JPH0423237B2 - - Google Patents
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- JPH0423237B2 JPH0423237B2 JP57176225A JP17622582A JPH0423237B2 JP H0423237 B2 JPH0423237 B2 JP H0423237B2 JP 57176225 A JP57176225 A JP 57176225A JP 17622582 A JP17622582 A JP 17622582A JP H0423237 B2 JPH0423237 B2 JP H0423237B2
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子力プラントの原子炉浄化系に係
り、特に、浄化系の容量を切換えてプラントの線
量率を所定値以下に維持する原子炉浄化系の運転
方法に関する。 〔従来の技術〕 一般に、沸騰水型原子力プラントにおいては、
機器及び配管の線量率がプラントの運転開始後の
数年間著しく上昇することが知られている。 沸騰水型原子力プラントの一次配管線量率の経
年変化を第１図に示す。いずれの原子力プラント
においても、プラント運転開始後の約２年間は線
量率の上昇傾向が顕著であり、３年目以降はほぼ
飽和状態に近づいている。この特性に基づき、こ
こでは運転開始後の約２年間を線量率急上昇期と
呼ぶことにする。なお、図中○、□、△等で示し
た各一次配管線量率特性曲線は、それぞれ実用運
転に入つている実際の原子力プラントのものであ
る。 このような沸騰水型原子力プラントの放射能レ
ベルは、給水系から炉内に持込まれるコバルトが
燃料棒表面で放射化された後、炉回りの機器及び
配管に付着することにより上昇する。線量率急上
昇期に、著しい上昇を示すのは、運転開始後の機
器及び配管の初期腐触が大きく、放射性腐触生成
物が機器及び配管に付着し易いこと、及び、前記
給水系からのコバルトの持込みがこの時期に特に
著しいことのふたつが原因である。 そこで、沸騰水型原子力プラントの各機器及び
配管の線量率を所定値以下に維持するために、従
来の原子炉浄化系の設計及び運転においては、浄
化容量を大きくし、いわゆるCUW（給水流量比）
容量を増加させ、特に、線量率急上昇期において
原子力プラントの低線量状態を維持できるように
していた。 〔発明が解決しようとする課題〕 しかし、このような従来の原子炉浄化系の運転
方法では、線量率急上昇期を過ぎても大きな浄化
系容量のままで運転するので、プラント運転期間
中の熱損失が大きくなり、プラントの熱効率を悪
化させ、経済的でないという欠点があつた。 本発明の目的は、線量率急上昇期または原子炉
の起動／停止時等の一次配管系の放射能レベルが
急上昇するおそれのあるときに、プラント内の放
射能を所定の低レベルに抑える一方で、それ以外
の時期には、プラント全体としての熱損失を低減
させることが可能な原子炉浄化系の運転方法を提
供することである。 〔課題を解決するための手段〕 本発明は、上記目的を達成するために、原子炉
再循環系の冷却材の一部を浄化ポンプにより取り
込み、再生熱交換器、非再生熱交換器、濾過脱塩
器等の機器に通して冷却材中の放射性腐食生成物
を除去し、原子炉給水系に再注入する原子炉浄化
系の運転方法において、原子炉の最初の運転開始
時から原子炉一次配管系の放射能レベルが著しく
上昇してほぼ飽和状態に近づくまでの期間に対応
して予め定めた所定期間は、原子炉浄化系の各機
器を前記原子炉の規模に応じて予め定めた最大容
量で運転し、前記所定期間経過後は、原子炉浄化
系の各機器を前記最大容量の半分の容量で運転す
る原子炉浄化系の運転方法を提案するものであ
る。 前記所定期間経過後にあつても、原子炉一次配
管系を除染し機器または配管表面の放射性腐食生
成物を除去した状態で原子炉を再起動するとき
は、原子炉浄化系の各機器を上記予め定めた所定
期間と同じ長さの期間だけ前記最大容量で運転す
る。 なお、濾過脱塩器の容量増減は、濾過脱塩器内
の冷却材の流速の増減により行なうことができ、
