JPS61213693A - 原子力発電所用復水・給水系統 - Google Patents

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】 ［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水型原子力発電プラントにおける、給水中
の鉄分濃度を制御する際に好適した原子力発電所用復水
・給水系統に関する。

［発明の技術的背景とその同層点］ 復水・給水系は復水器で凝縮した復水を原子炉に供給す
る系で、復水は復水脱塩装置により純度を高く保持し、
給水加熱器により加熱して原子炉に供給する。

復水、給水は（１）腐食作用および化学的損傷を許容以
内に保つ、（１２）伝熱表面や機器の汚染を最小限にす
る、（３）中性子照射領域で放射化される不純物を最小
限にする、の目的で水質管理が行われる。

一般に沸騰水型原子力発電プラントでは、給水系から持
込まれるクラッドが原子炉内で放射化され、原子炉系配
管に沈積することにより再循環系、復水系、給水系配管
、その他の配管系（以下原子炉系配管と記す）の放射Ｉ
ｍ最が上昇して放射線被ばく増大につながることが知ら
れている。そのため沸騰水型原子力発電プラントでは、
給水クラッド低減対策として、復水ろ過器及び復水脱塩
装置を設け、かつ、給水Ｗ１素注入による配管抑制を実
施している。その結果、給水中の鉄分濃度（以下、給水
鉄ｌＩ喰と記す）は極低レベルとなり、原子炉配管の放
射性沈積クラッドによる放射線量は激減している。

しかしながら、給水鉄濃度が櫓低レベルになると、原子
炉水中の鉄濃度が低下し、原子炉水中のニッケル、コバ
ルトを捕獲し、燃料棒の表面上に付着しないので給水鉄
濃度を保持することができず、反面、原子炉水中のイオ
ン状放射性コバルト５８、コバルト６０の濃度を高める
結果となる。

そのため、原子力発電プラントの運転中に原子炉系配管
の内面に酸化皮膜が形成される過程で、コバルト５８、
コバルト６０がより多くとり込まれる結果、原子炉系配
管の放射線量を上昇させることになる。

そこで、給水鉄１１度を最適低レベルにｖｌ　１ａＤし
、原子炉系配管への放射性沈積クラッドによる放射線量
を上昇させることなく、原子炉水中のイオン状の放射性
コバルト５８、コバルト６０１１度を低減し、原子炉系
配管へのとり込み低減による放射線量の低減をはかるこ
とが１１１４！されている。

従来、給水鉄１１度を最適低レベルに制御するには、給
水ｓ！素注入を止め、かつ、復水ろ過装置をバイパスし
、復水クラッドを混床式脱塩装置に通し鉄をリークさせ
る方法が考えられている。しかしながら、復水ろ過装置
をバイパスすることは、混床式脱塩装置の寿命を縮める
ため、イオン交換樹脂の再生または交換の頻度を増大す
ることになり、放射性廃棄物量を増大する結果となる。

また、混床式脱塩装置からの鉄リークを期待するため、
給水鉄濃度の制御が困難となっている。

そこで、復水ろ過装置を通常の運転状態に入れ、かつ、
給水鉄１１度を正確に最適低レベルに制御できる装置が
要望されるに至っている。

［発明の目的］ 本発明は上記要望を満たすためになされたちのでその目
的はミ不耗物を含まず、給水鉄濃度を最適低レベルにｌ
！１１１［ｌできる原子力発電所用復水・給水系統を提
供することにある。

［発明の概要１ 本発明は沸騰水型原子炉から発生した蒸気がタービンで
仕事を終え復水となった水をろ過、脱塩した後、酸素注
入により給水配管の腐食抑制を行いながら、再び加熱し
て前記原子炉へ給水する原子力発電所用復水・給水系統
において前記給水中に不純物を含まない鉄イオンまたは
鉄の酸化物を輌御注入できる鉄分遠隔制Ｗ注入装胃を設
けたことを特徴とする原子力Ｒ’Ｒ’Ｐｆｔｍ復水・給
水系統である。本発明によりＩＩ！水型原子力発電プラ
ントにおける給水鉄８１度を一１ｗＪすることができる
。

［発明の実施例ｊ 以下、図面を参照しながら本発明の一実施例を説明する
。

原子炉１には主蒸気隔離弁２を有する主蒸気管３が接続
されており、この主蒸気管３はタービン４に接続されて
いる。タービン４の下方には復水器５が設番プられてい
る。復水ｇＡ５には復水ポンプ６を有する復水系配管７
が接続されている。復水系配ＩＦ７には中空糸膜フィル
タを組込んだ復水ろ過装置８および非再生型混床式復水
Ｉ８２塩器からなる復水脱塩装置９が順次接続されてい
る。復゛水脱塩Ｖｉｗ１９の下流側は給水系配管１０が
接続され、この給水系配管１０１．ｍ′は給水酸素注入
装ｆｆ１１１、給水加熱器１２、鉄分遠ｗＡ制御注入装
置１３および給水サンプリングライン１４が順次接続さ
れている。給水系配ｆｆ１Ｏは原子炉１に接続されてい
る。

