JPS62163998A - 沸騰水型原子力発電プラント - 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炉（以下ＢＷＲという）の復水・
給水系の炭酸ガス（ＣＯ２）を除去し、復水脱塩装置の
イオン交換樹脂へのイオン負荷を軽減させようとする沸
騰水型原子力発電プラントに関する。

［発明の技術的背景コ Ｂ　Ｗ　Ｒは一般に以下のような構成をなす。原子炉格
納容器内には原子炉圧力容器が原子炉圧力容器用ペデス
タルに支持されて設置されており、この原子炉圧力容器
内には冷却材および炉心が収容されている。冷却材は炉
心を上方に向って流通し、その際炉心の核反応熱により
昇温する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態とな
り、炉心の上方に設置された気水分離器内に導入される
。この気水分離器内にて気水分離され、分ｍされた蒸気
は気水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入さ
れ、乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原子炉
圧力容器に接続された主蒸気配管を介してタービン系に
移送されて発電に供される。

タービン系にて仕事をなした蒸気は復水器内に導入され
て凝縮・液化され復水となる。この復水は復水器のホッ
トウェル内に集められる。復水はその後復水濾過ｉ置内
に導入されて不溶解性の腐蝕生成物が除去され、復水脱
塩装置内に導入される。

この復水脱塩装置内にてイオン状不純物が除去され、そ
の後加熱されて給水系を介して原子炉圧力容器内に戻さ
れる。

上記復水１］５２Ｊ！Ａ装置にはイオン交換樹脂が充填
されており、このイオン交換樹脂により復水中のイオン
状不純物を吸着する。その際一定日以上のイオン状不純
物を吸着した場合には、イオン交換樹脂を再生する必要
がある。かかるイオン交換樹脂の再生は薬品により行な
われる。このイオン交換樹脂の再生に使用された薬品は
除去されたイオン状不純物と共に廃棄物処理系に移送さ
れる。上記薬品としては硫Ｍ　（Ｈ２ＳＯ４）と苛性ソ
ーダ（ＮａＯＨ）が使用されており、これらの薬品を使
用した場合廃棄物処理系で廃棄物として処理した場合に
硫酸ナトリウム（ボウ硝　Ｎａ２Ｓ○４）となる。一般
に廃棄物処理系では廃棄物を可能な限り減容させること
がなされているが、上記硫酸ナトリウムを減少させるこ
とは困難であった。そこでこのような薬品を使用しない
方法、換言すればイオン交換樹脂の再生を必要としない
方法が考えられている。

その方法の１つとしてし、イオン交換樹脂を再生するこ
となく一定明間使用した後にこれを廃棄する方法がある
。イオン交換樹脂の再生を行なわないわけであるから上
述した薬品等を使用することもない。この方法は復水脱
塩装置の上流からのイオン負荷が小さい場合に特に効果
的である。

［前列技術の問題点］ 上記構成によると以下のような問題があった。

すなわら最近のプラントでは通常運転時のイオン負荷の
みを考えると、４〜５年間は再生することなくイオン交
換樹脂を連続的に使用することができる。しかしながら
プラント建設直後あるいは定期検査直後については、プ
ラント起動時のイオン負荷が大きくきなってしまう。こ
のようにプラント建設直後あるいは定期検査直後のプラ
ント起動時にイオン負荷が高くなるのは、プラントを大
気開放することにより炉水中に炭酸ガスが流入すること
による。そこでこの炭酸ガスを除去してプラント起動時
のイオン負荷を軽減させることが要求されていた。

［発明の目的コ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、プラント内の炭酸ガスを効果的に除去し
て、プラント建設直後あるいは定期検査Ｍ後のプラント
起動時における復水脱塩装置のイオン交換樹脂のイオン
負荷を軽減させることが可能な沸騰水型原子力発電プラ
ントを提供することにある。

［発明の概要１ すなわち第１の発明による沸騰水型原子力発電プラント
は、原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入
して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入
して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩′３Ａ置を有
する復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容器に
戻す沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器から
の復水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環
ラインを設置するとともに、プラント建設直後又は定期
検査直後のプラント起動時に上記循環ラインを介して復
水を循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガ
スを除去する炭酸ガス除去機構を設置したことを特徴と
するものである。

つまりプラント建設直後又は定期検査直後のプラント起
動時に復水を循環ラインを介して復水脱塩装置を迂回さ
せた状態で循環させるとともに、炭酸ガス除去機構によ
り復水器内を真空にして循環する復水中から炭酸ガスを
除去せんとする。

