JP3093919B2 - 加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染方法及び装置 - Google Patents
加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染方法及び装置Info
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水形原子炉（ＰＷ
Ｒ）の運転中に、原子炉冷却材系及び接続されている諸
系統の内部表面に付着するようになる皮膜層の除去に関
し、特に、高圧機器及び高圧接続部を必要としない圧力
でＰＷＲの原子炉冷却材系を除染し且つ浄化するための
方法及び装置に関するものである。
Ｒ）の運転中に、原子炉冷却材系及び接続されている諸
系統の内部表面に付着するようになる皮膜層の除去に関
し、特に、高圧機器及び高圧接続部を必要としない圧力
でＰＷＲの原子炉冷却材系を除染し且つ浄化するための
方法及び装置に関するものである。
【０００２】
【関連技術の説明】加圧水形原子炉は、適当なレベルで
減速材を含有している軽水の形態にある原子炉冷却材
を、原子炉容器と蒸気発生器との間のホットレッグ配管
及び蒸気発生器から原子炉冷却材を原子炉容器に戻すコ
ールドレッグを含む少なくとも２つのループを介して循
環する原子炉冷却材系を備えている。また、この原子炉
冷却材系は、原子炉プラントの運転停止時に、炉心によ
り発生された熱を除去する熱交換器を含む残留熱除去系
も備えている。
減速材を含有している軽水の形態にある原子炉冷却材
を、原子炉容器と蒸気発生器との間のホットレッグ配管
及び蒸気発生器から原子炉冷却材を原子炉容器に戻すコ
ールドレッグを含む少なくとも２つのループを介して循
環する原子炉冷却材系を備えている。また、この原子炉
冷却材系は、原子炉プラントの運転停止時に、炉心によ
り発生された熱を除去する熱交換器を含む残留熱除去系
も備えている。
【０００３】使用年数が増加するに伴い、原子炉冷却材
系の代表的はステンレス鋼製の表面に２層の腐食皮膜が
形成される。決まった場所に成長する表面処理膜である
内側の層は、ステンレス鋼製表面に結合し、鉄、クロム
及び酸化ニッケルを含んでいる。数ミクロンの厚さであ
るこの内側の層は金属表面の一部を形成する。外側の腐
食皮膜層は、鉄、コバルト、ニッケル並びにその他の腐
食生成物及び摩耗生成物の付着により形成されるもので
ある。この強く付着するようになる皮膜は、その成分が
原子炉容器及び炉心における中性子束中を通過すること
により放射化される。このようにして、皮膜内に生ずる
同位体は、例えば５年又はそれ以上の長い半減期を有
し、そのため、原子炉冷却材系の保守に携わる作業員は
γ線放射に被曝されることになる。
系の代表的はステンレス鋼製の表面に２層の腐食皮膜が
形成される。決まった場所に成長する表面処理膜である
内側の層は、ステンレス鋼製表面に結合し、鉄、クロム
及び酸化ニッケルを含んでいる。数ミクロンの厚さであ
るこの内側の層は金属表面の一部を形成する。外側の腐
食皮膜層は、鉄、コバルト、ニッケル並びにその他の腐
食生成物及び摩耗生成物の付着により形成されるもので
ある。この強く付着するようになる皮膜は、その成分が
原子炉容器及び炉心における中性子束中を通過すること
により放射化される。このようにして、皮膜内に生ずる
同位体は、例えば５年又はそれ以上の長い半減期を有
し、そのため、原子炉冷却材系の保守に携わる作業員は
γ線放射に被曝されることになる。
【０００４】加圧水形原子炉の除染に関する従来の多く
の試みは、蒸気発生器の水室や残留熱除去系のような原
子炉冷却材系のある部分に限定されていた。原子炉冷却
材系のこれ等の部分は、低圧力で適度な流量を用いて化
学的に除染することができる。このような化学的除染に
関し種々のプロセスが開発され、一般に用いられている
ものに次のような２つのプロセスがある。即ち、英国の
電力研究所（ElectricPower Research Institute）及び
中央発電庁（Ｃentral Ｅlectric ＧovernmentＢoard）
により開発されているＬＯＭＩプロセスがある。このプ
ロセスは約１８０°Ｆ（８２℃）から約２００°Ｆ（９
３℃）までの温度で実施しなければならない。第２のプ
ロセスは重水カーボン鋼原子炉についてカナダ原子力社
（AtomicEnergy Canada, Ltd.)によって開発されたＣＡ
ＮＤＥＲＥＭである。このプロセスは、２４０°Ｆ（１
１６℃）までの或る温度段階で動作する。
の試みは、蒸気発生器の水室や残留熱除去系のような原
子炉冷却材系のある部分に限定されていた。原子炉冷却
材系のこれ等の部分は、低圧力で適度な流量を用いて化
学的に除染することができる。このような化学的除染に
関し種々のプロセスが開発され、一般に用いられている
ものに次のような２つのプロセスがある。即ち、英国の
電力研究所（ElectricPower Research Institute）及び
中央発電庁（Ｃentral Ｅlectric ＧovernmentＢoard）
により開発されているＬＯＭＩプロセスがある。このプ
ロセスは約１８０°Ｆ（８２℃）から約２００°Ｆ（９
３℃）までの温度で実施しなければならない。第２のプ
ロセスは重水カーボン鋼原子炉についてカナダ原子力社
（AtomicEnergy Canada, Ltd.)によって開発されたＣＡ
ＮＤＥＲＥＭである。このプロセスは、２４０°Ｆ（１
１６℃）までの或る温度段階で動作する。
【０００５】加圧水形原子炉の冷却材系全体の除染にお
いては、系の大きさに考慮を払わなければならない。ホ
ットレッグ及びコールドレッグ配管は、例えば、直径３
１インチ(７８.７４ｃｍ）にもなり得る。このような除
染系における流速もしくは流量は、プロセスを有効に
し、且つ浄化剤が原子炉の冷却材系の壁等を攻撃（腐
食）しないように合理的に短い時間内でプロセスを完了
し且つ除染／浄化剤を系から洗い出すことができるよう
に充分に大きくしなければならない（例えば、最小で毎
秒約１フィート(３０.４８ｃｍ）の流速）。このような
所要の高流速もしくは流量は、原子炉冷却材系に流れを
発生するために据え付けられている主原子炉冷却材ポン
プ及び／又は残留熱除去ポンプを用いて原子炉冷却材を
