JP2002071880A

JP2002071880A - 原子力発電プラント

Info

Publication number: JP2002071880A
Application number: JP2000262426A
Authority: JP
Inventors: Kentaro Hirabayashi; 健太郎平林; Yoshihiro Shiozawa; 義博塩沢
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 2000-08-31
Filing date: 2000-08-31
Publication date: 2002-03-12

Abstract

(57)【要約】【課題】原子力発電プラントの復水脱塩装置のイオン
交換樹脂が、過酸化水素により、脱塩性能低下を起こす
ことを防止する。【解決手段】復水器４と復水脱塩装置１５の間に過酸
化水素分解装置を設けるのではなく、過酸化水素の発生
源から排出される炉水あるいはプール水を復水器４、ま
たは復水貯蔵タンク（槽）４０へ移送する移送管路２７
ａに過酸化水素分解装置５０を設け、かつ、設置する過
酸化水素分解装置を、紫外線を用いて過酸化水素を分解
するもの、もしくは金属触媒を用いて過酸化水素を分解
するものとして、復水器４、または復水貯蔵タンク
（槽）４０へ流入する前に過酸化水素を分解する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電所の復
水中のイオン成分を除去浄化する復水脱塩装置に装荷さ
れているイオン交換樹脂の酸化劣化防止に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所では、原子炉で蒸気を生成
し、この蒸気でタービンを回して発電機を駆動する。タ
ービンを回した後の蒸気は、復水器で凝縮液化されて復
水となり、復水浄化装置で浄化されたあと、給水として
再び原子炉へ戻される。復水器の下流に設置された復水
浄化装置の復水脱塩装置では、イオン交換樹脂（カチオ
ン樹脂とアニオン樹脂）により復水中の陽イオン、陰イ
オンを除去し、原子炉へ供給される給水の水質を規定さ
れた水質に維持している。復水脱塩装置の前記イオン交
換樹脂は、復水中に酸化剤が含まれていると、カチオン
樹脂の酸化劣化を生じる。この酸化劣化に伴って樹脂か
ら溶出した全有機炭素（ＴＯＣ）によりアニオン樹脂の
脱塩性能低下を起こすため、復水脱塩装置への酸化剤の
流入を抑える必要がある。

【０００３】復水中に含まれる酸化剤としては、水の放
射線分解により生成される過酸化水素が考えられ、燃料
プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）から排出される原子炉ウ
ェル水、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）から排出され
る炉水等に含まれる過酸化水素が要因として考えられ
る。この過酸化水素が、ＣＵＷ系、ＦＰＣ系等の原子炉
と接続している系統から排出され、復水器、復水貯蔵設
備を経由し復水補給水系統から復水脱塩装置へ入り、脱
塩塔内のイオン交換樹脂を酸化劣化させる。

【０００４】この酸化劣化による樹脂劣化を防止する技
術として特開平８−５７７９号公報記載の復水浄化系の
イオン交換樹脂劣化防止装置があり、復水器下流にバイ
パスラインを設け、そのバイパスラインに過酸化水素分
解装置を設ける技術がある。

【０００５】しかし、復水脱塩装置への復水の流入経路
は、復水器からだけでなく復水貯蔵設備を水源とする復
水補給水系からの流入もあるため、上記技術では過酸化
水素の復水脱塩装置への流入を完全には抑えられないこ
とと、通常原子力発電所の起動時の復水流量は、８００
ｔ／ｈ〜１５００ｔ／ｈであり、起動時には復水流量全
量を過酸化水素分解装置により処理するため、前記バイ
パスラインの過酸化水素分解装置は、８００ｔ／ｈ〜１
５００ｔ／ｈを処理する大容量の設備が必要であるとい
う問題があった。

【０００６】また、他の技術として、特開２０００−２
７８７号公報記載の「過酸化水素分解装置」があり、こ
れは強塩基性のイオン交換樹脂塔を接続し、装荷されて
いる強塩基性イオン樹脂のアルカリ性により過酸化水素
の分解を行うものである。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記特
開２０００−２７８７号公報記載の技術では、陰イオン
交換樹脂が酸化劣化を受けることにより、陰イオン交換
樹脂から陽イオン系有機不純物が溶出する。この陽イオ
ン系不純物が分解すると、硝酸イオン（ＮＯ_３ ⁻）が生
成されるため、原子炉構成材料への影響が懸念される。
また、この陽イオン系不純物除去のために陽イオン交換
樹脂塔を設けることもできるが、この場合には１００％
過酸化水素が分解しないことによる残留過酸化水素によ
る陽イオン交換樹脂の酸化劣化による有機不純物の溶出
が考えられ、この陽イオン交換樹脂からの溶出有機不純
物は、分解すると硫酸イオンが生成されるため材料への
影響が懸念される。

