系として間歇的に運転する
。燃料プール浄化系は燃料プールの水質基準が低いこと
、および燃料プールには原子炉運転開始当初の数年は貯
蔵物が無い状態が続き、その後、運転年数が増すにつれ
て、貯蔵物が増加するなど貯蔵物が一定しないことや原
子炉の安全性に直接かかわる系統でないことから燃料プ
ールの水質を適宜監視し、必要に応じてろ過説塩器1台
を間歇的に運転することが適切だからである。
原子炉浄化系として用いるろ過説塩器の内の1台が浄化
処理不能になった場合は、直ちに残り1台に切換えるこ
とによって浄化運転を連続して行う事が可能である。ま
た、残りの1台を燃料プール浄化系として使用している
場合でも、その1台を燃料プール浄化系から切離して原
子炉浄化系に接続すれば同様に連続運転を行うことがで
きる。
処理不能になった場合は、直ちに残り1台に切換えるこ
とによって浄化運転を連続して行う事が可能である。ま
た、残りの1台を燃料プール浄化系として使用している
場合でも、その1台を燃料プール浄化系から切離して原
子炉浄化系に接続すれば同様に連続運転を行うことがで
きる。
尚、燃料プール浄化系として使用している1台が処理不
能時には、系統から切り離し、ろ過説塩器の再生操作を
施した後、系統に復帰させる運転が可能である。
能時には、系統から切り離し、ろ過説塩器の再生操作を
施した後、系統に復帰させる運転が可能である。
B、JJi子炉停止時の運転方法。
原子炉停止時の運転方法は大きく2つに分けることがで
きる。
きる。
一つは燃料交換時であり、第2図に示す。燃料交換時に
は、原子炉1と原子炉ウェル10、使用済燃料貯蔵プー
ル11は連通しているため、処理水としては同一の水質
と考えることができる。このため、原子炉1と原子炉ウ
ェル10、使用済燃料貯蔵プール11の水質状態に適宜
対応し最大合計3台の炉逸脱塩器を用いた冷却材浄化系
統の運転が可能である。
は、原子炉1と原子炉ウェル10、使用済燃料貯蔵プー
ル11は連通しているため、処理水としては同一の水質
と考えることができる。このため、原子炉1と原子炉ウ
ェル10、使用済燃料貯蔵プール11の水質状態に適宜
対応し最大合計3台の炉逸脱塩器を用いた冷却材浄化系
統の運転が可能である。
もう一つの運転モードは原子炉ウェル水抜時であり、第
3図に示す0M子炉ウェル水抜時には。
3図に示す0M子炉ウェル水抜時には。
原子炉ウェル10の冷却材を浄化した後、復水貯蔵タン
ク15に戻す運転を行う、この場合、原子炉ウェル水を
燃料プール浄化系側に通水し、復水貯蔵タンクに移送す
るが、水抜時間の短縮を図り。
ク15に戻す運転を行う、この場合、原子炉ウェル水を
燃料プール浄化系側に通水し、復水貯蔵タンクに移送す
るが、水抜時間の短縮を図り。
清適脱塩器の2台に通水可能とする。原子炉ウェル水抜
時には、原子炉が停止しており、原子炉水質を悪化させ
る要因である給水配管からのクラッドの持ち込みがない
ため、原子炉浄化系の運転は必要がない。しかし、万一
、不測の事態の発生に備えて、系統の能力としては、ろ
過説塩器1台を原子炉浄化系として機能させる運転も可
能である。
時には、原子炉が停止しており、原子炉水質を悪化させ
る要因である給水配管からのクラッドの持ち込みがない
ため、原子炉浄化系の運転は必要がない。しかし、万一
、不測の事態の発生に備えて、系統の能力としては、ろ
過説塩器1台を原子炉浄化系として機能させる運転も可
能である。
尚、従来、原子炉浄化系と燃料プール浄化系で濾過脱塩
装置を共用化した場合に問題とされていた事項について
、下記にその対応策を示す。
装置を共用化した場合に問題とされていた事項について
、下記にその対応策を示す。
(a)処理水質の違い→イオン交換樹脂比の選定(b)
圧力条件の違い→圧力仕様の選定(c)放射線量の違い
→高放射線量領域の拡大防止 以下に各対応策の具体的内容を示す。
圧力条件の違い→圧力仕様の選定(c)放射線量の違い
→高放射線量領域の拡大防止 以下に各対応策の具体的内容を示す。
(a)イオン交換樹脂比の選定
水質基準を厳しく管理している原子炉浄化系とそれより
基準をゆるくしている燃料プール浄化系に対応するろ過
説塩器のイオン交換樹脂比を以下の如く選定する。
基準をゆるくしている燃料プール浄化系に対応するろ過
説塩器のイオン交換樹脂比を以下の如く選定する。
イオン交換樹脂は、主に重金属類であるプラスイオン及
びクラッドを除去するカチオン樹脂とCΩ−等のマイナ
スイオンを除去するアニオン樹脂の混合物である。従っ
