JP2563506B2 - Reactor coolant purification equipment - Google Patents

Reactor coolant purification equipment

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JP2563506B2 JP63203174A JP20317488A JP2563506B2 JP 2563506 B2 JP2563506 B2 JP 2563506B2 JP 63203174 A JP63203174 A JP 63203174A JP 20317488 A JP20317488 A JP 20317488A JP 2563506 B2 JP2563506 B2 JP 2563506B2
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保伸 藤木
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は、沸騰水型原子力発電所で使用される原子炉
冷却材浄化設備に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Field of Industrial Application) The present invention relates to a reactor coolant cleaning facility used in a boiling water nuclear power plant.

(従来の技術) 従来において、沸騰水型原子力発電所には原子炉冷却
材浄化設備が設置されている。この原子炉冷却材浄化設
備は、原子炉出力容器内を流れる冷却材の一部を取り出
してろ過脱塩した後、再び原子炉圧力容器内に戻す構成
になっている。さらには、原子炉起動時における冷却材
の熱膨張により生じる余剰冷却材及び制御棒駆動機構の
冷却水が原子炉圧力容器内へ流入することにより生じる
余剰冷却材を原子炉圧力容器内から排水するようになっ
ている。
(Prior Art) Conventionally, a boiling water nuclear power plant is provided with a reactor coolant purification facility. This reactor coolant purification facility is configured to take out a part of the coolant flowing in the reactor output vessel, filter and desalt the salt, and then return it to the reactor pressure vessel again. Furthermore, the excess coolant generated by thermal expansion of the coolant at startup of the reactor and the excess coolant produced by the cooling water of the control rod drive mechanism flowing into the reactor pressure vessel are drained from the reactor pressure vessel. It is like this.

第2図は、原子炉冷却材浄化設備の従来例を示す系統
図である。原子炉圧力容器1内の冷却材は原子炉圧力容
器1の下部に接続する再循環配管2から分岐された原子
炉冷却材浄化系配管30を介して一部抽出され、再生熱交
換器3、非再生熱交換器4により冷却され、原子炉冷却
材浄化系ポンプ5で加圧され、ろ過脱塩装置6にて浄化
された後、再生熱交換器3で熱回収をし、給水配管7を
経て再び原子炉圧力容器1に戻る。ろ過脱塩装置6の出
口側配管8より分岐した分岐配管29はタービン主復水器
9へ連絡する仕切弁10を備えた配管11及び液体廃棄物処
理系12へ連絡する仕切弁13を備えた配管14に接続されて
いる。前記余剰冷却材は仕切弁15を閉操作し仕切弁10ま
たは仕切弁13を開操作することにより、タービン主復水
器9または液体廃棄物処理系12へ排水される。そして、
この排水は液体廃棄物処理系12にて処理され、配管24を
介して復水貯蔵槽23に導かれる。よって、余剰冷却材の
排出先を2ケ所にすることにより、片方が保守・点検等
により使用できない場合においても使用可能な方に切り
替えることによって、余剰冷却材の排水に支障をきたさ
ない構成になっている。
FIG. 2 is a system diagram showing a conventional example of a reactor coolant purification facility. A part of the coolant in the reactor pressure vessel 1 is extracted through a reactor coolant purification system pipe 30 branched from a recirculation pipe 2 connected to the lower part of the reactor pressure vessel 1, and a regenerative heat exchanger 3, After being cooled by the non-regeneration heat exchanger 4, pressurized by the reactor coolant purification system pump 5 and purified by the filter desalting device 6, heat is recovered by the regeneration heat exchanger 3 and the water supply pipe 7 is connected. After that, it returns to the reactor pressure vessel 1 again. The branch pipe 29 branched from the outlet side pipe 8 of the filter desalination apparatus 6 was provided with a pipe 11 provided with a gate valve 10 connecting to the turbine main condenser 9 and a gate valve 13 connecting to the liquid waste treatment system 12. It is connected to the pipe 14. The surplus coolant is discharged to the turbine main condenser 9 or the liquid waste treatment system 12 by closing the sluice valve 15 and opening the sluice valve 10 or the sluice valve 13. And
This wastewater is treated by the liquid waste treatment system 12, and is guided to the condensate storage tank 23 via the pipe 24. Therefore, by setting the discharge destination of the excess coolant to two, even if one cannot be used due to maintenance / inspection, etc., it can be switched to the usable one so that the drainage of the excess coolant is not hindered. ing.

