JPS61245093A - 原子力発電プラントの給水系統 - Google Patents
原子力発電プラントの給水系統Info
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- JPS61245093A JPS61245093A JP60087212A JP8721285A JPS61245093A JP S61245093 A JPS61245093 A JP S61245093A JP 60087212 A JP60087212 A JP 60087212A JP 8721285 A JP8721285 A JP 8721285A JP S61245093 A JPS61245093 A JP S61245093A
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- condensate
- water supply
- nuclear power
- supply system
- power plant
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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
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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- 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)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (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〕
本発明は原子力発電プラントにおいて一次系配管の表面
線量率を低減するようにした原子力発電プラントの給水
系統に関する。
線量率を低減するようにした原子力発電プラントの給水
系統に関する。
沸騰水型原子力発電プラントの炉水中の放射能濃度及び
配管表面線量の上昇は、プラント構成機器、配管等より
発生した腐食生成物が給水系等から原子炉に持込まれ、
燃料棒表面で中性子照射により放射化された後、再び一
次系機器、配管に付着することによるとされる。腐食生
成物としては。
配管表面線量の上昇は、プラント構成機器、配管等より
発生した腐食生成物が給水系等から原子炉に持込まれ、
燃料棒表面で中性子照射により放射化された後、再び一
次系機器、配管に付着することによるとされる。腐食生
成物としては。
Ｆｅ、Ｇｏ、Ｎｉなとあり、中性子照射により、ｃｏが
Ｇｏ−６０，ＮｔがＧｏ−５８核種になる。
Ｇｏ−６０，ＮｔがＧｏ−５８核種になる。
この際Ｆｅは不溶解性生成物（クラッド）として存在し
、燃料棒表面上で付着はく離を繰り返すが、ＮｉやＣｏ
は、そのＦｅクラッドに吸着脱着しながら放射化される
。したがって、給水系から持込まれるＦｅクラッドは、
約１ｐｐｂ以下の濃度に抑制する方が、ＣＯやＮｉの放
射化、および原子炉−次系配管への付着を抑制でき、し
いてはプラントの放射能レベルを低減できることが高島
らにより日立評論ＶＯＬ、６２Ｎ＋１９ （１，９８０
年）で知られている。
、燃料棒表面上で付着はく離を繰り返すが、ＮｉやＣｏ
は、そのＦｅクラッドに吸着脱着しながら放射化される
。したがって、給水系から持込まれるＦｅクラッドは、
約１ｐｐｂ以下の濃度に抑制する方が、ＣＯやＮｉの放
射化、および原子炉−次系配管への付着を抑制でき、し
いてはプラントの放射能レベルを低減できることが高島
らにより日立評論ＶＯＬ、６２Ｎ＋１９ （１，９８０
年）で知られている。
したがって、最近の沸騰水型原子力発電プラントでは、
クラッドの低減対策として、復水系のクラッドを除去す
るため、復水浄化系を復水脱塩器と復水前置フィルター
の二重化によりクラッドの除去効率アップを図り、また
、油気系や復水器に耐食性の良い材料を採用して、クラ
