JPS6282398A - 原子炉冷却材浄化系 - 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、沸騰水型原子炉において原子炉圧力容器内の
冷却材たる炉水を浄化する原子炉冷Ｗ材浄化系に係り、
特に、原子炉の崩壊熱を良好に除去しうるようにした原
子炉冷に１材浄化系に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に、原子炉は連鎖反応停止後す核燃料から多量の崩
壊熱を発生するので、原子炉の定期点検の際には、この
崩壊熱を連続的に除去しながら核燃料の交換ならびに各
種機器の点検を行なうようにしている。崩壊熱は核燃料
から直接炉水に伝達されるので、沸騰水型原子炉におい
ては、この炉水に伝達された崩壊熱を、原子炉残留除去
系（Ｒ１−ＩＲ系）、燃料貯蔵プール冷却浄化系（ＦＰ
Ｃ系）、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）という３つの
系統の単独あるいは組合ぜにより除去するようにしてい
る。

このうｔ５原子炉冷却材浄化系は、原子炉運転中、原子
炉圧力容器ならびに付属配管および機器の腐蝕の進行を
遅らせるため炉水を浄化するためのものであり、まず、
このような原子炉冷却材浄化系の従来のものを第２図に
Ｊ：り説明する。

原子炉冷却材浄化系１は、上流端ならびに上流端を原子
炉圧力容器２に接続されている無端配管３をイｊしてお
り、この無端配管３の入口配管３Ａには、原子炉圧力容
ｉ’３ｉ２内の高温の炉水を無端配管３内に循環させる
循環ポンプ４が介装されている。この循環ポンプ４の下
流側には、入口配管３Ａ内の炉水および出口配管３Ｂ内
の炉水間で熱交換を行なう再生熱交換器５が入口配管３
Δおよび出口配管３Ｂにかけて介装されている。この再
生熱交換器５（ユ、外部に対する熱の授受なく入口配管
３△内の炉水を冷却するとともに出口配管３Ｂ内の炉水
を加熱することができるので、熱エネルギのロスが小さ
く、プラントの熱効率向上に寄与づるものである。

前記再生熱交換器５の下流側の無端配管３には非再生熱
交換器６が介装されている。この非再生熱交換器６には
、原子炉機器冷却系（ＲＣＷ）７の配管８が導通されて
おり、原子炉冷却材浄化系１の無端配管３内の温度勾配
を安定させるため無端配管３内の炉水の熱を原子炉機器
冷却系７の２次冷月１水に伝達して系外に捨てるように
なっている。なお、原子炉機器冷却系７の配管８には温
度調整弁９が介装されている。

前記非再生熱交換器６の下流側の無端配管３にはフィル
タ脱塩装置１０が介装されている。このフィルタ脱塩装
置１０は炉水から脱塩することを主目的としているが、
この脱塩性能は炉水が常温でないと発揮されないため、
前述した再生熱交換器５および非再生熱交換器６を通し
て原子炉圧力容器２内の約２７０℃の炉水を約５０℃に
まで低下した上でフィルタ脱塩装置１０に通すようにし
ている。なお、前記フィルタ脱塩装置１０の下流側の無
端配管３には、この無端配管３内の炉水を原子炉冷却材
浄化系１外に導出するための分岐管１１が接続されてい
る。

前述した構成によれば、循環ポンプ４により無端配管３
内に吸引された原子炉圧力容器２内の炉水は、再生熱交
換器５および非再生熱交換器６を通過してほぼ定温とさ
れた後に、フィルタ脱塩装Ｆｆ　１０を通過して含有し
ている塩分その他の混入分を除去され、再度再生熱交換
お５を通過して昇温された後原子炉圧力容器２に還流さ
れる。

ところで、沸臆水型原子炉においては、燃料の交換後、
原子炉圧力容器２ならびにこの原子炉圧力容器２に接続
される各部の蛙全性を確認するため、原子炉圧力容器２
に蓋をしてプラン１〜運転中と同等の水圧を作用させ、
各部からの炉水の漏洩の有無を点検づるＪ：うにしてい
る。この点検は原子炉圧力容器２の釘仝性を確認する上
での重要な工程であり、監督官庁の立会項目にもなって
いる。