【０００８】本発明の目的は、原子炉での放射性分解に
よる過酸化水素が、復水脱塩装置のイオン交換樹脂（カ
チオン樹脂）を酸化劣化させ、この酸化劣化に伴う樹脂
からの溶出ＴＯＣによりアニオン樹脂の脱塩性能低下を
起こすことを防止することにある。

【０００９】

【課題を解決するための手段】従来技術では、復水器下
流にバイパスラインを設けそこに過酸化水素分解装置を
設ける技術があるが、前述の通り復水脱塩装置への過酸
化水素の流入を完全に抑えることができないので、樹脂
劣化の可能性があることと、装置自体が大きくなる問
題、生成物による材料への影響について問題があった。

【００１０】本発明は、上記目的を達成する手段とし
て、過酸化水素の発生源から炉水が復水器、または復水
貯蔵設備へ排出される移送管路に過酸化水素分解装置を
設け、復水器、または復水貯蔵設備へ流入する前に過酸
化水素を分解し、かつ過酸化水素分解装置自体から生成
される不純物による材料への影響が生じないように、不
純物の発生がない過酸化水素分解装置を用いるものであ
る。

【００１１】前述したように、過酸化水素は水の放射線
分解により発生し、発生源は原子炉および燃料プール、
原子炉ウェルである。発明者等は、これらの発生源から
復水器、または復水貯蔵設備に炉水あるいはプール水を
移送する管路に過酸化水素分解装置を設けた。これによ
り復水脱塩装置の樹脂の劣化要因となる過酸化水素を含
む復水貯蔵設備の水が復水脱塩装置に導入されるまえ
に、過酸化水素を処理することが可能となり、復水脱塩
装置のイオン交換樹脂の劣化を防止することが出来る。
また、移送される水量が系統容量以下である、復水器ま
たは復水貯蔵設備に炉水あるいはプール水を移送する管
路に過酸化水素分解装置を設けることで、過酸化水素分
解装置の処理水量は、例えば発電容量が１００万ｋｗの
プラントの場合、約２００ｍ３／ｈとなり、運用によ
り、さらに少ない処理流量とすることが可能となる。

【００１２】前記不純物の発生がない過酸化水素分解装
置としては、金属触媒を用いて過酸化水素を分解する金
属触媒装置または紫外線（ＵＶ）を用いて過酸化水素を
分解する紫外線分解装置などを用いる。これにより、過
酸化水素分解による不純物の発生がなく、復水脱塩そう
ちなどの下流系統への影響をなくせる。

【００１３】さらに、過酸化水素分解装置の出側と入り
側を弁を介して接続するバイパス管路と、前記過酸化水
素分解装置入り側の流体の過酸化水素濃度を検知する過
酸化水素測定装置と、を設け、前記弁は前記過酸化水素
測定装置の出力に基づいて開閉制御されるようにする。
この構成により、処理対象の炉水あるいはプール水の過
酸化水素濃度があらかじめ設定した濃度値より高いとき
にだけ、過酸化水素分解装置を稼動させて過酸化水素分
解を行なわせることが可能になり、運転コストを低減で
きる。

【００１４】

【発明の実施の形態】図１に、本発明の第１の実施の形
態である原子力発電プラントを示す。図示の原子力発電
プラントは、原子炉１、主蒸気循環系１００、原子炉冷
却材浄化系２００、燃料プール冷却浄化系３００、復水
補給水系４００、および廃棄物処理設備５００を含んで
構成されている。

【００１５】主蒸気循環系１００は、原子炉に接続さ
れ、原子炉で生成された主蒸気を取出して搬送する主蒸
気配管２、主蒸気配管２に接続され発電機を駆動するタ
ービン３、タービン３に付設され蒸気を冷却、凝縮して
復水にする復水器４、復水器４に接続された復水配管
５、復水配管５に介装された復水ポンプ６、復水配管５
に接続され復水の脱塩処理する復水脱塩装置７、復水脱
塩装置７に接続された給水配管１０、給水配管１０に介
装された給水ヒータ８及び給水ポンプ９、を含んで構成
されている。

