JPH0252297A - 原子炉冷却材浄化設備 - Google Patents

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。

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。

（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、原子炉圧力容器内を流れる冷却材の一部を取り出し
てろ通説塩した後、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【プる冷却材
の熱膨張により生じる余剰冷却（Ａ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。

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（Δ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、ろ通説塩装置６にて浄
化された後、再生熱交換器３て熱回収をし、給水配管７
を経て再び原子炉圧力容器１に戻る。ろ通説塩装置６の
出口側配管８１；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片１５を
閉操作し仕切弁１０または仕切弁１３を開襟は液体廃棄
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、片方が保の排水に支障をきたさな
い構成になっている。

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。

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のプル水と原子炉圧力容
器１内の冷却祠は一体である。

従って前記余剰冷却＋Ａ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１０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。

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
することも可能でおるが、液体廃棄物処理系１２にお（
プる処理容量か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り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。

（発明か解決しようとする課題） このに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か必りしも十
分てないという問題かあつ　ｌこ。

本発明の「］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カプラント
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
供することに必る。

（発明の構成〕 （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
圧力容器内の余剰冷却材及び原子炉ウェルプール、機器
仮置プール内のプール水を原子炉冷却＋Δ浄化系ポンプ
を介して取り込れ、浄化した後排水する原子炉冷却＋Ａ
浄化設備において、前記浄化した後排水する排出水はザ
プレツションプールに排水されて成ることを特徴とする
原子炉冷ム旧Ａ浄化設備を提供する。

（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通説塩装置によって浄化され
、ザブレツションブールに排水される。よって、１ノー
プレツシヨ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。

（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。

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。

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
’ｔ３−’ｃ渦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．ろ通説塩装置６か順に設けられている。ま
た前記ろ通説塩装置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か設（ブられている。

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煮１
７のプール水を復水貯蔵漕２３に排水する場合の排水方
法について説明する。

第１図に示すように原子炉ウェルプール１６及び子炉冷
却材浄化系ポンプ５を運転することにより原子炉冷却（
Δ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、ろ通説塩装置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１
９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。

次にサプレッションプール１８に排水されたプル水は、
残留熱除去系ポンプ２１を運転することにれた後、配管
２４を介して復水貯蔵槽２３に排水される。

以上のＪ：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。−時
的に→ノー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。

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か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てぎ
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及び
機器仮置プールのプール水をろ通説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
漕へ排水させるので、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、原子カブラン１〜の
安全性の向上を図ることができる。

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かでき、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。

ざらに、本発明の実施例に際して、ろ通説塩装置出口側
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
減か図れるとともに、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かできる。

【図面の簡単な説明】

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・・・ろ通説塩装置 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価 ２９・・・分岐配管 ３０・・・原子炉冷却ｖＪ浄化系配管

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器内の余剰冷却材及び原子炉ウェルプール
   、機器仮置プール内のプール水を原子炉冷却材浄化系ポ
   ンプを介して取り込れ、浄化した後排水する原子炉冷却
   材浄化設備において、前記浄化した後排水する排出水は
   サプレッションプールに排水されて成ることを特徴とす
   る原子炉冷却材浄化設備。