JPS6275391A - 沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置 - Google Patents
沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置Info
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- JPS6275391A JPS6275391A JP60216591A JP21659185A JPS6275391A JP S6275391 A JPS6275391 A JP S6275391A JP 60216591 A JP60216591 A JP 60216591A JP 21659185 A JP21659185 A JP 21659185A JP S6275391 A JPS6275391 A JP S6275391A
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- condensate filtration
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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
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- Filtration Of Liquid (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】
［発明の技術分野］
本発明は炉水におけるイオン状不純物濃度の低減を図ら
んとする沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置の
改良に関する。
んとする沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置の
改良に関する。
［発明の技術的前Ｉ！］
沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）では、炉心を通過
して炉心の核反応熱により昇温した冷却材は水と蒸気と
の二相流状態となり、炉心の上方に設置された気水分離
器内に導入されて気水分離される。分離された蒸気は上
記気水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入さ
れて乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は主蒸気
管を介してタービン系に移送されてタービンを回転させ
る。タービンにて仕事をなした蒸気は復水器内に導入さ
れて凝縮され復水となる。該復水はホットウェル内に収
集され、復水濾過膜ＩＭ装置および復水脱塩装置にて浄
化される。そして給水加熱器で加熱された後原子炉圧力
容器内に戻される。
して炉心の核反応熱により昇温した冷却材は水と蒸気と
の二相流状態となり、炉心の上方に設置された気水分離
器内に導入されて気水分離される。分離された蒸気は上
記気水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入さ
れて乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は主蒸気
管を介してタービン系に移送されてタービンを回転させ
る。タービンにて仕事をなした蒸気は復水器内に導入さ
れて凝縮され復水となる。該復水はホットウェル内に収
集され、復水濾過膜ＩＭ装置および復水脱塩装置にて浄
化される。そして給水加熱器で加熱された後原子炉圧力
容器内に戻される。
そこで第３図を参照して上記復水濾過脱塩装置の構成を
説明する。第３図は復水濾過脱塩装置を構成する復水濾
過脱塩器の概略構成を示す断面図であり、図中符号１０
１は容器本体であり、また符号１０２は開閉自在な蓋体
である。上記容器本体１０１の下部には復水流人配管１
０３および復水流出配管１０４が接続されている。また
上記容器本体１０１内は区割板１０５により上下に区割
されている。上記容器本体１０１内には上記区割板１０
５を貫通して複数のエレメント１１１が配置されている
（尚図では１体のみ示す）。このエレメント１１１内に
は、粉末のイオン交換樹脂が充填されている。尚図中符
号１０６は区割板１゜５に形成された貫通孔であり、ま
た符号１０７は中蓋である。
説明する。第３図は復水濾過脱塩装置を構成する復水濾
過脱塩器の概略構成を示す断面図であり、図中符号１０
１は容器本体であり、また符号１０２は開閉自在な蓋体