ッドの発生量を低減し、さらに給水系への酸素注入によ
り、給水系配管・機器の材料表面に安定な酸化皮膜を形
成させ、防食を図ることが一般化している。これにより
給水系の鉄クラツド濃度を容易にＩＰＰｂ以下にするこ
とが可能なシステムになっている。
クラッドの低減対策として、復水系のクラッドを除去す
るため、復水浄化系を復水脱塩器と復水前置フィルター
の二重化によりクラッドの除去効率アップを図り、また
、油気系や復水器に耐食性の良い材料を採用して、クラ
ッドの発生量を低減し、さらに給水系への酸素注入によ
り、給水系配管・機器の材料表面に安定な酸化皮膜を形
成させ、防食を図ることが一般化している。これにより
給水系の鉄クラツド濃度を容易にＩＰＰｂ以下にするこ
とが可能なシステムになっている。
ここで前述したようなりラッド低減対策を適用した沸騰
水型原子力発電プラントのシステム構成を第８図で以下
説明する。
水型原子力発電プラントのシステム構成を第８図で以下
説明する。
原子炉１で発生した蒸気はタービン復水器１０で復水と
して回収された後、復水フィルター１２と復水脱塩器１
３で水処理され、給水加熱器１４で加熱された後、原子
炉１に回収される。原子炉１の保有水は、原子炉浄化系
４のが過脱塩器６で浄化される。
して回収された後、復水フィルター１２と復水脱塩器１
３で水処理され、給水加熱器１４で加熱された後、原子
炉１に回収される。原子炉１の保有水は、原子炉浄化系
４のが過脱塩器６で浄化される。
給水系には酸素ボンベ２２と酸素注入ライン２１から構
成される酸素注入系により２０〜２００ｐｐｂの酸素が
注入され、給水系配管機器の表面に酸化皮膜を形成させ
、防食を図り、給水系では鉄クラツドの発生が抑制され
る。また、給復水系のＦｅクラッドやＮｉイオン等の濃
度は、サンプリングライン１５，１６，１７，１８より
、−次冷却水をサンプリングし、濃度を分析測定し監視
できる。
成される酸素注入系により２０〜２００ｐｐｂの酸素が
注入され、給水系配管機器の表面に酸化皮膜を形成させ
、防食を図り、給水系では鉄クラツドの発生が抑制され
る。また、給復水系のＦｅクラッドやＮｉイオン等の濃
度は、サンプリングライン１５，１６，１７，１８より
、−次冷却水をサンプリングし、濃度を分析測定し監視
できる。
第９図には復水フィルター１２を前置フィルタとした復
水浄化系の従来のシステム構成例を示す。
水浄化系の従来のシステム構成例を示す。
タービン復水器にて回収された復水は、接液材料の腐食
により発生した鉄クラツドを除去するため、並列に１２
基（その内１基は待機）設けられた復水フィルター１２
により浄化される。復水フィルター１２は、各塔流量を
均一に制御するために、流量計３０により流量を検知し
、各省の流量制御弁３２により、流量が調節制御される
。また、差圧の異常上昇やプラント停止時の給復水再循
環運転時のバイパス運転に対処するため、バイパスライ
ン４２が設けられ、バイパス弁４１の開閉によりプラン
ト運転時、定格流量の約３分の１を通水することができ
る。
により発生した鉄クラツドを除去するため、並列に１２
基（その内１基は待機）設けられた復水フィルター１２
により浄化される。復水フィルター１２は、各塔流量を
均一に制御するために、流量計３０により流量を検知し
、各省の流量制御弁３２により、流量が調節制御される
。また、差圧の異常上昇やプラント停止時の給復水再循
環運転時のバイパス運転に対処するため、バイパスライ
ン４２が設けられ、バイパス弁４１の開閉によりプラン
ト運転時、定格流量の約３分の１を通水することができ
る。
一方、復水フィルター１２の下流には復水脱塩器１３が
設けられ、これは特に復水器チューブ破損時の海水リー
クの処理、すなわち原子炉内への塩素イオン流量防止を
目的とする。
設けられ、これは特に復水器チューブ破損時の海水リー
クの処理、すなわち原子炉内への塩素イオン流量防止を
目的とする。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、原子炉−次冷却給水系の給水金属濃度