鉄分遠隔制御ｌ注入装ａｌＦ１３は鉄イオン原液貯蔵タ
ンク１５、アニオン交換樹脂塔１６、純粋な鉄の酸化物
貯蔵タンク１７、注入ポンプ１８および自動１ｍ調整弁
１９が順次接続されたものからなっている。

ここで、復水ろ過装置８は復水中のクラッドを除去する
ためのものであり、復水脱塩装Ｗ１９は復水中のイオン
不純物を除去するためのものであり、給水酸素注入装置
１１１は給水加熱器１２および給水中の腐食抑制のため
のものである。給水サンプリングライン１４は給水中の
鉄濃度を測定するためのものである。

鉄分遠ＦＩＡＩＩＪ　ａｌ＋注入装置１３は給水中に不
純物を含まない鉄イオンまたはその酸化物を遠隔操作に
よって自動的に適当量を注入するものである。

つぎに上記構成の原子力発電所用復水・給水系統につい
ての作用を説明する。

原子炉１で発生した蒸気は主蒸気隔離弁２から主蒸気管
３内を流れてタービン４へ送られる。タービン４で仕事
を終えた蒸気は復水器で復水となり、復水は復水ポンプ
６から復水系配管７を流れて復水ろ過装［８および復水
脱塩装置９へ送られ、給水系配管１０を通り給水加熱器
１２を経て原子炉１内へ給水される。前記復水ろ過装置
８および復水脱塩狭＠９で給水中の鉄濃度を極低レベル
に抑制ずべく復水中のクラッドが除去される。また、給
水酸素注入装置１１から酸素注入を行うことにより給水
加熱ｉ１！Ｊ１２および給水系配管１０からの腐食を抑
制する。このろ過、脱塩、酸素注入により給水中の鉄濃
度は約０．５ｐｐｂ以下の極低レベルに維持されること
が給水サンプリングライン１４で確認される。

次に鉄分遠隔ｉ、ＩＪｔｌｌｌ注入装置１１３から注入
ポンプ１８を運転し、自動流量調整弁１９の開度の調整
より、鉄分の注入量を調整し給水配管１０内の給水中の
鉄濃度が給水中のニッケル濃度の２倍以上となるかまた
は、炉水中の放射性コバルト５８、コバルト６０８１度
が上昇しないように給水鉄濃度を最適低レベルに維持す
る。これによって、原子炉系配管の放射性クラッドの沈
積ならびに放射性コバルト５８、コバルト６０のとり込
みによる放射線量の低減をはかることができる。

［発明の効果］ 本発明によれば、中空糸膜フィルタを組込んだ復水ろ過
￥［＊ｆｆ８を常時運転して復水クラッドを除去するこ
とができるため、非再生型混床式復水脱塩装＠９のク脱
塩ビ負荷により生ずる差圧上昇で復水脱塩装置樹脂の交
換をする必要がなく、廃棄物量を増大することがない。

また、給水鉄ａ度を最適低レベルに制御することができ
るため、原子炉水中の放射性コバルト５８、コバルト６
０濃度を低く制御でき、結果として原子炉系配管への放
射能付薯抑ｖ）ならびに放射性クラッドの沈積抑ｖ１す
ることができる。こうすることにより、原子炉系配管放
射線量レベルを低減でき、ひいては放射性被ばく低減が
できる効果がある。

【図面の簡単な説明】 図は、本発明に係わる原子炉用復水・給水系統の一実施
例を示す系統図である。 ７・・・・・・・・・・・・復水系配管８・・・・・・
・・・・・・復水ろ過装置９・・・・・・・・・・・・
復水脱塩装置１０・・・・・・・・・・・・給水系配管
１１・・・・・・・・・・・・給水酸素注入装置１２・
・・・・・・・・・・・給水加熱器１３・・・・・・・
・・・・・鉄分遠隔制御自動注入装置１４・・・・・・
・・・・・・給水サンプリングライン１５・・・・・・
・・・・・・鉄イオン原液貯蔵タンク１６・・・・・・
・・・・・・アニオン交換樹脂塔１７・・・・・・・・
・・・・純粋鉄イオンとその酸化物貯蔵タンク

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）沸騰水型原子炉から発生した蒸気がタービンで仕
   事を終え復水となった水を３過脱塩した後、酸素注入に
   より給水配管の腐食抑制を行いながら、再び加熱し前記
   原子炉へ給水する復水ろ過装置、復水脱塩装置、給水酸
   素注入装置及び給水加熱器を備えた原子力発電所用復水
   ・給水系統において、前記給水中に不純物を含まない鉄
   イオンまたは鉄の酸化物を注入する鉄分遠隔制御注入装
   置を設けたことを特徴とする原子力発電所用復水・給水
   系統。
2. （２）前記鉄分遠隔制御注入装置は、鉄イオン原液タン
   ク、アニオン交換樹脂塔、水酸化鉄またはその酸化物の
   貯蔵タンク、注入ポンプおよび流量調整弁が順次接続さ
   れていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
   原子力発電所用復水・給水系統。