JPS60185196A

JPS60185196A - 原子炉の冷却材供給系統

Info

Publication number: JPS60185196A
Application number: JP59080754A
Authority: JP
Inventors: 茂末松; 土門　幸造; 彰坂井; 内ケ崎　儀一郎
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1984-04-20
Filing date: 1984-04-20
Publication date: 1985-09-20

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】〔発明の利用分野〕本発明は、原子炉の冷却材供給系統に係り、原子炉容器
内への不純物の流入を減少するのに好適な原子炉の冷却
材供給系統に関するものである。

〔発明の背景〕

沸騰水形原子炉は、原子炉容器内の炉心部に配置され、
核分裂を起こしている燃料棒を冷却水で冷却すると共に
、冷却水が燃料棒によって加熱されることにより発生し
た蒸気を、直接タービンに供給して、タービンを駆動さ
せている。タービンを通過した蒸気は復水器で凝縮され
た後、給復水系配管を通り、原子炉容器内に戻される。

給復水系配管に脱塩器が設けられ、ｉ子炉容器内に供給
する冷却水中の不純物（鉄クラツドおよび鉄イオン）を
除去している。さらに、原子炉容器には、浄化装置（脱
塩器およびフィルタ等）を有する浄化系配管が連絡され
、原子炉容器内の冷却水中に含まれる放射性物質を除去
している。しかし、原子炉容器に連絡される再循環系配
管等の表面線量率が、原子炉の運転時間の経過に伴って
増大する傾向にある。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、上述した従来技術の欠点をなくし、原
子炉容器内の冷却材中の放射能濃度を原子炉の運転経過
部が増加しても常に低くすることができ、しかも使用済
の粉末イオン交換樹脂の発生量も低減することのできる
原子炉の冷却材供給系統を得ることにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、タービンより排出された蒸気を凝縮す
る復水器から原子炉容器内へ凝縮によって得られた冷却
材を導く通路に、粒状イオン交換樹脂が充填されて前記
冷却材中のイオン状物質を除去する脱塩器を設置した原
子炉の冷却材供給系統において、プリコートによって形
成される粉状イオン交換樹脂層を有してこの粉状イオン
交換樹脂層で前記冷却材中に存在する前記イオン状物質
の一部および不溶解性の粒子を除去する複数のフィルタ
を、前記脱塩器より上流側で前記通路に設け、かつ前記
脱塩器より下流側の給復水系配管内の冷却水中の溶存酸
素濃度を０．０２〜０．２ｐｐｍに制御して原子炉容器
内に流入する鉄分の量を約ＩＰＰｂ以下に抑える制御手
段を設けると共に、前記各フィルタに供給される冷却水
流量を検出する流量検出器と、前記フィルタを設けてい
る各分岐管に設けられた流量制御弁と、前記各流量検出
器からの検出信号をうけて、各フィルタに供給される冷
却水量が設定値になるように各分岐管に設けられた流量
制御弁を調節する流量制御器と、各流量制御器に等しい
設定値を伝える主制御装置とを含む流量制御手段とを設
けた点にある。

〔発明の実施例〕

従来例の給復水系配管に設けられている脱塩器内には、
粒状である粒径０．４　ａｎの陽イオンおよび陰イオン
交換樹脂が充填されている。この脱塩器にて鉄クラツド
および鉄イオンが除去されてそれらの含有量が著しく低
くなった冷却水が、給復水系配管を通して原子炉容器内
に供給される。さらに、脱塩器より下流側の給復水系配
管内の冷却水中の溶存酸素濃度を制御し、給復水系配管
からの腐食放出による金属不純物の溶出を防止している
（米国特許第３６６３７２５号公報）。この冷却水は、
再循環系によって原子炉容器内の炉心部で加熱されて蒸
気となり、原子炉容器からタービンに送られる。冷却水
の蒸発に伴って、原子炉容器内の冷却水中の不純物が濃
縮され、その濃度が増大する。

原子炉容器内の冷却水中で濃度の増大した不純物を効率
良く除去するために、原子炉浄化系が設けられている。

原子炉浄化系は、浄化系配管に浄化装置を設けたもので
あり、原子炉容器内の一部の冷却水な浄化装置に導いて
浄化するものである。

このような従来の沸騰水型原子炉（プラントＢ）の再循
環系の表面線量は、第７図の破線で示すように運転時間
の経過に伴って増大している。また、プラントＢの原子
炉容器内の冷却水（以下、炉水という）中の放射能濃度
は、第６図の特性４４および４５に示すように、マンガ
ン−５４（４Ｍｎ）およびコバルト−６０（”Ｃｏ）と
も運転とともに増大している。