を任意の濃度に制御可能なように鉄注入装置、あるいは
、復水浄化系にバイパス系統を適用化することにある。
を任意の濃度に制御可能なように鉄注入装置、あるいは
、復水浄化系にバイパス系統を適用化することにある。
沸騰水型原子力Ｊ！電プラントでは、プラントの放射能
レベルの低減に一次冷却水系の水質管理が重要であるこ
とが知られているが、本特許では給水系のＦｅ濃度がＮ
ｉ濃度に比べ極度に低いと、炉水中のＧｏ−５８等の核
種濃度がむしろ上昇するという実績データをベースに、
給水金属濃度制御を行なうことにより、炉水放射能の低
減を図るものである。
レベルの低減に一次冷却水系の水質管理が重要であるこ
とが知られているが、本特許では給水系のＦｅ濃度がＮ
ｉ濃度に比べ極度に低いと、炉水中のＧｏ−５８等の核
種濃度がむしろ上昇するという実績データをベースに、
給水金属濃度制御を行なうことにより、炉水放射能の低
減を図るものである。
本発明によれば、腐食により鉄を発生し、復水に注入で
きる鉄注入装置を設け、給水系の金属濃度を制御するこ
とを特徴とした復水システムを提供することにある。ま
た復水系より溶存酸素濃度の低い復水を一部バイパスす
るか、あるいは脱気水の中に炭素鋼材質からなる金属片
を浸漬し腐食させ、これにより発生した鉄を、再度復水
中に注入して、給水金属濃度を制御することを特徴とす
る。
きる鉄注入装置を設け、給水系の金属濃度を制御するこ
とを特徴とした復水システムを提供することにある。ま
た復水系より溶存酸素濃度の低い復水を一部バイパスす
るか、あるいは脱気水の中に炭素鋼材質からなる金属片
を浸漬し腐食させ、これにより発生した鉄を、再度復水
中に注入して、給水金属濃度を制御することを特徴とす
る。
ここで、腐食による鉄の発生装置は、鉄粉、あるいは鉄
粉の自然の腐食による装置とする他に電気分解により強
制的に鉄イオンを発生できる電解鉄イオン発生装置を設
けることにより対処可能である。
粉の自然の腐食による装置とする他に電気分解により強
制的に鉄イオンを発生できる電解鉄イオン発生装置を設
けることにより対処可能である。
しかし、最も容易に達成できる方法として、溶存酸素濃
度の低い復水中に炭素鋼材を浸漬することにより、自然
腐食により発生する鉄を給復水中に注入することにより
、安価でかつＮｉイオンと結合性のよい鉄イオンを注入
可能であることを特徴とする。
度の低い復水中に炭素鋼材を浸漬することにより、自然
腐食により発生する鉄を給復水中に注入することにより
、安価でかつＮｉイオンと結合性のよい鉄イオンを注入
可能であることを特徴とする。
これにより給水系水質を制御可能とし、さらに給水中の
金属不純物のうち、特にＮｉイオンの濃度に応じて十分
に結合安定できるＦｅクラッドの濃度に制御して、炉水
中の放射能濃度の上昇を抑制し、−次系配管の表面線量
率の上昇を抑制することが可能である。
金属不純物のうち、特にＮｉイオンの濃度に応じて十分
に結合安定できるＦｅクラッドの濃度に制御して、炉水
中の放射能濃度の上昇を抑制し、−次系配管の表面線量
率の上昇を抑制することが可能である。
なお、復水浄化系が復水フィルターと復水脱塩器の組合
わせによるもの以外にも、復水フィルターの単独の設置
のケースの場合にも本発明は同様に適用できるものであ
る。
わせによるもの以外にも、復水フィルターの単独の設置
のケースの場合にも本発明は同様に適用できるものであ
る。
本発明者らの研究によれば、プラントの運転初期の給水
水質の管理に関しては第６図に示すようにプラントＡと
プラントＢのケースで給水からの鉄の炉内持込み量が適
度に大きい方が炉水中の放射能濃度を低く抑えられ、持
込み量が極端に少ないどむしろ炉水中の放射能濃度は高
くなることがが明らかになった。これは、給水中のＦｅ
クラッド濃度が極端に低いと、炉水中の放射性核種Ｃ０
−５８などの濃度が特に上昇することによるものである
が、これは給水系のＮｉ、Ｃｏイオン濃度に比較して、
Ｆｅクラッド濃度が極端に低いときに、燃料棒表面にＮ
ｉ、Ｇｏが安定付着できないことに基づくと考えられる
。
水質の管理に関しては第６図に示すようにプラントＡと
