JPH09281285A - プラント停止時過酸化水素運用管理システム - Google Patents
プラント停止時過酸化水素運用管理システムInfo
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- JPH09281285A JPH09281285A JP8095056A JP9505696A JPH09281285A JP H09281285 A JPH09281285 A JP H09281285A JP 8095056 A JP8095056 A JP 8095056A JP 9505696 A JP9505696 A JP 9505696A JP H09281285 A JPH09281285 A JP H09281285A
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- water
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- condenser
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- 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
Landscapes
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】沸騰水型原子炉プラント停止時、Ｈ2Ｏ2による
イオン交換樹脂への悪影響を防止すると共にＨ2Ｏ2濃度
を減少させ、かつ給，復水系及び残留熱除去系の炭素鋼
配管部内面をＨ2Ｏ2により緻密で安定な酸化皮膜を形成
させて配管部内面の防錆を図る。 【解決手段】復水脱塩装置２７入口にフローインジェク
ションタイプのＨ2Ｏ2濃度計２２を設置すると共に復水
脱塩装置２７入口，出口の隔離弁２５，２８及び復水脱
塩装置２７のバイパス弁２６をＨ2Ｏ2濃度計２２を開閉
操作するインターロック２３を設置する。
イオン交換樹脂への悪影響を防止すると共にＨ2Ｏ2濃度
を減少させ、かつ給，復水系及び残留熱除去系の炭素鋼
配管部内面をＨ2Ｏ2により緻密で安定な酸化皮膜を形成
させて配管部内面の防錆を図る。 【解決手段】復水脱塩装置２７入口にフローインジェク
ションタイプのＨ2Ｏ2濃度計２２を設置すると共に復水
脱塩装置２７入口，出口の隔離弁２５，２８及び復水脱
塩装置２７のバイパス弁２６をＨ2Ｏ2濃度計２２を開閉
操作するインターロック２３を設置する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉
（ＢＷＲ）プラントのプラント停止時Ｈ2Ｏ2運用管理シ
ステムに関する。
（ＢＷＲ）プラントのプラント停止時Ｈ2Ｏ2運用管理シ
ステムに関する。
【０００２】
【従来の技術】本発明では従来技術の課題として、過酸
化水素（以下、Ｈ2Ｏ2）のイオン交換樹脂への影響に関
するものと、停滞満水状態で長期間保管される系統の腐
食問題に関するものの二つを取上げ以下に説明する。
化水素（以下、Ｈ2Ｏ2）のイオン交換樹脂への影響に関
するものと、停滞満水状態で長期間保管される系統の腐
食問題に関するものの二つを取上げ以下に説明する。
【０００３】プラント停止時、原子炉ウェルは燃料取替
えのため水を張り、燃料の取替え作業終了後は保有水を
排水する必要がある。排水先はプラントによっても異な
るが復水器，サプレッションプール，復水貯蔵タンク
（以下、ＣＳＴ），廃棄物処理（以下、ＲＷ）系のいず
れかである。
えのため水を張り、燃料の取替え作業終了後は保有水を
排水する必要がある。排水先はプラントによっても異な
るが復水器，サプレッションプール，復水貯蔵タンク
（以下、ＣＳＴ），廃棄物処理（以下、ＲＷ）系のいず
れかである。