【００１６】原子炉冷却材浄化系２００は、図示されて
いない原子炉再循環系配管に分岐して設けられた原子炉
冷却材浄化系入口配管１１ａ、原子炉冷却材浄化系入口
配管１１ａに順に介装された再生熱交換器１２、非再生
熱交換器１３及び原子炉冷却材浄化系ポンプ１４、原子
炉冷却材浄化系入口配管１１ａの下流端に接続された原
子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置１５、原子炉冷却材浄化
系ろ過脱塩装置１５出側と前記給水ポンプ１０より下流
側の給水配管１０を前記再生熱交換器１２を介して接続
する原子炉冷却材浄化系戻り配管１１ｂ、を含んで構成
されている。原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置１５入口
の原子炉冷却材浄化系入口配管１１ａと、原子炉冷却材
浄化系ろ過脱塩装置１５出口の原子炉冷却材浄化系戻り
配管１１ｂは、弁を介装したバイパス管で接続されてい
る。

【００１７】復水補給水系４００は、前記給水ヒータ８
上流側の給水配管１０に復水取出し配管６０を介して接
続された復水貯蔵設備である復水貯蔵タンク４０と、こ
の復水貯蔵タンクと前記復水脱塩装置７入り側を接続す
る補給水ライン４２と、復水貯蔵タンク４０側を吸い込
み側として補給水ライン４２に介装された復水補給水ポ
ンプ４１と、を含んで構成されている。なお、復水補給
水ポンプ４１下流側の補給水ライン４２に分岐して、復
水補給水系の負荷４４に復水を供給する配管が設けられ
ている。

【００１８】燃料プール冷却浄化系３００は、燃料プー
ル２１接続して設けられたスキマーサージタンク２２
と、スキマーサージタンク２２の底部に接続された燃料
プール冷却浄化系入り側配管２６ａと、燃料プール冷却
浄化系入り側配管２６ａに吸い込み側をスキマーサージ
タンク２２側にして介装された燃料プール冷却浄化系ポ
ンプ２３と、燃料プール冷却浄化系入り側配管２６ａの
下流端に接続された燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置
２４と、燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置２４の出側
と燃料プール２１を接続する燃料プール冷却浄化系戻り
配管２６ｂと、燃料プール冷却浄化系戻り配管２６ｂに
介装された燃料プール冷却浄化系熱交換器２５と、を含
んで構成されている。燃料プール冷却浄化系熱交換器２
５下流側の燃料プール冷却浄化系戻り配管２６ｂには、
さらに、プール水移送管路である燃料プール冷却浄化系
ブローライン２７ａを介して過酸化水素分解装置５０が
接続され、過酸化水素分解装置５０の出側と前記復水貯
蔵タンク４０が、燃料プール冷却浄化系ブローライン２
７ｂで接続されている。なお、過酸化水素分解装置５０
の入り側と出側には、電磁弁５９（図示せず）が設けら
れている。

【００１９】燃料プール冷却浄化系は、水通常運転中
は、燃料プール冷却浄化系ポンプ２３により、燃料プー
ル水（以下、プール水という）を加圧して、燃料プール
２１、スキマーサージタンク２２、、燃料プール冷却材
浄化系ろ過脱塩装置２４、熱交換器２５の順に、プール
水を循環させ、プール水を浄化している。

【００２０】廃棄物処理設備５００は、前記燃料プール
冷却浄化系ブローライン２７ｂに排出ライン２９を介し
て接続されたラド設備２８を含んで構成されている。そ
して、前記原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置１５出口近
傍の原子炉冷却材浄化系戻り配管１１ｂに分岐して炉水
移送管路である原子炉冷却材浄化系ブローライン１６が
設けられ、原子炉冷却材浄化系ブローライン１６は、弁
を介して排出ライン１７によりラド設備２８に接続され
ている。原子炉冷却材浄化系ブローライン１６はまた、
弁を介して排出ライン１８により復水器４に接続されて
いる。