プラントＢのケースで給水からの鉄の炉内持込み量が適
度に大きい方が炉水中の放射能濃度を低く抑えられ、持
込み量が極端に少ないどむしろ炉水中の放射能濃度は高
くなることがが明らかになった。これは、給水中のＦｅ
クラッド濃度が極端に低いと、炉水中の放射性核種Ｃ０
−５８などの濃度が特に上昇することによるものである
が、これは給水系のＮｉ、Ｃｏイオン濃度に比較して、
Ｆｅクラッド濃度が極端に低いときに、燃料棒表面にＮ
ｉ、Ｇｏが安定付着できないことに基づくと考えられる
。
すなわち、給水Ｆｅクラッド濃度の高いプラントでは燃
料棒表面上の付着Ｆｅクラッド量が多く、Ｎ ｉ 、
Ｃｏは、その中に鉄ニツケル複合化合物Ｎｉｏ−Ｆｅ２
Ｏ３を形成し、取り込まれて安定している。しかし燃料
付着Ｆａクラッド量が極端に少な過ぎるとＮｉやＣＯが
安定して存在できず放射化された後、炉水中に溶出分散
し、炉水放射能濃度を増加させる原因となると推定され
る。
料棒表面上の付着Ｆｅクラッド量が多く、Ｎ ｉ 、
Ｃｏは、その中に鉄ニツケル複合化合物Ｎｉｏ−Ｆｅ２
Ｏ３を形成し、取り込まれて安定している。しかし燃料
付着Ｆａクラッド量が極端に少な過ぎるとＮｉやＣＯが
安定して存在できず放射化された後、炉水中に溶出分散
し、炉水放射能濃度を増加させる原因となると推定され
る。
第７図に給水系のＦｅ、Ｎｉ金属濃度の経時変化を示す
。本図に示すように、給水水質の制御を実施しないケー
スでは、給水加熱器チューブ等で、主として発生するＮ
ｉイオンの濃度が、鉄クラツド濃度に比べ、濃度が高く
なり、そのため前述のようなメカニズムで炉水放射能濃
度が上昇するものと評価される。したがって、給水中の
金属濃度を制御し、第６図に示す曲線■の例のようにＮ
ｉイオンと十分に結合できるだけの鉄濃度を確保する必
要がある。
。本図に示すように、給水水質の制御を実施しないケー
スでは、給水加熱器チューブ等で、主として発生するＮ
ｉイオンの濃度が、鉄クラツド濃度に比べ、濃度が高く
なり、そのため前述のようなメカニズムで炉水放射能濃
度が上昇するものと評価される。したがって、給水中の
金属濃度を制御し、第６図に示す曲線■の例のようにＮ
ｉイオンと十分に結合できるだけの鉄濃度を確保する必
要がある。
しかし、以上のように、第９図に示す従来の実施例では
、バイパス流量が一定限度しか確保できず、なおかつ、
バイパス流量を任意に設定することも困難であった。し
たがって給水系の水質を制御することが困難であった。
、バイパス流量が一定限度しか確保できず、なおかつ、
バイパス流量を任意に設定することも困難であった。し
たがって給水系の水質を制御することが困難であった。
本発明の実施例を第１図により以下説明する。
復水フィルター１２と復水脱塩器１３から構成される復
水浄化系において、復水は復水保管３８より復水フィル
ター１２に流入し処理される。本発明では復水脱塩器の
下流側に、鉄イオン発生装置６０と鉄イオン注入配管弁
から成る鉄イオン注入系を設けることを特徴とする。本
実施例によれば、注入鉄イオンの濃度、または、注入流
量の制御により給水の鉄濃渡を制御できる・また・第２
案の実施例を第２図に示す。沸騰水型原子力発電プラン
トで示すように給水系配管・機器内面に安定した酸化保
護皮膜を形成させ、腐食を抑制するために、給水系溶存
酸素濃度を２０〜２０Ｏｐｐｂに制御できるよう、酸素
注入系２１を有する。本発明によれば、この酸素注入点
よりも上流側より一部バイパスした復水を用いて、鉄イ
オン注入設備６０を介して、復水脱塩器出口に復水を戻
し、給水中の金属濃度を制御することを特徴とした復水
浄化システムを示す。
水浄化系において、復水は復水保管３８より復水フィル
ター１２に流入し処理される。本発明では復水脱塩器の
下流側に、鉄イオン発生装置６０と鉄イオン注入配管弁
から成る鉄イオン注入系を設けることを特徴とする。本
実施例によれば、注入鉄イオンの濃度、または、注入流
量の制御により給水の鉄濃渡を制御できる・また・第２
案の実施例を第２図に示す。沸騰水型原子力発電プラン
トで示すように給水系配管・機器内面に安定した酸化保
