JPH04204296A - 原子力発電所の脱塩装置 - 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、原子力発電所の脱塩装置に係り、特にイオン
交換樹脂で捕捉されにくい弱イオン成分を効率的に処理
する原子力発電所の脱塩装置に関する。

（従来の技術） 軽水炉として例えば沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を備えた
ＢＷＲ原子力発電所では、原子炉復水給水系、原子炉冷
却材浄化系、燃料プール冷却浄化系および放射性液体廃
棄物処理系等の水処理系統に脱塩装置が設置されている
。この脱塩装置には、粒状のイオン交換樹脂を充填層と
した脱塩装置と、粉末状のイオン交換樹脂を濾過処理機
能を有する内部エレメントにプリコートした濾過脱塩装
置とがあり、各処理系統に脱塩装置を単独あるいは組み
合せて使用されている。これらの脱塩袋！は、入口水（
被処理水）に含まれるイオン成分を除去することにより
、出口水（処理水）の導電率および不純イオン成分濃度
を所定値以下まで低減することを目的に設置される。

一方、脱塩装置に流入する入口水中のイオン成分には、
イオン交換樹脂に捕捉され易く、かつ水の導電率上昇へ
の寄与が大きいナトリウムイオンや硫酸イオン等の強イ
オン成分と、イオン交換樹脂に捕捉されにくくかつ水の
導電率上昇への寄与が少ないシリカイオン等の弱イオン
成分とがある。

このため、従来は水処理系統では第８図に原理的に示す
ような脱塩装置１を設置し、この脱塩装置ｉｌｌのイオ
ン交換樹脂層内に被処理水を案内し、イオン交換樹脂層
内を通すことにより被処理水中に含まれるイオン成分（
○印・強イオン成分、×印：弱イオン成分）を捕捉し、
回収処理するようになっている。

被処理水の脱塩装置１での処理状態は、第９図（Ａ）〜
（Ｅ）に示すように表わされる。

■；脱塩装置１への通水初期には、東９図（Ａ）に示す
ようにイオン交換樹脂で強イオン成分と弱イオン成分を
両方とも捕捉し、８口水（処理水）の導電率、不純イオ
ン成分濃度は所定値以下の適性状態に保たれる。その際
、イオン交換樹脂の選択吸着特性から、イオン交換樹脂
層内では、入口側に強イオン成分、出口側に弱イオン成
分が捕捉されるようになる。

０１通水を継続するに伴い、強イオン成分と弱イオン成
分がイオン交換樹脂の捕捉能力限度（イオン交換容量）
に達し、これ以降は第９図（Ｂ）に示すように弱イオン
成分は捕捉できずに出口水に流出する一方、強イオン成
分の捕捉に伴って捕捉されていた弱イオン成分も放出さ
れていくようになる。

この場合には、出口水は、強イオン成分は含まないため
導電率は低く保たれるか、弱イオン成分の不純物を含む
ようになる。

■；第９図（Ｃ）に示す通水後期を経て脱塩装置１への
通水をさらに継続していくと、第９図（Ｄ）に示すよう
に、強イオン成分がイオン交換容量に達し、これ以降は
第９図（Ｅ）に示すように、強イオン成分も捕捉できず
に出口水に流出するようになり、出口水は導電率、不純
イオン成分濃度ともに所定値を満足できなくなる。

脱塩装置１は脱塩処理により上述した■〜■のイオン成
分捕捉挙動が存在する。従来の脱塩装置１では出口水の
導電率を管理基準としてイオン交換樹脂の交換あるいは
薬液再生を行なっていたたため、強イオン成分が第９図
（Ｄ’）に示すイオン交換容量に達するまて脱塩処理を
続けることとなり、弱イオン成分はたれ流しの状態であ
った。

一方近年では、原子力発電所内水質向上の観点からこれ
ら弱イオン成分も着目されるようになり、この弱イオン
成分の出口水中の濃度も管理基準とされるようになって
きた。