この原因を解明するために、沸騰水型原子炉の炉水中の
放射性物質の挙動を検討した。

原子炉の一次冷却水系における放射性物質の挙動を、第
４図に基づいて説明する。炉水中の放射性物質は、原子
炉容器１内の炉心部２に配置された燃料棒の被覆管３９
の破損によって燃料枠内より漏洩した核分裂生成物だけ
でなく、給復水系配管６から原子炉容器１内に搬入され
る鉄クラツド等の不溶解性の金属不純物が、ジェットポ
ンプ１７を通って炉心部２に送られ、一時的に被覆管３
９表面に付着（４１は付着状態を示す）して照射された
後、冷却水中に溶出または剥離して形成される放射性腐
食生成物であることがわかった。

気体状の放射性物質は、炉心部２上方の気水分離器４０
、主蒸気配管３およびタービンを通って復水器に導かれ
る。原子炉容器１内の冷却水（炉水）中の核分裂生成物
および放射性腐食生成物は、酸化鉄に随伴して一次冷却
水系（例えば再１！環系）の配管やポンプ等に付着して
いる。このため、再循環系の表面線量が、運転に伴って
増大するのである。この炉水中の酸化鉄は、給復水系配
管６から原子炉容器１内に搬入される鉄クラツドが、炉
水の高溶存酸素濃度雰囲気（約０．２ｐｐｍ）で酸化さ
れたものである。その大半は、被覆管３９表面に一時的
に付着し、”Ｇｏ等の放射性腐食生成物を剥離する担体
（キャリア）となる。燃料棒が配置される炉心部２が、
あたかも放射性物質の貯蔵庫として、また供給源として
作用していることが判明した。被覆管３９に付着する酸
化鉄の量は、給復水配管６から原子炉容器１内し；搬入
される鉄クラツドの量および炉水中の酸化鉄濃度に比例
し、剥離する量は付着量に比例することが、実験ならび
に実際の原子炉の調査により確認された。Ｂプラントに
おける原子炉容器に持込まれる鉄分の積算量は、第５図
に示すように増大している。−次冷却水系（再循環系等
）の配管やポンプの内壁についても、同様の付着剥離理
論が適用できる。

浄化装置２２により除去される酸化鉄の量は。

給復水系配管６より原子炉容器１内に搬入される鉄分の
約１０％にしかならないことが確認された。

本発明は、前述したような検討に基づいて明らかになっ
た知見に基づいてなされたものである。

給復水系配管６より原子炉容器１内に搬入される鉄分の
量を抑制し、炉水中の酸化鉄濃度を減少させれば、前述
した付着剥離理論により、被覆管３９に付着する酸化鉄
の凰が減少し、燃料棒の冷極が阻害されず燃料棒の破損
を減少できる。燃料棒の破損の減少により、燃料棒内か
ら炉水中に放出される核分裂生成物の量が減少する。ま
た、被覆管３９から剥離される放射性腐食生成物の量を
も減少できる。これにより、炉水中の核分裂生成物およ
び放射性腐食生成物の濃度が低下する。

給復水系配管６から搬入される鉄分量を抑制するために
は、給復水系配管６に設置する浄化装置の性能を向上す
ればよい。しかし、一方、原子力発電所においては、放
射性廃棄物の発生量に低減も大きな課題の一つである。

第１図は、沸騰水型原子炉の概略の系統を示したもので
ある。燃料棒が配置される原子炉容器１内の炉心部２を
冷却水が通ることにより発生した水蒸気は、主蒸気配管
３によって、タービン４に送られる。タービン４から流
出した水蒸気は、復水器５にて凝縮されて水になる。こ
の水は、復水ポンプ７、空気抽出器８、復水フィルタ９
、復水脱塩器１０、復水昇圧ポンプ１１、低圧給水加熱
器１２、給水ポンプ１３および高圧給水加熱器１４をこ
の順に順次連絡する給復水系配管６により、冷却水とし
て原子炉容器１内に供給される。