て、イオン交換樹脂比は冷却材に含まれるプラスイオン
及びクラッドとマイナスイオンとの比率に合わせると効
率の良いものとなる。
びクラッドを除去するカチオン樹脂とCΩ−等のマイナ
スイオンを除去するアニオン樹脂の混合物である。従っ
て、イオン交換樹脂比は冷却材に含まれるプラスイオン
及びクラッドとマイナスイオンとの比率に合わせると効
率の良いものとなる。
原子炉浄化系及び燃料プール浄化系とも水質を悪化させ
る要因はクラッドであることが確認されており、配管、
機器に悪影響を与えるCQ−は近年の技術向上1例えば
復水器のチタンチューブを使用するなどし、復水に海水
リークがほとんどなく、原子炉にCλ−が持ち込まれな
くなっている。
る要因はクラッドであることが確認されており、配管、
機器に悪影響を与えるCQ−は近年の技術向上1例えば
復水器のチタンチューブを使用するなどし、復水に海水
リークがほとんどなく、原子炉にCλ−が持ち込まれな
くなっている。
このことより原子炉浄化系及び燃料プール浄化系のろ過
脱塩装置はクラッド除去能力を有するのみで十分であり
、実験においてもカチオン樹脂のみで浄化が可能なこと
が確認されていヤ、従い、カチオン樹脂の配分を多くし
た樹脂比を選定することにより、原子炉浄化系と燃料プ
ール浄化系の双方に使用可能な濾過脱塩装置を構成でき
る。
脱塩装置はクラッド除去能力を有するのみで十分であり
、実験においてもカチオン樹脂のみで浄化が可能なこと
が確認されていヤ、従い、カチオン樹脂の配分を多くし
た樹脂比を選定することにより、原子炉浄化系と燃料プ
ール浄化系の双方に使用可能な濾過脱塩装置を構成でき
る。
また、濾過脱塩装置で捕集するクラッドも以下に述べる
最近の技術革新によ?、その発生が低減されており、浄
化能力として余裕を見ることができ、本発明による冷却
材浄化系統の運転方法が実際の浄化能力に見合った合理
的なものであることがわかる0本実施例の装置において
は。
最近の技術革新によ?、その発生が低減されており、浄
化能力として余裕を見ることができ、本発明による冷却
材浄化系統の運転方法が実際の浄化能力に見合った合理
的なものであることがわかる0本実施例の装置において
は。
(i)材料として耐候性鋼を使用するなどして、耐食性
を向上させている。
を向上させている。
(五)復水浄化系に粉末フィルタを採用することにより
脱塩器の除鉄率を向上させている。
脱塩器の除鉄率を向上させている。
(iffl)給水に酸素を注入し、炭素鋼の防食を高め
ている。
ている。
(汁)原子炉停止中の系統保管対策がなされて錆の発生
を抑制している。
を抑制している。
(b)圧力仕様の選定
圧力仕様に関して、原子炉浄化系が高圧仕様となるため
濾過脱塩装置も高圧仕様とする。
濾過脱塩装置も高圧仕様とする。
燃料プール浄化系は運転圧力が原子炉浄化系より低く、
間歇的に濾過脱塩器に通水するのであるから濾過脱塩装
置を高圧仕様で統一することで原子炉浄化系と燃料プー
ル浄化系の相方に使用可能となる。
間歇的に濾過脱塩器に通水するのであるから濾過脱塩装
置を高圧仕様で統一することで原子炉浄化系と燃料プー
ル浄化系の相方に使用可能となる。
(c)高放射線量領域の拡大防止
原子炉浄化系の放射線量は燃料プール浄化系のそれより
高いため、原子炉浄化系として使用しているが過説塩器
を燃料プール浄化系として使用する際は、逆洗、プリコ
ートの再生操作を行ってから燃料プールの浄化運転を行
う運転方法を採用する。
高いため、原子炉浄化系として使用しているが過説塩器
を燃料プール浄化系として使用する際は、逆洗、プリコ
ートの再生操作を行ってから燃料プールの浄化運転を行
う運転方法を採用する。
逆に、燃料プール浄化系に使用しているが通説塩器を原
子炉浄化系として使用する場合は直ちに切換えても問題
はない。
子炉浄化系として使用する場合は直ちに切換えても問題
はない。
以上のように原子炉浄化系で捕集した高放射線量の不純
物が付着している濾過脱塩器に燃料プール水を通水する
前に、逆洗、プリコート操作を行うことにより、燃料プ
ール水への高放射線量領域の拡大を防止することが可能
となる。
物が付着している濾過脱塩器に燃料プール水を通水する
前に、逆洗、プリコート操作を行うことにより、燃料プ
ール水への高放射線量領域の拡大を防止することが可能
となる。
第1図に示した本発明装置の一実施例によれば、原子炉
浄化系の浄化運転に対する信頼性の向上。
浄化系の浄化運転に対する信頼性の向上。