（発明が解決しようとする課題） しかし、最近の脱塩装置１では被処理水の脱塩処理によ
り、弱イオン成分は、前述の通り早期にイオン流出が始
まることから、第９図（Ｂ）に示すように、結果的に通
水期間が短縮され、イオン交換樹脂の交換あるいは薬液
再生の頻度が大幅に増加し、使用されるイオン交換樹脂
や薬液量か増加し、結果的に二次廃棄物量の増大を招い
ていた。

本発明は、前述した事情を考慮してなされたもので、弱
イオン成分についても効率的に処理できる原子力発電所
の脱塩装置を提供することを目的とする。

本発明の他の目的は、使用されるイオン交換樹脂や薬液
量を減らして二次廃棄物量を減少させた原子力発電所の
脱塩装置を提供するにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明に係る原子力発電所の脱塩装置は、上述した課題
を解決するために、請求項１に記載したように、原子炉
冷却材浄化系等の水処理系統に脱塩装置を設け、この脱
塩装置は内部にイオン交換樹脂を備えて被処理水を脱塩
処理するようにした原子力発電所の脱塩装置において、
イオン交換樹脂の再生時に、前記脱塩装置に温水を案内
するイオン交換樹脂再生手段を設けたものである。

（作用） この原子力発電所の脱塩装置は、原子炉冷却材浄化系、
腹水浄化系等の水処理系統に脱塩装置を設け、この脱塩
装置に備えられるイオン交換樹脂で被処理水に含まれる
イオン成分を除去する脱塩処理を行なう一方、イオン交
換樹脂の再生時に脱塩装置内に温水を通水させてイオン
交換樹脂に捕捉されたイオン成分を取り除き、イオン交
換樹脂の交換頻度あるいは薬液再生頻度を減らし、二次
廃棄物発生量を低減させたものである。

（実施例） 以下、本発明に係る原子力発電所の脱塩装置の実施例を
添付図面を参照して説明する。

本発明は軽水炉としての例えば沸騰水型原子力発電所（
ＢＷＲ原子力発電所）の原子炉冷却材浄化系、原子炉復
水給水系、燃料プール冷却浄化系および放射性液体廃棄
物処理系等の水処理系統に設置される。第１図は水処理
系統１０に脱塩装置としての脱塩塔１１を設けたもので
あり、この脱塩塔１１内にイオン交換樹脂を備え、この
イオン交換樹脂で被処理水（原液）を脱塩処理してイオ
ン成分を除去するようになっている。

脱塩塔１１への入口管１３の大口弁１４が備えられる一
方、そのａ口管１５に出口弁１６が設けられている。入
口管１３の大口弁１４の下流側に温水供給管１７が接続
される。温水供給管１７は供給弁１８が備えられており
、図示しない原子炉水やタービン系ヒータドレン水等の
温水がイオン交換樹脂再生時に脱塩塔１１に供給される
ようになっている。脱塩塔１１内に通水された温水の温
廃液にはイオン不純物が含まれるために、ドレン管１９
を通って放射性液体廃棄物処理系（図示せず）にドレン
される。このドレン管１９は出口管１５の途中から分岐
され、その途中にドレン弁２０が備えられており、前記
温水供給管１７、脱塩塔１１およびドレン管１９により
、イオン交換樹脂再生手段（再生系統）２２が構成され
る。

ところで、一般のイオン交換樹脂では、イオン交換能力
は通水温度に依存しており、通水温度が高い程イオン交
換容量が減ることが知られている。

この原子力発電所の脱塩装置は、イオン交換樹脂のこの
温度依存性を利用し、ブレーク（イオン交換樹脂の捕捉
能力限度）に近付いたイオン交換樹脂に温水を通水して
一時的にイオン交換容量を低下させることで、それまで
捕捉していたイオン成分の一部を放出させるという熱再
生方法を適用するものである。