原子炉容器１内の冷却水は、第４図に詳細に示すように
、再循環ポンプ１６が設けられる再循環系配管１５、原
子炉容器１内に設けられ仝ジェットポンプ１７よりなる
再循環系１８によって、炉心部２へ送られる。一方、原
子炉容器１内の冷却水は、原子炉浄化系１９により浄化
される。原子炉浄化系１９は、再循環系配管１５と原子
炉容器１付近の給復水系配管６とを連絡する浄化系配管
２０、浄化系配管２０に設けられる浄化系ポンプ２１お
よび浄化装置２２とからなる。

復水脱塩器１０は、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹
脂の２種類のイオン交換樹脂を、前者が２で後者が１の
割で混合し、混合したものを深さ９０印のディープペッ
トに入れることにより構成される。これらのイオン交換
樹脂は粒状であり、その粒径は約０．４■である。これ
に対して復水フィルタ９の構成は、第２図に示される。

復水フィルタ９の容器２３内には、容器２３に固定され
る支持板２４に取付けられる済過体２５が多数配置され
ている。濾過体２５は、第３図に示すように、多数の貫
通孔２７を有する円筒状のホールダ２６の外周をナイロ
ンエレメント２８にて取囲み、ナイロンエレメント２８
の外周に、イオン交換樹脂を粉末状にした粉末樹脂をプ
レコートしてなる粉末樹脂層２９が形成される。粉末樹
脂層２９の厚みは約６国であり１粒径約３０μの陽イオ
ン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とが１対１の割合で混合
されている。復水フィルタ９は、濾過剤である２種類の
混合されたイオン交換樹脂をナイロンエレメントのよう
な濾過付流失防止手段の周囲にプレコートして形成され
る決過体を使用しており、脱塩式フィルタと称されてい
る。

上流側の復水器５から給復水系配管６より、容器２３内
で支持板２４の上方に形成される空間３７に流入した冷
却水は、粉末樹脂層２９、ナイロンエレメント２８およ
びホールダ２６の貫通孔２７を通過してホールダ２６内
に達し、更に容器２３内で支持板２４の下方に形成され
る空間３８に流入する。粉末樹脂層２９は、冷却水中に
含まれる鉄クラツド等の不溶解性粒子および鉄イオン等
のイオン状物質を除去する。粉末樹脂層２９を形成する
粉末状の陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂は、粒径
が約３０μであるために、お互いの粒子同志が静電気的
に吸引し合い、相互に付着し合って塊状となる。このた
め、２種類の粉状イオン交換樹脂を混合することにより
得られる塊の空隙率は、大きくなり、２種類のイオン交
換樹脂を混合した状態でナイロンエレメント２８にプリ
コートして形成された粉末樹脂ＪＷ２９の圧力損失が少
なくなる。このような粉末樹脂層２９は１表面濾過だけ
でなく、体積が過の作用を有し、イオン交換効率を減殺
することなく、鉄クラツド等の不溶解性粒子の保持能力
をセルローズ等をプリコートしてなる濾過層に比べて大
きくなる。粉末樹脂層２９は、粒状イオン交換樹脂を充
填した脱塩器に比べて粒径の小さな不溶解性粒子を除去
することができる。

復水フィルタ９より流出した冷却水は、復水脱塩器１０
に導かれ、さらに、イオン状物質が除去される。復水器
５内には蒸気を冷却するために海水が内部を流れる伝熱
管が設けられているが、この伝熱管が破損し、給復水系
配管６内に多量の海水が流入しても、海水中の塩素イオ
ンが原子炉容器１内に流入することを防止する機能をも
前記復水脱塩器１０は有している。

復水フィルタ９に流入する冷却水中には、原子炉の運転
開始後の過度運転時で約６０〜８０ｐｐｂの鉄分が、原
子炉の定常運転時で数百ＰＰｂからｐｐｍオーダーの鉄
分が含まれている。この鉄分の量は、鉄クラツドの量と
鉄イオンの量を合計したものである。鉄クラツドは、主
に主蒸気配管３、タービン４給水加熱器１２および１４
．これらの給水加熱器のドレンを復水器５に導くドレン
配管（図示せず）、復水器５および復水フィルタ９より
上流側の給復水系配管６等の内面より剥離してくるもの
である。タービン４の効率を上げるため、復水器５内を
より負圧にする必要がある。復水器５内が負圧になる程
、その内面より鉄イオンが溶出してくる。復水フィルタ
９と復水脱塩器１０の機能を比較すると、復水フィルタ
９は鉄イオンを除去するが、鉄イオンに比べて鉄クラツ
ドを除去する効果が大きく、復水脱塩器１０は鉄クラツ
ドに比べて鉄イオンを除去する効果が大きい。復水器５
からの冷却水は復水フィルタ９と復水脱塩器１０を通過
するので、原子炉容器１内に流入する金属不純物（鉄イ
オン、鉄クラッド１．ニッケルおよびコバルトのイオン
等の総称）の量をかなり低く抑えることが可能となる。