また、原子力発電所では約1年に一回の割合で定期検
査および燃料の交換が行なわれ、その際には原子炉ウェ
ルプールと機器仮置プールとにプール水が導入される。
燃料を交換した後は、原子炉ウェルプールと機器仮置プ
ールのプール水を燃料プール冷却浄化設備により復水貯
蔵槽へ排水している。
Further, at the nuclear power plant, periodic inspection and fuel exchange are performed about once a year, and at that time, pool water is introduced into the reactor well pool and the temporary equipment pool.
After exchanging the fuel, the pool water of the reactor well pool and the temporary equipment pool is drained to the condensate storage tank by the fuel pool cooling and purification facility.

このプール水の排水時には第3図に示すように原子炉
圧力容器1は開放されているため実質的に原子炉ウェル
プール16と機器仮置プール17のプール水と原子炉圧力容
器1内の冷却材は一体である。従って前記余剰冷却材の
排水方法と同様の方法で仕切弁13,15を閉操作し仕切弁1
0を開操作することによりプール水をタービン主復水器
9へ排水する。よって、燃料プール冷却浄化設備(図示
せず)のみでプール水の排水運転を行なう場合に比べて
排水時間を短縮することが可能である。
When the pool water is drained, the reactor pressure vessel 1 is opened as shown in FIG. 3, so that the pool water of the reactor well pool 16 and the temporary equipment pool 17 and the cooling of the reactor pressure vessel 1 are substantially provided. The material is one. Therefore, the sluice valves 13 and 15 are closed and operated in the same manner as the surplus coolant drainage method.
Opening 0 opens the pool water to the turbine main condenser 9. Therefore, it is possible to shorten the drainage time as compared with the case where the pool water drainage operation is performed only with the fuel pool cooling / purification facility (not shown).

同様に仕切弁10,15を閉操作し仕切弁13を開操作する
ことによりプール水を液体廃棄物処理系12へ排水するこ
とも可能であるが、液体廃棄物処理系12における処理容
量が小さいため原子炉冷却材浄化系ポンプ5の定格流量
で排水し続けることはできないため、プール水排水時間
の短縮への寄与は小さくなる。
Similarly, it is possible to discharge the pool water to the liquid waste treatment system 12 by closing the sluice valves 10 and 15 and opening the sluice valve 13, but the treatment capacity in the liquid waste treatment system 12 is small. Therefore, it is not possible to continue draining at the rated flow rate of the reactor coolant purification system pump 5, so that the contribution to shortening the pool water drainage time becomes small.

(発明が解決しようとする課題) このような従来の燃料プール冷却浄化設備の運転方法
では原子炉ウェルプール及び機器仮置プールから復水貯
蔵槽に排水された貯蔵水の放射能レベルの低減が必ずし
も十分でないという問題があった。
(Problems to be Solved by the Invention) In such a conventional method for operating a fuel pool cooling / purifying facility, it is possible to reduce the radioactivity level of the stored water discharged from the reactor well pool and the equipment temporary pool to the condensate storage tank. There was a problem that it was not always enough.

本発明の目的は、復水貯蔵槽及び主復水器への排出水
の放射能レベルの低減を図ることにより原子力プラント
の安全性の向上を図りつつ、かつ、プール水排水時間を
短縮することにより定期検査時間を短縮し、稼動効率の
向上を図ることを目的とする原子炉冷却材浄化装置を提
供することにある。
An object of the present invention is to improve the safety of a nuclear power plant by reducing the radioactivity level of discharge water to a condensate storage tank and a main condenser, and to shorten pool water drainage time. Accordingly, it is an object of the present invention to provide a reactor coolant purifying apparatus aiming at shortening the periodic inspection time and improving the operation efficiency.

