JPH07128488A - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
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- JPH07128488A JPH07128488A JP5271086A JP27108693A JPH07128488A JP H07128488 A JPH07128488 A JP H07128488A JP 5271086 A JP5271086 A JP 5271086A JP 27108693 A JP27108693 A JP 27108693A JP H07128488 A JPH07128488 A JP H07128488A
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- purification system
- power plant
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- Y02A—TECHNOLOGIES FOR ADAPTATION TO CLIMATE CHANGE
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- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】クラッド主体の沈積性放射能およびイオン主体
の放射能を低減してクリーンな原子力発電プラントを提
供する。 【構成】沸騰水型原子力発電所の一次冷却系において、
復水浄化系23に中空糸膜フィルタ４とイオン交換樹脂を
充填した復水脱塩塔５を使用し、炉水浄化系26に金属、
金属酸化物またはセラミックスをろ材とする高温フィル
タ９と、ろ過脱塩装置12に粉末イオン交換樹脂をろ材と
するプリコートフィルタを使用する。
の放射能を低減してクリーンな原子力発電プラントを提
供する。 【構成】沸騰水型原子力発電所の一次冷却系において、
復水浄化系23に中空糸膜フィルタ４とイオン交換樹脂を
充填した復水脱塩塔５を使用し、炉水浄化系26に金属、
金属酸化物またはセラミックスをろ材とする高温フィル
タ９と、ろ過脱塩装置12に粉末イオン交換樹脂をろ材と
するプリコートフィルタを使用する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力発電所
の一次冷却水浄化設備を改良した原子力発電プラントに
関する。
の一次冷却水浄化設備を改良した原子力発電プラントに
関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電所における炉水中放
射能は給復水系から持ち込まれる鉄錆（クラッド）によ
って沈着する沈積性のものと、イオン性のものとに大別
される。旧型のプラントでは前者が支配的であり、放射
能を低減すなわちクラッド低減ということで中空糸膜フ
ィルタをはじめとする各種フィルタ、クラッド除去用イ
オン交換樹脂などが開発された。
射能は給復水系から持ち込まれる鉄錆（クラッド）によ
って沈着する沈積性のものと、イオン性のものとに大別
される。旧型のプラントでは前者が支配的であり、放射
能を低減すなわちクラッド低減ということで中空糸膜フ
ィルタをはじめとする各種フィルタ、クラッド除去用イ
オン交換樹脂などが開発された。
【０００３】しかし、給復水系から持ち込まれるクラッ
ド量が減少すると、炉水中のイオン性放射能量が増加す
ることが明らかになった。炉水中イオン性放射能は再循
環系配管などに酸化被膜が生成する際、この中に取り込
まれるため定期検査時の放射線被ばくの主要因となる。
ド量が減少すると、炉水中のイオン性放射能量が増加す
ることが明らかになった。炉水中イオン性放射能は再循
環系配管などに酸化被膜が生成する際、この中に取り込
まれるため定期検査時の放射線被ばくの主要因となる。
【０００４】この対策として、炉水浄化系容量を増加さ
せ、積極的に放射能を除去すればよいわけであるが、設
備が大きくなること、および一旦冷却しなければならな
いことから熱効率が低下することなどの理由で採用でき
ず、代替対策として給水中から鉄クラッドを注入する技
術が開発された（たとえば特公平 4-79439号公報参
照）。これは鉄クラッドを注入することで、炉水中放射
能と鉄クラッドとが化学的に反応し、フェライト（鉄ス
ピネル）を形成し、燃料表面に付着することで配管への