第２の発明による沸騰水型原子力発電プラントは、原子
炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導入して発電
に供ゼしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入して凝縮
・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有する復水系お
よび給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻す沸騰水型
原子力発電ブ・ランドにおいて、復水器からの復水を上
記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ラインを設
置するとともに、プラント建設直後又は定期検査直後の
プラント起動時に上記循環ラインを介して復水を循環さ
せる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガスを除去す
る炭酸ガス除去機構を設置し、さらに原子炉圧力容器、
この原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプ
ール、復水器に接続された純水貯蔵タンク、復水器に接
続された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに
脱気機構を設置したことを特徴とするものである。

つまり上記第１の発明の構成に、原子炉圧力容器、この
原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッションプール
、復水器に接続された純水貯蔵タンク、復水器に接続さ
れた復水貯蔵タンクの内少なくともいずれか１つに脱気
鏝構を設置する構成を付加し、たちのでより迅速且つ効
果的に炭酸ガスの除去をなさんとするものである。

［発明の実施例コ 以下第１図を参照して第１の発明の第１の実施例を説明
する。第１図は本実施例によるＢ　Ｗ　Ｒブラントの概
略構成を示す図であり、図中符＠１は原子炉圧力容器で
ある。原子炉圧力容器１内には冷却水２および炉心３が
収容されている。この炉心３は図示しない複数の燃料集
合体および制御棒等から構成されている。冷却材２は炉
心３を上方に向って流通し、その際炉心３の核反応熱に
より昇温する。昇温した冷却材は水と蒸気の二相流状態
となる。この二相流状態となった冷却材は炉心３の上方
に設置された図示しない気水分離器内に導入されて気水
分離される。分離された蒸気は気水分離器の上方に設置
された蒸気乾燥器内に導入されて乾燥され乾燥蒸気とな
る。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１に接続された主蒸
気配管４を介してタービン系５に移送される。上記主蒸
気配管４には主蒸気隔離弁６が介挿されている。タービ
ン系５に移送された蒸気は発電に供され、その後復水器
７内に導入される。復水器７内にて凝縮・液化されて復
水となる。尚図中符号８はドレン配管であり、ドレン配
管８には主蒸気ドレン弁９が介挿されている。

復水は復水器７に接続された復水配管１０を介して復水
濾過装置１１、さらには復水脱塩装置１２に移送され、
給水配管１３を介して原子炉圧力容器１に戻される。上
記復水配管１０には復水ポンプ１４が介挿されており、
給水配管１３には給水弁１５が介挿されている。上記復
水脱塩装置１２にはバイパス配管１６が配設されており
、このバイパス配管１６にはバイパス弁１７が介挿され
ている。上記給水配管１３と復水器７との間にはミニマ
ムフロー配管１８が配設されており、このミニマムフロ
ー配管１８には自動開閉弁１つが介挿されている。また
給水配管１３と復水器７との間には復水・給水再循環配
管２０が配設されている。この復水・給水再循環配管２
０には開閉弁２１が介挿されている。また復水器７には
補給水配管２２が接続されており、この補給水配管２２
には脱気器２３が介挿されている。この脱気器２３はい
わゆる加熱脱気器であって、例えば電熱器を設置して水
温を高め、炭酸ガスの溶解度を低下させて炭酸ガスを水
中から除去するものである。

また上記復水器７には炭酸ガス除去機構２９が接続され
ている。この炭酸ガス除去機構２９は図示しない真空ポ
ンプおよびエゼクタから構成されている。すなわちプラ
ント起動前に復水を循環させている際に、上記真空ポン
プおよびエゼクタにより復水器７内を大気圧以下として
循環する復水中から炭酸ガスを除去するものである。