〔発明の構成〕[Structure of Invention]

(課題を解決するための手段) 上記目的を達成するために、本発明においては、原子
炉圧力容器に接続された再循環配管から分岐され、再生
熱交換器と、非再生熱交換器と、原子炉冷却材浄化ポン
プと、ろ過脱塩装置とを有して給水配管に合流する配管
を有する原子炉冷却材浄化設備において、前記ろ過脱塩
装置の下流側から分岐してサプレッションプールに接続
される分岐配管と、この分岐配管上に設けられた止め弁
と、前記サプレッションプールと廃棄物処理系とをポン
プを介して接続する第1の配管と、前記廃棄物処理系と
復水貯蔵槽とを接続する第2の配管とを有することを特
徴とする原子炉冷却材浄化設備を提供する。
(Means for Solving the Problems) In order to achieve the above object, in the present invention, a regenerative heat exchanger is branched from a recirculation pipe connected to a reactor pressure vessel, and a non-regenerated heat exchanger, In a reactor coolant purification facility having a reactor coolant purification pump and a pipe that has a filter desalination unit and joins a water supply pipe, the reactor coolant branching unit is branched from the downstream side of the filter desalination unit and connected to a suppression pool. Branch pipe, a stop valve provided on the branch pipe, a first pipe connecting the suppression pool and the waste treatment system via a pump, the waste treatment system and a condensate storage tank. And a second pipe for connecting to the reactor.

(作 用) このように構成された原子炉冷却材浄化設備において
は、排水されたプール水がろ過脱塩装置によって浄化さ
れ、サプレッションプールに排水される。よって、サプ
レッションプール内に排出水が排水されるので、廃棄物
処理系の処理容量に関係なく原子炉冷却材浄化系ポンプ
の定格流量にてプール水が排水でき、プール水排水時間
を短縮させることができる。
(Operation) In the reactor coolant purification system configured as described above, the drained pool water is purified by the filter desalting device and drained to the suppression pool. Therefore, since the discharge water is discharged into the suppression pool, the pool water can be discharged at the rated flow rate of the reactor coolant purification system pump regardless of the treatment capacity of the waste treatment system, and the pool water drainage time can be shortened. You can

(実施例) 以下、本発明の一実施例に係る原子炉冷却材浄化設備
を第1図を参照して説明する。
(Example) Hereinafter, a reactor coolant purification facility according to an example of the present invention will be described with reference to FIG.

なお、第1図において、第3図と同一部分には同一符
号を付し、その部分の構成の説明は省略する。
In FIG. 1, the same parts as those in FIG. 3 are designated by the same reference numerals, and the description of the structure of those parts will be omitted.

第1図に示すように、定期検査時において、原子炉ウ
ェルプール16及び機器仮置プール内17とは同一の冷却材
で満たされ実質的に原子炉圧力容器1と一体をなしてい
る。原子炉圧力容器1は再循環配管2を経て原子炉冷却
材浄化設備28に接続しており、上流側から再生熱交換器
3,非再生熱交換器4,原子炉冷却材浄化系ポンプ5,ろ過脱
塩装置6が順に設けられている。また前記ろ過脱塩装置
6の出口側配管8より分岐した分岐配管29はサプレッシ
ョンプール18へ連絡する仕切弁19を備えた配管20及び液
体廃棄物処理系12へ連絡する仕切弁13を備えた配管14に
接続されている。前記サプレッションプール18は残留熱
除去系ポンプ21を備えた配管22により液体廃棄物処理系
12に接続されており、さらに液体廃棄物処理系12から復
水貯蔵槽23へ接続する配管24が設けられている。
As shown in FIG. 1, at the time of periodic inspection, the reactor well pool 16 and the temporary equipment pool 17 are filled with the same coolant and are substantially integrated with the reactor pressure vessel 1. The reactor pressure vessel 1 is connected to the reactor coolant purification equipment 28 via the recirculation pipe 2, and the regenerative heat exchanger is connected from the upstream side.
3, a non-regenerated heat exchanger 4, a reactor coolant purification system pump 5, and a filter desalination device 6 are sequentially provided. A branch pipe 29 branched from the outlet side pipe 8 of the filter desalination apparatus 6 is provided with a sluice valve 19 for communicating with the suppression pool 18 and a sluice valve 13 for communicating with the liquid waste treatment system 12. Connected to 14. The suppression pool 18 is a liquid waste treatment system through a pipe 22 equipped with a residual heat removal system pump 21.
A pipe 24 is provided that is connected to the liquid waste treatment system 12 and is connected to the condensate storage tank 23.