付着を抑制することを狙ったものである。
せ、積極的に放射能を除去すればよいわけであるが、設
備が大きくなること、および一旦冷却しなければならな
いことから熱効率が低下することなどの理由で採用でき
ず、代替対策として給水中から鉄クラッドを注入する技
術が開発された（たとえば特公平 4-79439号公報参
照）。これは鉄クラッドを注入することで、炉水中放射
能と鉄クラッドとが化学的に反応し、フェライト（鉄ス
ピネル）を形成し、燃料表面に付着することで配管への
付着を抑制することを狙ったものである。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】従来の技術は、炉水中
のイオン性放射能を低減させるために、これまで減らす
努力をしてきたクラッドを敢えて注入することにある。
この場合、クラッド注入量はニッケル濃度とのバランス
を考慮し、かなり厳密にコントロールされなければなら
なかった。
のイオン性放射能を低減させるために、これまで減らす
努力をしてきたクラッドを敢えて注入することにある。
この場合、クラッド注入量はニッケル濃度とのバランス
を考慮し、かなり厳密にコントロールされなければなら
なかった。
【０００６】すなわち、クラッド注入量がニッケル濃度
に対して少なすぎるとフェライト生成反応が起こらず、
炉水中のイオン性放射能濃度が低下せず、逆にクラッド
注入量がニッケル濃度に対して多すぎるとフェライトは
生成するものの、沈積性放射能が増加して別な意味で放
射線被ばくが増える。
に対して少なすぎるとフェライト生成反応が起こらず、
炉水中のイオン性放射能濃度が低下せず、逆にクラッド
注入量がニッケル濃度に対して多すぎるとフェライトは
生成するものの、沈積性放射能が増加して別な意味で放
射線被ばくが増える。
【０００７】また、ニッケル濃度は必ずしも一定ではな
く、プラント運転開始から変化するものであり、常時こ
れを監視しつつ鉄クラッドを注入することは相当高度な
技術を要する課題がある。
く、プラント運転開始から変化するものであり、常時こ
れを監視しつつ鉄クラッドを注入することは相当高度な
技術を要する課題がある。
【０００８】さらに鉄クラッド注入が成功したとしても
炉水中放射能燃料クラッドとして燃料表面に付着し、出
力変動時（パターン変更時、停止時）に剥離するため安
定した放射能固定技術にはならず、燃料もクラッドで汚
される課題がある。そのうえ、従来の炉水浄化系容量を
増加させることは前述のように、設備上、熱効率上メリ
ットが少ない課題がある。
炉水中放射能燃料クラッドとして燃料表面に付着し、出
力変動時（パターン変更時、停止時）に剥離するため安
定した放射能固定技術にはならず、燃料もクラッドで汚
される課題がある。そのうえ、従来の炉水浄化系容量を
増加させることは前述のように、設備上、熱効率上メリ
ットが少ない課題がある。
【０００９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子力発電所の復水浄化系および炉水浄化系
の能力を最大限に発揮させることでクラッド主体の沈積
性放射能およびイオン主体の放射能を低減させ、真にク
リーンな原子力発電プラントを提供することにある。
たもので、原子力発電所の復水浄化系および炉水浄化系
の能力を最大限に発揮させることでクラッド主体の沈積
性放射能およびイオン主体の放射能を低減させ、真にク
リーンな原子力発電プラントを提供することにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】本発明は、沸騰水型原子
力発電所の一次冷却水が流れる復水浄化系および炉水浄
化系において、前記復水浄化系に中空糸膜フィルタとイ
オン交換樹脂を使用し、前記炉水浄化系に金属または金
属酸化物あるいはセラミックスをろ材とする高温フィル
タと粉末イオン交換樹脂をろ材とするプリコートフィル
タを使用するろ過脱塩装置を備えてなることを特徴とす
る。
力発電所の一次冷却水が流れる復水浄化系および炉水浄
化系において、前記復水浄化系に中空糸膜フィルタとイ
オン交換樹脂を使用し、前記炉水浄化系に金属または金
属酸化物あるいはセラミックスをろ材とする高温フィル
タと粉末イオン交換樹脂をろ材とするプリコートフィル
タを使用するろ過脱塩装置を備えてなることを特徴とす
る。
【００１１】
【作用】復水浄化系に中空糸膜を用いたろ過器およびイ
オン交換樹脂を用いた復水脱塩塔を直列に設置する。こ
れにより、復水系で発生するクラッドはほぼ完全に取り