燃料プール浄化系としてのろ過脱塩装置稼働率の向上濾
過脱塩器の台数削減により浄化設備容量の低減浄化設備
の一系列化に伴い系統運転の操作性の向上の効果がある
。
過脱塩器の台数削減により浄化設備容量の低減浄化設備
の一系列化に伴い系統運転の操作性の向上の効果がある
。
第4図、及び第5図はそれぞれ本発明の1実施例を示す
。
。
第4図の発明は減圧弁20が設置されている原子炉浄化
系と燃料プール浄化系を組合せた冷却材浄化系統であり
、第1図と異なるのは減圧弁20下流にr過脱塩装置3
0を設けていることである。
系と燃料プール浄化系を組合せた冷却材浄化系統であり
、第1図と異なるのは減圧弁20下流にr過脱塩装置3
0を設けていることである。
この実施例では、濾過脱塩器を低圧仕様にすることがで
き、ろ過脱塩装置のコスト低減の効果がある。
き、ろ過脱塩装置のコスト低減の効果がある。
第5図に示した他の実施例が第1図と異なるのは、第1
図が原子炉浄化系冷却材処理能力50%のろ過脱塩器を
3台設置したのに対して第5図では原子炉浄化系冷却材
処理能力100%のろ過脱塩器を2台設置したこである
。これらの実施例の装置(第4図、第5図)においても
、第1図の実施例の装置と同様の考え方で本発明方法を
実施することができる。そして、これらの実施例では、
さらに連絡配管、弁等の削減、構成の簡略化、操作性向
上の効果がある。
図が原子炉浄化系冷却材処理能力50%のろ過脱塩器を
3台設置したのに対して第5図では原子炉浄化系冷却材
処理能力100%のろ過脱塩器を2台設置したこである
。これらの実施例の装置(第4図、第5図)においても
、第1図の実施例の装置と同様の考え方で本発明方法を
実施することができる。そして、これらの実施例では、
さらに連絡配管、弁等の削減、構成の簡略化、操作性向
上の効果がある。
以上に説明した実施例においては、次記(イ)〜(ニ)
の効果が得られる。
の効果が得られる。
(イ)系統の信頼性の向上
従来、yK子炉浄化系が浄化処理能力50%容量のろ過
脱塩器を2台運転し、1台が処理不能になった場合は、
1台を系統から切り離し、再生操作を行ってから系統に
復帰させていた。再生操作の間、原子炉浄化系は50%
運転となる。しかし、本実施例では、原子炉浄化系とし
て決過脱塩Ia2台運転時に1台が処理不能になっても
、残り1台を直ちに原子炉浄化系として運転することが
可能であり、常時100%運転が達成できるため、浄化
能力に対する系統の信頼性が向上する。
脱塩器を2台運転し、1台が処理不能になった場合は、
1台を系統から切り離し、再生操作を行ってから系統に
復帰させていた。再生操作の間、原子炉浄化系は50%
運転となる。しかし、本実施例では、原子炉浄化系とし
て決過脱塩Ia2台運転時に1台が処理不能になっても
、残り1台を直ちに原子炉浄化系として運転することが
可能であり、常時100%運転が達成できるため、浄化
能力に対する系統の信頼性が向上する。
(ロ)系統の操作性の向上
従来、各系統に設置していた浄化設備を1系統にまとめ
、一箇所で集中した監視、操作を行うことが可能になる
ため、浄化設備の運転が容易になり操作性が向上する。
、一箇所で集中した監視、操作を行うことが可能になる
ため、浄化設備の運転が容易になり操作性が向上する。
(ハ)浄化設備容量の低減
従来、低圧型濾過脱塩器2台とプリコート設備及びホー
ルディング設備の補助設備一式と高圧型濾過脱塩器2台
と補助設備一式であったものを本発明の一例では高圧型
濾過脱塩器3台と補助設備一式に削減できる。また、燃
料プール浄化系のろ過説塩器に関して、従来は通常運転
時の浄化処理能力100%容量のものを2台設置し、1
台予備とし、原子炉ウェル水抜時に2台使用していたが
。
ルディング設備の補助設備一式と高圧型濾過脱塩器2台
と補助設備一式であったものを本発明の一例では高圧型
濾過脱塩器3台と補助設備一式に削減できる。また、燃
料プール浄化系のろ過説塩器に関して、従来は通常運転
時の浄化処理能力100%容量のものを2台設置し、1
台予備とし、原子炉ウェル水抜時に2台使用していたが
。
本発明では原子炉浄化系で使用していた濾過脱塩器を原
子炉ウェル水抜時に燃料プール浄化系として機能させる
ため予備機は不要となる。従って燃料プール浄化系のろ
通説塩器容量としては50%低減となる。
子炉ウェル水抜時に燃料プール浄化系として機能させる
ため予備機は不要となる。従って燃料プール浄化系のろ
通説塩器容量としては50%低減となる。