また、本発明では復水脱塩器１０より下流側の給復水系
配管６内の冷却水中の溶存酸素濃度を、約０．０２〜０
．２ｐｐｍに制御する制御手段を設け（米国特許３６６
３７２５号公報）、給復水系配管６からの腐食放出によ
る金属不純物の溶出を防止している。このように本発明
では、復水フィルタ、復水脱塩器、および冷却水中の溶
存酸素濃度を制御する制御手段を備えているので、原子
炉容器１内に流入する金属不純物の量はＩ　Ｐｐ　ｂ以
下に抑えられる。極微量のニッケルおよびコバルトイオ
ンは、給水加熱器１２および１４等から溶出する。

原子炉容器１内に搬入される鉄クラツドを約ＩＰＰｂ以
下に抑えることにより、原子炉容器１内に搬入された鉄
クラツドは、沸騰核となって被覆管３９の表面に付着し
、付着しにくいコバルトおよびニッケル等のイオン状の
金属不純物は炉水中に残る。イオン状の金属不純物は、
被覆管３９の表面で脱着を繰返し、原子炉浄化系１９の
浄化装置２２によって除去されるまでの僅かな間（約１
０時間）に放射化されるので、放射能は酸化鉄随伴核種
に比べて非常に低い。イオン状核種の構造物への付着速
度は、酸化鉄随伴核種に比較しはるかに遅い。

炉水中の放射性物質の濃度が低下すると、再循環系配管
１５およびポンプ１６等への放射性物質の付着をも抑え
られる。再循環系の表面線量は、その内壁における放射
性物質の蓄積抑制効果とγ線エネルギの減衰効果とが平
衡することにより、その増加傾向を緩和される。

前述した放射性物質の挙動を、給復水系配管６に復水フ
ィルタ９と復水脱塩器１０とを設けかつ冷却水中の溶存
酸素濃度を０．０２〜０．２ｐｐｍに制御した本実施例
のプラントＡと、給復水系配管６に復水脱塩器１０を設
けて復水フィルタ９を設けていない従来のプラントＢと
を比較しながら述べる。プラントＡにおいて、給復水系
配管６によって原子炉容器１内に搬入される鉄分濃度は
約ＩＰＰｂ以下で、プラントＢのそれは約１０〜３０Ｐ
Ｐｂとなっている。これに対応する炉水中−の酸化鉄濃
度は、プラントＡで約５　ｐｐ　ｂ以下、プラントＢで
約５０〜ｔｏｏｐｐｂとなる。第５図は、原子炉の運転
経過部と給復水系配管６より原子炉容器１内に搬入され
た鉄分の積算量との関係を示している。第５図中、実線
はプラントＡの特性を示し、破線は前述したようにプラ
ントＢの特性を示す。

プラントＡにおいては、運転後１年を経過すると、原子
炉容器１内に搬入された鉄分の積算量は増加しない。原
子炉容器１内に搬入される鉄分の少ないプラントＡは、
第６図に示すように、炉水中の放射能濃度はプラントＢ
に比べて約１／１０以下に減少する。第６図は、原子炉
の運転経過部と炉水中の放射能濃度との関係を示すもの
である。第６図中、特性４２はプラントＡにおけるマン
ガン−５４（”Ｍｎ）　、特性４３はプラントＡにおけ
るコバルト−６０（”。Ｇｏ）、特性４４はプラントＢ
における”Ｍｎおよび特性４５はプラントＢにおける”
Ｇｏのそれぞれの濃度の変化を示している。この結果に
対応するように、再循環系の表面線量は、実効定格運転
時間が約１００００時間を越えると、プラントＢではプ
ラントＡの約１０倍以上になる（第７図）。第７図に示
すプランｌ−Ａの表面線量が、実効定格運転時間が約１
００００時間を越えると一定になる８これは、前述した
ようにイオン状の核種の構造物への付着速度が遅いこと
に起因している。