護皮膜を形成させ、腐食を抑制するために、給水系溶存
酸素濃度を２０〜２０Ｏｐｐｂに制御できるよう、酸素
注入系２１を有する。本発明によれば、この酸素注入点
よりも上流側より一部バイパスした復水を用いて、鉄イ
オン注入設備６０を介して、復水脱塩器出口に復水を戻
し、給水中の金属濃度を制御することを特徴とした復水
浄化システムを示す。
また、第３図に上記実施例における鉄イオン注入装置の
構造図例を示す。本図に示すように鉄イオン注入装置は
液体の出入りが可能な装置内に約５０〜２００イの表面
積を有する炭素鋼材料を内部に設けたことを特徴とする
。また、本発明の実施例によれば、第４図に示すように
炭素鋼の腐食速度は、浸漬液体中の溶存酸素濃度により
大きく変化し、特に２０ＰＰｂ以上になれば、腐食量が
低減し、鉄イオンの発生速度が抑制される。このような
腐食特性により、溶存酸素濃度が低い条件下では、鉄イ
オン発生装置内の炭素鋼材料の接液面積が少くなくても
、給水系の鉄濃度を制御できる。第５図は、その炭素鋼
材の接液面積と給水鉄濃度への寄与を示したものである
。本図に示すように例えば、給水系の鉄濃度の増加量を
最大０．３ＰＰｂとする場合、炭素鋼の材料表面積を約
５０〜１００−とすることにより、対処できる。
構造図例を示す。本図に示すように鉄イオン注入装置は
液体の出入りが可能な装置内に約５０〜２００イの表面
積を有する炭素鋼材料を内部に設けたことを特徴とする
。また、本発明の実施例によれば、第４図に示すように
炭素鋼の腐食速度は、浸漬液体中の溶存酸素濃度により
大きく変化し、特に２０ＰＰｂ以上になれば、腐食量が
低減し、鉄イオンの発生速度が抑制される。このような
腐食特性により、溶存酸素濃度が低い条件下では、鉄イ
オン発生装置内の炭素鋼材料の接液面積が少くなくても
、給水系の鉄濃度を制御できる。第５図は、その炭素鋼
材の接液面積と給水鉄濃度への寄与を示したものである
。本図に示すように例えば、給水系の鉄濃度の増加量を
最大０．３ＰＰｂとする場合、炭素鋼の材料表面積を約
５０〜１００−とすることにより、対処できる。
また、鉄濃度の制御は、復水のバイパス系統の流量制御
あるいは、脱気による溶存酸素濃度制御により行なうこ
とができる。
あるいは、脱気による溶存酸素濃度制御により行なうこ
とができる。
次に本発明の実施例による給水水質の制御の例を第６図
に示す。第６図中の曲線■は制御を特に行わない場合の
給水系クラッド濃度の経時変化を示す。一方、曲線■は
復水浄化系による給水水質制御を行なった場合の給水鉄
クラツド濃度の経時変化を示すが、本発明によれば給水
ニッケルイオン濃度の推移に伴わせて、容易にクラッド
濃度を制御できる。
に示す。第６図中の曲線■は制御を特に行わない場合の
給水系クラッド濃度の経時変化を示す。一方、曲線■は
復水浄化系による給水水質制御を行なった場合の給水鉄
クラツド濃度の経時変化を示すが、本発明によれば給水
ニッケルイオン濃度の推移に伴わせて、容易にクラッド
濃度を制御できる。
このような給水系水質制御により、Ｎｉイオンと結合し
、燃料棒表面に安定付着すると十分なＦｅクラッドを制
御可能である。これにより炉水放射能の上昇を抑制し、
さらに第６図に示すプラントＡの例のように、プラント
の一次系配管表面線量率の上昇抑制を図ることができる
。
、燃料棒表面に安定付着すると十分なＦｅクラッドを制
御可能である。これにより炉水放射能の上昇を抑制し、
さらに第６図に示すプラントＡの例のように、プラント
の一次系配管表面線量率の上昇抑制を図ることができる
。
また、特に、本実施例によれば、給水系の鉄の形態はイ
オン状態であるため、給水系で発生するニッケルイオン
とも、化学反応により容易に結合安定できるため、燃料
棒表面においても容易に付着し安定しうるちのである。
オン状態であるため、給水系で発生するニッケルイオン
とも、化学反応により容易に結合安定できるため、燃料
棒表面においても容易に付着し安定しうるちのである。
Ｎｉ” ” ＋２Ｆｅ” ” ＋２０２−＋Ｎｉ Ｆｅ
２０４なお、以上の復水浄化系のバイパスによる鉄濃度