である。上記容器本体１０１の下部には復水流人配管１
０３および復水流出配管１０４が接続されている。また
上記容器本体１０１内は区割板１０５により上下に区割
されている。上記容器本体１０１内には上記区割板１０
５を貫通して複数のエレメント１１１が配置されている
（尚図では１体のみ示す）。このエレメント１１１内に
は、粉末のイオン交換樹脂が充填されている。尚図中符
号１０６は区割板１゜５に形成された貫通孔であり、ま
た符号１０７は中蓋である。
上記構成によると復水は、復水流入配置！１０３を介し
て容器本体１０１内に流入し、上記エレメント１１１を
介して浄化され、復水流出配管１゜４を介して流出する
。尚復水の流れを矢印で示す。
て容器本体１０１内に流入し、上記エレメント１１１を
介して浄化され、復水流出配管１゜４を介して流出する
。尚復水の流れを矢印で示す。
また復水濾過脱塩装置は、上記構成の復水濾過脱塩器を
複数台並列配置したものである。
複数台並列配置したものである。
［背景技術の問題点］
上記構成によると以下のような問題がある。すなわち上
記エレメント１１１内に充填されている炉材は通水によ
る目詰りが発生するために、定期的に新らしい炉材と交
換され、旧い炉材は廃棄される。その為復水′ａ過説塩
器での浄化性能は極めて良好であり、下流での鉄濃度が
０．２ｐｐｂ程度まで低減され、復水濾過脱塩装置を設
置しない場合に比べて約１７２５まで低減される。
記エレメント１１１内に充填されている炉材は通水によ
る目詰りが発生するために、定期的に新らしい炉材と交
換され、旧い炉材は廃棄される。その為復水′ａ過説塩
器での浄化性能は極めて良好であり、下流での鉄濃度が
０．２ｐｐｂ程度まで低減され、復水濾過脱塩装置を設
置しない場合に比べて約１７２５まで低減される。
しかしながら炉内への鉄酸化物の流入量の減少に伴ない
、炉水中のイオン状不純物（イオン状の金属不純物およ
び放射能）の濃度が上昇してしまうという問題があり、
かかるイオン状不純物濃度の上昇は原子炉系配管表面の
放射線線量率の上昇を意味し、被曝低減を図る観点から
もその改善が要求されいた。
、炉水中のイオン状不純物（イオン状の金属不純物およ
び放射能）の濃度が上昇してしまうという問題があり、
かかるイオン状不純物濃度の上昇は原子炉系配管表面の
放射線線量率の上昇を意味し、被曝低減を図る観点から
もその改善が要求されいた。
［発明の目的］
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、処理水の鉄酸化物濃度を調整することに
より炉水中のイオン状不純物濃度の上昇を抑制すること
が可能な沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置を
提供することにある。
するところは、処理水の鉄酸化物濃度を調整することに
より炉水中のイオン状不純物濃度の上昇を抑制すること
が可能な沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置を
提供することにある。
［発明の概要］
すなわち本発明による沸騰水型原子力発電設備の復水濾
過脱塩装置は、複数台の復水濾過脱塩器を並列配置させ
てなり、復水器ホットウェル内の復水を導入してこれを
濾過する復水濾過脱塩装置において、上記複数台の復水
濾過脱塩器は、内部に炉材を備える復水濾過脱塩器と炉
材を備えない復水濾過脱塩器からなることを特徴とする
ものである。
過脱塩装置は、複数台の復水濾過脱塩器を並列配置させ
てなり、復水器ホットウェル内の復水を導入してこれを
濾過する復水濾過脱塩装置において、上記複数台の復水
濾過脱塩器は、内部に炉材を備える復水濾過脱塩器と炉
材を備えない復水濾過脱塩器からなることを特徴とする
ものである。
つまり複数台の復水濾過脱塩器の内何台かをエレメント
を備えないものとし、それによって鉄酸化物除去率を低
下させることにより炉水におけるイオン状不純物濃度を
抑制するものである。
を備えないものとし、それによって鉄酸化物除去率を低
下させることにより炉水におけるイオン状不純物濃度を
抑制するものである。
［発明の実施例］
以下第１図および第２図を参照して本発明の一実施例を
説明する。第１図はＢＷＲの概略構成を示した図であり
、第２図は復水濾過脱塩器の縦断面図である。第１図中
符＠１は原子炉圧力容器であり、この原子炉圧力容器１
内には冷却材２および炉心３が収容されている。上記炉
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。上記冷却材２は炉心３を上方に流通す
る際炉心３の核反応熱により昇温しで水と蒸気との二相