機器自体の設置スペースやコストを抑えることが
可能である。 〔作用〕 次に、本発明の原理について説明する。実プラ
ントでの現地試験及び調査の結果から、配管材料
への放射性腐触生成物の蓄積速度は、材料そのも
のの腐触速度に比例し、しかも、材料の初期腐触
が著しい運転開始直後約２年間（前記線量率急上
昇期）に顕著であることが分かつた。この特徴
は、第２図に示す炉水浸漬時間に対する一次配管
系へのコバルト６０付着濃度比からもうかがえ
る。 すなわち、コバルト６０の配管への付着は、配
管材料の初期腐触が著しいプラント運転開始当初
の約1000時間で著しく、これを過ぎると対数曲線
的に飽和状態に達していく。 また、配管材料への放射性腐触生成物の蓄積速
度は、給水系の機器及び配管材料からの初期溶出
によりプラント運転開始直後の約２年間（前記線
量率急上昇期）に炉内に持込まれるコバルトの量
が大きいことを原因として、運転開始直後の約２
年間に増大することが分かつている。給水系のコ
バルト濃度比の経時変化を第３図に示す。 運転開始から約17500時間（約２年間）は給水
系のコバルト濃度比が高く、この期間の給水系へ
のコバルトの著しい溶出に対し、以後は溶出量が
指数関数的に減少していく。 そこで、本発明は、上記第２図及び第３図に示
した運転開始直後の原子力プラントの放射能レベ
ルを高める２つの要因に着目し、原子力プラント
運転開始直後の約２年間は、プラントの一次系水
質を向上させ、プラント全体の放射能レベルを低
減するようにしたものである。すなわち、本発明
では、プラント運転開始後の約２年間は、積極的
に炉水を浄化して放射性腐触生成物の生成抑制能
力を増大し、その期間の除去能力を増大するよう
に原子炉浄化系を運転する。一方、プラント運転
開始後の線量率急上昇期経過後は、低下した放射
能レベルに合わせて浄化系の容量を絞り込み、原
子炉浄化系を運転する。これらの運転期間を通し
て、低線量プラントの目標である一時配管線量率
は、常に50〜60ｍＲ／hrに維持される。 具体的には、原子炉浄化系容量を例えば給水流
量比で２％と４％とに切換える系統構成とする。 プラントの運転開始直後等の線量率急上昇期に
は、原子炉浄化系容量を４％容量で運転し、放射
性腐触生成物の生成抑制能力及びその直接の除去
能力を増大して炉水を積極的に浄化し、プラント
運転初期の放射能レベルの上昇を低線量プラント
の目標値以下に制御する。そして、線量率の上昇
が穏やかとなる線量率急上昇期経過御は、原子炉
浄化性を２％容量で運転し、原子炉浄化系からの
熱損失を極力低減して、原子力プラント全体の熱
効率を向上させる。 〔実施例〕 次に、図面を参照して、本発明の一実施例を説
明する。 第４図は線量率急上昇期の運転系統を示す図で
あり第５図はそれ以外の定格運転時の運転系統を
示す図である。 これらの図において、沸騰水型原子炉１で発生
した蒸気は、主蒸気系２を通つてタービン３に入
り、タービンを回転させた後、復水器４で復水さ
れる。この復水は復水浄化系５に入つて浄化され
た後、給水加熱器６で加熱され、更に給水ポンプ
７で昇圧され、給水系８を通つて原子炉１に戻さ
れる。原子炉１には、再循環ポンプ９により原子
炉内の冷却材を循環させる原子炉再循環系１０を
設けてある。 原子炉浄化系は、この原子炉再循環系１０の炉
水を一部バイパスして浄化するものである。原子
炉再循環系１０の冷却材の一部は、原子炉浄化系
の配管１１を通つて各々が100％（定格）容量の
２台の原子炉浄化ポンプ１２により取り込まれ、
200％容量の再生熱交換器１３に送られる。再生
熱交換器１３を出た冷却材は、各々が100％容量
の２基の非再生熱交換器１４を経て、各々が100
％容量の２基のろ過脱塩器１５により浄化され、
再生熱交換器１３で熱交換した後、給水系８に注
入される。 次に、本実施例の動作について説明する。本実
施例の原子炉浄化系では、プラントの運転開始直
後から２年間の線量率急上昇期には、第４図に太
線で示すように、２台のポンプ１２，２基の非再
生熱交換器１４、２台のろ過脱塩器１５を動かし
て、通常定格容量の２倍で運転する。これは、給