除染及び浄化剤と共に循環し且つ除染プロセスに対し温
度制御を行うことにより達成することができる。しか
し、これ等の据付ポンプの運転に要求される最小圧力
は、通常相当に高く、例えば２８.１２Ｋｇ／ｃｍ2（４
００ｐｓｉ）或はそれ以上であり、従って、除染系及び
その構成要素はかかる圧力に耐えるように設計しなけれ
ばならない。実際、残留熱除去系のポンプの吐出側の圧
力は、４０.０７Ｋｇ／ｃｍ2（５７０ｐｓｉ）或はそれ
以上になり得る。従って、このようなポンプを用いる除
染方式は、４２.２Ｋｇ／ｃｍ2（６００ｐｓｉ）或はそ
れ以上の圧力に耐え得るように設計しなければならな
い。先にも述べたように、このような化学的除染及び浄
化プロセスに要求される温度は２４０°Ｆ（１１６℃）
にもなり得る。従って、除染系の構成要素は高圧及び高
温に耐え得るように設計しなければならない。このよう
な圧力及び温度を考慮して設計された容器及び導管は、
数インチもの壁厚を有し得る。従って、これ等の構成要
素は、可撓性を有する導管ではなく、特別な溶接接続及
び配管としなければならない。
いては、系の大きさに考慮を払わなければならない。ホ
ットレッグ及びコールドレッグ配管は、例えば、直径３
１インチ(７８.７４ｃｍ）にもなり得る。このような除
染系における流速もしくは流量は、プロセスを有効に
し、且つ浄化剤が原子炉の冷却材系の壁等を攻撃（腐
食）しないように合理的に短い時間内でプロセスを完了
し且つ除染／浄化剤を系から洗い出すことができるよう
に充分に大きくしなければならない（例えば、最小で毎
秒約１フィート(３０.４８ｃｍ）の流速）。このような
所要の高流速もしくは流量は、原子炉冷却材系に流れを
発生するために据え付けられている主原子炉冷却材ポン
プ及び／又は残留熱除去ポンプを用いて原子炉冷却材を
除染及び浄化剤と共に循環し且つ除染プロセスに対し温
度制御を行うことにより達成することができる。しか
し、これ等の据付ポンプの運転に要求される最小圧力
は、通常相当に高く、例えば２８.１２Ｋｇ／ｃｍ2（４
００ｐｓｉ）或はそれ以上であり、従って、除染系及び
その構成要素はかかる圧力に耐えるように設計しなけれ
ばならない。実際、残留熱除去系のポンプの吐出側の圧
力は、４０.０７Ｋｇ／ｃｍ2（５７０ｐｓｉ）或はそれ
以上になり得る。従って、このようなポンプを用いる除
染方式は、４２.２Ｋｇ／ｃｍ2（６００ｐｓｉ）或はそ
れ以上の圧力に耐え得るように設計しなければならな
い。先にも述べたように、このような化学的除染及び浄
化プロセスに要求される温度は２４０°Ｆ（１１６℃）
にもなり得る。従って、除染系の構成要素は高圧及び高
温に耐え得るように設計しなければならない。このよう
な圧力及び温度を考慮して設計された容器及び導管は、
数インチもの壁厚を有し得る。従って、これ等の構成要
素は、可撓性を有する導管ではなく、特別な溶接接続及
び配管としなければならない。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】従って、溶接接続の代
わりに継手を含む標準的な構成要素の使用を許容する圧
力で動作するＰＷＲの全原子炉冷却材系を化学的に除染
し且つ浄化するための改善された方法及び装置に対する
必要性が存在する。
わりに継手を含む標準的な構成要素の使用を許容する圧
力で動作するＰＷＲの全原子炉冷却材系を化学的に除染
し且つ浄化するための改善された方法及び装置に対する
必要性が存在する。
【０００７】また、標準的な構成要素を使用しつつ、プ
ロセスに対し所要の流量もしくは流速を与えることがで
きる改良された方法及び装置に対する必要性も存在す
る。
ロセスに対し所要の流量もしくは流速を与えることがで
きる改良された方法及び装置に対する必要性も存在す
る。
【０００８】更に、化学的除染及び浄化プロセスで要求
される上昇温度で動作することができる上記のような方
法及び装置に対する必要性が存在する。
される上昇温度で動作することができる上記のような方
法及び装置に対する必要性が存在する。
【０００９】
【発明の概要】上述の必要性及びその他の必要性は、約
１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０ｐｓｉ）以下の圧力で動
作するように設計された標準の構成要素だけしか必要と
せずに据付ポンプを用いて加圧水形原子炉の原子炉冷却
材系（ＲＳＣ）を化学的に除染し且つ浄化するための方
法及び装置を提供する本発明により満足される。本発明
の教示によれば、少なくとも毎分約３７８５リットル
（１０００ガロン）の原子炉冷却材の流量、好ましくは
毎分約５６８０リットル（１５００ガロン）の流量が、
その圧力を約１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2以下、そして好まし
くは約１.４〜２.１Ｋｇ／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）の
範囲内の圧力に減少してレットダウン手段によって冷却
材系から分流する。この減圧された原子炉冷却材の分流
には、化学的除染及び浄化剤を混合して高圧注入ポンプ
により原子炉冷却材に注入し戻す。冷却材と化学的除染
及び浄化剤との混合物は、原子炉の冷却材系を循環し
て、系の壁に付着している皮膜を溶解する。このように
して溶解された汚染物及び粒状の汚染物は、化学的除染
及び浄化剤が冷却材の分流に添加される箇所より上流側
で、除染手段によって原子炉冷却材の分流から除去され
る。この除染手段は、溶解されている汚染物を除去する
脱塩器及び粒状汚染物を除去する濾過器を含む。除染及
び浄化処理後の冷却材の分流の一部分を、必要に応じ、
サージタンク内に保持し、脱塩器及び（又は）濾過器を
逆洗するのに使用することができる。しかし、本発明の
１つの実施例においては、全原子炉冷却材の分流がサー
ジタンク内に導入され、このサージタンクから原子炉冷
却材は脱塩器を介して送出される。本発明の好適な実施
例においては、サージタンクは冷却材の分流路に直接設
けず、冷却材の分流を、原子炉冷却材系に設置してある
据付ポンプ及び高圧注入ポンプだけを使用して循環させ
る。
１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０ｐｓｉ）以下の圧力で動