以上の構成を基にその作用を説明する。プラント建設直
後、あるいは定期検査直後にプラントを起動する前、ま
ず復水ポンプ１４を起動して復水脱塩装置１２を迂回す
るラインで復水を循環させる。すなわちバイパス弁１７
および自動開閉弁１９を開弁して、復水配管、復水濾過
装置１１、バイパス配管１６およびミニマムフロー配管
１８を結ぶラインで復水を循環させる。尚その時給水弁
１５および開閉弁２１は閉弁している。その後自動開閉
弁１９を閉弁するとともに開閉弁２１を開弁じて、給水
配管１３および復水・給水再循環配管２０を結ぶライン
で復水を循環させる。このような循環運転を行なうと同
時に真空ポンプおよびエゼクタにより復水器７内を真空
にする。これによって復水器７内が真空となり脱気が行
なわれ、復水中の炭酸ガスが効果的に除去される。一方
プラントが起動すると原子炉圧力容器１内は昇温・昇圧
される。そして８０℃程度になると主蒸気ドレン弁９が
開弁してドレン配管８を介して原子炉圧力容器１内の脱
気が行なわれ炉水中の炭酸ガスが除去される。このよう
にして脱気がなされたのち、前記バイパス弁１７が閉弁
されて復水は復水脱塩装置１２を流通するようになる。

この時にはすでに充分な脱気がなされ、炭酸ガスが除去
されているので、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷
も大幅に軽減されている。

以上本実施例によると、プラント建設直後あるいは定期
検査直後のプラント起動前に復水を復水脱塩装置１２を
迂回するラインで循環させて脱気を行なっているので、
復水中の炭酸ガスを効果的に除去することができ、その
結果プラント起動時に復水が復水脱塩装置１２を流通す
る場合に、復水脱塩＠置１２のにおけるイオン負荷を大
幅に軽減させることができる。したがって従来懸念され
たプラント起動時における過大なイオン負荷の問題が解
消されたので、イオン交換樹脂を再生させることなく一
定期間使用した後廃棄するという運転方法が可能となる
とともに、該一定期間も延長される。具体的にはイオン
負荷が約１２となり、その結果上記期間が２倍となる。

ここでイオン負荷が１２となるのは、以下の理由による
。すなわち炭酸ガスが溶解してイオン交換樹脂の負荷と
なる形態は、ＨＣＯ３″″　、ＣＯａ２−　である。こ
のＨＣＯ３−、ＣＯａ　２−　　の合計濃度は、水中の
他の不純物イオン、例えばＣ（１−、ＳＯ４２−等の合
計量と同じであり、よって水中のＨＣＯ３−、ＣＯａ２
−　が除去されるとイオン負荷が１２となるのである。

また原子炉圧力容器１内の炭酸ガスもドレン配管８を介
して除去されるようになっており、かつ復水器７への補
給水についても脱気器２３にて脱気を行なうようにして
いるので、復水および炉水中の炭酸ガスを効果的に除去
することができる。尚図中符号３０は脱気器２３の脱気
配管である。

次に第２図を参照して第２の実施例を説明する。

この第２の実施例は、上記第１の実施例においてさらに
迅速に復水中の炭酸ガスを除去するべく、復水・給水再
循環配管２０に脱気器２５を鼾設したものである。以下
説明する。開閉弁２１にはバイパス配管２４が配設され
ており、このバイパス配管２４には脱気器２５が介挿さ
れている。この脱気器２５は前記脱気器２３と同様加熱
脱気器である。またこの脱気器２５の入口側および出口
側には開閉弁２６および２７が介挿されている。また脱
気器２５には脱気配管２８が接続され復水器７まで配設
されている。すなわち脱気器２５で除去された炭酸ガス
は脱気配管２８を介して復水器７内に吸引され、そこか
ら前記真空ポンプおよびエゼクタにより吸引・除去され
る。他の構成は前記第１の実施例と同様であり、その説
明は省略する。

よって復水は復水・給水再循環配管２０から脱気器２５
を通り復水器７に戻るラインで循環することになり、そ
の際脱気器２５で炭酸ガスが除去される。したがって前
記第１の実施例と同様の効果を奏することができるのは
もとより、ざらに迅速に炭酸ガスの除去を行なうことが
できる。

次に第３図および第４図を参照して第２の発明の一実施
例を説明する。この実施例は前記第１の発明の第１の実
施例又は第２の実施例の構成に、純水貯蔵タンクでの脱
気ｌ１４１１１復水貯蔵タンクでの脱気機構、原子炉圧
力容器内の脱気機構、サプレッションプール内の脱気機
構の内少なくともいずれか１つを付加したものである。