次に、このように構成された原子炉冷却材浄化設備28
により原子炉ウェルプール16及び機器仮置プール17のプ
ール水を復水貯蔵槽23に排水する場合の排水方法につい
て説明する。
Next, the reactor coolant purification facility 28 configured in this way
A method of draining pool water from the reactor well pool 16 and the temporary equipment pool 17 to the condensate storage tank 23 will be described.

第1図に示すように原子炉ウェルプール16及び機器仮
置プール17のプール水aは原子炉圧力容器1内の冷却材
bと実質的に一体であるため、原子炉冷却材浄化系ポン
プ5を運転することにより原子炉冷却材浄化設備28へ取
水することができる。取水されたプール水は再生熱交換
器3,非再生熱交換器4にて冷却され、原子炉冷却材浄化
系ポンプ5を通過した後、ろ過脱塩装置6にて浄化され
る。浄化されたプール水は、仕切弁15及び仕切弁13を閉
操作し仕切弁19を開操作することにより配管20を介して
サプレッションプール18に排水される。
As shown in FIG. 1, the pool water a of the reactor well pool 16 and the temporary equipment pool 17 is substantially integrated with the coolant b in the reactor pressure vessel 1, so that the reactor coolant purification system pump 5 The water can be taken into the reactor coolant purification facility 28 by operating the. The pool water taken in is cooled by the regenerative heat exchanger 3 and the non-regenerated heat exchanger 4, passed through the reactor coolant purification system pump 5, and then purified by the filter desalting device 6. The purified pool water is discharged to the suppression pool 18 via the pipe 20 by closing the sluice valves 15 and 13 and opening the sluice valve 19.

次にサプレッションプール18に排水されたプール水
は、残留熱除去系ポンプ21を運転することにより配管22
を介して液体破棄物処理系12へ送られる。そして、この
液体廃棄物処理系12にて浄化された後、配管24を介して
復水貯蔵槽23に排水される。
Next, the pool water drained to the suppression pool 18 is operated by the residual heat removal system pump 21 to operate the piping 22.
Is sent to the liquid waste treatment system 12 via. Then, after being purified by the liquid waste treatment system 12, it is drained to the condensate storage tank 23 via the pipe 24.

以上のように排水されるプール水を一時的にサプレッ
ションプール18に貯留することにより、廃棄物処理系12
の処理容量に関係なく原子炉冷却材浄化系ポンプ5の定
格流量にてプール水を排出することができる。一時的に
サプレッションプール18に貯留されたプール水は、液体
廃棄物処理系12へ徐々に送ることにより処理し、復水貯
蔵槽23にて貯蔵する。
By temporarily storing the pool water discharged as described above in the suppression pool 18, the waste treatment system 12
The pool water can be discharged at the rated flow rate of the reactor coolant purification system pump 5 regardless of the processing capacity of the above. The pool water temporarily stored in the suppression pool 18 is gradually sent to the liquid waste treatment system 12 to be treated and stored in the condensate storage tank 23.

また、原子炉起動時等に生じる余剰冷却材の排水は、
通常は配管14を通じて液体廃棄物処理系12へ排水し、液
体廃棄物処理系12が使用できない場合には、配管20を通
じたサプレッションプールへ排水することにより、従来
の排水方法と同等の運転性を有することができる。
In addition, the drainage of excess coolant that occurs when the reactor starts up,
Normally, the liquid waste treatment system 12 is drained through the pipe 14, and when the liquid waste treatment system 12 cannot be used, it is drained to the suppression pool through the pipe 20 to provide the same operability as the conventional drainage method. Can have.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

以上説明したように本発明は、原子炉ウェルプール及
び機器仮置プールのプール水をろ過脱塩装置及び液体廃
棄物処理系をそれぞれ通して二重に浄化してから復水貯
蔵槽へ排水させるので、復水貯蔵槽の貯蔵水の放射能レ
ベルの一層の低減を図ることができ、原子力プラントの
安全性の向上を図ることができる。
As described above, according to the present invention, the pool water of the reactor well pool and the equipment temporary storage pool is double purified through the filter desalting device and the liquid waste treatment system, respectively, and then drained to the condensate storage tank. Therefore, the radioactivity level of the stored water in the condensate storage tank can be further reduced, and the safety of the nuclear power plant can be improved.