作するように設計された標準の構成要素だけしか必要と
せずに据付ポンプを用いて加圧水形原子炉の原子炉冷却
材系（ＲＳＣ）を化学的に除染し且つ浄化するための方
法及び装置を提供する本発明により満足される。本発明
の教示によれば、少なくとも毎分約３７８５リットル
（１０００ガロン）の原子炉冷却材の流量、好ましくは
毎分約５６８０リットル（１５００ガロン）の流量が、
その圧力を約１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2以下、そして好まし
くは約１.４〜２.１Ｋｇ／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）の
範囲内の圧力に減少してレットダウン手段によって冷却
材系から分流する。この減圧された原子炉冷却材の分流
には、化学的除染及び浄化剤を混合して高圧注入ポンプ
により原子炉冷却材に注入し戻す。冷却材と化学的除染
及び浄化剤との混合物は、原子炉の冷却材系を循環し
て、系の壁に付着している皮膜を溶解する。このように
して溶解された汚染物及び粒状の汚染物は、化学的除染
及び浄化剤が冷却材の分流に添加される箇所より上流側
で、除染手段によって原子炉冷却材の分流から除去され
る。この除染手段は、溶解されている汚染物を除去する
脱塩器及び粒状汚染物を除去する濾過器を含む。除染及
び浄化処理後の冷却材の分流の一部分を、必要に応じ、
サージタンク内に保持し、脱塩器及び（又は）濾過器を
逆洗するのに使用することができる。しかし、本発明の
１つの実施例においては、全原子炉冷却材の分流がサー
ジタンク内に導入され、このサージタンクから原子炉冷
却材は脱塩器を介して送出される。本発明の好適な実施
例においては、サージタンクは冷却材の分流路に直接設
けず、冷却材の分流を、原子炉冷却材系に設置してある
据付ポンプ及び高圧注入ポンプだけを使用して循環させ
る。
【００１０】本発明によれは、脱塩器、濾過器、サージ
タンク及び接続導管等の構成要素は、１０.５５Ｋｇ／
ｃｍ2或はそれ以下の圧力で動作する標準設計のものと
することができる。従って、この設備及び構成要素は比
較的廉価且つ軽量であり、一時的設置及び取り外しが容
易になる。また、付加的な脱塩器或は濾過器を設置する
のに必要とされる容積を容易に且つ費用をそれ程伴わず
に得ることが可能である。
タンク及び接続導管等の構成要素は、１０.５５Ｋｇ／
ｃｍ2或はそれ以下の圧力で動作する標準設計のものと
することができる。従って、この設備及び構成要素は比
較的廉価且つ軽量であり、一時的設置及び取り外しが容
易になる。また、付加的な脱塩器或は濾過器を設置する
のに必要とされる容積を容易に且つ費用をそれ程伴わず
に得ることが可能である。
【００１１】
【実施例】以下、本発明の充分な理解を得るために、添
付図面と関連して好適な実施例に関し詳細に説明する。
付図面と関連して好適な実施例に関し詳細に説明する。
【００１２】図１は、格納容器５の内部に収容された原
子炉容器３を具備する加圧水形原子炉（以下、ＰＷＲと
略称することもある）１を示す。ＰＷＲ１の原子炉冷却
材系７は、２つのループ９及び１１を含む。第１のルー
プ９は、原子炉容器３から蒸気発生器１５へと原子炉冷
却材を給送するホットレッグ１３を含む。原子炉冷却材
は次いで、主冷却材ポンプ（据付ポンプ）１９によりコ
ールドレッグ１７を介して原子炉容器へと循環し戻され
る。同様に、第２のループ１１も、原子炉冷却材を蒸気
発生器２３に給送するホットレッグ２１と、主冷却材ポ
ンプ（据付ポンプ）２７により冷却材を原子炉容器に戻
すコールドレッグ２５とを有する。蒸気発生器１５及び
２３は、原子炉冷却材により搬送される熱を利用して蒸
気を発生し、この蒸気で二次ループ（図示せず）内の蒸
気タービン及びそれに連結された発電機を駆動し電気を
発生する。
子炉容器３を具備する加圧水形原子炉（以下、ＰＷＲと
略称することもある）１を示す。ＰＷＲ１の原子炉冷却
材系７は、２つのループ９及び１１を含む。第１のルー
プ９は、原子炉容器３から蒸気発生器１５へと原子炉冷
却材を給送するホットレッグ１３を含む。原子炉冷却材
は次いで、主冷却材ポンプ（据付ポンプ）１９によりコ
ールドレッグ１７を介して原子炉容器へと循環し戻され
る。同様に、第２のループ１１も、原子炉冷却材を蒸気
発生器２３に給送するホットレッグ２１と、主冷却材ポ
ンプ（据付ポンプ）２７により冷却材を原子炉容器に戻
すコールドレッグ２５とを有する。蒸気発生器１５及び
２３は、原子炉冷却材により搬送される熱を利用して蒸
気を発生し、この蒸気で二次ループ（図示せず）内の蒸
気タービン及びそれに連結された発電機を駆動し電気を
発生する。
【００１３】原子炉の運転停止時には、残留熱除去系
（ＲＨＲ系とも略称する）２９は、ホットレッグの内の
１つ、例えばホットレッグ１３から原子炉冷却材を取り
出して、熱交換器に通し、しかる後に冷却材を原子炉冷
却材系の他のループ、例えばコールドレッグ２５に戻
す。本発明によれば、残留熱除去系２９からの原子炉冷
却材は、除染及び浄化系３５に分流されて除染及び浄化
に利用される。なお、図示を簡略化するために２ループ
のＰＷＲを示したが、本発明はまた、例えば典型的に３
又は４ループのような他の数のループを備えたＰＷＲに
も同等に適用可能である。
（ＲＨＲ系とも略称する）２９は、ホットレッグの内の
１つ、例えばホットレッグ１３から原子炉冷却材を取り
出して、熱交換器に通し、しかる後に冷却材を原子炉冷
却材系の他のループ、例えばコールドレッグ２５に戻
す。本発明によれば、残留熱除去系２９からの原子炉冷
却材は、除染及び浄化系３５に分流されて除染及び浄化
に利用される。なお、図示を簡略化するために２ループ
のＰＷＲを示したが、本発明はまた、例えば典型的に３
又は４ループのような他の数のループを備えたＰＷＲに
も同等に適用可能である。
【００１４】図２は、除染及び浄化系３５を示す。この
除染及び浄化系３５は、導管３７により残留熱除去系に
接続されており、原子炉冷却材を、導管３９を介し残留
熱除去系に戻す。この系３５は、モータ或は空気で駆動
され、故障時に閉弁する遮断弁４１及び４３によって原
子炉冷却材系７から隔離することができる。原子炉冷却
材の流れは、導管３７を介して原子炉冷却材系７から分
