JPH0198998A - 原子炉復・給水系の水質制御装置 - Google Patents
原子炉復・給水系の水質制御装置Info
- Publication number
- JPH0198998A JPH0198998A JP62254752A JP25475287A JPH0198998A JP H0198998 A JPH0198998 A JP H0198998A JP 62254752 A JP62254752 A JP 62254752A JP 25475287 A JP25475287 A JP 25475287A JP H0198998 A JPH0198998 A JP H0198998A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- reactor
- crud
- condensate
- water supply
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
- 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
-
- 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
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
この発明は、原子炉復・給水系の水質制御装置に係り、
特に給水のＦｅ１度を最適に制御することによって炉水
中のイオン放射能濃度を低減させる原子炉復・給水系の
水質制御装置に関する。
特に給水のＦｅ１度を最適に制御することによって炉水
中のイオン放射能濃度を低減させる原子炉復・給水系の
水質制御装置に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）が適用された原子力発電プラ
ントでは、原子炉からの蒸気はタービンに供給され、こ
のタービンで仕事をした後復水器内で復水となる。この
復水は復水ろ過器および復水脱塩器によって順次浄化さ
れた後、給水加熱器で加熱され、原子犯に導かれる。
ントでは、原子炉からの蒸気はタービンに供給され、こ
のタービンで仕事をした後復水器内で復水となる。この
復水は復水ろ過器および復水脱塩器によって順次浄化さ
れた後、給水加熱器で加熱され、原子犯に導かれる。
このように、従来の原子炉復・給水系においては、復水
ろ過器および復水脱塩器により、給水から鉄を主成分と
するクラッドが除去される。そして、従来は、給水中の
クラッドか少ないほど放射能が少なくなるとの観点から
、給水中のクラッドをできる限り少なくするよう考慮さ
れていた。
ろ過器および復水脱塩器により、給水から鉄を主成分と
するクラッドが除去される。そして、従来は、給水中の
クラッドか少ないほど放射能が少なくなるとの観点から
、給水中のクラッドをできる限り少なくするよう考慮さ
れていた。
（発明が解決しようとする問題点）
しかしながら、Ｎｉ合金製配管が多用された近年の原子
力発電プラントでは、給水中のクラッドを極端に減少さ
せると、鉄によるイオン放射能（６０ＣＯ２＋）の吸着
除去効果等が低下して、炉水中のイオン放射能濃度が上
昇してしまう。その結束、原子炉内または再循環系統内
等にイオン放射能が蓄積し、原子炉等の点検作業時に、
作業員が被曝するおそれがある。そして、この被曝を回
避するために、メンテナンスコストが上昇してしまう。
力発電プラントでは、給水中のクラッドを極端に減少さ
せると、鉄によるイオン放射能（６０ＣＯ２＋）の吸着
除去効果等が低下して、炉水中のイオン放射能濃度が上
昇してしまう。その結束、原子炉内または再循環系統内
等にイオン放射能が蓄積し、原子炉等の点検作業時に、
作業員が被曝するおそれがある。そして、この被曝を回
避するために、メンテナンスコストが上昇してしまう。
この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