除かれる。一方、炉水浄化系には粉末樹脂プリコート型
のろ過脱塩装置とセラミックスを用いた高温フィルタを
設置し、放射能を初めとするイオン不純物の除去を行
う。
オン交換樹脂を用いた復水脱塩塔を直列に設置する。こ
れにより、復水系で発生するクラッドはほぼ完全に取り
除かれる。一方、炉水浄化系には粉末樹脂プリコート型
のろ過脱塩装置とセラミックスを用いた高温フィルタを
設置し、放射能を初めとするイオン不純物の除去を行
う。
【００１２】ここで粉末樹脂プリコート型のろ過塩装置
を併用する理由について述べると、セラミックスを用い
た高温フィルタは遷移金属元素に対する選択性が大き
く、かつナトリウムイオン、塩素イオン、硫酸イオンな
どに対する吸着性がは小さいため、これらのイオンの除
去はイオン交換樹脂に依存しなければならないことによ
る。しかし、遷移金属以外のイオン除去用高温フィルタ
炉材を用いる場合には、イオン交換樹脂は不要となる。
を併用する理由について述べると、セラミックスを用い
た高温フィルタは遷移金属元素に対する選択性が大き
く、かつナトリウムイオン、塩素イオン、硫酸イオンな
どに対する吸着性がは小さいため、これらのイオンの除
去はイオン交換樹脂に依存しなければならないことによ
る。しかし、遷移金属以外のイオン除去用高温フィルタ
炉材を用いる場合には、イオン交換樹脂は不要となる。
【００１３】復水浄化系性能は浄化系出口クラッド濃度
で見ると、イオン交換樹脂単独で 5〜10ppb 粉末イオン
交換樹脂プリコートフィルタを前に設置してと0.1 〜2p
pb、粉末イオン交換樹脂プリコートフィルタの代わりに
中空糸膜フィルタを設置すると0.1ppb以下となる。
で見ると、イオン交換樹脂単独で 5〜10ppb 粉末イオン
交換樹脂プリコートフィルタを前に設置してと0.1 〜2p
pb、粉末イオン交換樹脂プリコートフィルタの代わりに
中空糸膜フィルタを設置すると0.1ppb以下となる。
【００１４】このような鉄クラッド低減に対し、炉水放
射能濃度は図９に示すように0.1ppbを下回ると上昇する
傾向にある。図９は給水鉄濃度と際循環系配管の60Coの
関係を示している。図中、ＲＷＣＵは原子炉冷却材浄化
系を意味し、ＢＷＲ材料はホットウェル…SS−41、ヒー
ター…SUS304、制御棒のピンとローラ…ステライトであ
る。炉水放射能の主要核種60Coであり、これを減少せし
めるためには炉水浄化系の容量を増加させればよい。
射能濃度は図９に示すように0.1ppbを下回ると上昇する
傾向にある。図９は給水鉄濃度と際循環系配管の60Coの
関係を示している。図中、ＲＷＣＵは原子炉冷却材浄化
系を意味し、ＢＷＲ材料はホットウェル…SS−41、ヒー
ター…SUS304、制御棒のピンとローラ…ステライトであ
る。炉水放射能の主要核種60Coであり、これを減少せし
めるためには炉水浄化系の容量を増加させればよい。
【００１５】しかしながら、従来のまま、すなわち低温
系の粉末イオン交換樹脂プリコートフィルタの増設で浄
化系容量を増加させると熱損失が大きくなり、経済的に
見合わなくなる。そこでセラミックスを用いた高温フィ
ルタを設置すれば熱損失がなく炉水浄化系容量を増加さ
せることができる。
系の粉末イオン交換樹脂プリコートフィルタの増設で浄
化系容量を増加させると熱損失が大きくなり、経済的に
見合わなくなる。そこでセラミックスを用いた高温フィ
ルタを設置すれば熱損失がなく炉水浄化系容量を増加さ
せることができる。
【００１６】高温フィルタのろ材としてマンガンフェラ
イトを用いると放射性コバルト（60Co、58Coの）除去率
は）98％とほぼ完全に除去できるので、従来の炉水浄化
系容量を仮に給水流量の１％とすると、これに加えて高
温浄化系を１％増加させれば、炉水中の放射能濃度は半
減する。
イトを用いると放射性コバルト（60Co、58Coの）除去率
は）98％とほぼ完全に除去できるので、従来の炉水浄化
系容量を仮に給水流量の１％とすると、これに加えて高
温浄化系を１％増加させれば、炉水中の放射能濃度は半
減する。
【００１７】炉水放射能濃度が減少すれば、図10のよう
に再循環系配管内面の付着放射能量が減少し、再循環系
配管内面の付着放射能量が減少すれば、図11に示すよう
に被ばく量も減少する。図10は炉水中60Co濃度と配管付
着量との関係を示し、図１１は再循環系配管線量当量率
と放射線被ばくの関係を示している。
に再循環系配管内面の付着放射能量が減少し、再循環系
配管内面の付着放射能量が減少すれば、図11に示すよう