本再生方式は、使用済樹脂や再生廃液といった二次廃棄
物が発生しないことが特徴であり、またイオン交換樹脂
の選択性から、イオン交換樹脂へ捕捉されにくいシリカ
等の弱イオン成分を選択的に除去可能である。したがっ
て、弱イオン成分濃度も管理基準としている最近の原子
力発電プラントでは、この再生方式の適用にによりイオ
ン交換樹脂の交換あるいは薬液再生の頻度を減らし、二
次廃棄物量を低減することが可能である。

この原子力発電所の脱塩装置１１による被処理水の脱塩
処理は、第２図および第３図（Ａ）〜（Ｆ）で示すよう
に行なわれる。第２図は脱塩装置１１の原理を示すもの
である。この原理図においてＨは、脱塩装置１１の内部
に備えられるイオン交換樹脂層の高さを、■はイオン交
換樹脂によるイオン交換容量をそれぞれ表わしており、
入口管１３から供給される被処理水に含まれるイオン成
分（Ｏ印・ナトリウムイオンや硫酸イオン等の強イオン
成分、×印ニジリカイオン等の弱イオン成分）は脱塩装
置１１内のイオン交換樹脂を通る際にこのイオン交換樹
脂により捕捉されて、回収される。

■、脱塩装置１１への通水初期には、第３図（Ａ）に示
すようにイオン交換樹脂で強イオン成分（Ｏ印）と弱イ
オン成分（×印）を両方とも捕捉し、回収処理されるの
で、出口水（処理水）の導電率、不純物イオン成分濃度
は所定値以下の適性状態に保たれる。

■；通水を継続するに伴い、強イオン成分と弱イオン成
分が第３図（Ｂ）に示すように、イオン交換容量に達し
、弱イオン成分がブレークする。

■、この場合、脱塩処理を一時中断してイオン交換樹脂
再生手段２２から第３図（Ｃ）に示すように、温水を通
水する。この温水通水による温度上昇に伴いイオン交換
樹脂の交換容量が見掛上域るため、これまで捕捉してい
たイオン成分を保持できなくなる。

この結果、捕捉イオン成分を放出することとなるが、こ
のときにはイオン交換樹脂の選択性により弱イオン成分
が選択的に放出される。

０１次に熱再生を完了（第３図（Ｄ）の状態）して被処
理水の通水を再開すると、第３図（Ｅ）に示すように、
イオン交換樹脂の温度の低下に伴いイオン交換容量が元
のレベルへ復帰する。

その結果、熱再生により除去されたイオン分のイオン交
換容量だけ、脱塩処理を継続することかできる。

■；その後、熱再生により得られたイオン交換容量に達
し、第３図（Ｆ）に示すように弱イオン成分がブレーク
し始めると、再び脱塩処理を中断して温水を通水し、今
まで捕捉していたイオン成分を除去してイオン交換樹脂
を再生したり、あるいはイオン交換樹脂の交換が行なわ
れる。

なお本発明で使用される温水はイオン交換樹脂の劣化温
度以下であれば高いほどよく、６０℃〜９０℃の範囲で
適宜選択される。

第４図は、原子力発電所の脱塩装置の第２実施例を示す
系統図である。第１図と同一部材には同一符号を付して
説明を省略する。

この実施例に示されたものは、脱塩塔１１の入口管１３
にイオン交換樹脂再生手段２３を構成する加熱器２４を
備え、この加熱器２４で入口管１３を案内される被処理
水を所要時に加熱し、温水としたものである。

加熱器２４は加熱管２５を通して送られる蒸気または温
水（原子炉水やタービン系ヒータドレン水）と熱交換し
て被処理水を加熱し、加熱された温水を利用してイオン
交換樹脂の熱再生化を行なうようになっている。イオン
交換樹脂の熱再生化に寄与した温廃水は、第１図に示す
ものと同様ドレン管１９より排水される。加熱管２５の
供給側には弁２６が備えられている。

第４図の脱塩装置における脱塩処理は、第１図に示す場
合と同様である。

第５図は、原子力発電所の脱塩装置の第３実施例を示す
系統図である。この実施例に示されたものは、濾過脱塩
装置１１Ａのように循環ライン３０を有する脱塩装置で
ある。濾過脱塩装置１１Ａは粉末状のイオン交換樹脂を
フィルタエレメント等にプリコートして使用するもので
あり、待機中の粉末イオン交換樹脂の保持のために循環
ライン３０とホールディングポンプ３１が備えられてい
る。