原子炉内等におけるイオン放射能の蓄積量を減少させて
、原子炉等の点検作業時における作業員の被曝を低減す
ることができる原子炉復・−給水系の水質制御装置を提
供することを目的とする。
原子炉内等におけるイオン放射能の蓄積量を減少させて
、原子炉等の点検作業時における作業員の被曝を低減す
ることができる原子炉復・−給水系の水質制御装置を提
供することを目的とする。
（問題点を解決するための手段）
この発明は、原子力発電プラントの復水ろ過器に中空糸
膜フィルタが適用された原子炉復・給水系の給水の水質
を制御づる原子炉復・給水系の水質制御装置において、
上記復水ろ過器の逆洗水受タンクに連結されて逆洗水中
に含まれるクラッドを貯蔵するクラッド貯蔵タンクと、
高圧給水ポンプの下流側に設けられて給水中の［ｅ−Ｎ
ｉ比を検出する水質検出器と、この検出器に接続されＦ
ｅ−Ｎｉ比が所定値以下になったときに」−記クラッド
貯蔵タンク中のクラッドを給水中に混入さゼるコントロ
ーラとを有して構成されたものである。
膜フィルタが適用された原子炉復・給水系の給水の水質
を制御づる原子炉復・給水系の水質制御装置において、
上記復水ろ過器の逆洗水受タンクに連結されて逆洗水中
に含まれるクラッドを貯蔵するクラッド貯蔵タンクと、
高圧給水ポンプの下流側に設けられて給水中の［ｅ−Ｎ
ｉ比を検出する水質検出器と、この検出器に接続されＦ
ｅ−Ｎｉ比が所定値以下になったときに」−記クラッド
貯蔵タンク中のクラッドを給水中に混入さゼるコントロ
ーラとを有して構成されたものである。
（作用）
したがって、この発明に係る原子炉復・給水系の水質制
御装置は、逆洗水受タンクに含まれるクラッドを原子炉
へ供給される給水中に混入させることにより、Ｆｅ−Ｎ
ｉ比を所定値以上に維持して鉄によるイオン放射能の吸
着効果を促進させ、炉水中のイオン放射能濃度を低減さ
せるものである。
御装置は、逆洗水受タンクに含まれるクラッドを原子炉
へ供給される給水中に混入させることにより、Ｆｅ−Ｎ
ｉ比を所定値以上に維持して鉄によるイオン放射能の吸
着効果を促進させ、炉水中のイオン放射能濃度を低減さ
せるものである。
（実施例）
以下、この発明の実施例を図面に基づいて説明する。
第１図はこの発明に係る原子炉復・給水系の水質制御装
置が適用された原子炉復・給水系を示す系統図である。
置が適用された原子炉復・給水系を示す系統図である。
原子炉１で発生した蒸気は、高圧タービン３および低圧
タービン５へ順次供給され、これらのタービン３，５で
仕事をする。その後、蒸気は、復水器７で復水となる。
タービン５へ順次供給され、これらのタービン３，５で
仕事をする。その後、蒸気は、復水器７で復水となる。
復水は、復水ポンプ９によって、復水ろ過器１１および
復水脱塩器１３へ順次供給されて浄化される。浄化され
た復水は、低圧給水ポンプ１５へ導かれて給水となり、
給水加熱器１７で加熱された後高圧給水ポンプ１９へ導
かれる。給水は、高圧給水ポンプ１９で昇圧されて原子
炉１へ供給される。
復水脱塩器１３へ順次供給されて浄化される。浄化され
た復水は、低圧給水ポンプ１５へ導かれて給水となり、
給水加熱器１７で加熱された後高圧給水ポンプ１９へ導
かれる。給水は、高圧給水ポンプ１９で昇圧されて原子
炉１へ供給される。
上記復水ろ過器１１は、中空糸膜フィルタをろ過装置と
して採用したものである。この復水ろ過器により、復水
中の鉄を主成分とするクラッドが好適に除去され、復水
はほとんど純水に近い状態となる。また、復水ろ過器１
１には逆洗水受タンク２１が接続され、復水ろ過器１１
の逆洗後の逆洗水が貯留される。この逆洗水中には多用
のクラッドが含まれる。したがって、逆洗水受タンク２
１に貯留された逆洗水の殆どは、廃液処理系に導かれて
処理される。
して採用したものである。この復水ろ過器により、復水
中の鉄を主成分とするクラッドが好適に除去され、復水
はほとんど純水に近い状態となる。また、復水ろ過器１