流状態となる。二相流状態となった冷却材２は図示しな
い気水分離器にて気水分離され、分離された蒸気は図示
しない蒸気乾燥器内にて乾燥されて乾燥蒸気となる。こ
の乾燥蒸気は上記原子炉圧力容器１に接続された主蒸気
管４を介してタービン系５に移送され、タービン５を回
転させる。
説明する。第１図はＢＷＲの概略構成を示した図であり
、第２図は復水濾過脱塩器の縦断面図である。第１図中
符＠１は原子炉圧力容器であり、この原子炉圧力容器１
内には冷却材２および炉心３が収容されている。上記炉
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。上記冷却材２は炉心３を上方に流通す
る際炉心３の核反応熱により昇温しで水と蒸気との二相
流状態となる。二相流状態となった冷却材２は図示しな
い気水分離器にて気水分離され、分離された蒸気は図示
しない蒸気乾燥器内にて乾燥されて乾燥蒸気となる。こ
の乾燥蒸気は上記原子炉圧力容器１に接続された主蒸気
管４を介してタービン系５に移送され、タービン５を回
転させる。
このタービン５にて仕事をなした蒸気は復水器６内に導
入され凝縮・液化されて復水となる。この復水は上記復
水器６のホットウェル６Ａ内に収集される。ここに収集
された復水は復水配管７を介して復水ポンプ８に吸引さ
れ、さらに蒸気式空気抽出器９およびグランド蒸気復水
器１０に移送される。上記グランド蒸気復水器１０を通
過した復水は復水濾過脱塩装置１上内に導入されて浄化
されるととともに、さらに復水脱塩装＠１２内に導入さ
れて浄化される。上記復水脱塩装置ｋｌで浄化された復
水は低圧給水加熱器１３、給水ポンプ１４、高圧給水加
熱器１５および給水配管１６を介して前記原子炉圧力容
器１内に戻される。尚図中符号２５は高圧タービンであ
り、また符号２６は湿分分離器である。
入され凝縮・液化されて復水となる。この復水は上記復
水器６のホットウェル６Ａ内に収集される。ここに収集
された復水は復水配管７を介して復水ポンプ８に吸引さ
れ、さらに蒸気式空気抽出器９およびグランド蒸気復水
器１０に移送される。上記グランド蒸気復水器１０を通
過した復水は復水濾過脱塩装置１上内に導入されて浄化
されるととともに、さらに復水脱塩装＠１２内に導入さ
れて浄化される。上記復水脱塩装置ｋｌで浄化された復
水は低圧給水加熱器１３、給水ポンプ１４、高圧給水加
熱器１５および給水配管１６を介して前記原子炉圧力容
器１内に戻される。尚図中符号２５は高圧タービンであ
り、また符号２６は湿分分離器である。
次に上記復水濾過脱塩器ＷＬＬの構成およびその運転方
法について説明する。この復水濾過脱塩装置１１は、複
数台の復水濾過脱塩器２１を並列に配置して構成されて
おり、その内数台の復水濾過脱塩器（本実施例では例え
ば２台とし、図中右上り斜線で示す）２１は第２図に示
すようにエレメントを取外した構成となっている。第２
図生得号３１は容器本体であり、また符号３２は開閉自
在な蓋体である。上記容器本体３１の下部には復水流人
配管３３および復水流出配管３４が接続されている。ま
た容器本体３１内は区割板３５により上下に区割されて
いる。尚図中符号３６は上記区割板３５に形成された復
水流通用の開口であり、また符号３７は中蓋である。し
たがって復水は、復水流入配管３３を介して本体１内に
流入し、図中矢印で示すように復水流出配管３４を介し
てそのままの状態で流出する。これによって復水濾過脱
塩装置１１における鉄酸化物の除去率を所定量だけ低下
させ、それによって炉水中のイオン状不純物の濃度上昇
を抑制する。尚前記復水！１５２場装置１２は、複数台
の復水脱塩器２２を並列に配置されて構成されている。
法について説明する。この復水濾過脱塩装置１１は、複
数台の復水濾過脱塩器２１を並列に配置して構成されて
おり、その内数台の復水濾過脱塩器（本実施例では例え
ば２台とし、図中右上り斜線で示す）２１は第２図に示
すようにエレメントを取外した構成となっている。第２
図生得号３１は容器本体であり、また符号３２は開閉自
在な蓋体である。上記容器本体３１の下部には復水流人
配管３３および復水流出配管３４が接続されている。ま
た容器本体３１内は区割板３５により上下に区割されて
いる。尚図中符号３６は上記区割板３５に形成された復
水流通用の開口であり、また符号３７は中蓋である。し
たがって復水は、復水流入配管３３を介して本体１内に
流入し、図中矢印で示すように復水流出配管３４を介し
てそのままの状態で流出する。これによって復水濾過脱
塩装置１１における鉄酸化物の除去率を所定量だけ低下
させ、それによって炉水中のイオン状不純物の濃度上昇
を抑制する。尚前記復水！１５２場装置１２は、複数台
の復水脱塩器２２を並列に配置されて構成されている。