尚第３図では前記第１の発明の第１または第２の実施例
に相当する構成を省略して示しである。図中符号３１は
純水貯蔵タンク、３２は復水貯蔵タンクであり、これら
純水貯蔵タンク３１および復水貯蔵タンク３２にはバブ
リング式説気機構３３が夫々設置されている。また原子
炉圧力容器１およびサプレッションプール３４にもバブ
リング式脱気礪構１１が設置されている。そこで上記バ
ブリング式脱気薇構１１の構成を第４図を参照して説明
する。第４図生得号３５は槽であり、前記純水貯蔵タン
ク３１、復水貯蔵タンク３２、原子炉圧力容器１又はサ
プレッションプール３４に相当する。この漕３５の下部
では窒素ガス（Ｎ２）噴出ノズル３６を介して窒素ガス
が噴出される。この窒素ガス噴出ノズル３６は配管３７
を介して窒素ガスボンベ３８に接続されている。また配
管３７には２つの開閉弁３つが介挿されている。そして
処理水を被処理水導入配管４０を介して槽３５内に導入
した状態で下方から窒素ガスを噴出させることにより処
理水中の炭酸ガスを脱気する。脱気された炭酸ガスは脱
気配管４１を介して排気され、一方脱気処理された処理
水は処理水配置！４２を介して所望の場所に移送される
。このような構成をなすバブリング式脱気礪構１旦Ｓよ
り純水貯蔵タンク３１、復水貯蔵タンク３２、サプレッ
ションプール３４又は原子炉圧力容器１内の炭酸ガスを
除去して、復水脱塩装置１２におけるイオン負荷を軽減
させるものである。

したがって前記第１の発明の第１および第２の実施例と
同様の効果を奏し得ることはもとより、さらに効果的に
炭酸ガスの除去をなすことが可能となり、復水器１！装
置１２におけるイオン負荷を軽減させる上で極めて効果
的である。

［発明の効果］ 以上詳述したように第１および第２の発明による沸騰水
型原子力発電プラントによると、プラント内の炭酸ガス
を効果的に除去することができ、プラント建設直後又は
定期検査直後におけるプラント起動時の復水脱塩装置で
のイオン負荷を大幅に軽減させることができ、その結果
復水脱塩装置のイオン交換樹脂を再生することなく一定
期間使用した後廃棄するという運転方法の採用を可能に
することができる。またその際上記一定期間を延長する
ことができる。

【図面の簡単な説明】 第１図は第１の発明の第１の実施例による沸騰水型原子
力発電プラントの構成を示す図、第２図は第１の発明の
第２の実施例による沸騰水型原子力発電プラントの構成
を示す図、第３図および第４図は第２の発明の一実施例
を示す図で、第３図は沸騰水型原子力発電プラントの構
成を示す図、第４図はバブリング式説気機構の構成を示
す図である。 １・・・原子炉圧力容器、５・・・タービン系、７・・
・復水器、１０・・・復水配管１２・・・復水脱塩装置
、１３・・・給水配管、１６・・・バイパス配管、１７
・・・バイパス弁、１８・・・ミニマムフローライン、
２０・・・復水・給水再循環配管、２９・・・炭酸ガス
除去機構、３１・・・純水貯蔵タンク、３２・・・復水
貯蔵タンク、１工・・・バブリング式説気機構、３４・
・・サプレッションプール。

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導
   入して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導
   入して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有す
   る復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻
   す沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器からの
   復水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ラ
   インを設置するとともに、プラント建設直後又は定期検
   査直後のプラント起動時に上記循環ラインを介して復水
   を循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガス
   を除去する炭酸ガス除去機構を設置したことを特徴とす
   る沸騰水型原子力発電プラント。
2. （２）上記循環ラインは脱気機構を有していることを特
   徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子力発
   電プラント。
3. （３）前記復水器はその補給水系に脱気機構を有してい
   ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水
   型原子力発電プラント。
4. （４）原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンに導
   入して発電に供せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導
   入して凝縮・液化させて復水とし、復水脱塩装置を有す
   る復水系および給水系を介して上記原子炉圧力容器に戻
   す沸騰水型原子力発電プラントにおいて、復水器からの
   復水を上記復水脱塩装置を迂回して復水器に戻す循環ラ
   インを設置するとともに、プラント建設直後又は定期検
   査直後のプラント起動時に上記循環ラインを介して復水
   を循環させる時復水器内を真空にして復水中の炭酸ガス
   を除去する炭酸ガス除去機構を設置し、さらに原子炉圧
   力容器、この原子炉圧力容器の下方に位置するサプレッ
   ションプール、復水器に接続された純水貯蔵タンク、復
   水器に接続された復水貯蔵タンクの内少なくともいずれ
   か１つに脱気機構を設置したことを特徴とする沸騰水型
   原子力発電プラント。