流される。この分流原子炉冷却材は、例えば、２８.１
２〜４０.０７Ｋｇ／ｃｍ2(４００〜５７０ｐｓｉ）の
圧力にあり、２４０°Ｆ（１１６℃）までの温度を有し
得る。分流流量は少なくとも毎分３７８５リットル（１
０００ガロン）であり、多くの場合には毎分４５６０〜
５６８０リットル（１２００〜１５００ガロン）の範囲
内にある。例示した系においては、毎分５６８０リット
ルの原子炉冷却材が分流されるものとする。空気圧で作
動され故障時に閉弁するレットダウン弁（レットダウン
手段）４５は、原子炉冷却材の分流の圧力を１０.５５
Ｋｇ／ｃｍ2以下、典型的には約１.４〜２.１Ｋｇ／ｃ
ｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）の圧力に減少する。弁４６は、
レットダウン弁４５の故障発生時に使用される第２のレ
ットダウン弁（設置されたスペア弁）である。逃し弁４
７は、レットダウン弁４５の故障時に系の低圧部分をも
保護する。圧力の減少により放出され溶解していたガス
もまた、逃し弁４７を介して逃しガス排出／急冷タンク
４９へ送ることができる。
除染及び浄化系３５は、導管３７により残留熱除去系に
接続されており、原子炉冷却材を、導管３９を介し残留
熱除去系に戻す。この系３５は、モータ或は空気で駆動
され、故障時に閉弁する遮断弁４１及び４３によって原
子炉冷却材系７から隔離することができる。原子炉冷却
材の流れは、導管３７を介して原子炉冷却材系７から分
流される。この分流原子炉冷却材は、例えば、２８.１
２〜４０.０７Ｋｇ／ｃｍ2(４００〜５７０ｐｓｉ）の
圧力にあり、２４０°Ｆ（１１６℃）までの温度を有し
得る。分流流量は少なくとも毎分３７８５リットル（１
０００ガロン）であり、多くの場合には毎分４５６０〜
５６８０リットル（１２００〜１５００ガロン）の範囲
内にある。例示した系においては、毎分５６８０リット
ルの原子炉冷却材が分流されるものとする。空気圧で作
動され故障時に閉弁するレットダウン弁（レットダウン
手段）４５は、原子炉冷却材の分流の圧力を１０.５５
Ｋｇ／ｃｍ2以下、典型的には約１.４〜２.１Ｋｇ／ｃ
ｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）の圧力に減少する。弁４６は、
レットダウン弁４５の故障発生時に使用される第２のレ
ットダウン弁（設置されたスペア弁）である。逃し弁４
７は、レットダウン弁４５の故障時に系の低圧部分をも
保護する。圧力の減少により放出され溶解していたガス
もまた、逃し弁４７を介して逃しガス排出／急冷タンク
４９へ送ることができる。
【００１５】原子炉冷却材の分流は、減少した圧力で導
管５１を介して濾過器５３に送給され、該濾過器５３で
粒状汚染物が除去される。この濾過器５３は弁５５によ
り遮断され、弁５７で側路することができる。なお、図
２及び図３を通して、輪郭線で略示した弁、例えば５５
等は常開弁であり、そして、例えば弁５７のように黒く
塗り潰して示した弁は常閉弁である。濾過した冷却材
は、次いで、別の遮断弁５９を介して、それぞれそれ自
身の入口弁を備えている多数の脱塩器６１（１つの脱塩
器のみを示す）に送られる。既述のＬＯＭＩプロセスの
場合には、典型的に、合計約１８個の脱塩器６１が要求
され、他方ＣＡＮＤＥＲＥＭプロセスの場合には、典型
的に１５個の脱塩器が要求される。これ等の脱塩器６１
は、イオン交換により原子炉冷却材の分流から溶解され
ている汚染物を除去するための樹脂（図示せず）を保持
する保持要素６５を有している。原子炉冷却材は、出口
弁６７を介して脱塩器から流出し共通の導管６９に流入
する。ガスは、脱塩器６１から通気孔７１を介して放出
される。
管５１を介して濾過器５３に送給され、該濾過器５３で
粒状汚染物が除去される。この濾過器５３は弁５５によ
り遮断され、弁５７で側路することができる。なお、図
２及び図３を通して、輪郭線で略示した弁、例えば５５
等は常開弁であり、そして、例えば弁５７のように黒く
塗り潰して示した弁は常閉弁である。濾過した冷却材
は、次いで、別の遮断弁５９を介して、それぞれそれ自
身の入口弁を備えている多数の脱塩器６１（１つの脱塩
器のみを示す）に送られる。既述のＬＯＭＩプロセスの
場合には、典型的に、合計約１８個の脱塩器６１が要求
され、他方ＣＡＮＤＥＲＥＭプロセスの場合には、典型
的に１５個の脱塩器が要求される。これ等の脱塩器６１
は、イオン交換により原子炉冷却材の分流から溶解され
ている汚染物を除去するための樹脂（図示せず）を保持
する保持要素６５を有している。原子炉冷却材は、出口
弁６７を介して脱塩器から流出し共通の導管６９に流入
する。ガスは、脱塩器６１から通気孔７１を介して放出
される。
【００１６】脱塩器６１からの原子炉冷却材は、導管６
９により、入口弁７３を介して樹脂トラップ７５へ送給
され、該樹脂トラップ７５は、保持要素６５の故障が原
因で脱塩器から原子炉冷却材により搬出される樹脂を捕
捉する。樹脂トラップ７５は、バイパス弁７７により側
路することができる。
９により、入口弁７３を介して樹脂トラップ７５へ送給
され、該樹脂トラップ７５は、保持要素６５の故障が原
因で脱塩器から原子炉冷却材により搬出される樹脂を捕
捉する。樹脂トラップ７５は、バイパス弁７７により側
路することができる。
【００１７】原子炉冷却材は、樹脂トラップ７５から出
口弁７９を経て一組の並列濾過器８１へと送られる。こ
れ等の濾過器８１は、それぞれ入口弁８３及び出口弁８
５を備えており、微粒樹脂を除去する。これ等の微粒樹
脂除去用濾過器８１の各々は、全除染系流量の５０％を
引き受けることができ、従って、１つの任意の時点にお
いては、２つの濾過器だけしか使用する必要がなく、第
３の濾過器は予備濾過器としたり或は使用ラインから外
して浄化作業を行うことができる。微粒樹脂除去用濾過
器８１に並列に設けられた差圧センサ８７は、浄化の目
的で濾過器を使用状態から取り出す必要がある場合に、
その旨の表示を与えるためのものである。化学的に除染
され濾過された原子炉冷却材は、次いで、一対の高圧注
入ポンプ８９により原子炉冷却材系７へと戻される。ポ
ンプ８９の各々は、吸込側に入口弁９１を有し吐出側に
逆止弁９３を有している。分流原子炉冷却材の流量は、
流量計９７で制御される制御弁９５により調整される。
