JP2597562B2 - 原子炉ウェル水浄化設備 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子炉ウェルプールもしくは機器仮置プール
のプール水をその放射能レベルを十分に低減させてから
復水貯蔵槽へ排水させる原子炉ウェル水浄化設備に関す
る。

（従来の技術） 一般に、原子炉プラントでは約１年に１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水張りが行なわれ
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
ールとに水張りされたプール水を原子炉ウェル水浄化設
備の復水貯蔵槽へ排水している。

一般に、この種の原子炉ウェル水浄化設備は第３図に
示すように構成され、この原子炉ウェル水浄化設備によ
り原子炉ウェルプール１および機器仮置プール２のプー
ル水を排水する場合は、ウェル側吸込弁３と連絡弁４と
を開放し、原子炉ウェルプール１および機器仮置プール
２のプール水を図中、実線小矢印で示すようにポンプ５
によりろ過脱塩装置６に通水させて浄化してから復水貯
蔵槽７へ排出している。

このとき、タンク側吸込弁８とろ過脱塩装置出口弁９
とは全閉としておく。

一方、原子炉ウェル水浄化設備は原子炉ウェルプール
１および機器仮置プール２のプール水の排水運転時以外
では、燃料プール10内の使用済燃料の崩壊熱の除去と、
そのプール水の水質維持のために常時運転される。

すなわち、タンク側吸込弁８、ろ過脱塩装置出口弁９
および燃料プール入口弁11を開放し、燃料プール10から
サージタンク12へ流入したプール水を、第３図中破線矢
印で示すようにポンプ５により、ろ過脱塩装置６、熱交
換器13にそれぞれ通水させて、プールを浄化すると共に
冷却し、再び燃料プール10へ還流させている。

このとき、ウェル側吸込弁３、連絡弁４および補給弁
14は全閉としておく。

ところで、燃料プール10には耐震クラスの高い残留熱
除去系のサプレッションプール15のプール水を補給する
補給水ライン16が設けられている。

これは万一、地震等により燃料プール10のプール水位
が異常に低下した場合に、補給弁14を開放し、残留熱除
去系ポンプ17を運転して、サプレッションプール15のプ
ール水を燃料プール10に補給するものである。

また、他の従来の原子炉ウェル水浄化設備としては第
４図に示すように補給水ライン16に、補給弁14の下流側
で逆止弁20を介装し、補給水ライン16の立上り箇所から
の逆流を防止するものもある。

なお、第３図および第４図中、符号21は原子炉圧力容
器、22は液体廃棄物処理系である。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら、このような従来の原子炉ウェル水浄化
設備では原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールから
復水貯蔵槽７に排水された貯蔵水の放射能レベルの低減
が必ずしも十分ではないという問題がある。

復水貯蔵槽７は図示しないタービン復水器およびター
ビングランド蒸気系等への補給水の水源であるので、復
水貯蔵槽７の貯蔵水の放射能レベルを抑えることができ
れば、タービングランド蒸気系を有するタービン建屋内
の放射能レベルを低減することができる。

また、復水貯蔵槽７の貯蔵水は原子炉建屋内へ補給水
の水源でもあるので、復水貯蔵槽７内の貯蔵水の放射能
レベルを低減することができれば、原子炉建屋内の放射
能レベルも低減することができる。

そこで、本発明の目的は、復水貯蔵槽内の貯蔵水の放
射能レベルを低減して、原子力プラントの安全性の向上
を図ることができる原子炉ウェル水浄化設備を提供する
ことにある。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段） 本発明は原子炉ウェル水浄化設備のろ過脱塩装置と液
体廃棄物処理系とにより、原子炉ウェルプールおよび機
器仮置プールからのプール水を二重に浄化して、放射能
レベルの低減を図ることに特徴があり、次のように構成
される。