制御は復水脱塩器下流側に鉄イオンを注入するものであ
ったが、復水フィルターと復水脱塩器の間に注入するも
のであっても実施可能である。また、さらに復水フィル
ター単独の復水浄化系においても同様に適用できるもの
である。
２０４なお、以上の復水浄化系のバイパスによる鉄濃度
制御は復水脱塩器下流側に鉄イオンを注入するものであ
ったが、復水フィルターと復水脱塩器の間に注入するも
のであっても実施可能である。また、さらに復水フィル
ター単独の復水浄化系においても同様に適用できるもの
である。
本発明は、復水浄化系精密濾過膜装置（中空糸膜フイル
タ−）、粉末式濾過脱塩器や電磁フィルター等、の復水
フィルターについて容易に適用可能なものである。
タ−）、粉末式濾過脱塩器や電磁フィルター等、の復水
フィルターについて容易に適用可能なものである。
また、鉄イオン注入装置は、容器内に炭素鋼板を並べる
案の他に、鉄粉、鉄球または繊維状の鉄材を装荷したも
のでも可能である。また、電気分解により強制的に電解
鉄イオンを発生できる鉄イオン発生装置も適用可能であ
る。
案の他に、鉄粉、鉄球または繊維状の鉄材を装荷したも
のでも可能である。また、電気分解により強制的に電解
鉄イオンを発生できる鉄イオン発生装置も適用可能であ
る。
本発明によれば、復水フィルターを有する復水浄化系に
おいて、給水中の鉄濃度を容易に制御できるので、給水
中の鉄濃度を容易に制御できるので、給水中のニッケル
イオン濃度の経時的な変化と伴わせ、制御することによ
り、炉水中のニッケルイオンを燃料棒表面に安定付着さ
せることにより、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制する
ことができる。
おいて、給水中の鉄濃度を容易に制御できるので、給水
中の鉄濃度を容易に制御できるので、給水中のニッケル
イオン濃度の経時的な変化と伴わせ、制御することによ
り、炉水中のニッケルイオンを燃料棒表面に安定付着さ
せることにより、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制する
ことができる。
これにより、原子炉−次系配管線量率の上昇を抑制する
ことができるため、作業員の被ばくを低減することがで
きる。
ことができるため、作業員の被ばくを低減することがで
きる。
第１図は本発明の実施例、第２図は本発明の実施例、第
３図は鉄イオン発生装置の構造図、第４図は炭素鋼の腐
食速度、第５図は給水鉄濃度と炭素鋼接液面積、第６図
は給水系金属濃度制御の実施例、第７図は給水鉄濃度と
炉水放射能、第８図は試料採取点、第９図は従来の実施
例を示す。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉再循環系、３
・・・原子炉再循環ポンプ、４・・・原子炉冷却材浄化
系、５・・・原子炉冷却材浄化系熱交換器、６・・・原
子炉冷却材浄化系ｆ過説塩器、７・・・主蒸気系、８・
・・給水系、９・・・給復水再循環系、１０・・・ター
ビン復水器、１１・・・低圧復水ポンプ、１２・・・復
水フィルター。 １３・・・復水脱塩器、１４・・・給水加熱器、１５・
・・復水ポンプ出口水試料採取系、１６・・・復水フィ
ルター出口水試料採取系、１７・・・復水脱塩器出口水
試料採取系、１８・・・給水系試料採取点、１９・・・
金属不純物採取用ミリボアサンプリングホルダー、２０
・・・試料採取系ラック、２１・・・酸素注入系、３０
・・・復水フィルター各基流量計、３１・・・復水フィ
ルター各基入口弁、３２・・・復水フィルター各基流量
制御弁、３３・・・給水系、３４・・・復水脱塩器入口
弁、３５・・・復水脱塩器出口弁、３６・・・復水脱塩
器各基流量計、３７・・・復水系流量計、３８・・・復
水系、４１・・・復水フィルターバイパス弁、４２・・
・復水フィルターバイパス系、４３・・・復水脱塩器バ
イパス弁、４４・・・復水脱塩器バイパス系、５６・・
・復水浄化系バイパス系流量計、５７・・・復水浄化系
バイパス系流量制御弁、５８・・・復水浄化系バイパス
系、５９・・・復水浄化系バイパス系流量制御装置。 ６０・・・鉄イオン発生装置、６１・・・鉄イオン注入