ポンプ８９の内のいずれかは、除染系の流量の１００％
を取り扱うことができる。
口弁７９を経て一組の並列濾過器８１へと送られる。こ
れ等の濾過器８１は、それぞれ入口弁８３及び出口弁８
５を備えており、微粒樹脂を除去する。これ等の微粒樹
脂除去用濾過器８１の各々は、全除染系流量の５０％を
引き受けることができ、従って、１つの任意の時点にお
いては、２つの濾過器だけしか使用する必要がなく、第
３の濾過器は予備濾過器としたり或は使用ラインから外
して浄化作業を行うことができる。微粒樹脂除去用濾過
器８１に並列に設けられた差圧センサ８７は、浄化の目
的で濾過器を使用状態から取り出す必要がある場合に、
その旨の表示を与えるためのものである。化学的に除染
され濾過された原子炉冷却材は、次いで、一対の高圧注
入ポンプ８９により原子炉冷却材系７へと戻される。ポ
ンプ８９の各々は、吸込側に入口弁９１を有し吐出側に
逆止弁９３を有している。分流原子炉冷却材の流量は、
流量計９７で制御される制御弁９５により調整される。
ポンプ８９の内のいずれかは、除染系の流量の１００％
を取り扱うことができる。
【００１８】除染及び浄化系３５における分流原子炉冷
却材の圧力は、圧力変換器９９により検知される圧力で
調整される。この分流した原子炉冷却材は弁１０３を介
して除染及び浄化系３５を側路する。
却材の圧力は、圧力変換器９９により検知される圧力で
調整される。この分流した原子炉冷却材は弁１０３を介
して除染及び浄化系３５を側路する。
【００１９】高圧注入ポンプ８９の吸込側には、弁１０
７を介してサージタンク１０５が接続されており、この
サージタンクはポンプ８９に対し正味の所要吸込揚程を
維持する。サージタンク１０５内に蓄積された原子炉冷
却材はまた、脱塩器６１から樹脂を洗い出すのにも利用
される。それぞれ入口弁１１１及び逆止弁１１３を有す
る一対のスルースポンプ(sluice pump）１０９は、サー
ジタンク１０５からの原子炉冷却材を、濾過器側路弁５
７、弁１１５及び個々の浄化弁１１７を介してスプレイ
リング１１９にポンプ送給し、樹脂を底の出口１２１か
ら洗い出す。
７を介してサージタンク１０５が接続されており、この
サージタンクはポンプ８９に対し正味の所要吸込揚程を
維持する。サージタンク１０５内に蓄積された原子炉冷
却材はまた、脱塩器６１から樹脂を洗い出すのにも利用
される。それぞれ入口弁１１１及び逆止弁１１３を有す
る一対のスルースポンプ(sluice pump）１０９は、サー
ジタンク１０５からの原子炉冷却材を、濾過器側路弁５
７、弁１１５及び個々の浄化弁１１７を介してスプレイ
リング１１９にポンプ送給し、樹脂を底の出口１２１か
ら洗い出す。
【００２０】脱塩器６１からこのようにして洗い出され
た樹脂は、吐出弁１２３及び弁１２５を経て樹脂収集タ
ンク１２７に送られる。樹脂収集タンク１２７からの余
剰原子炉冷却材は、弁１０７を経てサージタンクへ戻さ
れる前に弁１２９を介して微粒樹脂除去用濾過器を通さ
れる。樹脂収集タンク１２７内に残留している部分的に
脱水された樹脂は、空気作動ポンプ１３１により、処分
用の高健全性容器系（健全性の高い容器でＨＩＣと言う
呼称で知られているもので図示は省略）に転送される。
空気作動ポンプ１３１のダイヤフラムが裂開したような
場合に対処するために、排出される樹脂を捕集するべく
捕集タンク１３３が設けられている。高効率の微粒物搬
送空気（ＨＥＰＡ）用濾過器１３５は、排出空気から微
粒物を除去する。ＨＩＣ系は、樹脂収集タンク１２７か
らの樹脂をＨＩＣ系に転送するのに用いられる付加的な
原子炉冷却材を取り出すための脱水設備を備えている。
この付加的な原子炉冷却材は弁１３７を介してサージタ
ンク１０５に戻される。必要な場合には、サージタンク
１０５の内容物を、弁１３９を介して排出し廃棄処分す
ることができる。サージタンク１０５のための補給水は
弁１４１を介して添加することができる。
た樹脂は、吐出弁１２３及び弁１２５を経て樹脂収集タ
ンク１２７に送られる。樹脂収集タンク１２７からの余
剰原子炉冷却材は、弁１０７を経てサージタンクへ戻さ
れる前に弁１２９を介して微粒樹脂除去用濾過器を通さ
れる。樹脂収集タンク１２７内に残留している部分的に
脱水された樹脂は、空気作動ポンプ１３１により、処分
用の高健全性容器系（健全性の高い容器でＨＩＣと言う
呼称で知られているもので図示は省略）に転送される。
空気作動ポンプ１３１のダイヤフラムが裂開したような
場合に対処するために、排出される樹脂を捕集するべく
捕集タンク１３３が設けられている。高効率の微粒物搬
送空気（ＨＥＰＡ）用濾過器１３５は、排出空気から微
粒物を除去する。ＨＩＣ系は、樹脂収集タンク１２７か
らの樹脂をＨＩＣ系に転送するのに用いられる付加的な
原子炉冷却材を取り出すための脱水設備を備えている。
この付加的な原子炉冷却材は弁１３７を介してサージタ
ンク１０５に戻される。必要な場合には、サージタンク
１０５の内容物を、弁１３９を介して排出し廃棄処分す
ることができる。サージタンク１０５のための補給水は
弁１４１を介して添加することができる。
【００２１】脱塩器６１には、フランジ結合された弁１
４３を介して樹脂を再充填することができる。樹脂トラ
ップ７５は、弁５７を介し濾過器５３を側路し且つ弁１
１５を介して脱塩器６１を側路してサージタンク１０５
からスルースポンプ１０９によりポンプ供給される冷却
材で逆洗をすることができる。浄化水は、微粒樹脂除去
用濾過器８１を通り、弁１０７を介してサージタンクに
戻されるか又は弁１２９を介して樹脂収集タンク１２７
に戻される。
４３を介して樹脂を再充填することができる。樹脂トラ
ップ７５は、弁５７を介し濾過器５３を側路し且つ弁１
１５を介して脱塩器６１を側路してサージタンク１０５
からスルースポンプ１０９によりポンプ供給される冷却
材で逆洗をすることができる。浄化水は、微粒樹脂除去
用濾過器８１を通り、弁１０７を介してサージタンクに
戻されるか又は弁１２９を介して樹脂収集タンク１２７
に戻される。
【００２２】除染及び浄化を行うための薬剤もしくは薬
品は、混合タンク（図示せず）内で調合されて高圧注入
ポンプ１０９の吸込側で管路１４７を介し除染及び浄化
系３５に充填される。除染及び浄化プロセス中、弁１４
９を介して管路５１から、そして弁１５１を介し管路６