また前記復水濾過脱塩装置の１二のエレメントを有する
復水濾過１１Ｒ塩器２１については、差圧を検出して、
所定の差圧を上回る場合には、逆洗を施してエレメント
の再生を図る。
復水濾過１１Ｒ塩器２１については、差圧を検出して、
所定の差圧を上回る場合には、逆洗を施してエレメント
の再生を図る。
以上の構成を基にその作用を説明する。復水器ホットウ
ェル６Ａ内の復水は、復水ポンプ８により蒸気式空気抽
出器９、さらにはグランド蒸気復水器１０に移送され、
その後復水濾過脱塩装置二ｊ−に導入される。この復水
濾過脱塩装＠二二の流入側における復水の鉄酸化物濃度
は、通常１０１）Ｉ）ｂ程度である。そして復水は復水
濾過ＩＩ！２塩装置１１を構成する複数台の復水濾過脱
塩器２１に夫々流入し濾過される。その際数台（本実施
例では例えば２台）の復水濾過脱塩器２１はエレメント
を備えておらず、よって鉄酸化物が除去されることなく
そのままの状態で流出する。他の復水濾過脱塩器２１で
は通常通りの濾過がなされる。その結果復水濾過脱塩装
置”１１を流出する時の鉄酸化物濃度は約２．４ｐｏｂ
程度となる。これに対して従来のように全ての復水濾過
脱塩器で濾過していた場合には、復水濾過脱塩器の除去
率を９５％程度とすると、流出側の鉄酸化物濃度は、０
．５ｐｐｂ程度であるから、ｌ ｐｐｂ ｕ１高めるこ
とができる。復水濾過脱塩装置１１を流出した復水は復
水脱塩装置ユに導入され、さらに低圧給水加熱器１３、
給水ポンプ１４、高圧給水加熱器１５を介して原子炉圧
力容器１内に戻される。
ェル６Ａ内の復水は、復水ポンプ８により蒸気式空気抽
出器９、さらにはグランド蒸気復水器１０に移送され、
その後復水濾過脱塩装置二ｊ−に導入される。この復水
濾過脱塩装＠二二の流入側における復水の鉄酸化物濃度
は、通常１０１）Ｉ）ｂ程度である。そして復水は復水
濾過ＩＩ！２塩装置１１を構成する複数台の復水濾過脱
塩器２１に夫々流入し濾過される。その際数台（本実施
例では例えば２台）の復水濾過脱塩器２１はエレメント
を備えておらず、よって鉄酸化物が除去されることなく
そのままの状態で流出する。他の復水濾過脱塩器２１で
は通常通りの濾過がなされる。その結果復水濾過脱塩装
置”１１を流出する時の鉄酸化物濃度は約２．４ｐｏｂ
程度となる。これに対して従来のように全ての復水濾過
脱塩器で濾過していた場合には、復水濾過脱塩器の除去
率を９５％程度とすると、流出側の鉄酸化物濃度は、０
．５ｐｐｂ程度であるから、ｌ ｐｐｂ ｕ１高めるこ
とができる。復水濾過脱塩装置１１を流出した復水は復
水脱塩装置ユに導入され、さらに低圧給水加熱器１３、
給水ポンプ１４、高圧給水加熱器１５を介して原子炉圧
力容器１内に戻される。
以上本実施例によると、復水濾過脱塩装置１１において
数台の復水濾過脱塩器２１のエレメントを取外し、鉄酸
化物を除去しない状態としたことにより、復水濾過脱塩
装置１１の流出側の鉄酸化物濃度を１ ｐｐｂ以上高め
ることができる。その結果涙に復水濾過脱塩装置１１の
出口側の鉄酸化物濃度を２．４１）Ｉ）ｂとすると、炉
内への鉄酸化物の流入ｍは、濃度で１．４ｐｐｂ程度と
なり従来より高濃度なる。したがって炉水中のイオン状
不純物の濃度を効果的に低下させることができ、約１／
２程度となる。これによって原子炉系配管表面における
放射線線量率を１７２以下まで低減させることができ、
被曝低減を図る上で極めて効果的である。
数台の復水濾過脱塩器２１のエレメントを取外し、鉄酸
化物を除去しない状態としたことにより、復水濾過脱塩
装置１１の流出側の鉄酸化物濃度を１ ｐｐｂ以上高め
ることができる。その結果涙に復水濾過脱塩装置１１の
出口側の鉄酸化物濃度を２．４１）Ｉ）ｂとすると、炉
内への鉄酸化物の流入ｍは、濃度で１．４ｐｐｂ程度と
なり従来より高濃度なる。したがって炉水中のイオン状
不純物の濃度を効果的に低下させることができ、約１／
２程度となる。これによって原子炉系配管表面における
放射線線量率を１７２以下まで低減させることができ、
被曝低減を図る上で極めて効果的である。
尚本発明は前記実施例に限定されるものではなく、種々
の構成が考えられる。例えばエレメントを取外した復水
濾過脱塩器の台数は２台である必要はなく、流出側の鉄
酸化物濃度をどの程度まで高めるかにより適宜決定すれ
ばよい。また復水濾過脱塩装置の出口側の鉄酸化物濃度
を監視しなから復水濾過脱塩装置の運転ｒｒ３様を適宜
変更可能とすることも考えられる。
の構成が考えられる。例えばエレメントを取外した復水
濾過脱塩器の台数は２台である必要はなく、流出側の鉄
酸化物濃度をどの程度まで高めるかにより適宜決定すれ
ばよい。また復水濾過脱塩装置の出口側の鉄酸化物濃度
を監視しなから復水濾過脱塩装置の運転ｒｒ３様を適宜