ホールディングポンプ３１の下流側には冷却器３２か設
けられ、この冷却器３２で循環運転中のホールディング
ポンプ３１のジュール熱による循環系内の昇温を防止し
ている。冷却器３２は脱塩処理時には循環水を冷却する
ため冷却管３３内を流れる冷却水と熱交換される。冷却
管３３には供給弁３４が付設されており、この供給弁３
４を閉塞することにより、循環ライン３０を循環する被
処理水の温度が上昇する。

このため、第５図に示す脱塩装置においては、冷却器３
２、冷却管３３、供給弁３４、循環ライン３０、ドレン
管１９がイオン交換樹脂再生手段３５として機能する。

なお、循環ライン３０にも弁３６．３６が設けられてい
る。

第５図に示す脱塩装置において、イオン交換樹脂の熱再
生は、冷却器３２へ冷却水を供給する冷却管３３を閉止
し、冷却能力を無くして循環運転を行ない、循環系内を
昇温して脱塩塔１１Ｂに温水を通水する。また、熱再生
完了後の循環系内温排水はドレン管１９より排水する。

この実施例は、温排水の発生量を少なくできることを特
徴とし、またホールディングポンプ３１の容量が小さく
昇温か不十分な場合には、第１図および第４図のような
温水供給管または加熱器を組み合せることも可能である
。

第６図は原子力発電所の脱塩装置を原子炉冷却材浄化系
に適用した第４実施例を示すものである。

原子炉冷却材浄化系３８は、原子炉３９から導いた原子
炉水を脱塩装置である原子炉冷却材浄化濾過脱塩塔１１
Ｃで浄化処理して原子炉３９へ戻す循環系統であり、濾
過脱塩塔１１Ｃでの炉水温度を下げるために、再生熱交
換器４０と非再生熱交換器４１が設けられている。符号
４２は原子炉冷却材浄化ポンプである。

前記非再生熱交換器４１は冷却管４３内を流れる冷却水
と熱交換して原子炉水を冷却し、炉水温度を下げるよう
になっている。冷却管４３には弁４４が備えられており
、この冷却管４３や非再生熱交換器４１がイオン交換樹
脂再生手段４５として機能する。

しかして、原子炉冷却材浄化系３８の冷却材浄化濾過脱
塩塔１１Ｃ内に収容されたイオン交換樹脂の熱再生は、
非再生熱交換器４１へ冷却水を供給している冷却管４３
上の弁４４の絞り込みもしくは閉止により非再生熱交換
器４１での冷却を減らして原子炉炉水を昇温させ、この
炉水を、濾過脱塩塔１１Ｃへ通水して行なう。また温排
水はブローダウンライン４６により放射性廃棄物処理系
へ排水する。

第７図は原子力発電所の脱塩装置を原子炉復水給水系の
復水浄化に適用した第５実施例を示す。

この原子力発電プラントは、原子炉３９で発生した蒸気
を主蒸気系４８を通して蒸気タービン４９に供給して蒸
気タービンを駆動した後、復水器５０に案内して凝縮さ
せ、復水にしている。この復水は原子炉復水給水系５１
を通して再び原子炉３９に戻すようになっている。原子
炉復水給水系５１には、復水器５０で凝縮された復水を
処理する復水浄化装置５２と、処理された復水を復水ポ
ンプ５３で昇圧した後、加熱する低圧給水加熱器５４お
よび高圧給水加熱器５５とが設けられており、加熱され
た給水は給水ポンプ５６により原子炉に供給される。復
水浄化装置５２には脱塩装置が単独で設けられたものや
、濾過脱塩装置と脱塩装置を組み合せたもの等の種々の
構成がある。