９から原子炉冷却材のサンプルを採ることができる。こ
れ等のサンプルは研究室で分析し、しかる後、逆止弁１
５３を介して除染／浄化系３５に戻す。管路５１及び６
９から抽出したサンプルを比較することにより、脱塩器
の有効性を評価することができる。サージタンク１０５
は、逃し弁１５５を介して逃し排出／急冷タンク４９に
通気する。所望ならば、サージタンク１０５を、調整弁
１５７を介して窒素ガスで加圧することができる。サー
ジタンク１０５内の原子炉冷却材の液位を、液位センサ
１５９により監視する。類似の液位センサ１６１を用い
て、逃し排出／急冷タンク４９内の液位を監視する。こ
のタンク４９の内容物は、弁１６３を介して廃棄物とし
て排出し、浄化したガスは通気孔１６５を介して放出す
る。
品は、混合タンク（図示せず）内で調合されて高圧注入
ポンプ１０９の吸込側で管路１４７を介し除染及び浄化
系３５に充填される。除染及び浄化プロセス中、弁１４
９を介して管路５１から、そして弁１５１を介し管路６
９から原子炉冷却材のサンプルを採ることができる。こ
れ等のサンプルは研究室で分析し、しかる後、逆止弁１
５３を介して除染／浄化系３５に戻す。管路５１及び６
９から抽出したサンプルを比較することにより、脱塩器
の有効性を評価することができる。サージタンク１０５
は、逃し弁１５５を介して逃し排出／急冷タンク４９に
通気する。所望ならば、サージタンク１０５を、調整弁
１５７を介して窒素ガスで加圧することができる。サー
ジタンク１０５内の原子炉冷却材の液位を、液位センサ
１５９により監視する。類似の液位センサ１６１を用い
て、逃し排出／急冷タンク４９内の液位を監視する。こ
のタンク４９の内容物は、弁１６３を介して廃棄物とし
て排出し、浄化したガスは通気孔１６５を介して放出す
る。
【００２３】図２に示した除染及び浄化系３５では、原
子炉冷却材系７に接続される破線のブロック１６７内に
示した構成要素のみが高圧力で動作する。例示した系３
５においては、これ等の構成要素は４２.２Ｋｇ／ｃｍ2
（６００ｐｓｉ）に耐えるように設計されている。図２
に示したブロック１６７の外に示してある除染及び浄化
系３５の残りの全ての構成要素は低圧力で動作する。こ
の例示した系の場合には、低圧力は約１.４〜２.１Ｋｇ
／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）である。従って、１０.５
５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０ｐｓｉ）まで動作することがで
きるように設計されている慣用の構成要素のような低圧
の構成要素を使用することが可能である。従って、１バ
ッチの樹脂充填で原子炉冷却材系７を除染することがで
きるように充分な脱塩器６１を並列に設けるのが実際的
であり、そうした場合には、除染及び浄化プロセス中、
脱塩器から樹脂を取り出したり再充填するのに要する時
間の損失を回避することができる。また、ブロック１６
７の外に示した全ての構成要素は低圧力で動作するの
で、迅速分離型のカップリングを備えた可撓性の導管を
溶接管の代わりに使用することが可能である。低圧力で
動作するように設計された構成要素は費用が掛からない
ばかりではなく軽量であり、除染及び浄化プロセスを実
施する際に所定場所に移動したり取り外すのが容易であ
る。
子炉冷却材系７に接続される破線のブロック１６７内に
示した構成要素のみが高圧力で動作する。例示した系３
５においては、これ等の構成要素は４２.２Ｋｇ／ｃｍ2
（６００ｐｓｉ）に耐えるように設計されている。図２
に示したブロック１６７の外に示してある除染及び浄化
系３５の残りの全ての構成要素は低圧力で動作する。こ
の例示した系の場合には、低圧力は約１.４〜２.１Ｋｇ
／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）である。従って、１０.５
５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０ｐｓｉ）まで動作することがで
きるように設計されている慣用の構成要素のような低圧
の構成要素を使用することが可能である。従って、１バ
ッチの樹脂充填で原子炉冷却材系７を除染することがで
きるように充分な脱塩器６１を並列に設けるのが実際的
であり、そうした場合には、除染及び浄化プロセス中、
脱塩器から樹脂を取り出したり再充填するのに要する時
間の損失を回避することができる。また、ブロック１６
７の外に示した全ての構成要素は低圧力で動作するの
で、迅速分離型のカップリングを備えた可撓性の導管を
溶接管の代わりに使用することが可能である。低圧力で
動作するように設計された構成要素は費用が掛からない
ばかりではなく軽量であり、除染及び浄化プロセスを実
施する際に所定場所に移動したり取り外すのが容易であ
る。
【００２４】図３において、参照数字３５’で、本発明
の別の実施例による除染及び浄化系が示してある。な
お、図２に示した実施例における構成要素と同じである
構成要素は、同じ参照数字を用いて示した。また、図２
の好適な実施例における対応の要素に類似の要素には、
ダッシを付けた参照数字を用いて識別してある。本発明
のこの実施例における基本的な相違は、サージタンク１
０５’が、分流される原子炉冷却材の直接流路内に存在
する点にある。従って、レットダウン弁４５からの導管
によって原子炉冷却材系７から分流される原子炉冷却材
はサージタンク１０５’内に導入される。そこで、ポン
プ１０９’は、濾過器５３’を介してサージタンク１０
５’から原子炉冷却材を脱塩器６１に供給する。サージ
タンク１０５’とポンプ１０９’との間で導管１７１に
設けられた第２の流量計は流量制御弁９５を制御するた
めに、流量計９７によって発生される制御信号と共に用
いられる制御信号を発生する。図２に示した実施例の場
合と同様に、図３の実施例におけるポンプ１０９’も、
スプレーリング１１９及び脱塩器６１を介してサージタ
ンク１０５’からの原子炉冷却材を、脱塩器内で逆洗す
べく、送給するスルースポンプとして動作すると共に更
に、脱塩器６１から樹脂をタンク１２７’に該原子炉冷
却材によって流し出すように動作する。しかし、図３の
実施例において、脱塩器６１を逆洗し且つ樹脂を流し出