本実施例によれば、給復水系配管から、原子炉容器内に
搬入される放射性腐食生成物を吸着するキャリアとなる
物質を約１ｐｐｂ以下に抑えることができ、燃料棒の被
覆管への金属不純物の付着による燃料棒の破損を減少で
きると同時に、再循環系の表面線量を著しく低下でき、
保守点検時における被曝の危険性を減少できる。

本実施例によれば、更に、給復水系配管６に設置した浄
化装置より発生する放射性廃棄物量を低減で劃るという
効果が得られる。復水脱塩器１゜のみで金属不純物を除
去する場合、イオン交換樹脂に鉄クラツドが大量に付着
して、そのイオン交換能力を劣化させる。このため、イ
オンの原子炉容器１内への流入を充分阻止できず、特に
塩素イオンの流入を許すので、再循環系等の構造物の応
力腐食割れ発生の危険性が生じ好しくない。本実施例の
ように、復水脱塩器１ｏの上流側の給復水系配管６に復
水フィルタ９を設置すれば、復水フィルタ９にて鉄クラ
ツドが充分に除去できるので、復水脱塩器１０内のイオ
ン交換樹脂に鉄クラツドが大量に付着することは解消で
きる。しがも、復水フィルタ９にて冷却水中のイオンの
一部を除去できる。したがって、復水脱塩器１ｏ内のイ
オン交換樹脂は清浄に保たれ、復水器５の伝熱管が破損
して海水が流入しても原子炉容器１内に塩素イオンが流
入することもなくなる。復水脱塩器１゜内のイオン交換
樹脂を清浄に保つことにより、復水脱塩器１０の再生周
期を長くすることができる。

すなわち、プラントＢにおける復水脱塩器１ｏの再生周
期が約３５日であるのに対し、プラントＡのそれは約１
５０日となる。ここで、不純物除去性能の低下した復水
脱塩器１ｏと復水フィルタの性能を回復させる操作を説
明する。プラントＡおよびＢとも、給復水系配管６に６
．１　ｒｒｌ’の粒状イオン交換樹脂を充填した復水脱
塩器１０が８塔並列に配置されているとする。内１塔が
予備であり、７塔が常時使用される。原子力発電所は、
１年に３００日稼動するものとする。プラントＢの場合
は、まず、イオン吸着性能の低下した粒状の陽イオン交
換樹脂および陰イオン交換樹脂を復水脱塩器１０から取
出し、それぞれを分離した状態で再生塔内に供給し、前
者は硫酸および後者は水酸化す１〜リウムで再生される
。この１回の再生操作によって、復水脱塩器Ｉ〇−塔当
り６１ｒｎ’の放射性再生廃液（主成分：硫酸ナトリウ
ム）が発生する。

さらに、粒状イオン交換樹脂によって除去された鉄クラ
ツドを除去するために、１日−塔の比率で復水脱塩器１
０内の粒状イオン交換樹脂を水にて洗浄（逆洗という）
する。この粒状イオン交換樹脂の逆洗操作によって、８
５留の鉄クラツドを含む放射性廃液が発生する。再生お
よび逆洗は、予備の復水脱塩器を使用し、−塔ずつ順番
に常用の復水脱塩器に対して実施される。再生および逆
洗された粒状イオン交換樹脂は、復水脱塩器１０に戻さ
れて使用される。再生廃液と逆洗によって生じる放射性
廃液を混合して硫酸ナトリウムの濃度が２２重量％にな
るまで濃縮すると、放射性廃棄物のドラム缶が１年間に
約２２８０本発生する。逆洗によって発生する放射性廃
液は、鉄クラツドを含む水であるので濃縮によってほと
んど蒸発してしまう。このため、上記ドラム缶の本数は
、はとんど再生廃液に基づくものであると考えてよい。

粒状イオン交換樹脂は、逆洗および再生を繰返すことに
よって、イオン交換性能が徐々に低下し、所定の性能が
得られなくなる。このような場合、粒状イオン交換樹脂
は、使用済として廃棄処分される。粒状イオン交換樹脂
の寿命を３年とすると、使用済の粒状イオン交換樹脂を
充填したドラム缶が１年間に約２２０本発生する。Ｂプ
ラントの給復水系配管６に設置された浄化装置から発生
する放射性廃棄物に基づくドラム缶発生本数は、１年間
に約２２８０本である。