この点検のためには、最短でも約７時間原子炉圧力容器
２に圧力をかけなければならないが、この点検のため、
原子炉圧力容器２に、圧力をかけている間にし炉内燃料
からの崩壊熱は止まることなく発生し、原子炉圧力容器
２内の炉水の温度を上界させる。この崩壊熱は、時間に
対し指数函数的に減少するので、原子炉圧力容器２の漏
洩点検の時期が早いほど崩壊熱の発生熱量も大きくなる
。すなわら、利用率向上をはかるために現在推進されて
いる定期点検期間の短縮が進むと、それだけ原子炉圧力
容器２の漏洩点検中の炉水の温度上界幅は大きくなる。

一方、原子炉保安規程では炉水温度の上限を定めており
、定期点検中の少なくともこの時期にはこの−［限値を
超えることを許してはいない。また、炉水の下限温度も
原子炉圧力容器２の耐圧強度維持の点から大幅な低温に
はできない。さらに、原子炉圧力容器２に圧力がかかっ
てくると、原子炉残留熱除去系は低圧系統であるが故に
、大きな熱交換能力を保有しているにもかかわらず、炉
水の除熱に使用することができない。さらにまた、燃料
貯蔵プール冷１！Ｉ浄化系は、原子炉圧力容器２の漏洩
点検時原子炉圧力容器２と切離されており、しかも低圧
系統であるため全く使用できない。したがって、このよ
うに原子炉圧力容器２に圧力が作用している状態におい
て炉水の除熱に使用できるためには高圧系統であること
が必要であり、このＦＡ宋、原子炉圧力容器２の漏洩点
検時においてち炉水の除熱に使用できるのは原子炉冷１
１材浄化系１だけである。ところが、この原子炉冷却材
浄化系１は、本来熱損失を可及的に減少するように構成
されており、このため再生熱交１！！！器５においては
、原子炉圧力容器２へ供給する炉水を原子炉圧力容器２
から吸引した高温の炉水で加熱するため、非再生熱交換
器６に導入される炉水の温度はかなり低下してしまい、
非再生熱交換器６に導入される原子炉機器冷却系７の配
管８内の２次冷用水との温度差が小さく、このため非再
生熱交換器６においても十分な除熱能力を発揮できない
。

このため、従来の原子炉冷却材浄化系１によっては、燃
料からの崩壊熱が大ぎいため原子炉圧力容器２の漏洩点
検の実施時期を早めることができず、定期点検期間の短
縮を阻害していた。このような従来の原子炉冷却材浄化
系１におｔプる欠点を克服するためには、あらかじめ非
再生熱交換器６を大型化して原子炉圧力容器２の漏洩点
検時の熱交換能力を人きく　Ｅｌることが考えられるが
、このように非再生熱交換器６を大型化するとプラン１
へ運転中の熱効率を低下させるおそれがある。

〔発明の目的〕

本発明は、このような点を考慮してなされたものであり
、プラント運転中の熱効率が良好で、しかも原子炉圧力
容器の漏洩点検の際には崩壊熱を十分除去できる原子炉
冷ｆｊｌ材浄化系を提供１−ることを目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は、上流端ならびに下流端を原子炉圧力容器に接
続されている無端配管に、この配管の上流側おＪ：び下
流側の炉水間の熱交換を行なう再生熱交換器と、この配
管の炉水および原子炉機器冷却系の冷却水間の熱交換を
行なうノ［再生熱交換器と、フィルタ脱塩′４ｉ！装置
とを介装してなる原子炉冷却材浄化系において、前記配
管に前記再生熱交換器をバイパスし原子炉圧力容器内の
炉水を直接非再生熱交換器に導入しうるバイパス配管を
接続し、このバイパス配管に開閉弁を介装するとともに
、前記配管に再生熱交換器をバイパスしてバイパス配管
に炉水を流すための仕切弁を介装したことを特徴として
いる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を図面に示す実施例により説明する。なお
、前述した従来のものにＪ３ける同様の構成については
、図面中に符号を付し、その説明は省略する。