水流量との比で４％に相当し、放射性腐触生成物
の生成抑制能力の増大及びその直後の除去能力を
増大し、プラントの一次系配管線量率を50〜60ｍ
Ｒ／hr以下にしている。 次に、線量率急上昇期を過ぎると、第５図に太
線で示すように、１台の浄化ポンプ１２、１基の
非再生熱交換器１４、１基のろ過脱塩器１５を稼
動させて、定格容量で原子炉浄化系を運転する。
この時の給水流量との比は２％となる。この時
は、線量率上昇期を過ぎているので、原子炉浄化
装置の容量を半分に落しても、一次配管系の線量
率は50〜60ｍＲ／hr以下に維持できる。 第６図は、原子炉浄化系の運転方法の違いによ
る原子炉浄化系容量の変化と熱損失の変化とを比
較して示す図である。 第６図Ａの従来の運転方法では、原子炉浄化系
は常に４％容量で運転されているので、それに伴
なう熱損失は常に18MWとなる。これに対して、
第６図Ｂの本発明の運転方法では、プラント運転
開始から２年間は浄化系の容量を常時４％で運転
するので、この間の原子炉の熱損失は約18MWに
達し、従来と変わらない。しかし、本実施例では
この２年間を過ぎると、浄化系を２％容量で運転
し、熱損失を約10MWに減少させることができ
る。なお、２年以降浄化系を４％容量で運転する
期間がとことどころあるが、これはプラントの起
動及び停止時の炉水水質悪化時の運転期間であ
る。 第７図は本実施例の運転方法による一次配管線
量率の経年変化を示す図である。Ａは従来の４％
容量で常時運転した場合を示し、Ｂは本実施例で
運転した場合を示し、Ｃは常時２％容量で運転し
た場合を示している。本実施例の運転方法では、
常時４％容量で運転した場合よりも線量率が数パ
ーセント高くなるが、常時２％容量で運転した場
合に比べて20％低くなり、一次配管系の線量率が
ほぼ60ｍＲ／hr程度に抑えられている。 第１表は、原子炉浄化系の給水容量を常時４％
で運転した場合と、本実施例のように線量率急上
昇期は４％容量でそれ以降は２％容量で運転した
場合と、常時２％で運転した場合の放射能低減効
果とプラントの熱損失とを、110万KWのBWRプ
ラントを例にとり、比較した結果を示している。 本実施例の運転方法では、熱損失は常時２％容
量で運転する方法とほぼ同等の9.45MWである。
しかも、放射能レベルの低減効果は約20％もあ
る。これに対して、浄化系を常時４％容量で運転
する従来の運転方法では、一次系配管線率は確か
に小さくなるが、容量２％の運転方法に比べてた
かだか30％程度の低減効果にしかすぎず、熱損失
が約倍の18MWと大きい。本実施例は、プラント
の熱効率を向上させ、経済性を非常に高
り、特に、浄化系の容量を切換えてプラントの線
量率を所定値以下に維持する原子炉浄化系の運転
方法に関する。 〔従来の技術〕 一般に、沸騰水型原子力プラントにおいては、
機器及び配管の線量率がプラントの運転開始後の
数年間著しく上昇することが知られている。 沸騰水型原子力プラントの一次配管線量率の経
年変化を第１図に示す。いずれの原子力プラント
においても、プラント運転開始後の約２年間は線
量率の上昇傾向が顕著であり、３年目以降はほぼ
飽和状態に近づいている。この特性に基づき、こ
こでは運転開始後の約２年間を線量率急上昇期と
呼ぶことにする。なお、図中○、□、△等で示し
た各一次配管線量率特性曲線は、それぞれ実用運
転に入つている実際の原子力プラントのものであ
る。 このような沸騰水型原子力プラントの放射能レ
ベルは、給水系から炉内に持込まれるコバルトが
燃料棒表面で放射化された後、炉回りの機器及び
配管に付着することにより上昇する。線量率急上
昇期に、著しい上昇を示すのは、運転開始後の機
器及び配管の初期腐触が大きく、放射性腐触生成
物が機器及び配管に付着し易いこと、及び、前記
給水系からのコバルトの持込みがこの時期に特に
著しいことのふたつが原因である。 そこで、沸騰水型原子力プラントの各機器及び
配管の線量率を所定値以下に維持するために、従
来の原子炉浄化系の設計及び運転においては、浄
化容量を大きくし、いわゆるCUW（給水流量比）
容量を増加させ、特に、線量率急上昇期において