これに対してＡプラントにおいては、１塔当り約７３ｋ
ｇの粉末イオン交換樹脂がプリコートされた復水フィル
タ９が、８塔、給復水系配管６に並列に設置される。８
塔１系列の復水フィルタ９が。

２系統並列に給復水系配管６に設置される。Ａプラント
では、復水フィルタ９で鉄クラツドを除去するため、復
水脱塩器１０の粒状イオン交換樹脂り逆洗操作は不要と
なり、逆洗に基づく放射性廃液は発生しない。復水脱塩
器１０の再生操作が、前述したように年２回になるので
、それによって発生する再生廃液をＢプラントと同様に
濃縮した場合、１年間に約４８０本のドラム缶が発生す
る。

使用済の粒状イオン交換樹脂を充填したドラム缶の発生
本数は、約１３０本となる。復水フィルタ９の差圧が約
１．７５ｋｇ／ｃ＋＋Ｔに達すると、復水フィルタ９の
粉末樹脂層２９が寿命となり、ホルダー２８の内側から
外側に向って逆洗水が供給されて復水フィルタ９は逆洗
される。逆洗によってナイロンエレメント２８表面にプ
レコートされてい粉末樹脂層２９が取除かれ、この粉末
樹脂は廃棄物として廃棄処分される。逆洗された復水フ
ィルタ９のナイロンエレメント２８の表面に新しい粉末
イオン交換樹脂がプリコートされ、新しい粉末樹脂層２
９が形成される。復水フィルタ９の逆洗は、１０日に１
回、２系統で交互に行なわれる。

このような復水フィルタ９の逆洗操作によって使用済の
粉末イオン交換樹脂を充填したドラム缶の発生本数は、
約８４０本になる。プラントＡの給復水系配管６に設置
された浄化装置から１年間に発生する放射性廃棄物に基
づくドラム缶の合計本数は、約１４５０本である。Ａプ
ラントのドラム缶本数は、Ｂプラントのそれの約６４％
となる。

また、炉水中の放射性物質の濃度が低下することによっ
て、浄化系配管２０に設置される浄化装置２２の逆洗、
再生等の操作回数が低下し、放射性廃棄物の発生量も低
下する。

本発明の冷却材供給系統を溝底する復水フィルタの部分
の詳細な実施例を第８図に示す。給復水系配管６には、
第８図に示すように、処理能力の関係上、前述したよう
に複数の復水フィルタ９が設けられる。すなわち、８塔
の復水フィルタ９は、給復水系配管６の一部が並列に配
置された分岐管３０に設置されている。復水フィルタ９
の逆洗周期は、前述したように復水フィルタ９の差圧で
決定され、約１．７５ｋｇ／ｃ＋＆になって時に逆洗さ
れる。しかし、例えば給復水系配管６と分岐管３０の合
流点から復水フィルタ９の入口側までの圧力損失が、そ
れぞれの復水フィルタ９に対して異なっている。このた
め、圧力損失の小さな分岐管３０の冷却水流量は必然的
に増大し、その分岐管３０に設置された復水フィルタ９
の差圧の上昇率が他の復水フィルタ９よりも大きくなる
。このため、一系列８塔の復水フィルタ９の逆洗周期が
、前述のような短かい逆洗周期を必要とする復水フィル
タ９のそれに支配される。これは、廃棄物処理系の能力
以上に使用済の粉末イオン交換樹脂を生じさせることに
もなる。

本発明によれば、これを防止することができる。

原子炉の通常運転時には、隔離弁３２および３４が開い
ている。流量検出器３１にて各復水フィルタ９に供給さ
れる冷却水流量が検出される。この検出信号は、流量制
御器３５に送られ、流量制御器３５にて、復水フィルタ
９に供給される冷却水流量が設定値になるように流量制
御弁３３を調節する。主制御装置３６より、各流量制御
器３５に等しい設定値が伝えられ、各復水フィルタ９に
供給する冷却水流量を等しくしている。復水フィルタ９
の出入口の差圧は差圧検出器（図示せず）にて検出され
、その差圧が１．７５　ｋｇ／ｃ＋Ｊに達すると、復水
フィルタ９のバイパス配管（図示せず）に設けたバイパ
ス弁（図示せず）を開き、フィルタ隔離弁３２および３
４を閉し、差圧が１．７５ｋｇ　／　ａｌに達した復水
フィルタ９を逆洗する。すべての復水フィルタ９の差圧
は、はとんど均一になる。このため、すべての復水フィ
ルタ９を有効に活用することができて復水フィルタ９の
逆洗周期を長くでき、使用済の粉末イオン交換樹脂の発
生量を低減できる。