【００２１】燃料プール冷却浄化系は、通常運転中は、
燃料プール冷却浄化系ポンプ２３により、燃料プール水
（以下、プール水という）を加圧して、燃料プール２
１、スキマーサージタンク２２、、燃料プール冷却材浄
化系ろ過脱塩装置２４、熱交換器２５の順に、プール水
を循環させ、プール水を浄化している。

【００２２】定期検査では、復水補給水系から図示され
ていない配管を介して原子炉ウェル２０へ水を供給して
水を満たし、燃料プールゲートを開放する。燃料プール
ゲートを開放したのち、炉心から使用済み燃料を取り出
して燃料プールへ移動し、炉心に新燃料を装荷する。燃
料交換が完了すると、燃料プールゲートが閉鎖され、原
子炉ウェル２０の水は、燃料プール冷却材浄化系（ＦＰ
Ｃ系）、燃料プール冷却浄化系ブローライン２７ａを経
て過酸化水素分解装置５０へ導入される。過酸化水素分
解装置５０へ導入された原子炉ウェル２０の水は、その
中に含んでいる過酸化水素が分解され、燃料プール冷却
浄化系ブローライン２７ｂを経て復水貯蔵タンク（槽）
４０へ排出されて貯蔵されるか、あるいは排出ライン２
９を経てラド設備２８へ排出され、貯蔵、処理される。
原子炉ウェル２０の水の排出が終了したら、原子炉１の
上蓋が取りつけられる。

【００２３】復水貯蔵タンク（槽）４０へ貯蔵された水
は、その後、補給水ライン４２、復水浄化装置の復水脱
塩装置７、給水配管１０を経て、原子炉１へ供給され
る。この原子炉ウェル水には、放射線分解により生成さ
れる過酸化水素が含まれており、そのまま復水脱塩装置
７に供給されると、過酸化水素により復水脱塩装置のカ
チオン樹脂が酸化劣化し、カチオン樹脂の酸化劣化に伴
う樹脂からの溶出ＴＯＣによりアニオン樹脂の脱塩性能
低下を起こす可能性がある。本実施の形態では、燃料プ
ール冷却浄化系ブローライン２７に、不純物の発生がな
い紫外線による過酸化水素分解装置５０を設け、ブロー
水中に含まれる過酸化水素を分解した後復水貯蔵タンク
（槽）４０へ排出するか、ＬＣＷ（ラド設備）２８へ排
出するようにしている。

【００２４】これにより復水脱塩装置の樹脂の劣化要因
となる過酸化水素を、復水脱塩装置に導入されるまえに
処理することが可能となり、復水脱塩装置のイオン交換
樹脂の劣化を防止することが出来る。また、過酸化水素
分解装置５０の処理流量は、系統容量（復水ポンプを通
過する流量）と関係なく、ＦＰＣ系の容量以下に設定で
きるから、過酸化水素分解装置５０の処理流量は、発電
容量１００万ｋＷの場合、例えば約２００ｍ３／ｈとす
ることができ、運用によっては、さらに少ない流量とす
ることが可能となる。

【００２５】また、紫外線による過酸化水素分解装置５
０を設けたので、過酸化水素の分解に伴なう不純物の発
生がなく、下流系統への該不純物の影響をなくすことが
可能になる。さらに、本実施の形態によれば、ブロー水
が復水貯蔵タンク４０に流入する前の段階で該ブロー水
の過酸化水素を分解するので、復水貯蔵タンク４０内の
水には、過酸化水素は含まれていない。したがって、復
水貯蔵タンク４０の貯水を復水補給水系の各種負荷に供
給しても、過酸化水素による材料への悪影響が生ずるこ
とがなくなる。

【００２６】なお、上記実施の形態では、紫外線を用い
て過酸化水素を分解する過酸化水素分解装置を設けた
が、金属触媒を用いて過酸化水素を分解する過酸化水素
分解装置を設けても、過酸化水素分解に伴なう不純物の
発生がなく、上記実施の形態と同様の効果が得られる。
紫外線を用いて過酸化水素を分解する装置や金属触媒を
用いて過酸化水素を分解する装置はいずれも従来知られ
た装置であり、紫外線を用いて過酸化水素を分解する装
置については、例えば、「Ｓurface control ＆洗浄設
計」（近代編集社刊）１９９４年秋季号（別刷）の「紫
外線による有機物分解・殺菌」（山越裕司）に記載され
ている。