原子炉ウェルプールもしくは機器仮置プールに水張り
されたプール水をポンプを介して取り入れて浄化するろ
過脱塩装置と、このろ過脱塩装置からの排出水を一時貯
留するサプレッションプールと、このサプレッションプ
ールからの排出水を浄化する液体廃棄物処理系と、この
液体廃棄物処理系で浄化された水を回収する復水貯蔵槽
と、上気ろ過脱塩装置と熱交換器とを途中で介装して燃
料プールの水入口にその燃料プールのサージタンクの排
水口を接続するループ配管と、このループ配管の上気ろ
過脱塩装置の上流側を上気原子炉ウェルプールと機器仮
置プールの各排水口に連通させる排水ラインと、上気サ
プレッションプールの排水口を上気液体廃棄物処理系を
介して上気復水貯蔵槽の水入口に連通させる送水ライン
と、上気ループ配管の上気熱交換器の下流側を上気送水
ラインの途中に連通させると共に、補給弁を介装してい
る補給ラインと、この補給ラインの途中を上気サプレッ
ションプールの水入口に接続するテストラインと、この
復水貯蔵槽の他の入口を上気ループ配管の上気ろ過脱塩
装置の下流側に連絡させる連絡ラインと、を有する。

（作用） 原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールに水張りさ
れたプール水はループラインのろ過脱塩装置を通水し、
さらに補給ラインを経て送水ラインの液体廃棄物処理系
をそれぞれ通水して復水貯蔵槽へ排水される。

したがって、復水貯蔵槽内の貯蔵水はろ過脱塩装置と
液体廃棄物処理系とにより二重に浄化されているので、
この貯蔵水の放射能レベルは十分に低減されている。

その結果、復水貯蔵槽の貯蔵水を水源とするタービン
グランド蒸気系を有するタービン建屋と、被給水系を有
する原子炉建屋内の放射能レベルの低減を図ることがで
きる。

また、耐震クラスの高い残留熱除去系のサプレッショ
ンプールの排水口を、送水ラインの一部と補給ラインと
より燃料プールの水入口に連絡させているので、万一、
地震等により燃料プールのプール水位が異常に低下した
場合には補給弁を開弁して残留熱除去系ポンプを運転す
ることにより、サプレッションプールのプール水を燃料
プールに補給することができる。このために、地震時に
おいても、燃料プールにより使用済燃料の崩壊熱を除去
することができるので、安全性を向上させることができ
る。

（実施例） 以下、本発明の実施例を第１図および第２図に基づい
て説明する。

まず、本発明の一実施例が適用される一般的な原子炉
ウェル水浄化設備の構成を説明する。

原子炉ウェル水浄化設備は第１図に示すように原子炉
圧力容器30に連通する原子炉ウェルプール31および機器
仮置プール32に、ウェル側吸込弁33aを介装した排水ラ
イン33の二股端部を接続している。

この排水ライン33の先端は一本化されて、ループライ
ン34のタンク側吸込弁35とポンプ36との間に接続され、
ループライン34は燃料プール37に連通するサージタンク
38の水出口と燃料プール37の水入口とを連絡しており、
ポンプ36の下流にはろ過脱塩装置39、ろ過脱塩装置出口
弁40、熱交換器41および燃料プール入口弁42とをこの順
に順次介装し、サージタンク38内の水を燃料プール37へ
還流させるようになっている。

ループライン34のろ過脱塩装置39とろ過脱塩装置出口
弁40との間には、連絡弁43を介装した連絡ライン44を介
して復水貯蔵槽35が接続されている。

一方、ループライン34の燃料プール入口弁42の上流側
には、補給弁46を介装した補給ライン47が連結され、こ
の補給ライン47の先端は、送水ライン48の残留熱除去系
ポンプ49と送水弁50との間に接続されている。

送水ライン48はサプレッションプール51の水出口を復
水貯蔵槽45の水入口に接続しており、その途中には送水
弁50と、その下流にて液体廃棄物処理系52とが介在され
ており、サプレッションプール51のプール水を液体廃棄
物処理系52により浄化するようになっている。

また、補給弁46より上流側の補給ライン47の途中に
は、テスト弁53aを介装させたテストライン53が接続さ
れ、このテストライン53の先端はサプレッションプール
51の水入口に接続される。

次に、このように構成された原子炉ウェル水浄化設備
により原子炉ウェルプール31および機器仮置プール32の
プール水を復水貯蔵槽45に排水する場合の運転方法の一
例について説明する。

この場合はまず、第１図に示すようにウェル側吸込弁
33a、ろ過脱塩装置出口弁40、補給弁46およびテスト弁5
2をそれぞれ開ける一方、タンク側吸込弁35、連絡弁4
3、燃料プール入口弁42および送水弁50をそれぞれ閉じ
て、ポンプ36を起動する。