〔発明の効果〕

本発明は、復水器から原子炉容器内へ冷却材を供給する
配管を通して原子炉容器内に搬入される放射性腐食生成
物を吸着するキャリアとなる物質（鉄分）の量を１ｐｐ
ｂ以下に抑えるように構成したことにより給復水系配管
から原子炉容器内への搬入鉄分の積算量をある一定皿以
上は増加させないという作用があり（第５図）、これに
より原子炉容器内の冷却材中の放射性濃度を原子炉の運
転経過部が増加しても常に極めて低く抑えることができ
る（第６図）という効果が得られる。したがって、再循
環系の表面線量が原子炉の実効定格運転時間が増加して
も常に極めて低く抑えられる（第７図）というばかりで
なく、原子炉容器に連絡される給復水系配管や主蒸気配
管およびそれに設けられる機器の表面線量率を常に極め
て低く抑えることができる。これによって、前述の配管
および機器の保守点検が容易になり、保守点検時間の短
縮、しいては原子炉の稼動率の向上につながる。また、
本発明では、複数設けられた各復水フィルタに供給する
冷却水の流量を等しくするように構成しているので、す
べての復水フィルタを有効に活用することができ、した
がって復水フィルタの逆洗周期を長くできるから、使用
済の粉末イオン交換樹脂の発生量も低減できるという効
果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例である原子炉の冷却材供給系
統の概略を示す系統図、第２図は第１図に示す復水フィ
ルタの詳細な構造を示す説明図、第３図は第２図の復水
フィルタに用いられる濾過体の断面図、第４図は原子炉
容器付近の放射性物質の挙動を示す説明図、第５図は原
子炉の運転経過部と給復水系配管よりの原子炉容器内搬
入鉄分の積算量との関係を示す特性図、第６図は原子炉
の運転経過部と炉水中の放射能濃度との関係を示す特性
図、第７図は実効定格運転時間と再循環系の表面線量と
の関係を示す特性図、第８図は本発明の冷却材供給系統
を構成する復水フィルターの部分の詳細な実施例を示す
系統図である。１・・・原子炉容器、２・・・炉心部、４・・・タービ
ン、５・・・復水器、６・・・給復水系配管、９・・・
復水フィルタ、１０・・・復水脱塩器、２０・・・浄化
系配管、３０・・・分枝管、３１・・・流量検出器、３
３・・・流量制御弁、３５・・・流量制御器、３６・・
・主制御装置。代理人　弁理士　高橋明夫第１図第？図第５図　第６図寅効足格遅耘時間＜ｈｒ）

Claims

【特許請求の範囲】

１、タービンより排出された蒸気を凝縮する復水器から
原子炉容器内へ凝縮によって得られた冷却材を導く通路
に、粒状イオン交換樹脂が充填されて前記冷却材中のイ
オン状物質を除去する脱塩器を設置した原子炉の冷却材
供給系統において、プリコートによって形成される粉状
イオン交換樹脂層を有してこの粉状イオン交換樹脂層で
前記冷却材中に存在する前記イオン状物質の一部および
不溶解性の粒子を除去する複数のフィルタを、前記脱塩
器より上流側で前記通路に設け、かつ前記脱塩器より下
流側の給復水系配管内の冷却水中の溶存酸素濃度を０．
０２〜０．２ｐｐｍに制御して原子炉容器内に流入する
鉄分の量を約１ｐｐｂ以下に抑える制御手段を設けると
共に、前記各フィルタに供給される冷却水流量を検出す
る流量検出器と、前記フィルタを設けている各分岐管に
設けられた流量制御弁と、前記各流量検出器からの検出
信号をうけて、各フィルタに供給される冷却水量が設定
値になるように各分岐管に設けられた流量制御弁を調節
する流量制御器と、各流量制御器に等しい設定値を伝え
る主制御装置と含む流量制御手段とを設けたことを特徴
とする原子炉の冷却材供給系統。