系統、６２・・・鉄イオン発生用炭素鋼板。 代理人 弁理士 小川勝馬・ぐゝ＼ ′、 ＼ ゛又−／゛ 第２図 溶存酸素濃度（ｐｐｂ） 粥７図 実効出力運転時間（ＥＦＰＨ）
３図は鉄イオン発生装置の構造図、第４図は炭素鋼の腐
食速度、第５図は給水鉄濃度と炭素鋼接液面積、第６図
は給水系金属濃度制御の実施例、第７図は給水鉄濃度と
炉水放射能、第８図は試料採取点、第９図は従来の実施
例を示す。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉再循環系、３
・・・原子炉再循環ポンプ、４・・・原子炉冷却材浄化
系、５・・・原子炉冷却材浄化系熱交換器、６・・・原
子炉冷却材浄化系ｆ過説塩器、７・・・主蒸気系、８・
・・給水系、９・・・給復水再循環系、１０・・・ター
ビン復水器、１１・・・低圧復水ポンプ、１２・・・復
水フィルター。 １３・・・復水脱塩器、１４・・・給水加熱器、１５・
・・復水ポンプ出口水試料採取系、１６・・・復水フィ
ルター出口水試料採取系、１７・・・復水脱塩器出口水
試料採取系、１８・・・給水系試料採取点、１９・・・
金属不純物採取用ミリボアサンプリングホルダー、２０
・・・試料採取系ラック、２１・・・酸素注入系、３０
・・・復水フィルター各基流量計、３１・・・復水フィ
ルター各基入口弁、３２・・・復水フィルター各基流量
制御弁、３３・・・給水系、３４・・・復水脱塩器入口
弁、３５・・・復水脱塩器出口弁、３６・・・復水脱塩
器各基流量計、３７・・・復水系流量計、３８・・・復
水系、４１・・・復水フィルターバイパス弁、４２・・
・復水フィルターバイパス系、４３・・・復水脱塩器バ
イパス弁、４４・・・復水脱塩器バイパス系、５６・・
・復水浄化系バイパス系流量計、５７・・・復水浄化系
バイパス系流量制御弁、５８・・・復水浄化系バイパス
系、５９・・・復水浄化系バイパス系流量制御装置。 ６０・・・鉄イオン発生装置、６１・・・鉄イオン注入
系統、６２・・・鉄イオン発生用炭素鋼板。 代理人 弁理士 小川勝馬・ぐゝ＼ ′、 ＼ ゛又−／゛ 第２図 溶存酸素濃度（ｐｐｂ） 粥７図 実効出力運転時間（ＥＦＰＨ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、タービン復水器で回収した復水を復水浄化フィルタ
ーで処理した後、原子炉に給水する原子力発電プラント
の給水系統において、復水浄化フィルターの下流側配管
に鉄イオン注入装置を設けたことを特徴とした原子力発
電プラントの給水系統。 ２、特許請求の範囲第１項において、復水保管から分岐
した配管から取り出した復水を約５０〜２００ｍ＾２の
接液面積を有する炭素鋼材料に接触させて腐食させ、こ
の腐食により発生した鉄イオンを含む復水を復水浄化フ
ィルター下流側に注入する鉄イオン注入装置を設けるこ
とを特徴とした原子力発電プラントの給水系統。 ３、特許請求範囲第１項において、復水浄化フィルター
の上流配管から分岐した配管に流量計、および流量制御
弁を介し、取り出した復水を復水浄化フィルターの下流
配管に戻し、このバイパス流量を制御するように構成し
たことを特徴とした原子力発電プラントの給水系統。 ４、特許請求範囲第２項において、復水を分岐した配管
に脱気装置を有し、復水を低溶存酸素条件下ならしめる
ことを特徴とした原子力発電プラントの給水系統。 ５、特許請求範囲第２項において、復水フィルターと復
水脱塩器から成る復水二重式浄化系を有する原子力発電
プラントにおいて、復水脱塩器の下流側に鉄イオン注入
装置を設けたことを特徴とした原子力発電プラントの給
水系統。 ６、特許請求範囲第５項において、復水保管から取り出
した復水を約５０〜２００ｍ＾２の接液面積を有する炭
素鋼材料に接触させ、この腐食により発生した鉄イオン
を含む復水を復水脱塩器下流側に注入することを特徴と
した原子力発電プラントの給水系統。 ７、特許請求範囲第５項において、取り出した復水を復
水フィルターと復水脱塩器との間に戻すように構成した