に被ばく量も減少する。図10は炉水中60Co濃度と配管付
着量との関係を示し、図１１は再循環系配管線量当量率
と放射線被ばくの関係を示している。
【００１８】
【実施例】図１から図５を参照しながら本発明に係る原
子力発電プラントの第１の実施例を説明する。図１にお
いて、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気管21を
流れ、タービン22を経て発電に寄与し、復水器２で冷却
されて水に戻される。復水器２から復水は復水浄化系23
の低圧復水ポンプ３で中空糸膜フィルタ４およびイオン
交換樹脂を充填した復水脱塩塔５で処理される。処理さ
れた復水は給水として高圧復水ポンプ６で給水管24を流
れ、原子炉圧力容器１内に戻される。
子力発電プラントの第１の実施例を説明する。図１にお
いて、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気管21を
流れ、タービン22を経て発電に寄与し、復水器２で冷却
されて水に戻される。復水器２から復水は復水浄化系23
の低圧復水ポンプ３で中空糸膜フィルタ４およびイオン
交換樹脂を充填した復水脱塩塔５で処理される。処理さ
れた復水は給水として高圧復水ポンプ６で給水管24を流
れ、原子炉圧力容器１内に戻される。
【００１９】一方、原子炉圧力容器１内の水は再循環ポ
ンプ７で再循環配管25内を流れて循環されているが、そ
の一部は炉水浄化ポンプ８で炉水浄化系26に送られる。
炉水浄化系26はマンガンフェライトをろ材とする高温フ
ィルタ９と粉末イオン交換樹脂をプリコートする低温ろ
過脱塩装置12から構成されており、低温系では再生熱交
換器10、非再生熱交換器11によって常温に冷却される。
ンプ７で再循環配管25内を流れて循環されているが、そ
の一部は炉水浄化ポンプ８で炉水浄化系26に送られる。
炉水浄化系26はマンガンフェライトをろ材とする高温フ
ィルタ９と粉末イオン交換樹脂をプリコートする低温ろ
過脱塩装置12から構成されており、低温系では再生熱交
換器10、非再生熱交換器11によって常温に冷却される。
【００２０】つぎに、上記第１の実施例に係る原子力発
電プラントの作用を説明する。
電プラントの作用を説明する。
【００２１】図２は中空糸膜フィルタのクラッド除去性
能を示すデータである。復水浄化系23のクラッド濃度は
鋼種にもよるが、高い場合で 30ppb，低い場合でも5ppb
である。中空糸膜フィルタ４は原水のクラッド濃度によ
らず、処理水中濃度が0.1ppb以下になる。
能を示すデータである。復水浄化系23のクラッド濃度は
鋼種にもよるが、高い場合で 30ppb，低い場合でも5ppb
である。中空糸膜フィルタ４は原水のクラッド濃度によ
らず、処理水中濃度が0.1ppb以下になる。
【００２２】また、図３は復水脱塩塔内イオン変換樹脂
のクラッド除去性能を示したものであるが、イオン交換
樹脂によってはかなり高いクラッド除去性能を示すこと
が分かる。
のクラッド除去性能を示したものであるが、イオン交換
樹脂によってはかなり高いクラッド除去性能を示すこと
が分かる。
【００２３】しかるにこのようにクラッドが低減する
と、炉水内の放射能が増加することは前述の通りであ
る。この炉水放射能の除去に高温フィルタ９を用いると
図４に示すように炉水を冷却することなく高い除去率で
目的が達成できる。
と、炉水内の放射能が増加することは前述の通りであ
る。この炉水放射能の除去に高温フィルタ９を用いると
図４に示すように炉水を冷却することなく高い除去率で
目的が達成できる。
【００２４】また、遷移金属放射能以外のイオン不純
物、たとえばナトリウム、塩素、硫酸、硝酸などは低温
浄化系（プリコート型ろ過脱塩装置）で処理する。これ
らの不純物は常時高濃度で存在するわけではないので低
温浄化系は随時運転するような運用にすれば熱効率の向
上も達成できる。
物、たとえばナトリウム、塩素、硫酸、硝酸などは低温
浄化系（プリコート型ろ過脱塩装置）で処理する。これ
らの不純物は常時高濃度で存在するわけではないので低
温浄化系は随時運転するような運用にすれば熱効率の向
上も達成できる。
【００２５】なお、図４は高温フィルタの60Co除去性能
を示したもので、ろ材はマンガンフェラト、流速は100m
/h，温度は 288℃で×印はカラム入口を、○はカラム出
口を示している。
を示したもので、ろ材はマンガンフェラト、流速は100m
/h，温度は 288℃で×印はカラム入口を、○はカラム出