原子力プラントの低線量状態を維持できるように
していた。 〔発明が解決しようとする課題〕 しかし、このような従来の原子炉浄化系の運転
方法では、線量率急上昇期を過ぎても大きな浄化
系容量のままで運転するので、プラント運転期間
中の熱損失が大きくなり、プラントの熱効率を悪
化させ、経済的でないという欠点があつた。 本発明の目的は、線量率急上昇期または原子炉
の起動／停止時等の一次配管系の放射能レベルが
急上昇するおそれのあるときに、プラント内の放
射能を所定の低レベルに抑える一方で、それ以外
の時期には、プラント全体としての熱損失を低減
させることが可能な原子炉浄化系の運転方法を提
供することである。 〔課題を解決するための手段〕 本発明は、上記目的を達成するために、原子炉
再循環系の冷却材の一部を浄化ポンプにより取り
込み、再生熱交換器、非再生熱交換器、濾過脱塩
器等の機器に通して冷却材中の放射性腐食生成物
を除去し、原子炉給水系に再注入する原子炉浄化
系の運転方法において、原子炉の最初の運転開始
時から原子炉一次配管系の放射能レベルが著しく
上昇してほぼ飽和状態に近づくまでの期間に対応
して予め定めた所定期間は、原子炉浄化系の各機
器を前記原子炉の規模に応じて予め定めた最大容
量で運転し、前記所定期間経過後は、原子炉浄化
系の各機器を前記最大容量の半分の容量で運転す
る原子炉浄化系の運転方法を提案するものであ
る。 前記所定期間経過後にあつても、原子炉一次配
管系を除染し機器または配管表面の放射性腐食生
成物を除去した状態で原子炉を再起動するとき
は、原子炉浄化系の各機器を上記予め定めた所定
期間と同じ長さの期間だけ前記最大容量で運転す
る。 なお、濾過脱塩器の容量増減は、濾過脱塩器内
の冷却材の流速の増減により行なうことができ、
機器自体の設置スペースやコストを抑えることが
可能である。 〔作用〕 次に、本発明の原理について説明する。実プラ
ントでの現地試験及び調査の結果から、配管材料
への放射性腐触生成物の蓄積速度は、材料そのも
のの腐触速度に比例し、しかも、材料の初期腐触
が著しい運転開始直後約２年間（前記線量率急上
昇期）に顕著であることが分かつた。この特徴
は、第２図に示す炉水浸漬時間に対する一次配管
系へのコバルト６０付着濃度比からもうかがえ
る。 すなわち、コバルト６０の配管への付着は、配
管材料の初期腐触が著しいプラント運転開始当初
の約1000時間で著しく、これを過ぎると対数曲線
的に飽和状態に達していく。 また、配管材料への放射性腐触生成物の蓄積速
度は、給水系の機器及び配管材料からの初期溶出
によりプラント運転開始直後の約２年間（前記線
量率急上昇期）に炉内に持込まれるコバルトの量
が大きいことを原因として、運転開始直後の約２
年間に増大することが分かつている。給水系のコ
バルト濃度比の経時変化を第３図に示す。 運転開始から約17500時間（約２年間）は給水
系のコバルト濃度比が高く、この期間の給水系へ
のコバルトの著しい溶出に対し、以後は溶出量が
指数関数的に減少していく。 そこで、本発明は、上記第２図及び第３図に示
した運転開始直後の原子力プラントの放射能レベ
ルを高める２つの要因に着目し、原子力プラント
運転開始直後の約２年間は、プラントの一次系水
質を向上させ、プラント全体の放射能レベルを低
減するようにしたものである。すなわち、本発明
では、プラント運転開始後の約２年間は、積極的
に炉水を浄化して放射性腐触生成物の生成抑制能
力を増大し、その期間の除去能力を増大するよう
に原子炉浄化系を運転する。一方、プラント運転
開始後の線量率急上昇期経過後は、低下した放射
能レベルに合わせて浄化系の容量を絞り込み、原
子炉浄化系を運転する。これらの運転期間を通し
て、低線量プラントの目標である一時配管線量率
は、常に50〜60ｍＲ／hrに維持される。 具体的には、原子炉浄化系容量を例えば給水流
量比で２％と４％とに切換える系統構成とする。 プラントの運転開始直後等の線量率急上昇期に
は、原子炉浄化系容量を４％容量で運転し、放射
性腐触生成物の生成抑制能力及びその直接の除去
能力を増大して炉水を積極的に浄化し、プラント