１には逆洗水受タンク２１が接続され、復水ろ過器１１
の逆洗後の逆洗水が貯留される。この逆洗水中には多用
のクラッドが含まれる。したがって、逆洗水受タンク２
１に貯留された逆洗水の殆どは、廃液処理系に導かれて
処理される。
上述のような原子炉復・給水系に水質制御装置２３が設
置される。この水質制御装置２３はクラッド貯蔵タンク
２５、クラッド導入系２７、水質検出器２９およびコン
トローラ３１を有して構成される。
置される。この水質制御装置２３はクラッド貯蔵タンク
２５、クラッド導入系２７、水質検出器２９およびコン
トローラ３１を有して構成される。
クラッド貯蔵タンク２５は、逆洗水受タンク２１に連結
されて、逆洗水中に含まれるクラッドを貯蔵する。また
、クラッド導入系２７はタラッド貯蔵タンク２５に連結
され、他端が低圧給水ポンプ１５および給水加熱器１７
間の給水配管に接続される。このクラッド導入系２７に
は、クラッド貯蔵タンク２５の側から順次クラッド供給
ポンプ３３およびクラッド供給弁３５が配設されて、ク
ラッド貯蔵タンク２５中のクラッドを給水中に混入可能
とする。
されて、逆洗水中に含まれるクラッドを貯蔵する。また
、クラッド導入系２７はタラッド貯蔵タンク２５に連結
され、他端が低圧給水ポンプ１５および給水加熱器１７
間の給水配管に接続される。このクラッド導入系２７に
は、クラッド貯蔵タンク２５の側から順次クラッド供給
ポンプ３３およびクラッド供給弁３５が配設されて、ク
ラッド貯蔵タンク２５中のクラッドを給水中に混入可能
とする。
水質検出器２９は、原子炉復・給水系の高圧給水ポンプ
１９の下流側に設けられる。またこの水質検出器２９は
、濁度計３７、イオンクロマト計３８および処理部３９
から構成される。濁度計３７は、原子炉１へ供給される
給水中のクラッド濃度を測定し、このクラッド濃度から
Ｆｅ）１１１度を検出する。イオンクロマト計３８は、
原子炉１へ供給される給水中のＮｉ濃度を検出する。処
理部３９は、濁度計３７およびイオンクロマト計３８か
らのＦｃＪＩ度およびＮｉ濃度からＦｅ−Ｎｉ比（Ｆｅ
／Ｎ ｉ ）を算出し、その算出値をコントローラ３１
へ出力する。
１９の下流側に設けられる。またこの水質検出器２９は
、濁度計３７、イオンクロマト計３８および処理部３９
から構成される。濁度計３７は、原子炉１へ供給される
給水中のクラッド濃度を測定し、このクラッド濃度から
Ｆｅ）１１１度を検出する。イオンクロマト計３８は、
原子炉１へ供給される給水中のＮｉ濃度を検出する。処
理部３９は、濁度計３７およびイオンクロマト計３８か
らのＦｃＪＩ度およびＮｉ濃度からＦｅ−Ｎｉ比（Ｆｅ
／Ｎ ｉ ）を算出し、その算出値をコントローラ３１
へ出力する。
コントローラ３１は、水質検出器２つの処理部３９に電
気的に接続されるとともに、クラッド導入系２７のクラ
ッド供給ポンプ３３およびクラッド供給弁３５にも同様
に接続される。そして、このコントローラ３１は、処理
部３９にて算出されたＦｅ／Ｎｉが所定値（例えば約５
゜この値はプラント運転歴によって変わる。）以下のと
きに、クラッド供給弁３５へ開信号を出力し、クラッド
供給ポンプ３３へ起動信号を出力して、クラッド貯蔵タ
ンク２５中のクラッドを給水中に混入させるよう設けら
れる。また、この場合、クラッドは一点鎖線で示すよう
に、給水を経ずに直接原子炉１に供給されても良い。ク
ラッド供給弁３５の弁開度は、処理部３９にて算出され
たＦｅ／Ｎｉの値とＦｅ／Ｎｉの所定値との差に基づい
て調整される。
気的に接続されるとともに、クラッド導入系２７のクラ
ッド供給ポンプ３３およびクラッド供給弁３５にも同様
に接続される。そして、このコントローラ３１は、処理
部３９にて算出されたＦｅ／Ｎｉが所定値（例えば約５
゜この値はプラント運転歴によって変わる。）以下のと
きに、クラッド供給弁３５へ開信号を出力し、クラッド
供給ポンプ３３へ起動信号を出力して、クラッド貯蔵タ
ンク２５中のクラッドを給水中に混入させるよう設けら