【０００４】原子炉ウェル水中には、燃料の照射により
水が放射線分解され生成したＨ2Ｏ2が１〜５ppm 程度存
在することが知られている。この程度の高濃度のＨ2Ｏ2
は復水脱塩装置（以下、ＣＤ）のイオン交換樹脂の性能
を劣化させる性質を持っている。
水が放射線分解され生成したＨ2Ｏ2が１〜５ppm 程度存
在することが知られている。この程度の高濃度のＨ2Ｏ2
は復水脱塩装置（以下、ＣＤ）のイオン交換樹脂の性能
を劣化させる性質を持っている。
【０００５】従って、原子炉ウェル水をＣＳＴへ排水す
る場合は、ＣＳＴ水によるＣＤの逆洗を原子炉ウェル水
のＣＳＴ排水前に実施する運用管理を行い、原子炉ウェ
ル水を復水器に排水する場合は、この時期、復水系，給
水系が復水器を水源として、ＣＤを経由後ＣＤ出口から
復水ミニマムフローラインで復水器へ戻る閉ループある
いは高圧給水加熱器から給水再循環ラインで復水器に戻
る閉ループで循環保管されているため、Ｈ2Ｏ2含有水が
ＣＤへ通水されないよう極力ＣＤを隔離するよう配慮が
必要である。また、原子炉ウェル水を復水器へ排出せず
サプレッションプールへ排水し、長期間サプレッション
プール中で貯蔵して、Ｈ2Ｏ2の分解による濃度の低下を
図る運用も考慮されている。原子炉ウェル水をＲＷ系へ
排水する場合にも、ＲＷ系脱塩装置のイオン交換樹脂へ
悪影響を与えている可能性が考えられる。
る場合は、ＣＳＴ水によるＣＤの逆洗を原子炉ウェル水
のＣＳＴ排水前に実施する運用管理を行い、原子炉ウェ
ル水を復水器に排水する場合は、この時期、復水系，給
水系が復水器を水源として、ＣＤを経由後ＣＤ出口から
復水ミニマムフローラインで復水器へ戻る閉ループある
いは高圧給水加熱器から給水再循環ラインで復水器に戻
る閉ループで循環保管されているため、Ｈ2Ｏ2含有水が
ＣＤへ通水されないよう極力ＣＤを隔離するよう配慮が
必要である。また、原子炉ウェル水を復水器へ排出せず
サプレッションプールへ排水し、長期間サプレッション
プール中で貯蔵して、Ｈ2Ｏ2の分解による濃度の低下を
図る運用も考慮されている。原子炉ウェル水をＲＷ系へ
排水する場合にも、ＲＷ系脱塩装置のイオン交換樹脂へ
悪影響を与えている可能性が考えられる。
【０００６】また、炉水中のＨ2Ｏ2は、プラント運転中
には炉水温度が高いため熱分解により濃度は低いが、プ
ラント冷温停止時には、熱分解量が減少するためＨ2Ｏ2
濃度は高い。従って、この時期ＣＵＷ系ブローダウンラ
インより排水する炉水の余剰水中にも１〜５ppm 程度の
Ｈ2Ｏ2が存在することが知られている。余剰水の排水先
は、プラントによっても異なるが、復水器，サプレッシ
ョンプール及びＲＷ系のいずれかである。排水先が復水
器，ＲＷ系の場合には、前述の原子炉ウェル水排水時と
同様の配慮，運用が必要である。
には炉水温度が高いため熱分解により濃度は低いが、プ
ラント冷温停止時には、熱分解量が減少するためＨ2Ｏ2
濃度は高い。従って、この時期ＣＵＷ系ブローダウンラ
インより排水する炉水の余剰水中にも１〜５ppm 程度の
Ｈ2Ｏ2が存在することが知られている。余剰水の排水先
は、プラントによっても異なるが、復水器，サプレッシ
ョンプール及びＲＷ系のいずれかである。排水先が復水
器，ＲＷ系の場合には、前述の原子炉ウェル水排水時と
同様の配慮，運用が必要である。
【０００７】非常用炉心冷却系として働く残留熱除去系
（以下、ＲＨＲ系）は、原子炉停止時には炉水の冷却機
能も有しているが、プラント通常運転中は、サプレッシ
ョンプールを水源としてサプレッションプールへ戻るル
ープで月１回のサーベランステストを行うだけであり、
それ以外はサプレッションプール水で停滞満水状態で保
管されている。この状態は炭素鋼配管にとって腐食しや
すい環境であり、系内で発生した錆をサーベランステス
ト毎にサプレッションプールへ排出し、サプレッション
プール水の水質悪化の原因となっている。また、原子炉