運転初期の放射能レベルの上昇を低線量プラント
の目標値以下に制御する。そして、線量率の上昇
が穏やかとなる線量率急上昇期経過御は、原子炉
浄化性を２％容量で運転し、原子炉浄化系からの
熱損失を極力低減して、原子力プラント全体の熱
効率を向上させる。 〔実施例〕 次に、図面を参照して、本発明の一実施例を説
明する。 第４図は線量率急上昇期の運転系統を示す図で
あり第５図はそれ以外の定格運転時の運転系統を
示す図である。 これらの図において、沸騰水型原子炉１で発生
した蒸気は、主蒸気系２を通つてタービン３に入
り、タービンを回転させた後、復水器４で復水さ
れる。この復水は復水浄化系５に入つて浄化され
た後、給水加熱器６で加熱され、更に給水ポンプ
７で昇圧され、給水系８を通つて原子炉１に戻さ
れる。原子炉１には、再循環ポンプ９により原子
炉内の冷却材を循環させる原子炉再循環系１０を
設けてある。 原子炉浄化系は、この原子炉再循環系１０の炉
水を一部バイパスして浄化するものである。原子
炉再循環系１０の冷却材の一部は、原子炉浄化系
の配管１１を通つて各々が100％（定格）容量の
２台の原子炉浄化ポンプ１２により取り込まれ、
200％容量の再生熱交換器１３に送られる。再生
熱交換器１３を出た冷却材は、各々が100％容量
の２基の非再生熱交換器１４を経て、各々が100
％容量の２基のろ過脱塩器１５により浄化され、
再生熱交換器１３で熱交換した後、給水系８に注
入される。 次に、本実施例の動作について説明する。本実
施例の原子炉浄化系では、プラントの運転開始直
後から２年間の線量率急上昇期には、第４図に太
線で示すように、２台のポンプ１２，２基の非再
生熱交換器１４、２台のろ過脱塩器１５を動かし
て、通常定格容量の２倍で運転する。これは、給
水流量との比で４％に相当し、放射性腐触生成物
の生成抑制能力の増大及びその直後の除去能力を
増大し、プラントの一次系配管線量率を50〜60ｍ
Ｒ／hr以下にしている。 次に、線量率急上昇期を過ぎると、第５図に太
線で示すように、１台の浄化ポンプ１２、１基の
非再生熱交換器１４、１基のろ過脱塩器１５を稼
動させて、定格容量で原子炉浄化系を運転する。
この時の給水流量との比は２％となる。この時
は、線量率上昇期を過ぎているので、原子炉浄化
装置の容量を半分に落しても、一次配管系の線量
率は50〜60ｍＲ／hr以下に維持できる。 第６図は、原子炉浄化系の運転方法の違いによ
る原子炉浄化系容量の変化と熱損失の変化とを比
較して示す図である。 第６図Ａの従来の運転方法では、原子炉浄化系
は常に４％容量で運転されているので、それに伴
なう熱損失は常に18MWとなる。これに対して、
第６図Ｂの本発明の運転方法では、プラント運転
開始から２年間は浄化系の容量を常時４％で運転
するので、この間の原子炉の熱損失は約18MWに
達し、従来と変わらない。しかし、本実施例では
この２年間を過ぎると、浄化系を２％容量で運転
し、熱損失を約10MWに減少させることができ
る。なお、２年以降浄化系を４％容量で運転する
期間がとことどころあるが、これはプラントの起
動及び停止時の炉水水質悪化時の運転期間であ
る。 第７図は本実施例の運転方法による一次配管線
量率の経年変化を示す図である。Ａは従来の４％
容量で常時運転した場合を示し、Ｂは本実施例で
運転した場合を示し、Ｃは常時２％容量で運転し
た場合を示している。本実施例の運転方法では、
常時４％容量で運転した場合よりも線量率が数パ
ーセント高くなるが、常時２％容量で運転した場
合に比べて20％低くなり、一次配管系の線量率が
ほぼ60ｍＲ／hr程度に抑えられている。 第１表は、原子炉浄化系の給水容量を常時４％
で運転した場合と、本実施例のように線量率急上
昇期は４％容量でそれ以降は２％容量で運転した
場合と、常時２％で運転した場合の放射能低減効
果とプラントの熱損失とを、110万KWのBWRプ
ラントを例にとり、比較した結果を示している。 本実施例の運転方法では、熱損失は常時２％容
量で運転する方法とほぼ同等の9.45MWである。
しかも、放射能レベルの低減効果は約20％もあ
る。これに対して、浄化系を常時４％容量で運転