(ニ)設備稼働率の向上
従来、燃料プール浄化系のろ過脱塩器は2台設置され、
燃料交換作業等で燃料プール水の水質が悪化した場合又
は原子炉ウェルの浄化も同時に行う場合に対応できる浄
化能力を有しており、燃料プール水水質の悪化の可能性
が無くかつ浄化対象が燃料プールのみである原子炉通常
運転中には、濾過脱塩器は1台のみ連続運転を行ってい
た。つまり、原子炉停止中のみ濾過脱塩器が2台必要な
だけで、設備稼働率としては低いものとなっていた。し
かし本実施例では燃料プール浄化系として機能する濾過
脱塩器を原子炉通常運転中は1台。
燃料交換作業等で燃料プール水の水質が悪化した場合又
は原子炉ウェルの浄化も同時に行う場合に対応できる浄
化能力を有しており、燃料プール水水質の悪化の可能性
が無くかつ浄化対象が燃料プールのみである原子炉通常
運転中には、濾過脱塩器は1台のみ連続運転を行ってい
た。つまり、原子炉停止中のみ濾過脱塩器が2台必要な
だけで、設備稼働率としては低いものとなっていた。し
かし本実施例では燃料プール浄化系として機能する濾過
脱塩器を原子炉通常運転中は1台。
また、原子炉停止中は原子炉浄化系として不要となる濾
過脱塩器を切換えることで2台とそれぞれ確保でき、燃
料プール浄化系統の浄化能力を損なわずに濾過脱塩器の
予備巻を削減できるため、設備稼働率が向上する。
過脱塩器を切換えることで2台とそれぞれ確保でき、燃
料プール浄化系統の浄化能力を損なわずに濾過脱塩器の
予備巻を削減できるため、設備稼働率が向上する。
以上詳述したように1本発明の方法によれば原子炉1次
冷却材浄化系統と使用済燃料貯蔵プール水浄化系統との
双方の浄化系統に対して同一の清適脱塩装置を共用する
ことができるので設備コストの低減に貢献するところ多
大である。
冷却材浄化系統と使用済燃料貯蔵プール水浄化系統との
双方の浄化系統に対して同一の清適脱塩装置を共用する
ことができるので設備コストの低減に貢献するところ多
大である。
また1本発明の装置によれば上記の発明方法を容易に実
施して、その効果を充分に発揮させることができる。
施して、その効果を充分に発揮させることができる。
第1図は本発明の装置の1実施例を示す概略的な配管系
統図、第2図は同じく燃料交換時の系統概略図、第3図
は同じく原子炉ウェル水抜時の系統機略図である。 第4図および第5図はそれぞれ上記と異なる実施例を示
す橿要的な配管系統図である。 第6図は従来の原子炉の系統図、第7図及び第8図は公
知の原子炉の系統を具体的に表わした系統図である。 工・・・原子炉、2・・・原子炉浄化系ポンプ、3・・
・原子炉浄化系熱交換器、4・・・原子炉浄化系ろ過説
塩器、5・・・燃料プール浄化系ポンプ、6・・・燃料
プール浄化系熱交換器、7・・・燃料プール浄化系ろ過
説塩器。 10・・・原子炉ウェル、11・・・使用済燃料貯蔵プ
ール、12・・・スキマサージタンク、15・・・復水
貯蔵タンク、20・・・減圧弁、30・・・演過脱塩装
置、40・・・濾過脱塩器、50,51,52,53゜
54・・・開閉弁。
統図、第2図は同じく燃料交換時の系統概略図、第3図
は同じく原子炉ウェル水抜時の系統機略図である。 第4図および第5図はそれぞれ上記と異なる実施例を示
す橿要的な配管系統図である。 第6図は従来の原子炉の系統図、第7図及び第8図は公
知の原子炉の系統を具体的に表わした系統図である。 工・・・原子炉、2・・・原子炉浄化系ポンプ、3・・
・原子炉浄化系熱交換器、4・・・原子炉浄化系ろ過説
塩器、5・・・燃料プール浄化系ポンプ、6・・・燃料
プール浄化系熱交換器、7・・・燃料プール浄化系ろ過
説塩器。 10・・・原子炉ウェル、11・・・使用済燃料貯蔵プ
ール、12・・・スキマサージタンク、15・・・復水
貯蔵タンク、20・・・減圧弁、30・・・演過脱塩装
置、40・・・濾過脱塩器、50,51,52,53゜
54・・・開閉弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、同一のろ過脱塩装置を、原子炉1次冷却材の浄化と
、使用済燃料貯蔵プール水の浄化とに共用し、上記いず
れか一方の浄化に切り替え使用することを特徴とする原
子炉冷却材の浄化方法。 2、ろ過脱塩装置と熱交換器とポンプとを管路によつて
連結した原子炉1次冷却材浄化系統、並びに、ろ過脱塩
装置と熱交換器とポンプとを管路で連結した使用済燃料
貯蔵プール水浄化系統を備えた原子炉冷却材浄化装置に
おいて、前記双方の浄化系統のろ過脱塩装置を相互に、