すのに用いる原子炉冷却材はサージタンク１０５’には
戻さない。
の別の実施例による除染及び浄化系が示してある。な
お、図２に示した実施例における構成要素と同じである
構成要素は、同じ参照数字を用いて示した。また、図２
の好適な実施例における対応の要素に類似の要素には、
ダッシを付けた参照数字を用いて識別してある。本発明
のこの実施例における基本的な相違は、サージタンク１
０５’が、分流される原子炉冷却材の直接流路内に存在
する点にある。従って、レットダウン弁４５からの導管
によって原子炉冷却材系７から分流される原子炉冷却材
はサージタンク１０５’内に導入される。そこで、ポン
プ１０９’は、濾過器５３’を介してサージタンク１０
５’から原子炉冷却材を脱塩器６１に供給する。サージ
タンク１０５’とポンプ１０９’との間で導管１７１に
設けられた第２の流量計は流量制御弁９５を制御するた
めに、流量計９７によって発生される制御信号と共に用
いられる制御信号を発生する。図２に示した実施例の場
合と同様に、図３の実施例におけるポンプ１０９’も、
スプレーリング１１９及び脱塩器６１を介してサージタ
ンク１０５’からの原子炉冷却材を、脱塩器内で逆洗す
べく、送給するスルースポンプとして動作すると共に更
に、脱塩器６１から樹脂をタンク１２７’に該原子炉冷
却材によって流し出すように動作する。しかし、図３の
実施例において、脱塩器６１を逆洗し且つ樹脂を流し出
すのに用いる原子炉冷却材はサージタンク１０５’には
戻さない。
【００２５】図３に示した実施例において濾過器５３’
は逆洗用濾過器である。スルースポンプ１０９’により
サージタンク１０５’から原子炉冷却材を弁５７及び５
５を介してポンプ送りして濾過器５３’を逆洗すること
ができる。逆洗水は弁１７３を介してタンク１２７’に
送られる。このように、タンク１２７’は、濾液及び樹
脂収集タンクとしての働きをしており、従って、タンク
１２７よりも大きくなければならない。典型例におい
て、濾液／樹脂収集タンク１２７’の容積は濾過器５
３’の容積の約４倍である。
は逆洗用濾過器である。スルースポンプ１０９’により
サージタンク１０５’から原子炉冷却材を弁５７及び５
５を介してポンプ送りして濾過器５３’を逆洗すること
ができる。逆洗水は弁１７３を介してタンク１２７’に
送られる。このように、タンク１２７’は、濾液及び樹
脂収集タンクとしての働きをしており、従って、タンク
１２７よりも大きくなければならない。典型例におい
て、濾液／樹脂収集タンク１２７’の容積は濾過器５
３’の容積の約４倍である。
【００２６】図３に示す実施例においても、ブロック１
６７外の全ての構成要素は、典型的に、１.４〜２.１Ｋ
ｇ／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）で動作する低圧力要素で
あり、従って、通常、約１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０
ｐｓｉ）まで耐えることができるように設計されている
標準の構成要素を使用することが可能である。
６７外の全ての構成要素は、典型的に、１.４〜２.１Ｋ
ｇ／ｃｍ2(２０〜３０ｐｓｉ）で動作する低圧力要素で
あり、従って、通常、約１０.５５Ｋｇ／ｃｍ2（１５０
ｐｓｉ）まで耐えることができるように設計されている
標準の構成要素を使用することが可能である。
【００２７】以上、本発明の特定の実施例について詳細
に説明したが、当業者には明らかなように、ここに開示
した全ての教示に徴し種々の変更及び細部に関し代替物
を容易に想到することが可能であろう。従って、ここに
特に開示した構成は、単なる例示に過ぎず、本発明の範
囲を限定するものではないと理解されたい。
に説明したが、当業者には明らかなように、ここに開示
した全ての教示に徴し種々の変更及び細部に関し代替物
を容易に想到することが可能であろう。従って、ここに
特に開示した構成は、単なる例示に過ぎず、本発明の範
囲を限定するものではないと理解されたい。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明を適用することができる２ループ加圧
水形原子炉の構成を略示する図である。
水形原子炉の構成を略示する図である。
【図２】 本発明の一実施例による除染及び浄化系の構
成を略示する系統図である。
成を略示する系統図である。
【図３】 本発明の別の実施例による除染及び浄化系の
構成を略示する系統図である。
構成を略示する系統図である。
１…加圧水形原子炉、７…原子炉冷却材系、９，１１…
ループ、１３…ホットレッグ、１７…コールドレッグ、
１９…主冷却材ポンプ（据付ポンプ）、２１…ホットレ
ッグ、２５…コールドレッグ、２７…主冷却材ポンプ
（据付ポンプ）、２９…残留熱除去系、３５…除染及び
浄化系（化学的除染装置）、３５’…除染及び浄化系
（化学的除染装置）、４５…レットダウン弁（レットダ
ウン手段）、５３…濾過器（汚染物除去手段）、５３’
…濾過器（汚染物除去手段）、５７…管路（ポンプ手段
からの流れを選択的に指向させるための手段）、６１…
脱塩器（脱塩手段）、８１…濾過器（汚染物除去手
段）、８９…高圧注入ポンプ（高圧注入ポンプ手段）、
１０９…スルースポンプ（ポンプ手段もしくは逆洗手
段）、１０９’ …スルースポンプ（ポンプ手段もしく
は逆洗手段）、１０５…サージタンク（サージタンク手
段）、１０５’…サージタンク（サージタンク手段）、
１１５…管路（ポンプ手段からの流れを選択的に指向さ
せるための手段）、１４７…混合手段である混合タンク
（図示せず）に連絡する管路、１５５…逃し弁（通気手
段）。
ループ、１３…ホットレッグ、１７…コールドレッグ、
１９…主冷却材ポンプ（据付ポンプ）、２１…ホットレ
ッグ、２５…コールドレッグ、２７…主冷却材ポンプ
（据付ポンプ）、２９…残留熱除去系、３５…除染及び
浄化系（化学的除染装置）、３５’…除染及び浄化系
（化学的除染装置）、４５…レットダウン弁（レットダ
ウン手段）、５３…濾過器（汚染物除去手段）、５３’
…濾過器（汚染物除去手段）、５７…管路（ポンプ手段
からの流れを選択的に指向させるための手段）、６１…
脱塩器（脱塩手段）、８１…濾過器（汚染物除去手
段）、８９…高圧注入ポンプ（高圧注入ポンプ手段）、