する従来の運転方法では、一次系配管線率は確か
に小さくなるが、容量２％の運転方法に比べてた
かだか30％程度の低減効果にしかすぎず、熱損失
が約倍の18MWと大きい。本実施例は、プラント
の熱効率を向上させ、経済性を非常に高
【表】
める効果がある。ここで、本実施例の熱損失の時
間平均値の算出計算式を示しておく。 ２年×18.0MW＋38年×9.0MW／40年＝9.45MW ただし、プラントの寿命を40年と仮定した。 本実施例によれば、原子力プラントの運転開始
から２年間の線量率急上昇期は、原子炉浄化系の
給水量を４％容量で常時運転し、線量率急上昇期
経過後は原子炉浄化系の給水量を２％容量で定格
運転することにより、原子力プラントを低放射能
レベルに維持しながら、原子炉浄化系からの熱損
失を減らし、プラントの熱効率を向上させ、経済
的に運転できる。 第８図は本発明の他の実施例を適用した原子炉
浄化系の構成を示す図である。本実施例でも、プ
ラント運転開始直後の線量率急上昇期には４％容
量で運転し、その期間以降に２％容量で運転する
ことは、前記実施例と同様である。本実施例は、
通常の２％容量から４％容量に原子炉浄化系を切
換える際に、１基のろ過脱塩器１５を使用し、こ
の１基のろ過脱塩器１５に４％流量を通して運転
することを特徴とする。この際、３過脱塩器１５
の線流速は通常の2.5ｍ／hrから5.0ｍ／hrとなる
が、線流速が通常の倍となつても浄化能力が落ち
ないように設計しておく。第２表は、ろ過脱塩器
１５の線流速が増大した場合と通常の線流速の場
合の放射性腐触生成物の除去性能等を
間平均値の算出計算式を示しておく。 ２年×18.0MW＋38年×9.0MW／40年＝9.45MW ただし、プラントの寿命を40年と仮定した。 本実施例によれば、原子力プラントの運転開始
から２年間の線量率急上昇期は、原子炉浄化系の
給水量を４％容量で常時運転し、線量率急上昇期
経過後は原子炉浄化系の給水量を２％容量で定格
運転することにより、原子力プラントを低放射能
レベルに維持しながら、原子炉浄化系からの熱損
失を減らし、プラントの熱効率を向上させ、経済
的に運転できる。 第８図は本発明の他の実施例を適用した原子炉
浄化系の構成を示す図である。本実施例でも、プ
ラント運転開始直後の線量率急上昇期には４％容
量で運転し、その期間以降に２％容量で運転する
ことは、前記実施例と同様である。本実施例は、
通常の２％容量から４％容量に原子炉浄化系を切
換える際に、１基のろ過脱塩器１５を使用し、こ
の１基のろ過脱塩器１５に４％流量を通して運転
することを特徴とする。この際、３過脱塩器１５
の線流速は通常の2.5ｍ／hrから5.0ｍ／hrとなる
が、線流速が通常の倍となつても浄化能力が落ち
ないように設計しておく。第２表は、ろ過脱塩器
１５の線流速が増大した場合と通常の線流速の場
合の放射性腐触生成物の除去性能等を
本発明の原子炉浄化系の運転方法によれば、プ
ラント運転開始後の線量率急上昇期には原子炉浄
化系の容量を増大させ、この期間以降は定格容量
で原子炉浄化系を運転することにより、プラント
の放射能レベルを低く維持しつつ、浄化系による
熱損失を低減できる。
ラント運転開始後の線量率急上昇期には原子炉浄
化系の容量を増大させ、この期間以降は定格容量
で原子炉浄化系を運転することにより、プラント
の放射能レベルを低く維持しつつ、浄化系による
熱損失を低減できる。
第１図は従来の各プラント別の一次配管線量率
の経年変化を示す図、第２図は一次配管系へのコ
バルト60付着過程を示すプラントテスト結果を示
す図、第３図は給水系コバルト濃度の経年変化の
一例を示す図、第４図は線量率急上昇期の本発明
実施例の運転系統を示す図、第５図はそれ以外の
定格運転時の運転系統を示す図、第６図Ａは従来
の運転方法による浄化系容量と熱損失との関係を
示す図、第６図Ｂは本実施例の運転方法による原
子炉浄化系容量と熱損失との関係を示す図、第７
図は原子炉浄化系を常時４％容量で運転した場合
と、本実施例の方法で運転した場合と、常時２％
容量で運転した場合の一次配管線量率の経年変化
を示す図、第８図は本発明の他の実施例を適用す