【００２７】本発明の第２の実施の形態を、図２を参照
して説明する。本実施の形態が前記第１の実施の形態と
異なるのは、燃料プール冷却浄化系ブローライン２７に
紫外線による過酸化水素分解装置５０を設ける代わり
に、原子炉冷却材浄化系ブローライン１６に、紫外線に
よる過酸化水素分解装置５１を設けた点である。他の構
成は前記第１の実施の形態と同じであるので、同一の符
号を付して説明を省略する。過酸化水素分解装置５１の
入り側と出側の原子炉冷却材浄化系ブローライン１６に
には、前記第１の実施の形態と同様、電磁弁５９が設け
られている。

【００２８】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、通常運転中、原子炉水は、原子炉冷却材浄化系（Ｃ
ＵＷ系）で以下の運転により浄化される。炉水は、原子
炉１から再循環配管に分岐して設けられた原子炉冷却材
浄化系入口配管１１にその一部が取出される。取出され
た炉水は、原子炉冷却材浄化系入口配管１１に介装され
た再生熱交換器１２、非再生熱交換器１３を通り、所定
の温度に冷却されたのち原子炉冷却材浄化系ポンプ１４
により昇圧される。昇圧された炉水は、原子炉冷却材浄
化系ろ過脱塩装置１５に導かれ、炉水中のクラッド、イ
オンを除去された後非再生熱交換器１３、再生熱交換器
１２、原子炉冷却材浄化系戻り配管１１ｂを経て原子炉
１へ戻される。

【００２９】一方、定期検査後の原子炉立上げにおいて
は、原子炉の昇温、昇圧に伴い通常水位をオーバする炉
水の水位を調整するため、原子炉水の一部を、原子炉１
から、再循環配管に分岐して設けられた原子炉冷却材浄
化系入口配管１１に取出す。原子炉冷却材浄化系入口配
管１１に取出された炉水は、再生熱交換器１２、非再生
熱交換器１３を通って所定の温度に冷却されたのち原子
炉冷却材浄化系ポンプ１４により昇圧される。昇圧され
た炉水は、原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置１５を通
り、原子炉冷却材浄化系ブローライン１６に導かれる。
原子炉冷却材浄化系ブローライン１６に導かれた炉水
（原子炉冷却材浄化系ブロー水）は、復水器４に導かれ
る場合は、原子炉冷却材浄化系から復水器への排出ライ
ン１８へ、ラド設備２８へ導く場合は、ラド設備２８へ
の排出ライン１７へ、それぞれ導入される。

【００３０】原子炉冷却材浄化系ブロー水は、復水器４
へ導かれた場合、復水器４、復水配管５、復水ポンプ６
を通り、復水脱塩装置７へ供給される。原子炉冷却材浄
化系ブロー水には、放射線分解により生成される過酸化
水素が含まれており、過酸化水素により復水脱塩装置の
カチオン樹脂が酸化劣化し、カチオン樹脂の酸化劣化に
伴う樹脂からの溶出ＴＯＣによりアニオン樹脂の脱塩性
能低下を起こす可能性がある。

【００３１】本実施の形態では、原子炉冷却材浄化系ブ
ローライン１６に、過酸化水素の分解に伴なう不純物の
発生がない、紫外線を用いた過酸化水素分解装置５１を
設け、ブロー水中に含まれる過酸化水素を分解した後復
水器４へ排出するか、ラド設備２８へ排出するようにし
ている。

【００３２】これにより復水脱塩装置の樹脂の劣化要因
となる過酸化水素を、復水脱塩装置に流入するまえに処
理することが可能となり、前記第１の実施の形態と同様
に、復水脱塩装置の樹脂劣化を防止することができる。
また、過酸化水素分解装置５１の処理流量は、系統容量
（復水ポンプを通過する流量）と関係なく、ＣＵＷ系の
容量以下に設定されるから、発電容量１００万ｋＷの原
子力発電プラントの場合、例えば約２００ｍ３／ｈとす
ることができ、運用によっては、さらに少ない流量とす
ることが可能となる。また、紫外線による過酸化水素分
解装置５０を設けたので、過酸化水素の分解に伴なう不
純物の発生がなく、下流系統への該不純物の影響をなく
すことが可能になる。