第１図は本発明の実施例を示づものであり、循環ポンプ
４の下流側の無端配管３には、再生熱交換器５をバイパ
スし循環ポンプ４からの炉水を直接非再生熱交換器６に
導入するためのバイパス配管１２が接続されており、こ
のバイパス配管１２には１；ｎ閉弁１３が介装されてい
る。また、前記再生熱交換器５の上流側および下流側の
無端配管３には、バイパス配管１２との接続部位よりそ
れぞれ仕切弁１４．１５が介装されている。

つぎに前述した実施例の作用について説明する。

プラント運転中は、バイパス配管１２の開閉弁１３を閉
じるとともに、無端配管３の両仕切弁１４．１５を問い
て、循環ポンプ４の駆動により原子炉圧力容器２内の炉
水を再生熱交換器５、非再生熱交換器６、フィルタ脱塩
装置１０の順に通過せしめ、両前交換器５．６により温
度を下げられた炉水中の塩分などをフィルタ脱塩装置１
０により除去づる。この作用は前述した第２図と同様で
ある。

一方、原子炉圧力容器２の漏洩点検時には、バイパス配
管１２の開閉弁１３を聞くとともに、両仕切弁１４．１
５を閉じて、原子炉圧力容器２がらの炉水を再生熱交換
器５をバイパスして直接非再生熱交換２！ｉ６に導入づ
るようにする。したがって、原子炉圧力容器２内の高温
の炉水がそのまま非再生熱交換器６に導入され、非再生
熱交換器６内において高温の炉水と低温の２次冷ｆＪｌ
水と大きな湿度差を６って熱交換される。しかるに、熱
交換器は熱交換媒体の温度差が大きいほど熱交換効率が
大きいので、Ｊ１再生熱交換器６において炉水の温ａ（
よ大ぎく低下り−る。この結果、原子炉圧力容器２の漏
洩点検をにり早期に実施することができる。なお、無端
配管３を循環して高温の原子炉圧力容器２に供給される
炉水の温瓜ならびに流量は、循環ポンプ４の回転数なら
びに開閉弁１３の開度を調節して制ｔｌｌ　＝ｊ−るこ
とができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によれば、この湿洩点検時
、炉水を直接非再生熱交換器に導入して熱交換効率を向
上できるので、定期点検工期を短縮できるし、また、既
存のものを簡単に改造づることも可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉冷却材浄化系の実施例を示
す管路図、第２図は従来の原子炉冷用材ａ−化系を示す
管路図である。 １・・・原子炉冷却４４浄化系、２・・・原子炉圧力容
器、３・・・無端配管、４・・・循環ポンプ、５・・・
再生熱交換器、６・・・非再生熱交換器、７・・・原子
炉様器冷部系、１ｏ・・・フィルタ脱塩装置、１２・・
・バイパス配管、１３・・・開閉弁、１４．１５・・・
仕切弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、上流端ならびに下流端を原子炉圧力容器に接続され
   ている無端配管に、この配管の上流側および下流側の炉
   水間の熱交換を行なう再生熱交換器と、この配管の炉水
   および原子炉機器冷却系の冷却水間の熱交換を行なう非
   再生熱交換器と、フィルタ脱塩装置とを介装してなる原
   子炉冷却材浄化系において、前記配管に前記再生熱交換
   器をバイパスし原子炉圧力容器内の炉水を直接非再生熱
   交換器に導入しうるバイパス配管を接続し、このバイパ
   ス配管に開閉弁を介装するとともに、前記配管に再生熱
   交換器をバイパスしてバイパス配管に炉水を流すための
   仕切弁を介装したことを特徴とする原子炉冷却材浄化系
   。 ２、前記仕切弁は、再生熱交換器の上流側および下流側
   の前記配管にそれぞれ介装されている特許請求の範囲第
   １項記載の原子炉冷却材浄化系。