る原子炉浄化系の一例の構成を示す図である。 ８……給水系、１０……再循環系、１２……原
子炉浄化ポンプ、１３……再生熱交換器、１４…
…非再生熱交換器、１５……ろ過脱塩器。
の経年変化を示す図、第２図は一次配管系へのコ
バルト60付着過程を示すプラントテスト結果を示
す図、第３図は給水系コバルト濃度の経年変化の
一例を示す図、第４図は線量率急上昇期の本発明
実施例の運転系統を示す図、第５図はそれ以外の
定格運転時の運転系統を示す図、第６図Ａは従来
の運転方法による浄化系容量と熱損失との関係を
示す図、第６図Ｂは本実施例の運転方法による原
子炉浄化系容量と熱損失との関係を示す図、第７
図は原子炉浄化系を常時４％容量で運転した場合
と、本実施例の方法で運転した場合と、常時２％
容量で運転した場合の一次配管線量率の経年変化
を示す図、第８図は本発明の他の実施例を適用す
る原子炉浄化系の一例の構成を示す図である。 ８……給水系、１０……再循環系、１２……原
子炉浄化ポンプ、１３……再生熱交換器、１４…
…非再生熱交換器、１５……ろ過脱塩器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉再循環系の冷却材の一部を浄化ポンプ
により取り込み、再生熱交換器、非再生熱交換
器、濾過脱塩器等の機器に通して冷却材中の放射
性腐食生成物を除去し、原子炉給水系に再注入す
る原子炉浄化系の運転方法において、 原子炉の最初の運転開始時から原子炉一次配管
系の放射能レベルが著しく上昇してほぼ飽和状態
に近づくまでの期間に対応して予め定めた所定期
間は、前記原子炉浄化系の各機器を前記原子炉の
規模に応じて予め定めた最大容量で運転し、 前記所定期間経過後は、前記原子炉浄化系の各
機器を前記最大容量の半分の容量で運転すること
を特徴とする原子炉浄化系の運転方法。 ２ 特許請求の範囲第１項に記載の原子炉浄化系
の運転方法において、 前記所定期間経過後にあつても、原子炉一次配
管系を除染し機器または配管表面の放射性腐食生
成物を除去した状態で原子炉を再起動するとき
は、前記原子炉浄化系の各機器を上記予め定めた
所定期間と同じ長さの期間だけ前記最大容量で運
転することを特徴とする原子炉浄化系の運転方
法。 ３ 特許請求の範囲第１項または第２項に記載の
原子炉浄化系の運転方法において、 前記濾過脱塩器の前記容量の増減を当該濾過脱
塩器内の冷却材の流速の増減により行なうことを
特徴とする原子炉浄化系の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57176225A JPS5965799A (ja) | 1982-10-08 | 1982-10-08 | 原子炉浄化系の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57176225A JPS5965799A (ja) | 1982-10-08 | 1982-10-08 | 原子炉浄化系の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5965799A JPS5965799A (ja) | 1984-04-14 |
| JPH0423237B2 true JPH0423237B2 (ja) | 1992-04-21 |
Family
ID=16009811
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57176225A Granted JPS5965799A (ja) | 1982-10-08 | 1982-10-08 | 原子炉浄化系の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5965799A (ja) |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5293900A (en) * | 1976-02-02 | 1977-08-06 | Hitachi Ltd | Purififying method and device for nuclear reactor |