【００３３】なお、上記実施の形態では、紫外線を用い
て過酸化水素を分解する過酸化水素分解装置を設けた
が、金属触媒を用いて過酸化水素を分解する過酸化水素
分解装置を設けても、過酸化水素分解に伴なう不純物の
発生がなく、上記実施の形態と同様の効果が得られる。

【００３４】本発明の第３の実施の形態を、図３を参照
して説明する。図３に示す実施の形態が前記第１の実施
の形態と異なるのは、過酸化水素分解装置５０の入り側
と出側を電磁弁５３を介して連通するバイパスライン５
４を設置し、過酸化水素分解装置５０の入り側に過酸化
水素濃度を検知する過酸化水素測定装置５５を設け、測
定装置５５の出力に基づいて前記電磁弁５３及び電磁弁
５９を開閉するようにした点である。他の構成は前記第
１の実施の形態と同じなので、同一の符号を付して説明
を省略する。

【００３５】通常運転中、復水貯蔵タンク（槽）４０へ
は、直接炉水が流入することはないが、定期検査中には
ＦＰＣ系のブロー水が復水貯蔵タンク（槽）４０へ排出
されるため原子炉で放射線分解により生成される過酸化
水素が含まれている可能性がある。

【００３６】従って、復水貯蔵タンク（槽）４０へ流入
するブロー水の過酸化水素濃度を測定装置５５で検知
し、検出された過酸化水素濃度が予め設定された数値を
超えていないときは、過酸化水素分解装置５０の前後の
電磁弁５９を閉じバイパスライン５４の電磁弁５３を開
いて過酸化水素分解装置５０をバイパスしてブロー水を
復水貯蔵タンク（槽）４０へ導く。検出された過酸化水
素濃度が予め設定された数値を超えているときは、過酸
化水素分解装置５０の前後の電磁弁５９を開きバイパス
ライン５４の電磁弁５３を閉じてブロー水を過酸化水素
分解装置５０に導き、過酸化水素を分解したのち、復水
貯蔵タンク（槽）４０へ送り込む。

【００３７】これにより復水脱塩装置の樹脂の劣化要因
となる過酸化水素を、樹脂洗浄用に供給される前に処理
することが可能となり樹脂劣化を防止することが出来る
とともに、過酸化水素分解装置５０を無駄に稼動させる
必要がなくなる。

【００３８】本発明の第４の実施の形態を、図４を参照
して説明する。図４に示す実施の形態が前記第２の実施
の形態と異なるのは、過酸化水素分解装置５１の入り側
と出側を電磁弁５６を介して連通するバイパスライン５
７を設置し、過酸化水素分解装置５１の入り側に過酸化
水素濃度を検知する測定装置５８を設け、測定装置５８
の出力に基づいて前記電磁弁５６及び電磁弁５９を開閉
するようにした点である。他の構成は前記第２の実施の
形態と同じなので、同一の符号を付して説明を省略す
る。

【００３９】先に述べたように、図２に示す第２の実施
の形態においては、炉水を原子炉冷却材浄化系から復水
器４あるいはラド設備２８へ導く際、過酸化水素分解装
置５１で炉水に含まれる過酸化水素を分解した上で復水
器４あるいはラド設備２８へ導くようになっている。本
実施の形態は、過酸化水素分解装置５１の入口で炉水中
の過酸化水素濃度を検出し、検出された過酸化水素濃度
があらかじめ設定された数値を超えていないときは、過
酸化水素分解装置５１の前後の電磁弁５９を閉じバイパ
スライン５７の電磁弁５６を開いて過酸化水素分解装置
５１をバイパスして炉水を復水器４あるいはラド設備２
８へ導く。検出された過酸化水素濃度が予め設定された
数値を超えているときは、過酸化水素分解装置５１の前
後の電磁弁５９を開きバイパスライン５７の電磁弁５６
を閉じて炉水を過酸化水素分解装置５１へ導き、過酸化
水素を分解したのち、復水器４あるいはラド設備２８へ
炉水を送り込む。

【００４０】これにより復水脱塩装置の樹脂の劣化要因
となる過酸化水素を、樹脂洗浄用に供給される前に処理
することが可能となり樹脂劣化を防止することが出来る
とともに、過酸化水素濃度が予め設定した数値、例えば
通常の水の過酸化水素濃度値以下のときは、過酸化水素
分解装置５１を稼動させる必要がなくなる。