変更可能とすることも考えられる。
［発明の効果コ
以上詳述したように本発明による沸騰水型原子力発電設
備の復水濾過脱塩装置によると、炉水におけるイオン状
不純物濃度を効果的に低減させることができ、それによ
って原子炉系配管表面の放射線線量率を低減させて安全
性の向上を図ることが可能となる。
備の復水濾過脱塩装置によると、炉水におけるイオン状
不純物濃度を効果的に低減させることができ、それによ
って原子炉系配管表面の放射線線量率を低減させて安全
性の向上を図ることが可能となる。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示す図で、第
１図は沸騰水型原子力発電設備の概略を示す図、第２図
はエレメントを備えない復水濾過脱塩器の断面図、第３
図は従来例の説明に使用した図でエレメントを備えた復
水濾過脱塩器の断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、６・・・復水器。６Ａ・・・
復水器ホットウェル、１１・・・復水濾過脱塩装置、２
１・・・復水濾過脱塩器。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第２図
１図は沸騰水型原子力発電設備の概略を示す図、第２図
はエレメントを備えない復水濾過脱塩器の断面図、第３
図は従来例の説明に使用した図でエレメントを備えた復
水濾過脱塩器の断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、６・・・復水器。６Ａ・・・
復水器ホットウェル、１１・・・復水濾過脱塩装置、２
１・・・復水濾過脱塩器。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第２図
Claims (2)
- （１）複数台の復水濾過脱塩器を並列配置させてなり、
復水器ホットウェル内の復水を導入してこれを濾過する
復水濾過脱塩装置において、上記複数台の復水濾過脱塩
器は、内部に炉材を備える復水濾過脱塩器と炉材を備え
ない復水濾過脱塩器からなることを特徴とする沸騰水型
原子力発電設備の復水濾過脱塩装置。 - （２）上記炉材を備えない復水濾過脱塩器の台数は、予
め設定された復水濾過脱塩装置の出口側の鉄酸化物濃度
により決定され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設備の復水濾過脱塩装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60216591A JPS6275391A (ja) | 1985-09-30 | 1985-09-30 | 沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60216591A JPS6275391A (ja) | 1985-09-30 | 1985-09-30 | 沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6275391A true JPS6275391A (ja) | 1987-04-07 |
Family
ID=16690815
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60216591A Pending JPS6275391A (ja) | 1985-09-30 | 1985-09-30 | 沸騰水型原子力発電設備の復水濾過脱塩装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6275391A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011047960A (ja) * | 2010-12-06 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラントの放射線被ばく低減方法、原子力プラント及び燃料集合体 |
-
1985
- 1985-09-30 JP JP60216591A patent/JPS6275391A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011047960A (ja) * | 2010-12-06 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラントの放射線被ばく低減方法、原子力プラント及び燃料集合体 |
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