ことを特徴とした原子力発電プラントの給水系統。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60087212A JPH0631815B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラントの給水系統 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60087212A JPH0631815B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラントの給水系統 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61245093A true JPS61245093A (ja) | 1986-10-31 |
| JPH0631815B2 JPH0631815B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=13908623
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60087212A Expired - Lifetime JPH0631815B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラントの給水系統 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631815B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63259498A (ja) * | 1987-04-16 | 1988-10-26 | 株式会社東芝 | 原子力発電所の復水浄化設備 |
| US4927598A (en) * | 1987-09-09 | 1990-05-22 | Hitachi, Ltd. | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity |
| JPH05264786A (ja) * | 1992-03-19 | 1993-10-12 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの水質制御方法及びその装置並びに原子力プラント |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
-
1985
- 1985-04-23 JP JP60087212A patent/JPH0631815B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63259498A (ja) * | 1987-04-16 | 1988-10-26 | 株式会社東芝 | 原子力発電所の復水浄化設備 |
| US4927598A (en) * | 1987-09-09 | 1990-05-22 | Hitachi, Ltd. | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity |
| JPH05264786A (ja) * | 1992-03-19 | 1993-10-12 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの水質制御方法及びその装置並びに原子力プラント |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631815B2 (ja) | 1994-04-27 |
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Legal Events
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|---|---|---|---|
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