停止時炉水冷却モードとして運転される前には原子炉へ
錆を持ちこまないよう十分なフラッシングを行う必要が
ある。
（以下、ＲＨＲ系）は、原子炉停止時には炉水の冷却機
能も有しているが、プラント通常運転中は、サプレッシ
ョンプールを水源としてサプレッションプールへ戻るル
ープで月１回のサーベランステストを行うだけであり、
それ以外はサプレッションプール水で停滞満水状態で保
管されている。この状態は炭素鋼配管にとって腐食しや
すい環境であり、系内で発生した錆をサーベランステス
ト毎にサプレッションプールへ排出し、サプレッション
プール水の水質悪化の原因となっている。また、原子炉
停止時炉水冷却モードとして運転される前には原子炉へ
錆を持ちこまないよう十分なフラッシングを行う必要が
ある。
【０００８】ところで、Ｈ2Ｏ2は金属と接触することに
より分解する性質があるためＨ2Ｏ2を含有した水が配管
内を流れる際Ｈ2Ｏ2は配管内面との接触分解により濃度
が低下する。また、炭素鋼配管は配管内面にＨ2Ｏ2やＯ
2 の酸化剤の存在により、酸化皮膜を形成するが、Ｏ2
により酸化皮膜は比較的不安定でもろいものであるのに
対して、Ｈ2Ｏ2は酸化力が大きく緻密な酸化皮膜を形成
することが知られている。
より分解する性質があるためＨ2Ｏ2を含有した水が配管
内を流れる際Ｈ2Ｏ2は配管内面との接触分解により濃度
が低下する。また、炭素鋼配管は配管内面にＨ2Ｏ2やＯ
2 の酸化剤の存在により、酸化皮膜を形成するが、Ｏ2
により酸化皮膜は比較的不安定でもろいものであるのに
対して、Ｈ2Ｏ2は酸化力が大きく緻密な酸化皮膜を形成
することが知られている。
【０００９】尚、Ｈ2Ｏ2による安定した酸化皮膜形成に
ついては例えば特開昭58−187787号や特願昭62−28287
号公報が挙げられる。
ついては例えば特開昭58−187787号や特願昭62−28287
号公報が挙げられる。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】前述のように、プラン
ト停止時の原子炉ウェル水及びプラント冷温停止時のＣ
ＵＷ系ブローダウンラインから排水する炉水の余剰水中
には、１〜５ppm 程度の高濃度のＨ2Ｏ2が存在し、これ
が復水器，ＲＷ系，ＣＳＴへ排出されることにより、Ｃ
ＤあるいはＲＷ系脱塩装置のイオン交換樹脂を性能劣化
される可能性がある。また、一方、ＲＨＲ系は常時サプ
レッションプール水で停滞満水状態で保管されている。
この状態は炭素鋼配管にとって腐食しやすい環境であ
り、系内で発生した錆をサーベランステスト毎にサプレ
ッションプールへ排出し、サプレッションプール水の水
質悪化の原因となっている。
ト停止時の原子炉ウェル水及びプラント冷温停止時のＣ
ＵＷ系ブローダウンラインから排水する炉水の余剰水中
には、１〜５ppm 程度の高濃度のＨ2Ｏ2が存在し、これ
が復水器，ＲＷ系，ＣＳＴへ排出されることにより、Ｃ
ＤあるいはＲＷ系脱塩装置のイオン交換樹脂を性能劣化
される可能性がある。また、一方、ＲＨＲ系は常時サプ
レッションプール水で停滞満水状態で保管されている。
この状態は炭素鋼配管にとって腐食しやすい環境であ
り、系内で発生した錆をサーベランステスト毎にサプレ
ッションプールへ排出し、サプレッションプール水の水
質悪化の原因となっている。
【００１１】本発明の目的はＨ2Ｏ2が炭素鋼配管内面に
緻密な酸化皮膜形成に有効に作用し、また、金属の接触
により分解する性質を有しているため、Ｈ2Ｏ2によるイ
オン交換樹脂への悪影響を防止すると共に、同時にＨ2
Ｏ2によりプラント停止時の給，復水系を防錆，プラン
ト運転時のＲＨＲ系を防錆することにある。
緻密な酸化皮膜形成に有効に作用し、また、金属の接触
により分解する性質を有しているため、Ｈ2Ｏ2によるイ
オン交換樹脂への悪影響を防止すると共に、同時にＨ2
Ｏ2によりプラント停止時の給，復水系を防錆，プラン
ト運転時のＲＨＲ系を防錆することにある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】上記課題を解決するた
め、ＣＤ上流側にＨ2Ｏ2濃度計を設置し、Ｈ2Ｏ2濃度に
応じてＣＤ入口，出口隔離弁及びＣＤバイパス弁の開閉
操作を自動で行えるインターロックを設置することによ
り、原子炉ウェル水及び炉水の余剰水を復水器へ排水す
る際、Ｈ2Ｏ2によりＣＤイオン交換樹脂が性能劣化を受
けるＨ2Ｏ2濃度範囲の場合はＣＤを隔離しバイパスでき
る。このようにして、ＣＤイオン交換樹脂の性能劣化を
防止しつつ、給水，復水系再循環運転時、給水，復水系
炭素鋼配管機器内面の防錆が可能である。さらに、Ｈ2
Ｏ2は給水，復水系炭素鋼配管との接触分解で濃度を減
少させることが可能であるが、ＣＤ下流の復水母管から
分岐し復水器気相部へ復水をスプレイするための既設ア
テンペレータスプレイラインを利用して、復水器気相部
から復水をスプレイすることにより、接触面積が拡大し
さらにＨ2Ｏ2の接触分解を促進することが可能となる。
め、ＣＤ上流側にＨ2Ｏ2濃度計を設置し、Ｈ2Ｏ2濃度に
応じてＣＤ入口，出口隔離弁及びＣＤバイパス弁の開閉
操作を自動で行えるインターロックを設置することによ
り、原子炉ウェル水及び炉水の余剰水を復水器へ排水す
る際、Ｈ2Ｏ2によりＣＤイオン交換樹脂が性能劣化を受
けるＨ2Ｏ2濃度範囲の場合はＣＤを隔離しバイパスでき
る。このようにして、ＣＤイオン交換樹脂の性能劣化を
防止しつつ、給水，復水系再循環運転時、給水，復水系
炭素鋼配管機器内面の防錆が可能である。さらに、Ｈ2
Ｏ2は給水，復水系炭素鋼配管との接触分解で濃度を減
少させることが可能であるが、ＣＤ下流の復水母管から
分岐し復水器気相部へ復水をスプレイするための既設ア
テンペレータスプレイラインを利用して、復水器気相部
から復水をスプレイすることにより、接触面積が拡大し
さらにＨ2Ｏ2の接触分解を促進することが可能となる。
【００１３】また、原子炉ウェル水及び炉水の余剰水を
排水中，排出先を切り替えて一部をサプレッションプー
ルへも排水する運用として、サプレッションプール水に
よりサーベランステストを行うＲＨＲ系炭素鋼配管内面
の防錆も可能となる。
排水中，排出先を切り替えて一部をサプレッションプー
ルへも排水する運用として、サプレッションプール水に
よりサーベランステストを行うＲＨＲ系炭素鋼配管内面
の防錆も可能となる。
【００１４】一方、ＣＳＴ水を供給する既設復水補給水
ラインより分岐し、既設アテンペレータスプレイライン
へ接続する配管を新たに設けることにより、原子炉ウェ
ル水をＣＳＴへ排水する場合には、ＣＤ下流の復水母管
から分岐しＣＳＴへ戻る既設スピルオーバーラインを利
用して循環ラインを構成しＣＳＴ水中のＨ2Ｏ2の接触分
解を促進することが可能となる。
ラインより分岐し、既設アテンペレータスプレイライン
へ接続する配管を新たに設けることにより、原子炉ウェ
ル水をＣＳＴへ排水する場合には、ＣＤ下流の復水母管
から分岐しＣＳＴへ戻る既設スピルオーバーラインを利
用して循環ラインを構成しＣＳＴ水中のＨ2Ｏ2の接触分
解を促進することが可能となる。
【００１５】尚、プラントによっては、原子炉ウェル水
あるいは炉水の余剰水を復水器，ＣＳＴへ排出するライ
ン及びサプレッションプールへ排出するラインが設置さ
れていないプラントがあるため、これらのプラントに対
してはこれらのラインを設置する。
あるいは炉水の余剰水を復水器，ＣＳＴへ排出するライ
ン及びサプレッションプールへ排出するラインが設置さ
れていないプラントがあるため、これらのプラントに対
してはこれらのラインを設置する。
【００１６】
【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施例を図１に
より説明する。
より説明する。
【００１７】プラント停止中，復水，給水系満水時に実
施される復水，給水再循環保管運転は、復水器１９の系
統水を低圧復水ポンプ２１及び高圧復水ポンプ３０を使
用して、復水ろ過装置（以下、ＣＦ）２４設置プラント
ではＣＦ及びＣＤ２７を経由後復水ミニマムフローライ
ン２９より再び復水器１９に戻る閉ループ、またはさら
に給水配管３４を経由して、給水配管３４より分岐する
給水再循環配管３５より再び復水器１９に戻る閉ループ
で実施される。ＣＤ２７上流側に連続測定可能なフロー
インジェクションタイプのＨ2Ｏ2濃度計２２を設置する
と共にＣＤ２７入口，出口の隔離弁２５，２８及びＣＤ
のバイパス弁２６をＨ2Ｏ2濃度計２２の指示を受け自動
的に開閉操作するインターロック２３を設置する。
施される復水，給水再循環保管運転は、復水器１９の系
統水を低圧復水ポンプ２１及び高圧復水ポンプ３０を使
用して、復水ろ過装置（以下、ＣＦ）２４設置プラント
ではＣＦ及びＣＤ２７を経由後復水ミニマムフローライ
ン２９より再び復水器１９に戻る閉ループ、またはさら
に給水配管３４を経由して、給水配管３４より分岐する
給水再循環配管３５より再び復水器１９に戻る閉ループ
で実施される。ＣＤ２７上流側に連続測定可能なフロー
インジェクションタイプのＨ2Ｏ2濃度計２２を設置する
と共にＣＤ２７入口，出口の隔離弁２５，２８及びＣＤ
のバイパス弁２６をＨ2Ｏ2濃度計２２の指示を受け自動
的に開閉操作するインターロック２３を設置する。
【００１８】Ｈ2Ｏ2は、図３に示すように、５０ppb
(０.０５ppm）程度以上で緻密な酸化皮膜を形成し腐食
を抑制するため、仮に原子炉ウェル水中のＨ2Ｏ2濃度が
２ppm とすると、１１００ＭＷｅ級ＢＷＲプラントでは
サプレッションプール１０の保有水量は約４０００ｔの
ため、ＲＨＲ系炭素鋼配管の防錆のためには最低１００
ｔ以上原子炉ウェル水をサプレッションプール１０へ排
水すれば希釈されて５０ppb 程度以上のＨ2Ｏ2濃度とな
る。原子炉ウェル水を所定量サプレッションプール１０
へ排出後仕切弁８を閉止し、復水器１９への排出ライン
仕切弁６を開き残りの原子炉ウェル水は復水器１９へ排
出する。
(０.０５ppm）程度以上で緻密な酸化皮膜を形成し腐食
を抑制するため、仮に原子炉ウェル水中のＨ2Ｏ2濃度が
２ppm とすると、１１００ＭＷｅ級ＢＷＲプラントでは
サプレッションプール１０の保有水量は約４０００ｔの
ため、ＲＨＲ系炭素鋼配管の防錆のためには最低１００
ｔ以上原子炉ウェル水をサプレッションプール１０へ排
水すれば希釈されて５０ppb 程度以上のＨ2Ｏ2濃度とな
る。原子炉ウェル水を所定量サプレッションプール１０
へ排出後仕切弁８を閉止し、復水器１９への排出ライン
仕切弁６を開き残りの原子炉ウェル水は復水器１９へ排
出する。
【００１９】ＣＤイオン交換樹脂の性能に影響を与えな
いためには、図４に示すようにＨ2Ｏ2濃度は１５０ppb
程度以下に管理する必要がある。Ｈ2Ｏ2濃度計２２でＣ
Ｄ２７入口のＨ2Ｏ2濃度を連続監視し、Ｈ2Ｏ2が１５０
ppb を上廻る場合には、インターロック２３によりＣＤ
２７入口，出口の隔離弁２５，２８を閉止し、バイパス
弁２６を開けて復水給水再循環運転を行う。循環保管運
転により、Ｈ2Ｏ2濃度は炭素鋼配管，機器との接触分解
により減少可能であるが、さらに、ＣＤ２７下流の復水
母管から分岐し復水器１９気相部へ復水をスプレイする
ための既設アテンペレータスプレイライン３９を利用し
て、復水器１９気相部から復水の一部をスプレイするこ
とにより、復水器内炭素鋼部材総表面積の主要部分を占
める脱気トレイとの接触により接触面積が大きく拡大し
さらにＨ2Ｏ2の接触分解を促進することが可能となる。
これらの運用によりＨ2Ｏ2濃度の減少が可能であり、か
つ復水給水系の防錆が可能となる。
いためには、図４に示すようにＨ2Ｏ2濃度は１５０ppb
程度以下に管理する必要がある。Ｈ2Ｏ2濃度計２２でＣ
Ｄ２７入口のＨ2Ｏ2濃度を連続監視し、Ｈ2Ｏ2が１５０
ppb を上廻る場合には、インターロック２３によりＣＤ
２７入口，出口の隔離弁２５，２８を閉止し、バイパス
弁２６を開けて復水給水再循環運転を行う。循環保管運
転により、Ｈ2Ｏ2濃度は炭素鋼配管，機器との接触分解
により減少可能であるが、さらに、ＣＤ２７下流の復水
母管から分岐し復水器１９気相部へ復水をスプレイする
ための既設アテンペレータスプレイライン３９を利用し
て、復水器１９気相部から復水の一部をスプレイするこ
とにより、復水器内炭素鋼部材総表面積の主要部分を占
める脱気トレイとの接触により接触面積が大きく拡大し
さらにＨ2Ｏ2の接触分解を促進することが可能となる。
これらの運用によりＨ2Ｏ2濃度の減少が可能であり、か
つ復水給水系の防錆が可能となる。
【００２０】また、ＣＳＴ４１の貯蔵水を供給する既設
復水補給水ライン４３より分岐し、既設アテンペレータ
スプレイライン３９へ接続する配管４４及び仕切弁４５
を新たに設けることにより、原子炉ウェル水をＣＳＴへ
排水する場合には、ＣＤ２７下流の復水母管から分岐し
ＣＳＴ４１へ戻る既設スピルオーバーライン４０を利用
して循環ラインを構成しＣＳＴ４１貯蔵水中のＨ2Ｏ2の
接触分解を促進することが可能となる。
復水補給水ライン４３より分岐し、既設アテンペレータ
スプレイライン３９へ接続する配管４４及び仕切弁４５
を新たに設けることにより、原子炉ウェル水をＣＳＴへ
排水する場合には、ＣＤ２７下流の復水母管から分岐し
ＣＳＴ４１へ戻る既設スピルオーバーライン４０を利用
して循環ラインを構成しＣＳＴ４１貯蔵水中のＨ2Ｏ2の
接触分解を促進することが可能となる。
【００２１】本実施例によれば、ＣＤイオン交換樹脂の
性能に悪影響を与えることなく、給，復水系統及び残留
熱除去系の炭素鋼配管部内面をＨ2Ｏ2により防錆可能で
ありかつＨ2Ｏ2濃度を減少可能である。
性能に悪影響を与えることなく、給，復水系統及び残留
熱除去系の炭素鋼配管部内面をＨ2Ｏ2により防錆可能で
ありかつＨ2Ｏ2濃度を減少可能である。
【００２２】次にその他の実施例を図２により説明す
る。
る。
【００２３】プラント冷温停止時、ＣＵＷブローダウン
排水ライン１６より排水される炉水の余剰水中にも１〜
５ppm のＨ2Ｏ2が存在することが知られている。この炉
水余剰水も原子炉ウェル水と同様、ブローダウン水復水
器排水ライン３７とブローダウン水サプレッションプー
ル排水ライン３８で復水器及びサプレッションプールの
両方に排水できる。以降の実施方法は、前述の実施例と
同じでありＣＤイオン交換樹脂の性能に悪影響を与える
ことなく、給，復水系統及び残留熱除去系の炭素鋼配管
部内面をＨ2Ｏ2により防錆可能でありかつＨ2Ｏ2濃度を
減少可能である。
排水ライン１６より排水される炉水の余剰水中にも１〜
５ppm のＨ2Ｏ2が存在することが知られている。この炉
水余剰水も原子炉ウェル水と同様、ブローダウン水復水
器排水ライン３７とブローダウン水サプレッションプー
ル排水ライン３８で復水器及びサプレッションプールの
両方に排水できる。以降の実施方法は、前述の実施例と
同じでありＣＤイオン交換樹脂の性能に悪影響を与える
ことなく、給，復水系統及び残留熱除去系の炭素鋼配管
部内面をＨ2Ｏ2により防錆可能でありかつＨ2Ｏ2濃度を
減少可能である。
【００２４】
【発明の効果】本発明によれば、プラント停止時の原子
炉ウェル水及びプラント冷温停止時のＣＵＷ系ブローダ
ウンラインから排水する炉水の余剰水中のＨ2Ｏ2は、
給，復水系統及び残留熱除去系の炭素鋼配管部内面に緻
密な酸化皮膜形成させることより防錆が可能となりかつ
Ｈ2Ｏ2濃度を低減する。
炉ウェル水及びプラント冷温停止時のＣＵＷ系ブローダ
ウンラインから排水する炉水の余剰水中のＨ2Ｏ2は、
給，復水系統及び残留熱除去系の炭素鋼配管部内面に緻
密な酸化皮膜形成させることより防錆が可能となりかつ
Ｈ2Ｏ2濃度を低減する。
【図１】本発明の一実施例の復水脱塩装置の系統図。
【図２】本発明の第二実施例の炉水余剰水を復水器及び
サプッションプールへ排水するラインの系統図。
サプッションプールへ排水するラインの系統図。
【図３】Ｈ2Ｏ2濃度と腐食速度の関係を示す特性図。
【図４】Ｈ2Ｏ2濃度とイオン交換樹脂のＴＯＣ溶出率の
関係を示す特性図。
関係を示す特性図。
１…原子炉、２…原子炉ウェル、３，１１，４２…ポン
プ、４，１５…ろ過脱塩装置、５，７，１６，３７，３
８，４６…排水ライン、６，８，１７，１８，４５，４
７…仕切弁、９…再循環ポンプ、１０…サプレッション
プール、１２…熱交換器、１３…再生熱交換器、１４…
非再生熱交換器、１９…復水器、２０…復水配管、２１
…低圧復水ポンプ、２２…Ｈ2Ｏ2濃度計、２３…インタ
ーロック、２４…復水ろ過装置、２５…入口隔離弁、２
６…バイパス弁、２７…復水脱塩装置、２８…出口隔離
弁、２９…復水ミニマムフローライン、３０…高圧復水
ポンプ、３１…低圧ヒータ、３２…給水ポンプ、３３…
高圧ヒータ、３４…給水配管、３５…給水再循環配管、
３６…テストライン、３９…スプレイライン、４０…オ
ーバーライン、４１…復水貯蔵タンク、４３…復水補給
ライン。
プ、４，１５…ろ過脱塩装置、５，７，１６，３７，３
８，４６…排水ライン、６，８，１７，１８，４５，４
７…仕切弁、９…再循環ポンプ、１０…サプレッション
プール、１２…熱交換器、１３…再生熱交換器、１４…
非再生熱交換器、１９…復水器、２０…復水配管、２１
…低圧復水ポンプ、２２…Ｈ2Ｏ2濃度計、２３…インタ
ーロック、２４…復水ろ過装置、２５…入口隔離弁、２
６…バイパス弁、２７…復水脱塩装置、２８…出口隔離
弁、２９…復水ミニマムフローライン、３０…高圧復水
ポンプ、３１…低圧ヒータ、３２…給水ポンプ、３３…
高圧ヒータ、３４…給水配管、３５…給水再循環配管、
３６…テストライン、３９…スプレイライン、４０…オ
ーバーライン、４１…復水貯蔵タンク、４３…復水補給
ライン。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 大久保 享一 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内
Claims (7)
- 【請求項１】復水器のホットウェル水を復水ポンプで昇
圧し、復水脱塩装置を経由後、前記復水脱塩装置出口か
ら復水ミニマムフローラインで前記復水器に戻る閉ルー
プ及び高圧給水加熱器出口から給水再循環ラインで前記
復水器に戻る閉ループを有し、さらに原子炉ウェル水を
燃料プール浄化系ろ過脱塩装置の通水後、前記復水器，
復水貯蔵タンク，廃棄物処理系あるいはサプレッション
プールへ排出するラインを有すると共に、プラント停止
時炉水の余剰水を原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置出口
から分岐し前記復水器，前記廃棄物処理系または前記サ
プレッションプールへ排出するブローダウンラインを有
する沸騰水型発電プラントにおいて、前記復水脱塩装置
の上流側に過酸化水素濃度を連続測定する前記過酸化水
素計を設置すると共に、これと前記復水脱塩装置の入口
出口隔離弁及び前記復水脱塩装置のバイパス弁を結ぶイ
ンターロックを設置し、前記過酸化水素計で検出した過
酸化水素濃度に応じて自動的に前記復水脱塩装置を通
水，バイパスすることにより復水脱塩装置イオン交換樹
脂の過酸化水素による性能劣化を防止することを特徴と
するプラント停止時過酸化水素運用管理システム。 - 【請求項２】請求項１において、プラント停止時高濃度
の過酸化水素を含有した原子炉ウェル水あるいは炉水の
余剰水の一部または全量を復水器へブローし、過酸化水
素含有水を復水脱塩装置バイパスで給，復水再循環保管
運転を行うことにより過酸化水素を接触分解により所定
の濃度以下に減少すると共に、給，復水再循環ループ内
面に過酸化水素による緻密な酸化皮膜を形成し防錆する
プラント停止時過酸化水素運用管理システム。 - 【請求項３】請求項１において、プラント停止時高濃度
の過酸化水素を含有した原子炉ウェル水あるいは炉水の
余剰水の一部または全量をサプレッションプールへブロ
ーすることにより、プラント起動後、月１回のサーベラ
ンステストでサプレッションプール水を循環する残留熱
除去系に対し、過酸化水素による緻密な酸化皮膜を形成
し防錆するプラント停止時過酸化水素運用管理システ
ム。 - 【請求項４】請求項１において、過酸化水素含有水を復
水脱塩装置バイパスで給，復水再循環保管運転を実施し
ている際、復水脱塩装置下流の復水母管から分岐し復水
器気相部へ復水をスプレイするための既設アテンペレー
タスプレイラインを利用し、これへ復水の一部を通水す
ることにより、過酸化水素の接触分解を促進することを
特徴とするプラント停止時過酸化水素運用管理システ
ム。 - 【請求項５】請求項１において、復水貯蔵タンク水を供
給する既設復水補給水ラインより分岐し、既設アテンペ
レータスプレイラインへ接続する配管を新たに設け、原
子炉ウェル水を復水貯蔵タンクへ排水する場合は、復水
脱塩装置下流の復水母管から分岐し復水貯蔵タンクへ戻
る既設スピルオーバーラインを利用して循環ラインを構
成し復水貯蔵タンク水中の過酸化水素の接触分解を促進
することを特徴とするプラント停止時過酸化水素運用管
理システム。 - 【請求項６】請求項１において、過酸化水素がイオン交
換樹脂に悪影響を与えない濃度範囲として、１５０ppb
以下を設定することを特徴とするプラント停止時過酸化
水素運用管理システム。 - 【請求項７】請求項１において、原子炉ウェル水あるい
は炉水の余剰水の排出先として、復水器，復水貯蔵タン
ク及びサプレッションプールがないプラントでは、これ
らのラインを追設するプラント停止時過酸化水素運用管
理システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8095056A JPH09281285A (ja) | 1996-04-17 | 1996-04-17 | プラント停止時過酸化水素運用管理システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8095056A JPH09281285A (ja) | 1996-04-17 | 1996-04-17 | プラント停止時過酸化水素運用管理システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09281285A true JPH09281285A (ja) | 1997-10-31 |
Family
ID=14127396
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8095056A Pending JPH09281285A (ja) | 1996-04-17 | 1996-04-17 | プラント停止時過酸化水素運用管理システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09281285A (ja) |
-
1996
- 1996-04-17 JP JP8095056A patent/JPH09281285A/ja active Pending
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