| JPS5540840A (en) * | 1978-09-13 | 1980-03-22 | Showa Electric Wire & Cable Co | Production of waterproof sheet |
| JPS5684595A (en) * | 1979-12-13 | 1981-07-09 | Toyo Engineering Corp | Heat recovering device of nuclear reactor water recirculation cleaning system |
| JPS56164997A (en) * | 1980-05-23 | 1981-12-18 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor coolant cleaning device |
| JPS5733395A (en) * | 1980-08-08 | 1982-02-23 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor cleaning device |
| JPS5794696A (en) * | 1980-12-05 | 1982-06-12 | Hitachi Ltd | Reactor water surplus water processing system |
| JPS6323519A (ja) * | 1986-07-16 | 1988-01-30 | 伊藤忠商事株式会社 | Ｃｖｃｆインバ−タの運転方式 |
-
1982
- 1982-10-08 JP JP57176225A patent/JPS5965799A/ja active Granted
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5293900A (en) * | 1976-02-02 | 1977-08-06 | Hitachi Ltd | Purififying method and device for nuclear reactor |
| JPS5540840A (en) * | 1978-09-13 | 1980-03-22 | Showa Electric Wire & Cable Co | Production of waterproof sheet |
| JPS5684595A (en) * | 1979-12-13 | 1981-07-09 | Toyo Engineering Corp | Heat recovering device of nuclear reactor water recirculation cleaning system |
| JPS56164997A (en) * | 1980-05-23 | 1981-12-18 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor coolant cleaning device |
| JPS5733395A (en) * | 1980-08-08 | 1982-02-23 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor cleaning device |
| JPS5794696A (en) * | 1980-12-05 | 1982-06-12 | Hitachi Ltd | Reactor water surplus water processing system |
| JPS6323519A (ja) * | 1986-07-16 | 1988-01-30 | 伊藤忠商事株式会社 | Ｃｖｃｆインバ−タの運転方式 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5965799A (ja) | 1984-04-14 |
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