この原子炉復水給水系５１の復水浄化装置５２に備えら
れるイオン交換樹脂の熱再生は、イオン交換樹脂再生手
段５７により行なわれる。この再生手段５７は高圧給水
加熱器５５および低圧給水加熱器５４を加熱したタービ
ン抽気５８のヒータドレンをヒータドレンポンプ５９に
よりドレン配管６０を経て復水浄化装置５２に供給され
るように構成したものである。

しかして、復水浄化装置５２に備えられるイオン交換樹
脂の熱再生は、タービン抽気５８を低圧給水加熱器５４
または高圧給水加熱器５５で凝縮させたヒータドレンを
ヒータドレンポンプ５９により復水浄化装置５２を構成
する濾過脱塩塔または脱塩塔に通水して行なう。また、
温排水は、トレン管６１より放射性廃棄物処理系へ排水
する。

なお、本発明の実施例では、原子力発電所の脱塩装置を
原子炉冷却材浄化系や原子炉復水給水系に適用した例を
示したが、この脱塩装置は、他に燃料プール冷却浄化系
や放射性液体排気物処理系にも適用でき、さらに軽水炉
や高速炉の水処理系統にも適用することができる。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明に係る原子力発電所の脱塩装
置においては、原子炉冷却材浄化系等の水処理系統に脱
塩装置を設け、この脱塩装置に備えられるイオン交換樹
脂で被処理水に含まれるイオン成分を除去する脱塩処理
を行なう一方、イオン交換樹脂の再生時にイオン交換樹
脂再生手段により温水を脱塩装置に案内するようにした
ので、案内される温水によりイオン交換樹脂に捕捉され
たイオン成分を取り除くことができ、その分、イオン交
換樹脂の活性化を図ることが可能となるので、イオン交
換樹脂の交換頻度あるいは薬液再生頻度を減らすことが
でき、二次廃棄物発生量を大幅に低減させることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子力発電所の脱塩装置の一実施
例を示す系統図、第２図は原子力発電所の脱塩装置での
脱塩処理作用を説明する原理図、第３図（Ａ）〜（Ｆ）
は本発明による脱塩装置での処理状態をそれぞれ示す説
明図、第４図ないし第７図は原子力発電所の脱塩装置の
第２実施例から第５実施例をそれぞれ示す系統図、策８
図は従来の原子力発電所の脱塩装置における脱塩処理の
原理を示す原理図、第９図（Ａ）〜（Ｅ）は従来の脱塩
装置での処理状態をそれぞれ示す説明図である。 １０・・・水処理系統、１１．ＩＩＡ、ＩＩＢ。 １１Ｃ・・・脱塩塔（脱塩装置）、１３・・・入口管、
１４・・・入口弁、１５・・・８口管、１６・・・８口
弁、１７・・・温水供給管、１８・・・供給弁、１９・
・・ドレン管、２０・・・ドレン弁、２２．２３，３５
．４５．５７・・・イオン交換樹脂再生手段、２４・・
・加熱器、２５・・・加熱管、２６・・・弁、３０・・
・循環ライン、３１・・・ホールディングポンプ、３２
・・・冷却器、３３・・・冷却管、３８・・・原子炉冷
却材浄化系、３９・・・原子炉、４０・・・再生熱交換
器、４１・・・非再生熱交換器、４３・・・冷却管、４
８・・・生蒸気系、４９・・・蒸気タービン、５０・・
・復水器、５１・・・原子炉復水給水系、５２・・・復
水浄化装置、５４．５５・・・給水加熱器、５９・・・
ヒータドレンポンプ、６０・・・ドレン配管、６１・・
・ドレン管。 出願人代理人　　　波　多　野　　　久第２ｔａ 第３ｗＲ １１１４図 第５図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 　原子炉冷却材浄化系等の水処理系統に脱塩装置を設け
   、この脱塩装置は内部にイオン交換樹脂を備えて被処理
   水を脱塩処理するようにした原子力発電所の脱塩装置に
   おいて、イオン交換樹脂の再生時に、前記脱塩装置に温
   水を案内するイオン交換樹脂再生手段を設けたことを特
   徴とする原子力発電所の脱塩装置。