口を示している。
【００２６】図５は従来のＢＷＲ、改良型ＢＷＲと本発
明の実施例を採用したＡＢＷＲについて、放射線被ばく
低減効果を図示したもので、たて軸は被ばく線量当量で
ある。クラッドの持ち込みがなくなることで沈積性の線
源がなくなり、また炉水中放射性コバルトも減少するこ
とで再循環系配管線量も低下し、総括的にみて放射線被
ばくはほとんどなくなる。しかも熱損失は炉水浄化系の
低温部を１％以下にすれば従来と同等もしくはそれ以下
になり、経済性にも優れていることがわかる。
明の実施例を採用したＡＢＷＲについて、放射線被ばく
低減効果を図示したもので、たて軸は被ばく線量当量で
ある。クラッドの持ち込みがなくなることで沈積性の線
源がなくなり、また炉水中放射性コバルトも減少するこ
とで再循環系配管線量も低下し、総括的にみて放射線被
ばくはほとんどなくなる。しかも熱損失は炉水浄化系の
低温部を１％以下にすれば従来と同等もしくはそれ以下
になり、経済性にも優れていることがわかる。
【００２７】次に図６により本発明の第２の実施例を説
明する。なお、図６中図１と同一部分には同一符号を付
して重複する部分の説明は省略する。図６は炉水浄化系
26における高温系と低温系の流量バランスを水質条件、
簡便にはプラントの運転条件に応じて変化させるシステ
ムを組み入れたものである。すなわち、再循環配管25の
再循環ポンプ７の下流側から分岐させた試料採取配管27
に水質計測系13を接続し、この水質計測系13へ炉水を導
き、この水質計測系13でここでの測定値をデータ処理装
置および制御機構14に入力する。
明する。なお、図６中図１と同一部分には同一符号を付
して重複する部分の説明は省略する。図６は炉水浄化系
26における高温系と低温系の流量バランスを水質条件、
簡便にはプラントの運転条件に応じて変化させるシステ
ムを組み入れたものである。すなわち、再循環配管25の
再循環ポンプ７の下流側から分岐させた試料採取配管27
に水質計測系13を接続し、この水質計測系13へ炉水を導
き、この水質計測系13でここでの測定値をデータ処理装
置および制御機構14に入力する。
【００２８】そして、データ処理装置および制御機構14
から炉水浄化系ポンプ８、高温フィルタ流調弁15、低温
浄化系流調弁16へ制御信号を送り、浄化系流量を調整す
る。たとえば起動時の硫酸イオンや硝酸イオン濃度が高
いときなどは低温浄化系主導とし、定常運転時の金属、
放射能濃度が主要イオン不純物である時は高温フィルタ
９主導とする。
から炉水浄化系ポンプ８、高温フィルタ流調弁15、低温
浄化系流調弁16へ制御信号を送り、浄化系流量を調整す
る。たとえば起動時の硫酸イオンや硝酸イオン濃度が高
いときなどは低温浄化系主導とし、定常運転時の金属、
放射能濃度が主要イオン不純物である時は高温フィルタ
９主導とする。
【００２９】原子炉の出力や運転状態と水質との関係に
ある程度の規則性が見出だされると水質計測データによ
らず運転状態に応じて高温フィルタ９と低温浄化系の流
量配分を変化させることも可能である。これにより炉水
浄化系26が過剰設備となることが避けられ合理化が計ら
れる。
ある程度の規則性が見出だされると水質計測データによ
らず運転状態に応じて高温フィルタ９と低温浄化系の流
量配分を変化させることも可能である。これにより炉水
浄化系26が過剰設備となることが避けられ合理化が計ら
れる。
【００３０】図７は高温フィルタ９の出口水の一部を戻
りライン18を介して低温浄化系すなわち再生熱交換器10
の上流へ通水する本発明の第３の実施例である。この第
３の実施例では水質との関係で、例えば硫酸イオンや硝
酸イオン濃度が高い場合などは高温フィルタ９の出口水
にもこれらのイオンが存在する可能性が大きいため、戻
りライン流調弁17の開度を大きくし、低温浄化系へ戻す
流量を増加させて良好な水質を維持しようとするもので
ある。
りライン18を介して低温浄化系すなわち再生熱交換器10
の上流へ通水する本発明の第３の実施例である。この第
３の実施例では水質との関係で、例えば硫酸イオンや硝
酸イオン濃度が高い場合などは高温フィルタ９の出口水
にもこれらのイオンが存在する可能性が大きいため、戻
りライン流調弁17の開度を大きくし、低温浄化系へ戻す
流量を増加させて良好な水質を維持しようとするもので
ある。
【００３１】図８は高温フィルタ９を何台か並列に設置
し、プラント１サイクルの運転ごとに高温フィルタ入口
弁19、出口弁20を切り替えて順次使用する本発明の第４