これにより、原子炉ウェルプール31および機器仮置プ
ール32のプール水は、第１図中、実線小矢印で示す方向
に案内されて、サプレッションプール51へ排水される。

そこで、次に残留熱除去系ポンプ49を起動して送水弁
50を開け、サプレッションプール51からのプール水を液
体廃棄物処理系52を通して復水貯蔵槽45へ排水させる。

このために、原子炉ウェルプール31および機器仮置プ
ール32からのプール水はろ過脱塩装置39および液体廃棄
物処理系52をそれぞれ通って二重に浄化されるので、復
水貯蔵槽45へ排水され、貯蔵されている貯蔵水の放射能
レベルを従来例に比して十分に低減することができる。

また、耐震クラスの高い残留熱除去系のサプレッショ
ンプール51の排水口を、送水ライン48の一部と補給ライ
ン47とより燃料プール37の水入口に連絡させているの
で、万一、地震等により燃料プール37のプール水位が異
常に低下した場合には補給弁46を開弁して残留熱除去系
ポンプを運転することにより、サプレッションプール51
のプール水を燃料プール37に補給することができる。こ
のために、地震時においても、燃料プール37により使用
済燃料の崩壊熱を除去することができるので、安全性を
向上させることができる。

なお、本発明は第２図に示すように補給ライン47に逆
止弁60を介装した原子炉ウェル水浄化設備についても適
用することができる。

すなわち、第２図に示すように逆止弁60を迂回するバ
イパスライン61を補給イン47に設け、このバイパスライ
ン61に介装したバイパス弁62を、原子炉ウェルプール31
および機器仮置プール32のプール水の排水時に開けて、
このプール水をバイパスライン61にバイパスさせる。こ
れ以外は、上記実施例と同様の運転方法に従えばよく、
本実施例によっても第１図で示す実施例とほぼ同様の作
用効果を奏することができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明は、原子炉ウェルプールお
よび機器仮置プールのプール水ろ過脱塩装置および液体
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。

また、耐震クラスの高い残留熱除去系のサプレッショ
ンプールの排水口を、送水ラインの一部と補給ラインと
より燃料プールの水入口に連絡させているので、万一、
地震等により燃料プールのプール水位が異常に低下した
場合には補給弁を開弁して残留熱除去系ポンプを運転す
ることにより、サプレッションプールのプール水を燃料
プールに補給することができる。このために、地震時に
おいても、燃料プールにより使用済燃料の崩壊熱を除去
することができるので、安全性を向上させることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉ウェル水浄化設備の全体構
成を示す系統図、第２図は本発明の他の実施例の全体構
成を示す系統図、第３図および第４図は従来の原子炉ウ
ェル水浄化設備の全体構成をそれぞれ示す系統図であ
る。 21……原子炉ウェルプール、32……機器仮置プール、37
……燃料プール、38……サージタンク、39……ろ過脱塩
装置、41……熱交換器、45……復水貯蔵槽、47……補給
ライン、51……サプレッションプール、52……液体廃棄
物処理系。

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉ウェルプールもしくは機器仮置プー
   ルに水張りされたプール水をポンプを介して取り入れて
   浄化するろ過脱塩装置と、このろ過脱塩装置からの排出
   水を一時貯留するサプレッションプールと、このサプレ
   ッションプールからの排出水を浄化する液体廃棄物処理
   系と、この液体廃棄物処理系で浄化された水を回収する
   復水貯蔵槽と、上記ろ過脱塩装置と熱交換器とを途中で
   介装して燃料プールの水入口にその燃料プールのサージ
   タンクの排水口を接続するループ配管と、このループ配
   管の上記ろ過脱塩装置の上流側を上記原子炉ウェルプー
   ルと機器仮置プールの各排水口に連通させる排水ライン
   と、上記サプレッションプールの排水口を上記液体廃棄
   物処理系を介して上記復水貯蔵槽の水入口に連通させる
   送水ラインと、上記ループ配管の上記熱交換器の下流側
   を上記送水ラインの途中に連通させると共に、補給弁を
   介装している補給ラインと、この補給ラインの途中を上
   記サプレッションプールの水入口に接続するテストライ
   ンと、この復水貯蔵槽の他の入口を上記ループ配管の上
   記ろ過脱塩装置の下流側に連絡させる連絡ラインと、を
   有することを特徴とする原子炉ウェル水浄化設備。