弁を備えた管路で連結し、前記ろ過脱塩装置を前記双方
の浄化系統の何れか一方から遮断して他方に連通した状
態と、前記の一方に連通して前記の他方から遮断した状
態との2種類の状態の切替使用が可能なように構成した
ことを特徴とする原子炉冷却材の浄化装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59255087A JPH0648311B2 (ja) | 1984-12-04 | 1984-12-04 | 原子炉冷却材の浄化装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59255087A JPH0648311B2 (ja) | 1984-12-04 | 1984-12-04 | 原子炉冷却材の浄化装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61133900A true JPS61133900A (ja) | 1986-06-21 |
JPH0648311B2 JPH0648311B2 (ja) | 1994-06-22 |
Family
ID=17273943
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59255087A Expired - Fee Related JPH0648311B2 (ja) | 1984-12-04 | 1984-12-04 | 原子炉冷却材の浄化装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0648311B2 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008039631A (ja) * | 2006-08-08 | 2008-02-21 | Toshiba Corp | 原子炉冷却材浄化装置 |
CN109003685A (zh) * | 2018-07-23 | 2018-12-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂乏燃料池去浮*** |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS56150395A (en) * | 1980-04-24 | 1981-11-20 | Tokyo Shibaura Electric Co | Residual heat removing device of nuclear reactor |
JPS5882193A (ja) * | 1981-11-11 | 1983-05-17 | 株式会社日立製作所 | 残留熱除去系配管の浄化装置 |
-
1984
- 1984-12-04 JP JP59255087A patent/JPH0648311B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS56150395A (en) * | 1980-04-24 | 1981-11-20 | Tokyo Shibaura Electric Co | Residual heat removing device of nuclear reactor |
JPS5882193A (ja) * | 1981-11-11 | 1983-05-17 | 株式会社日立製作所 | 残留熱除去系配管の浄化装置 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008039631A (ja) * | 2006-08-08 | 2008-02-21 | Toshiba Corp | 原子炉冷却材浄化装置 |
CN109003685A (zh) * | 2018-07-23 | 2018-12-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂乏燃料池去浮*** |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0648311B2 (ja) | 1994-06-22 |
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LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |