JPS5965799A - 原子炉浄化系の運転方法 - Google Patents
原子炉浄化系の運転方法Info
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- JPS5965799A JPS5965799A JP57176225A JP17622582A JPS5965799A JP S5965799 A JPS5965799 A JP S5965799A JP 57176225 A JP57176225 A JP 57176225A JP 17622582 A JP17622582 A JP 17622582A JP S5965799 A JPS5965799 A JP S5965799A
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子カプラントの原子炉浄化系に係り、特に、
浄化系の容量ケ切換えてプラントの線盪率會所定値以下
とする原子炉浄化系の運転方法に関する。
浄化系の容量ケ切換えてプラントの線盪率會所定値以下
とする原子炉浄化系の運転方法に関する。
一般に、沸騰水型原子カプラントに於いて、機器及び配
管の線量率は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。第１図は沸騰水型原子カプラ
ントの一次配管線量率の経年変化欠示したもので、プラ
ントの運転開始後の約２年間が何れの原子カプラントに
於いても顕著であり、２年目以降は１１ぼ飽和状態に近
づいている。この為、ここでは運転開始後の約２年間を
線」１率急上昇期と呼ぶことにする。、尚、図中○、口
、△、等で示した各−欠配管線量率特性線図ばそ１Ｌぞ
れ実用運転に入っている実際の原子カプラントのもので
ある。ところで、この様な沸騰水型原子カプラントの放
射能レベルは、給水系から炉内に持込捷れるコバルトが
燃料棒表面で放射化された後、炉口シの機器及び配管に
付着することによシ上昇する〃・、前記線量率急上昇期
に、著しく上列する理由は、運転開始後の機器及び配管
の初期腐蝕が大きく、この為に放射性腐蝕生成物が機器
及び配管に付着し易いこと、及び、前記給水系からのコ
バルトの待込みが、この時期に特に著しいことの２点に
基づいている。
管の線量率は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。第１図は沸騰水型原子カプラ
ントの一次配管線量率の経年変化欠示したもので、プラ
ントの運転開始後の約２年間が何れの原子カプラントに
於いても顕著であり、２年目以降は１１ぼ飽和状態に近
づいている。この為、ここでは運転開始後の約２年間を
線」１率急上昇期と呼ぶことにする。、尚、図中○、口
、△、等で示した各−欠配管線量率特性線図ばそ１Ｌぞ
れ実用運転に入っている実際の原子カプラントのもので
ある。ところで、この様な沸騰水型原子カプラントの放
射能レベルは、給水系から炉内に持込捷れるコバルトが
燃料棒表面で放射化された後、炉口シの機器及び配管に
付着することによシ上昇する〃・、前記線量率急上昇期
に、著しく上列する理由は、運転開始後の機器及び配管
の初期腐蝕が大きく、この為に放射性腐蝕生成物が機器
及び配管に付着し易いこと、及び、前記給水系からのコ
バルトの待込みが、この時期に特に著しいことの２点に
基づいている。
ぞこ−Ｃ１沸騰水型原子カプラントの各部器及び配管の
腺惜率ケ所定値以下の低、ｐ酒量状態に保持する為に、
従来の原子炉浄化系の設計文び運転方法は、浄化容１金
大きくシ、所ｓｈ ｃ ｕ Ｗ（給水流量比）容ｂｔｌ
ｃ増加することにより！ｔ′ｉ′に前述の線量率将」二
昇期に於いても原子カプラントの低線量状態を保持しえ
るようにしていた。しかし、この様なＩＪＣ来の原子炉
浄化系の運転方法では、線−１ま率急上昇期χ過き゛て
も大きな浄化系容置でもつで運転する為、プラント運転
期間中の熱３ｔｉ失鞘大きくする欠点が４）シ、プラン
トの熱効率ケ悪化させ経済的でないと云う欠点があった
。
腺惜率ケ所定値以下の低、ｐ酒量状態に保持する為に、
従来の原子炉浄化系の設計文び運転方法は、浄化容１金
大きくシ、所ｓｈ ｃ ｕ Ｗ（給水流量比）容ｂｔｌ
ｃ増加することにより！ｔ′ｉ′に前述の線量率将」二
昇期に於いても原子カプラントの低線量状態を保持しえ
るようにしていた。しかし、この様なＩＪＣ来の原子炉
浄化系の運転方法では、線−１ま率急上昇期χ過き゛て
も大きな浄化系容置でもつで運転する為、プラント運転
期間中の熱３ｔｉ失鞘大きくする欠点が４）シ、プラン
トの熱効率ケ悪化させ経済的でないと云う欠点があった
。
本発明の目的は、熱損失が少く、シかも最大限にプラン
トの放射能１ノベルの低１戒葡図ることが出来る原子炉
浄化糸の運転方法奮提世することにある。
トの放射能１ノベルの低１戒葡図ることが出来る原子炉
浄化糸の運転方法奮提世することにある。
本発明は、循環ポンプ、非再生熱交換器、沢過脱塩器及
び再生熱交換器等でＩＮ成される原子炉浄化系の各１所
成機器の容ぶｔｔ、定格容散の倍或はそれ以上とし、原
子カプラントの運転開始後の線量率急上昇期に於いては
、原子炉浄化系全定格客用。
び再生熱交換器等でＩＮ成される原子炉浄化系の各１所
成機器の容ぶｔｔ、定格容散の倍或はそれ以上とし、原
子カプラントの運転開始後の線量率急上昇期に於いては
、原子炉浄化系全定格客用。
を越えた容量（例えば定格の倍）で運転し、その原子炉
冷却材の浄化能力を増大させ、前記線（１ａｇ息上昇期
以降に於いては、原子炉の起動時、停止時、停止中の各
期間は定格容量以上で運転するが、この期間を除いては
、定格容量運転を行うことにより、上記目的音達成する
。
冷却材の浄化能力を増大させ、前記線（１ａｇ息上昇期
以降に於いては、原子炉の起動時、停止時、停止中の各
期間は定格容量以上で運転するが、この期間を除いては
、定格容量運転を行うことにより、上記目的音達成する
。
次に本発明の原理について説明す４）。実グランドでの
現地試験及びＡＭ査の結果から、配管材料への放射性腐
蝕生成物の蓄積速度は利料の屁蝕速度に比例し、且つ、
材料の初期１１・５蝕が著しい運転開始直後約２年間（
前記紗メ率急上千１期）に顕著であることが分った。こ
れは第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付着濃匪比（μＣｉ １０ｄ／ ｔｔ Ｃ
ｉ １０．（）からもうかがうことが出来る、即ち、コ
バルト６０の配管への付着は、配゛Ｕ材料の初期腐蝕が
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の
が示されている。
現地試験及びＡＭ査の結果から、配管材料への放射性腐
蝕生成物の蓄積速度は利料の屁蝕速度に比例し、且つ、
材料の初期１１・５蝕が著しい運転開始直後約２年間（
前記紗メ率急上千１期）に顕著であることが分った。こ
れは第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付着濃匪比（μＣｉ １０ｄ／ ｔｔ Ｃ
ｉ １０．（）からもうかがうことが出来る、即ち、コ
バルト６０の配管への付着は、配゛Ｕ材料の初期腐蝕が
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の
が示されている。
又、配管利料への放射性腐蝕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の
運転開始直後の約２年間（前記線量率急上昇期）に炉内
へ持込まれるコバルトの量が大きいことが原因して運転
開始直後の約２年間に増大することが分っている。第３
図は給水系のコバルト濃度比（ｐｐｔ／ｐｐｔ）の経時
変化を示したもので、運転開始から約１７５００時間、
即ち約２年間の給水系のコバルト濃度比が高く、この期
間の著しい給水系へのコバルトの溶出に対し、以後は指
数関数的に減少していくのが示されている。
系の機器及び配管材料からの初期溶出によりプラントの
運転開始直後の約２年間（前記線量率急上昇期）に炉内
へ持込まれるコバルトの量が大きいことが原因して運転
開始直後の約２年間に増大することが分っている。第３
図は給水系のコバルト濃度比（ｐｐｔ／ｐｐｔ）の経時
変化を示したもので、運転開始から約１７５００時間、
即ち約２年間の給水系のコバルト濃度比が高く、この期
間の著しい給水系へのコバルトの溶出に対し、以後は指
数関数的に減少していくのが示されている。
そこで、本発明は、上記第２図及び第３図に示される様
な運転開始直後の原子カプラントの放射能レベル勿高め
る２つの要因に着眼し、原子カプラントの運転開始直後
の約２年間ｔよ、プラントの一次系水質の向上がプラン
ト全体の放射能レベルの低減上有効であることに基づい
てなされたものである、即ち、本発明では、プラントの
運転開始後の約２年間は、積極的に炉水全浄化して前述
の放射性腐蝕生成物の生成抑制能力紮増大し、且つ、そ
の直接の除去能力γ増大するような原子炉浄化系の運転
を行い、プラント運転開始後の前記線量率急上昇期以降
では、定格容置通りの原子炉鹸化系の運転を行うもので
あり、定線殴プラントの目標である一時配管線殴率を常
に５０〜６０ｍ１ｌ、／ｈ ｒとするものである、 具体的にｅよ、原子炉浄化系容量を例えば給水流址比で
２％と４％とに切換える系統ケ構成し、ここで、プラン
トの運転開始直後等の線量率急上昇期には、原子炉鹸化
系谷量會４％容量で運転することによｊ）、［ｊｆｌ記
放耐放射性腐蝕生成物成の抑制能力及びその直接の除去
能力を増大して炉水の積極的浄化勿図り、プラントの初
期の放射能レベルの上昇ケ前記低線縫プラントの目標値
以下に抑制する。そして、線量率の上昇が穏やかとなる
線隈率急上昇期以降では、原子炉浄化系を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
カプラント全体の熱効率ケ向上きせるものである。
な運転開始直後の原子カプラントの放射能レベル勿高め
る２つの要因に着眼し、原子カプラントの運転開始直後
の約２年間ｔよ、プラントの一次系水質の向上がプラン
ト全体の放射能レベルの低減上有効であることに基づい
てなされたものである、即ち、本発明では、プラントの
運転開始後の約２年間は、積極的に炉水全浄化して前述
の放射性腐蝕生成物の生成抑制能力紮増大し、且つ、そ
の直接の除去能力γ増大するような原子炉浄化系の運転
を行い、プラント運転開始後の前記線量率急上昇期以降
では、定格容置通りの原子炉鹸化系の運転を行うもので
あり、定線殴プラントの目標である一時配管線殴率を常
に５０〜６０ｍ１ｌ、／ｈ ｒとするものである、 具体的にｅよ、原子炉浄化系容量を例えば給水流址比で
２％と４％とに切換える系統ケ構成し、ここで、プラン
トの運転開始直後等の線量率急上昇期には、原子炉鹸化
系谷量會４％容量で運転することによｊ）、［ｊｆｌ記
放耐放射性腐蝕生成物成の抑制能力及びその直接の除去
能力を増大して炉水の積極的浄化勿図り、プラントの初
期の放射能レベルの上昇ケ前記低線縫プラントの目標値
以下に抑制する。そして、線量率の上昇が穏やかとなる
線隈率急上昇期以降では、原子炉浄化系を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
カプラント全体の熱効率ケ向上きせるものである。
〔発１」）４の英施例〕
以下本９ら明（１）一実施例ケ図面に従って説明する。
第４図及び第５図りま本発明の原子炉（１７化系の運転
方法ケ適用した原子炉浄化系の一実施例を示した構成図
であ４）。沸騰水型原子炉１’ｔ’発生した蒸気Ｖｊ主
蒸気系２を通ってタービン３に入り、ターピンケ回転さ
せた後、復水器４で復水される。この復水ｔｊ復水浄化
系５に入って鹸化された後、給水加熱器６によ−ノて加
熱され、更に給水ポンプ７で昇圧されて給水系８を通っ
て原子炉ｌに戻される。この原子炉ｌには、再循環ポン
プ９によって原子炉内の冷却材が１盾環される原子炉再
循環系１０が設けられておシ、原子炉ｔｐ化系はこの原
子炉再循環系１０の炉水１ｅ １部バイパスして浄化す
るものである。即ち、原子炉再循環系ＩＯの冷却材の１
部は原子炉浄化系の配′ｚｘ１ｙ通って各々が１００％
（定格）容量の２台の原子炉浄化ポンプ１２により取水
され、２００％答喰の再生熱交換器１３に送られる。こ
の再生熱交換器１３（５出た冷却材は各々が１ （ｌ
０％容量の２基の非再生熱交換器１４ケ経て、各々が１
００％容闇の２基の濾過脱塩器１５によル浄化され、再
生熱交換器１３に経て熱交侠した後、給水系８にＴｆ人
される。
方法ケ適用した原子炉浄化系の一実施例を示した構成図
であ４）。沸騰水型原子炉１’ｔ’発生した蒸気Ｖｊ主
蒸気系２を通ってタービン３に入り、ターピンケ回転さ
せた後、復水器４で復水される。この復水ｔｊ復水浄化
系５に入って鹸化された後、給水加熱器６によ−ノて加
熱され、更に給水ポンプ７で昇圧されて給水系８を通っ
て原子炉ｌに戻される。この原子炉ｌには、再循環ポン
プ９によって原子炉内の冷却材が１盾環される原子炉再
循環系１０が設けられておシ、原子炉ｔｐ化系はこの原
子炉再循環系１０の炉水１ｅ １部バイパスして浄化す
るものである。即ち、原子炉再循環系ＩＯの冷却材の１
部は原子炉浄化系の配′ｚｘ１ｙ通って各々が１００％
（定格）容量の２台の原子炉浄化ポンプ１２により取水
され、２００％答喰の再生熱交換器１３に送られる。こ
の再生熱交換器１３（５出た冷却材は各々が１ （ｌ
０％容量の２基の非再生熱交換器１４ケ経て、各々が１
００％容闇の２基の濾過脱塩器１５によル浄化され、再
生熱交換器１３に経て熱交侠した後、給水系８にＴｆ人
される。
ｔｒｔ、１ズ１中、原子炉浄化系の太線部で示した部分
１．１通常の原子炉浄化系の運転に於ける炉水の流れを
示しており、原子炉浄化ポンプ１台、非再生熱交換器１
基、瀘過脱塩器ｌ基によシ、炉水は浄化され、この場合
の原子炉浄化系の給水容には、給水流酸との比に於いて
２％に相当する容Ｗ（の運転となる。
１．１通常の原子炉浄化系の運転に於ける炉水の流れを
示しており、原子炉浄化ポンプ１台、非再生熱交換器１
基、瀘過脱塩器ｌ基によシ、炉水は浄化され、この場合
の原子炉浄化系の給水容には、給水流酸との比に於いて
２％に相当する容Ｗ（の運転となる。
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／Ｚｉ’ｔｉμ後か
ら２年間の線ｌ（、率急上昇朋には、図中、＜、：線で
示す如く、２台のポンプ１２．２基の非再生熱交換器１
４．２台の濾過脱塩器１５’（ｉｒ動かして、その容ｌ
汰を第４図の太線で示［７之経路を通って通常定格容ｌ
°の２倍で運転する。これは、給水流量との比で４％に
相当するものであり、放射性腐蝕生成物の生成の抑制能
力の、増大及びその直接の除去能力の噌大勿図り、プラ
ントの一次系配管線量率舎：５０へ・６０ ｍ ｒＬ
／ ｈ ｒ以下洗している。次に、前ｊボの線量率急止
！ＬＪｔＪＪ：ｉ過きると、第５図の太線で示した如く
１音の浄化ポンプ１２．１基の非丹生熱ｙ１外Ｐ（１４
，１基の濾過脱塩器１５ ’ａ：振動１せて、定格容ｉ
ルで原子炉浄化系を運転し、この時の給水流１゛：（と
の比ｔよ２％とな４）。この時は、線量率急−Ｊ：！１
ハＵｃ遇き′ている為、原子炉鹸化系闘、の谷ｈＹ孕半
分に落しても、−欠配管系の、嵌Ｌ１率は５０〜（５０
＋＋＋ ＩＬ／ １１ Ｊ以下に作付することが出来る
。
子炉浄化系では、プラントの運転開／Ｚｉ’ｔｉμ後か
ら２年間の線ｌ（、率急上昇朋には、図中、＜、：線で
示す如く、２台のポンプ１２．２基の非再生熱交換器１
４．２台の濾過脱塩器１５’（ｉｒ動かして、その容ｌ
汰を第４図の太線で示［７之経路を通って通常定格容ｌ
°の２倍で運転する。これは、給水流量との比で４％に
相当するものであり、放射性腐蝕生成物の生成の抑制能
力の、増大及びその直接の除去能力の噌大勿図り、プラ
ントの一次系配管線量率舎：５０へ・６０ ｍ ｒＬ
／ ｈ ｒ以下洗している。次に、前ｊボの線量率急止
！ＬＪｔＪＪ：ｉ過きると、第５図の太線で示した如く
１音の浄化ポンプ１２．１基の非丹生熱ｙ１外Ｐ（１４
，１基の濾過脱塩器１５ ’ａ：振動１せて、定格容ｉ
ルで原子炉浄化系を運転し、この時の給水流１゛：（と
の比ｔよ２％とな４）。この時は、線量率急−Ｊ：！１
ハＵｃ遇き′ている為、原子炉鹸化系闘、の谷ｈＹ孕半
分に落しても、−欠配管系の、嵌Ｌ１率は５０〜（５０
＋＋＋ ＩＬ／ １１ Ｊ以下に作付することが出来る
。
第６図（■３）は上記した本実施例の原子炉ｔｆｉ化系
の運転方法による原子炉浄化系容量の灰化と熱損失の変
ｆヒとを示したものである。即ち、プラント運転開始か
ら２年間は浄化系の容Ｍ耐常時４％で運転する為、この
間の原子炉の熱Ｊｔ１失は約１８八口・Ｖに慴する。と
ころが、本実ｆＡＩｊｔｆυで）；ｔ ｒＭＩ記２年間
ケ過ぎると浄化系ケ２％谷闇、で運転７−る為、熱損失
は約１０ ＭＷ ｔｐｌ減少させることが出来る。とこ
ろで２年以降浄化系を４％容−岐で運転する期ｆＮＩが
ところどころあるが、これはプラントの起動及び停止時
等の炉水水質悪化時に行うものである。尚、第６図（Ａ
）に示したのは従来の運転方法によるもので、原子炉浄
化系は常に４％容量で運転されている為、それに伴なう
熱損失は濱に１８ＭＷとなっている。
の運転方法による原子炉浄化系容量の灰化と熱損失の変
ｆヒとを示したものである。即ち、プラント運転開始か
ら２年間は浄化系の容Ｍ耐常時４％で運転する為、この
間の原子炉の熱Ｊｔ１失は約１８八口・Ｖに慴する。と
ころが、本実ｆＡＩｊｔｆυで）；ｔ ｒＭＩ記２年間
ケ過ぎると浄化系ケ２％谷闇、で運転７−る為、熱損失
は約１０ ＭＷ ｔｐｌ減少させることが出来る。とこ
ろで２年以降浄化系を４％容−岐で運転する期ｆＮＩが
ところどころあるが、これはプラントの起動及び停止時
等の炉水水質悪化時に行うものである。尚、第６図（Ａ
）に示したのは従来の運転方法によるもので、原子炉浄
化系は常に４％容量で運転されている為、それに伴なう
熱損失は濱に１８ＭＷとなっている。
第７図は本実施例の運転方法による一次系配管線量率の
経年変化ヶ示したものである。Ｂが本実施例の運転方法
によるものであり、Ａが従来の４％容量６で常時運転し
た場合を示しており２、Ｃは常時２％容量で運転した場
会ゲ示している。本実施例の運転方法では、常時４％容
量で運転した場曾より＃ｊ！−ｒｔ率が叔パーセント高
くなるが、常時２％容量で運転した場合に比べ線量率は
２０％低減出来、はぼ６０ｍ１ｌ、／ｈｒ程度に一次配
管系の線量率が抑えられていることが分る。
経年変化ヶ示したものである。Ｂが本実施例の運転方法
によるものであり、Ａが従来の４％容量６で常時運転し
た場合を示しており２、Ｃは常時２％容量で運転した場
会ゲ示している。本実施例の運転方法では、常時４％容
量で運転した場曾より＃ｊ！−ｒｔ率が叔パーセント高
くなるが、常時２％容量で運転した場合に比べ線量率は
２０％低減出来、はぼ６０ｍ１ｌ、／ｈｒ程度に一次配
管系の線量率が抑えられていることが分る。
以下に示す第１表は、原子炉浄化系の給水容量ケ常時２
％で運転した場合と、本実施例の様に線月率急上昇期は
４％容畝で、それ以降は２％容量で運転した場合と、常
時４％で運転した場合の放射能低減効果とプラントの熱
損失の比較評価ゲ１１０万Ｊ（ｗのｒｌＷＲプラン）？
ｆ例にとって示したものである。本実施例の運転方法で
は、熱損失に関し常時２％容刊、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／：）、、これに対して、浄化系
を常時４％ｇ ｊｉ４：で運転する従来の運転方法では
、確かに一次系配管線率は小さくなるが、これは容址２
％の運転方法に比べてたかだか３０％程度にしかすぎず
、これに対して熱（：４失が約倍の１８ＭＷと大きいこ
とケ考えると、本実施例は、プラントの熱効率金白−ヒ
させ、経済性ケ非常に高める効果がある。岡、ここで表
の※に示した熱損失の時間平均値の算出計算式欠示して
おく、 但し、プラントの寿命ｒ４０年と仮定した。
％で運転した場合と、本実施例の様に線月率急上昇期は
４％容畝で、それ以降は２％容量で運転した場合と、常
時４％で運転した場合の放射能低減効果とプラントの熱
損失の比較評価ゲ１１０万Ｊ（ｗのｒｌＷＲプラン）？
ｆ例にとって示したものである。本実施例の運転方法で
は、熱損失に関し常時２％容刊、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／：）、、これに対して、浄化系
を常時４％ｇ ｊｉ４：で運転する従来の運転方法では
、確かに一次系配管線率は小さくなるが、これは容址２
％の運転方法に比べてたかだか３０％程度にしかすぎず
、これに対して熱（：４失が約倍の１８ＭＷと大きいこ
とケ考えると、本実施例は、プラントの熱効率金白−ヒ
させ、経済性ケ非常に高める効果がある。岡、ここで表
の※に示した熱損失の時間平均値の算出計算式欠示して
おく、 但し、プラントの寿命ｒ４０年と仮定した。
給水ｉｉ１ ｆ ４％容量で常時運転し、前記線量率急
上昇期以降でけＪ６テ子炉浄化系の給水ち１．７２％容
量で定格運転することにより、原子カプラント葡低放射
能レベルに保持し得る効果があると共に、原子炉浄化系
からの熱損失會低減さ・ヒて、）”ラントの熱効率ケ向
上〔せる効果があり、経済的な運転をすることが出来る
。
上昇期以降でけＪ６テ子炉浄化系の給水ち１．７２％容
量で定格運転することにより、原子カプラント葡低放射
能レベルに保持し得る効果があると共に、原子炉浄化系
からの熱損失會低減さ・ヒて、）”ラントの熱効率ケ向
上〔せる効果があり、経済的な運転をすることが出来る
。
第８図は本発明の他の実施例を］適用した原子炉浄化系
を示す構成図である。本実施例でも、プラント運転開始
直後の線址率急上昇期には４％容量で運転し、この期間
以降に２％容量で運転する方法に関しては前実施例と同
様である。本実施例の特徴部分は通常の２％容量から４
％宕−４に原子炉浄化系ｒ切換る際に、１基のｐ過脱塩
器１５’、ｒｆｌＥ用し、この１基のｐ過脱塩器１５に
４％流量？通して運転するところにある。この際、ｐ過
脱塩器１５の線流速はＪ０１常の２．５ ｍ ／ ｈ
ｒから５．０ ｍ／ ｈ ｒとなるが、この様に線流速
が通常の倍となっても浄化能力が落ちない様に設計して
おく。第２表は、濾過脱塩器１５の線流速が増大した場
合と通帛の線流速に於ける場合の、放射性腐蝕生成物の
除去第２表 性能等奮比較した表であり、表中○は非常に良好、△は
良好ケ示している。この表によると線流速ケ５、０ ｍ
／ ｈ ｒとした場合の方が、！臣に経済性の面で優れ
た効果を有することになる。又、常時濾過脱塩、器１５
の片方の系列を待（良状態にすることが出来る為、メイ
ンテナンス上も前実施例よりも有利となる。その他の効
果は前実施例と同様である。
を示す構成図である。本実施例でも、プラント運転開始
直後の線址率急上昇期には４％容量で運転し、この期間
以降に２％容量で運転する方法に関しては前実施例と同
様である。本実施例の特徴部分は通常の２％容量から４
％宕−４に原子炉浄化系ｒ切換る際に、１基のｐ過脱塩
器１５’、ｒｆｌＥ用し、この１基のｐ過脱塩器１５に
４％流量？通して運転するところにある。この際、ｐ過
脱塩器１５の線流速はＪ０１常の２．５ ｍ ／ ｈ
ｒから５．０ ｍ／ ｈ ｒとなるが、この様に線流速
が通常の倍となっても浄化能力が落ちない様に設計して
おく。第２表は、濾過脱塩器１５の線流速が増大した場
合と通帛の線流速に於ける場合の、放射性腐蝕生成物の
除去第２表 性能等奮比較した表であり、表中○は非常に良好、△は
良好ケ示している。この表によると線流速ケ５、０ ｍ
／ ｈ ｒとした場合の方が、！臣に経済性の面で優れ
た効果を有することになる。又、常時濾過脱塩、器１５
の片方の系列を待（良状態にすることが出来る為、メイ
ンテナンス上も前実施例よりも有利となる。その他の効
果は前実施例と同様である。
尚、上記の両実施例では、高圧式の原子炉浄化系につい
て説明したが、低圧式の原子炉浄化系へも本発明の運転
方法會屑用し得ることは云う迄もない。又、本発明は、
原子炉−欠配゛ａの定検時等に、７１す統の除染を行い
機器、配管表面の放射性腐蝕生成物全除去した後にも適
用することが出来る。
て説明したが、低圧式の原子炉浄化系へも本発明の運転
方法會屑用し得ることは云う迄もない。又、本発明は、
原子炉−欠配゛ａの定検時等に、７１す統の除染を行い
機器、配管表面の放射性腐蝕生成物全除去した後にも適
用することが出来る。
即ち、除洗後は、機器、配管の内表面がプラントの運転
開始直後と同様に正常である為、初期腐蝕と同様な状態
が生じる為、この段階での原子炉浄化系の容ＪＲ’に増
加することにより、配管表面等の線量率急上昇會防止す
ることが出来る。
開始直後と同様に正常である為、初期腐蝕と同様な状態
が生じる為、この段階での原子炉浄化系の容ＪＲ’に増
加することにより、配管表面等の線量率急上昇會防止す
ることが出来る。
〔発明の効果」
以上記述した如く本発明の原子炉浄化系の運転方法に依
れば、プラント運転開始後の線１゛率急上昇期には原子
炉浄化系の容ｉｔｋ増大させ、この１υ］間以降は足格
容巣で原子炉浄化系ケ運転することによシ、プラントの
放射能レベルの低減ケ図りつつ浄化系による熱損失を低
減さけることが出来る。
れば、プラント運転開始後の線１゛率急上昇期には原子
炉浄化系の容ｉｔｋ増大させ、この１υ］間以降は足格
容巣で原子炉浄化系ケ運転することによシ、プラントの
放射能レベルの低減ケ図りつつ浄化系による熱損失を低
減さけることが出来る。
第１図は従来の各プラント別の一欠配管＃！鍜率の経年
変化を示した線図、第２図は一次配管系へのコバルト６
０付着過程を示すプラントテスト結果ケ示す線図、第３
図は給水系コバルトｎ展の経時変化の一例ケ示す線図、
４４図及び第５図は本発明の原子炉浄化系の運転方法の
一実施例紮示す原子炉浄化系の一例を示す構成図、第６
図（４）は従来の運転方法による浄化系容量と熱損失の
関係ケ示した線図、第６図（ｌＦｉ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ケ示した線図
、第７図は原子炉浄化系を本実施例の方法で運転した場
合と、常時４％谷量で運転した場合と、常時２％容尤ｔ
で運転した場合の一犬配・Ｕ線量率の経年変化？示した
線図、第８図は本発明の他の実施例紮適用した原子炉浄
化系の一例を示す構成図である。 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
再生熟交僧１図 遅私り期（ＥＴＲＹ） 弔２図 ｖ５ 本”ｌ ＞′１ｉｖｔＩｅ’ｌ （＃ ｉ ）皐
３日 運転日間（８１） 弔ｌ、図 循５Ｍ 第６日 （八） （Ｂ）
第ｑ（！′１
変化を示した線図、第２図は一次配管系へのコバルト６
０付着過程を示すプラントテスト結果ケ示す線図、第３
図は給水系コバルトｎ展の経時変化の一例ケ示す線図、
４４図及び第５図は本発明の原子炉浄化系の運転方法の
一実施例紮示す原子炉浄化系の一例を示す構成図、第６
図（４）は従来の運転方法による浄化系容量と熱損失の
関係ケ示した線図、第６図（ｌＦｉ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ケ示した線図
、第７図は原子炉浄化系を本実施例の方法で運転した場
合と、常時４％谷量で運転した場合と、常時２％容尤ｔ
で運転した場合の一犬配・Ｕ線量率の経年変化？示した
線図、第８図は本発明の他の実施例紮適用した原子炉浄
化系の一例を示す構成図である。 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
再生熟交僧１図 遅私り期（ＥＴＲＹ） 弔２図 ｖ５ 本”ｌ ＞′１ｉｖｔＩｅ’ｌ （＃ ｉ ）皐
３日 運転日間（８１） 弔ｌ、図 循５Ｍ 第６日 （八） （Ｂ）
第ｑ（！′１
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の再循環系の冷却材の一部全浄化ポンプで取
水し、これ音再生熱交換器、非再生黙契換器及び濾過脱
塩器等の各機器Ｋ ｉｌ′！ｔ ｔ、て、冷却１゛４中
の放射性不純物ヶ除去して原子炉給水系に注入する原子
炉浄化系において、原子炉浄化系全構成する前記各機器
の各−はケ定格容量よりも十分大きな容置とし、原子炉
運転開始後の原子炉−次配管系の放射能レベルが者しく
増大する線量率急上昇期には、前記各ｆＡ器の容量ケ定
格容１．ｔよりも増大して運転することにより、浄化系
の不純物除去能力を増大させ、又、−次配管系の放射能
レベルが減少する前記線量率急上昇期以降では、浄化系
を構成する各機器の容叶ケ定格容量で運転することケ特
徴とする原子炉浄化系の運転方法。 ２、前記線量率急上昇期以降において、原子炉の起動あ
るいは停止時等における一次配管系の放射能レベルが上
昇する恐れがある場合は、所定期間原子炉浄化系の各機
器の容量會増大して運転することケ特徴とする特許請求
の■）・ＩＬ囲第１項記載の原子炉浄化系の運転方法。 ３、並列接続された定格８Ｊ４の浄化ボッ１２台、定格
容量の２倍の芥量紮持つ再生熱交換器１輌、並列接続さ
れた定格容置４の非再生黙契換器２基及び並列接続され
た定格容量のｆ過脱塩器２基から原子炉量子化系ケ病成
し、線−成率急上昇期には前記機器全てを稼動させ、紳
拷率急上昇期以降では、浄化ポンプ１台、再生熱交換器
１基、非再生熱交換器１基及び濾過脱塩器１基會暉勤さ
せることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
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 true JPS5965799A (ja) | 1984-04-14 |
| JPH0423237B2 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 |
|---|---|
| JPH0423237B2 (ja) | 1992-04-21 |
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