【００４１】

【発明の効果】本発明によれば、炉水に含まれる、原子
炉での放射性分解による過酸化水素が、復水脱塩装置の
カチオン樹脂を酸化劣化させることに伴う該カチオン樹
脂からの溶出ＴＯＣによりアニオン樹脂の脱塩性能低下
を起こすことが防止される。また、過酸化水素が復水系
統に流出する前に、原子炉冷却材浄化系あるいは燃料プ
ール冷却浄化系のブローラインで、過酸化水素を分解処
理するため、過酸化水素分解装置の容量を小さくするこ
とが可能となる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施の形態を示す系統図であ
る。

【図２】本発明の第２の実施の形態を示す系統図であ
る。

【図３】本発明の第３の実施の形態を示す系統図であ
る。

【図４】本発明の第４の実施の形態を示す系統図であ
る。

【符号の説明】

１原子炉２主蒸気配管３タービン４復水器５復水配管６復水ポンプ７復水脱塩装置８給水ヒータ９給水ポンプ１０給水配管１１ａ原子炉冷却材浄化系入口配管１１ｂ原子炉冷却材浄化系戻り配管１２再生熱交換器１３非再生熱交換器１４原子炉冷却材浄化系ポンプ１５原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置、１６原子炉冷却材浄化系ブローライン１７排出ライン１８排出ライン２０原子炉ウェル２１燃料プール２２スキマーサージタンク２３燃料プール冷却浄化系ポンプ２４燃料プール冷却材浄化系ろ過脱塩装置２５熱交換器２６ａ燃料プール冷却浄化系入り側配管２６ｂ燃料プール冷却浄化系戻り配管２７燃料プール冷却浄化系ブローライン２８ラド設備２９排出ライン４０復水貯蔵タンク（槽）４１復水補給水ポンプ４２脱塩装置への補給水ライン４３再生塔（洗浄塔）４４復水補給水系の負荷５０過酸化水素分解装置（ＦＰＣ系）５１過酸化水素分解装置（ＣＵＷ系）５３電磁弁５４バイパスライン５５過酸化水素測定装置５６電磁弁５７バイパスライン５８過酸化水素測定装置５９電磁弁６０復水取出しライン

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者塩沢義博茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内Ｆターム(参考） 4D037 AA08 AB11 BA18 BB02 CA09 CA15 4D050 AA09 AB33 BC06 BD08 CA08

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】発電タービンを駆動する蒸気を生成する
原子炉と、前記蒸気を冷却、凝縮して復水とする復水器
と、前記復水を貯蔵する復水貯蔵設備と、核燃料を貯蔵
する燃料プールの水を冷却浄化処理する燃料プール冷却
浄化系と、前記燃料プール冷却浄化系から前記復水貯蔵
設備にプール水を移送するプール水移送管路と、を備え
た原子力発電プラントにおいて、前記プール水移送管路
に、移送されるプール水中の過酸化水素を分解する過酸
化水素分解装置が設置されていることを特徴とする原子
力発電プラント。
【請求項２】発電タービンを駆動する蒸気を生成する
原子炉と、前記蒸気を冷却、凝縮して復水とする復水器
と、前記復水を貯蔵する復水貯蔵設備と、前記原子炉の
炉水を浄化した後原子炉へ戻す原子炉冷却材浄化系と、
前記原子炉冷却材浄化系から前記復水貯蔵設備に炉水を
移送する炉水移送管路と、を備えた原子力発電プラント
において、前記炉水移送管路に、移送される炉水中の過
酸化水素を分解する過酸化水素分解装置が設置されてい
ることを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項３】請求項１又は２に記載の原子力発電プラ
ントにおいて、前記過酸化水素分解装置が、金属触媒も
しくは紫外線を利用して過酸化水素を分解する過酸化水
素分解装置であることを特徴とする原子力発電プラン
ト。
【請求項４】請求項１乃至３のうちのいずれか１項に
記載の原子力発電プラントにおいて、過酸化水素分解装
置の出側と入り側を弁を介して接続するバイパス管路
と、前記過酸化水素分解装置入り側の流体の過酸化水素
濃度を検知する過酸化水素測定装置と、を設け、前記弁
は前記過酸化水素測定装置の出力に基づいて開閉制御さ
れるものであることを特徴とする原子力発電プラント。