の実施例である。
し、プラント１サイクルの運転ごとに高温フィルタ入口
弁19、出口弁20を切り替えて順次使用する本発明の第４
の実施例である。
【００３２】第４の実施例では放射能を蓄積し高線量と
なった使用済み高温フィルタを廃棄処分する前に放射能
減衰させ、取扱いを容易にさせることに効果がある。炉
水放射能の主要核種は60Co（半減期5.27年）であること
から５年で線量当量的には半年に十年で４分の１にな
る。
なった使用済み高温フィルタを廃棄処分する前に放射能
減衰させ、取扱いを容易にさせることに効果がある。炉
水放射能の主要核種は60Co（半減期5.27年）であること
から５年で線量当量的には半年に十年で４分の１にな
る。
【００３３】
【発明の効果】本発明によれば、クラッドの炉内持ち込
みがなくなり、沈積性の放射能がなくなること、また、
炉水中の放射能濃度が低減することで、再循環系配管へ
の放射能取り込みが大幅に減少し、プラント定期検査時
における放射線被ばくが限り無くゼロに近付けることが
できる。さらに、高温フィルタを使用することとクラッ
ド注入を行わないことで、放射線被ばく低減の代償とし
て、熱効率が低下することも、燃料を汚すこともなくク
リーンなプラントが達成できる。
みがなくなり、沈積性の放射能がなくなること、また、
炉水中の放射能濃度が低減することで、再循環系配管へ
の放射能取り込みが大幅に減少し、プラント定期検査時
における放射線被ばくが限り無くゼロに近付けることが
できる。さらに、高温フィルタを使用することとクラッ
ド注入を行わないことで、放射線被ばく低減の代償とし
て、熱効率が低下することも、燃料を汚すこともなくク
リーンなプラントが達成できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施
例を示す系統図。
例を示す系統図。
【図２】図１における中空糸膜フィルタによる鉄クラッ
ドの除去性能を示す状態図。
ドの除去性能を示す状態図。
【図３】図１における復水脱塩塔内イオン交換樹脂によ
るクラッドの除去性能を示す状態図。
るクラッドの除去性能を示す状態図。
【図４】図１における高温フィルタによる60Coの除去性
能を示す特性図。
能を示す特性図。
【図５】本発明と従来例における放射線被ばく低減効果
を比較して示す棒線図。
を比較して示す棒線図。
【図６】本発明に係る原子力発電プラントの第２の実施
例を示す系統図。
例を示す系統図。
【図７】本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施
例を示す系統図。
例を示す系統図。
【図８】本発明に係る原子力発電プラントの第４の実施
例を示す系統図。
例を示す系統図。
【図９】本発明の作用を説明するための給水鉄濃度と再
循環系配管60Co付着量との関係を示す曲線図。
循環系配管60Co付着量との関係を示す曲線図。
【図１０】図９と同じく炉水中60Co濃度と配管付着量と
の関係を示す特性図。
の関係を示す特性図。
【図１１】図９と同じく再循環系配管線量当量と放射線
被ばくの関係を示す特性図。
被ばくの関係を示す特性図。
１…原子炉圧力容器、２…主復水器、３…低圧復水ポン
プ、４…中空糸膜フィルタ、５…復水脱塩塔、６…高圧
復水ポンプ、７…再循環ポンプ、８…炉水浄化系ポン
プ、９…高温フィルタ、10…再生熱交換器、11…非再生
熱交換器、12…ろ過脱塩装置、13…水質測定系、14…デ
ータ処理装置および制御機構、15…高温フィルタ流調
弁、16…低温浄化系流調弁、17…戻りライン流調弁、18
…戻りライン、19…高温フィルタ入口弁、20…高温フィ
ルタ出口弁、21…主蒸気管、22…タービン、23…復水浄
化系、24…給水管、25…再循環配管、26…炉水浄化系、
27…試料採取配管。
プ、４…中空糸膜フィルタ、５…復水脱塩塔、６…高圧
復水ポンプ、７…再循環ポンプ、８…炉水浄化系ポン
プ、９…高温フィルタ、10…再生熱交換器、11…非再生
熱交換器、12…ろ過脱塩装置、13…水質測定系、14…デ
ータ処理装置および制御機構、15…高温フィルタ流調
弁、16…低温浄化系流調弁、17…戻りライン流調弁、18
…戻りライン、19…高温フィルタ入口弁、20…高温フィ
ルタ出口弁、21…主蒸気管、22…タービン、23…復水浄
化系、24…給水管、25…再循環配管、26…炉水浄化系、