１０９…スルースポンプ（ポンプ手段もしくは逆洗手
段）、１０９’ …スルースポンプ（ポンプ手段もしく
は逆洗手段）、１０５…サージタンク（サージタンク手
段）、１０５’…サージタンク（サージタンク手段）、
１１５…管路（ポンプ手段からの流れを選択的に指向さ
せるための手段）、１４７…混合手段である混合タンク
（図示せず）に連絡する管路、１５５…逃し弁（通気手
段）。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平２−82200（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21F 9/28
Claims (14)
- 【請求項１】 少なくとも２８.１２Ｋｇ／ｃｍ2の圧力
で原子炉冷却材を循環する据付ポンプを有する加圧水形
原子炉の原子炉冷却材系を化学的に除染するための装置
であって、 前記据付ポンプにより循環される原子炉冷却材の少なく
とも毎分約３７８５リットルの流量を、約１０.５５Ｋ
ｇ／ｃｍ2以下の圧力で分流するように前記原子炉冷却
系に接続されたレットダウン手段と、 前記分流された原子炉冷却材を化学的除染及び浄化剤と
混合するための混合手段と、 該混合手段の上流側に設けられて、前記化学的除染及び
浄化剤により可溶性にされた汚染物を含む前記原子炉冷
却材の分流から該汚染物を除去するための汚染物除去手
段と、 前記原子炉冷却材の分流を、少なくとも約２８.１２Ｋ
ｇ／ｃｍ2の圧力で前記原子炉冷却材系に注入するため
の高圧注入ポンプ手段と、 を含む加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染装置。 - 【請求項２】 前記レットダウン手段は、前記原子炉冷
却系からの原子炉冷却材の流れを毎分約４５６０〜５６
８０リットルの流量で分流させる請求項１に記載の化学
的除染装置。 - 【請求項３】 前記レットダウン手段は、前記原子炉冷
却系からの原子炉冷却材の流れを毎分約５６８０リット
ルの流量で分流させる請求項１に記載の化学的除染装
置。 - 【請求項４】 前記レットダウン手段は、前記原子炉冷
却系からの原子炉冷却材の流れを１．４〜２．１Ｋｇ／
ｃｍ 2 の圧力で分流させる請求項１に記載の化学的除染
装置。 - 【請求項５】 前記汚染物除去手段は、樹脂を含む脱塩
手段であり、該樹脂が前記化学的除染及び浄化剤により
可溶性にされた前記原子炉冷却材中の汚染物を除去する
請求項１に記載の化学的除染装置。 - 【請求項６】 前記汚染物除去手段は、前記原子炉冷却
材の分流された流れから微粒物質を除去する濾過器を含
む請求項５に記載の化学的除染装置。 - 【請求項７】 前記原子炉冷却材の前記分流された流れ
を貯留するサージタンク手段を含むと共に、該サージタ
ンク手段からの前記貯留された原子炉冷却材の流れによ
り前記脱塩手段を選択的に逆洗する逆洗手段を含む請求
項６に記載の化学的除染装置。 - 【請求項８】 前記サージタンク手段は、前記原子炉冷
却材から溶解ガスを抜くための通気手段を含む請求項７
に記載の化学的除染装置。 - 【請求項９】 前記レットダウン手段からの全ての流れ
を受けるサージタンク手段を含むと共に、前記サージタ
ンク手段からの原子炉冷却材を前記脱塩手段に圧送する
ポンプ手段を含む請求項６に記載の化学的除染装置。 - 【請求項１０】 前記サージタンク手段からの原子炉冷
却材で前記脱塩手段を逆洗するように、前記ポンプ手段
からの流れを選択的に指向させるための手段を含む請求
項９に記載の化学的除染装置。 - 【請求項１１】 加圧水形原子炉における原子炉冷却材
系を化学的に除染する方法であって、 据付ポンプを使用して前記原子炉冷却材系を通して原子
炉冷却材を循環するステップと、 前記原子炉冷却材から少なくとも毎分約３７８５リット
ルの流量を分流するステップ、 前記原子炉冷却材の分流の圧力を約１０.５５Ｋｇ／ｃ
ｍ2以下に減少するステップと、 前記原子炉冷却材の分流を脱塩手段及び濾過手段に通す
ステップと、 前記原子炉冷却材の分流に化学的除染及び浄化剤を添加
するステップと、 前記原子炉冷却材の分流を前記化学的除染及び浄化剤と
共に前記原子炉冷却材系に注入するステップと、 を含む加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染方法。 - 【請求項１２】 前記原子炉冷却材系は、それぞれコー
ルドレッグ及びホットレッグを有する少なくとも２つの
ループと、該ループのうちの１つのループのホットレッ
グから原子炉冷却材を引っ張り前記ループのうちの他の
ループのコールドレッグに戻す残留熱除去系とを含み、
前記原子炉冷却材から少なくとも毎分 約３７８５リット
ルの流量を分流する前記ステップは、前記残留熱除去系
から前記流れを分流させることからなり、前記原子炉冷
却材の分流を前記原子炉冷却材系に注入するステップ
は、前記残留熱除去系へ注入することからなる請求項１
１に記載の化学的除染方法。 - 【請求項１３】 約１０．５５Ｋｇ／ｃｍ 2 以下の前記
圧力にある原子炉冷却材の分流された流れからガスを排
出するステップを含む請求項１１に記載の化学的除染方
法。 - 【請求項１４】 分流された原子炉冷却材を貯留すると
共に、該分流された原子炉冷却材で前記脱塩手段を選択
的に逆洗するステップを含む請求項１１に記載の化学的
除染方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/999,343 US5377244A (en) | 1992-12-31 | 1992-12-31 | Apparatus and method for chemically decontaminating a PWR reactor coolant system |
| US07/999343 | 1992-12-31 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06230184A JPH06230184A (ja) | 1994-08-19 |
| JP3093919B2 true JP3093919B2 (ja) | 2000-10-03 |
Family
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