また、本発明による原子炉ウェルプール及び機器仮置
プールのプール水の排水運転を燃料プール冷却浄化設備
による排水運転と同時に行なうことによりプール水排水
時間をさらに短縮することができ、定期検査時間の短縮
によるプラント稼動効率の向上を図ることができる。
Further, the pool water drainage time can be further shortened by performing the pool water drainage operation of the reactor well pool and the equipment temporary storage pool according to the present invention at the same time as the drainage operation by the fuel pool cooling and purification facility, and The plant operating efficiency can be improved by shortening.

さらに、本発明の実施例に際して、ろ過脱塩装置出口
側配管からサプレッションプールへ連絡する配管を新設
するかわりに、従来前記出口側配管からタービン主復水
器へ連絡していた配管を削除することにより配管物量の
削減が図れるとともに、従来原子炉起動時等に生じる余
剰冷却材をタービン主復水器へ排水しないことによりタ
ービン設備の放射能レベルの低減化を計ることができ
る。
Further, in the embodiment of the present invention, instead of newly installing a pipe connecting the outlet side pipe of the filtration and desalination apparatus to the suppression pool, the pipe connecting the outlet side pipe to the turbine main condenser in the related art is deleted. As a result, it is possible to reduce the amount of piping, and it is possible to reduce the radioactivity level of the turbine equipment by not draining the excess coolant generated at the time of conventional reactor startup to the turbine main condenser.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

第1図は本発明の一実施例に係る原子炉冷却材浄化設備
を示す系統図、第2図及び第3図は従来の原子炉冷却材
浄化設備を系す系統図である。 1……原子炉圧力容器 2……再循環配管 3……再生熱交換器 4……非再生熱交換器 5……原子炉冷却材浄化系ポンプ 6……ろ過脱塩装置 12……液体廃棄物処理系 16……原子炉ウェルプール 17……機器仮置プール 18……サプレッションプール 21……残留熱除去系ポンプ 23……復水貯蔵槽 28……原子炉冷却材浄化設備 29……分岐配管 30……原子炉冷却材浄化系配管
FIG. 1 is a system diagram showing a reactor coolant purification apparatus according to an embodiment of the present invention, and FIGS. 2 and 3 are system diagrams showing conventional reactor coolant purification apparatuses. 1 …… Reactor pressure vessel 2 …… Recirculation piping 3 …… Regeneration heat exchanger 4 …… Non-regeneration heat exchanger 5 …… Reactor coolant purification system pump 6 …… Filtration desalination device 12 …… Liquid disposal Waste treatment system 16 …… Reactor well pool 17 …… Temporary equipment pool 18 …… Suppression pool 21 …… Residual heat removal system pump 23 …… Condensate storage tank 28 …… Reactor coolant purification facility 29 …… Branch Piping 30 …… Piping for reactor coolant purification system

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項1】原子炉圧力容器に接続された再循環配管か
ら分岐され、再生熱交換器と、非再生熱交換器と、原子
炉冷却材浄化ポンプと、ろ過脱塩装置とを有して給水配
管に合流する配管を有する原子炉冷却材浄化設備におい
て、前記ろ過脱塩装置の下流側から分岐してサプレッシ
ョンプールに接続される分岐配管と、この分岐配管上に
設けられた止め弁と、前記サプレッションプールと廃棄
物処理系とをポンプを介して接続する第1の配管と、前
記廃棄物処理系と復水貯蔵槽とを接続する第2の配管と
を有することを特徴とする原子炉冷却材浄化設備。
1. A recirculation pipe connected to a reactor pressure vessel, having a regenerative heat exchanger, a non-regenerative heat exchanger, a reactor coolant purification pump, and a filter desalting device. In a reactor coolant purification facility having a pipe that joins a water supply pipe, a branch pipe branched from the downstream side of the filtration desalination device and connected to a suppression pool, and a stop valve provided on this branch pipe, A reactor comprising: a first pipe connecting the suppression pool and a waste treatment system via a pump; and a second pipe connecting the waste treatment system and a condensate storage tank. Coolant purification equipment.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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