27…試料採取配管。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｄ 3/08 ＧＤＢ Ｇ 9117−2Ｇ Ｇ２１Ｆ 9/06 ５１１ Ｆ 9216−2Ｇ 9/12 ５０１ Ｂ 9216−2Ｇ ５１２ Ａ 9216−2Ｇ
Claims (3)
- 【請求項１】 沸騰水型原子力発電所の一次冷却水が流
れる復水浄化系および炉水浄化系において、前記復水浄
化系に中空糸膜フィルタとイオン交換樹脂を使用し、前
記炉水浄化系に金属または金属酸化物あるいはセラミッ
クスをろ材とする高温フィルタと粉末イオン交換樹脂を
ろ材とするプリコートフィルタを使用するろ過脱塩装置
を備えてなることを特徴とする原子炉発電プラント。 - 【請求項２】 前記炉水浄化系の高温フィルタ、低温プ
リコートフィルタの各流量を炉水水質に応じて変化させ
るデータ処理および制御機構を有することを特徴とする
請求項１記載の原子力発電プラント。 - 【請求項３】 前記炉水浄化系に複数の高温フィルタを
並列に設置し、これらの高温フィルタにそれぞれ運転サ
イクルごとに切り替える入口弁および出口弁を接続して
なることを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラン
ト。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5271086A JPH07128488A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5271086A JPH07128488A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子力発電プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07128488A true JPH07128488A (ja) | 1995-05-19 |
Family
ID=17495176
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5271086A Pending JPH07128488A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07128488A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH1147560A (ja) * | 1997-07-29 | 1999-02-23 | Japan Organo Co Ltd | 加圧水型原子力発電所の２次系ライン水処理装置 |
| JP2013123685A (ja) * | 2011-12-15 | 2013-06-24 | Toshiba Corp | ろ過器及び発電プラント |
| KR101503288B1 (ko) * | 2013-10-31 | 2015-03-18 | 티더블유앤씨(주) | 원자력시설용 비상 포집장치 |
| JP2017221912A (ja) * | 2016-06-16 | 2017-12-21 | 株式会社東芝 | 硫酸イオンの低減方法、硫酸イオンの低減装置および硫酸イオンの反応剤 |
-
1993
- 1993-10-29 JP JP5271086A patent/JPH07128488A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH1147560A (ja) * | 1997-07-29 | 1999-02-23 | Japan Organo Co Ltd | 加圧水型原子力発電所の２次系ライン水処理装置 |
| JP3760033B2 (ja) * | 1997-07-29 | 2006-03-29 | オルガノ株式会社 | 加圧水型原子力発電所の２次系ライン水処理装置 |
| JP2013123685A (ja) * | 2011-12-15 | 2013-06-24 | Toshiba Corp | ろ過器及び発電プラント |
| KR101503288B1 (ko) * | 2013-10-31 | 2015-03-18 | 티더블유앤씨(주) | 원자력시설용 비상 포집장치 |
| JP2017221912A (ja) * | 2016-06-16 | 2017-12-21 | 株式会社東芝 | 硫酸イオンの低減方法、硫酸イオンの低減装置および硫酸イオンの反応剤 |
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