れる。また、この場合、クラッドは一点鎖線で示すよう
に、給水を経ずに直接原子炉１に供給されても良い。ク
ラッド供給弁３５の弁開度は、処理部３９にて算出され
たＦｅ／Ｎｉの値とＦｅ／Ｎｉの所定値との差に基づい
て調整される。
上述のようにＦｅ／Ｎｉを所定値以上に維持するのは次
の理由による。給水中のＦｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放
射能（６０ＣＯ”＞ １５度との関係は、例えば運転初
期には第２図に示すように、Ｆｅ／Ｎｉが約５よりも低
い領域では炉水中のイオン族射性濃痕が高いが、給水中
のＦｅ／Ｎｉが約５以上のときは炉水中のイオン放射性
濃度が著しく低くなる。そこで、給水中のＦｅ／Ｎｉを
約５以上に維持して、炉水中のイオン放射性濃度を低く
抑えるためである。
の理由による。給水中のＦｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放
射能（６０ＣＯ”＞ １５度との関係は、例えば運転初
期には第２図に示すように、Ｆｅ／Ｎｉが約５よりも低
い領域では炉水中のイオン族射性濃痕が高いが、給水中
のＦｅ／Ｎｉが約５以上のときは炉水中のイオン放射性
濃度が著しく低くなる。そこで、給水中のＦｅ／Ｎｉを
約５以上に維持して、炉水中のイオン放射性濃度を低く
抑えるためである。
次に、作用効果を説明する。
原子炉１へ供給される給水のＦｅ／Ｎｉが水質検出器２
９によって所定値以下であると検出されたときに、コン
トローラ３１はクラッド導入系２７を介して、クラッド
貯蔵タンク２５からのクラッドを給水中へ混入する。こ
れにより給水中のＦｅ濃度が上昇し、給水中のＦｅ／Ｎ
ｉを所定値以上に維持することができる。
９によって所定値以下であると検出されたときに、コン
トローラ３１はクラッド導入系２７を介して、クラッド
貯蔵タンク２５からのクラッドを給水中へ混入する。こ
れにより給水中のＦｅ濃度が上昇し、給水中のＦｅ／Ｎ
ｉを所定値以上に維持することができる。
給水中のＦｅ／Ｎｉを所定値以上にすることによって、
炉水中において、 ・２＋ Ｎ ＋ ＋Ｆｅ２Ｏ３＋Ｈ２０ → Ｎ １Ｆｅ２０４＋２Ｈ＋ ・−−−−−■
６０Ｃ０２＋十Ｆｅ２Ｏ３＋Ｈ２０ → ＣｏＦｅ２Ｏ４＋２Ｈ・・・・−■で示される反
応が進行する。これらの式■、■で示されるように、炉
水中でイオン放射能（６０ＣＯ２”）が鉄により吸着除
去されるため、炉水中のイオン放射能濃度が低減される
。その結果、原子炉内および再循環系統内におけるイオ
ン放射能の蓄積量を減少することができ、原子炉等の点
検作業時における作業員の被曝を低減することができる
。
炉水中において、 ・２＋ Ｎ ＋ ＋Ｆｅ２Ｏ３＋Ｈ２０ → Ｎ １Ｆｅ２０４＋２Ｈ＋ ・−−−−−■
６０Ｃ０２＋十Ｆｅ２Ｏ３＋Ｈ２０ → ＣｏＦｅ２Ｏ４＋２Ｈ・・・・−■で示される反
応が進行する。これらの式■、■で示されるように、炉
水中でイオン放射能（６０ＣＯ２”）が鉄により吸着除
去されるため、炉水中のイオン放射能濃度が低減される
。その結果、原子炉内および再循環系統内におけるイオ
ン放射能の蓄積量を減少することができ、原子炉等の点
検作業時における作業員の被曝を低減することができる
。
また、原子炉復・給水系に新たに鉄を注入するのではな
く、逆洗水受タンク２１からのクラッドを利用し、クラ
ッド注入を閉じた系で行なうことから、原子力発電プラ
ント全体のクラッド総量を増加させることな（、給水中
の鉄濃度を制御することができる。さらに、系統外から
鉄を注入しないので、この注入した鉄が給水加熱器等へ
付着するおそれも少ない。
く、逆洗水受タンク２１からのクラッドを利用し、クラ
ッド注入を閉じた系で行なうことから、原子力発電プラ
ント全体のクラッド総量を増加させることな（、給水中
の鉄濃度を制御することができる。さらに、系統外から
鉄を注入しないので、この注入した鉄が給水加熱器等へ
付着するおそれも少ない。
また、中空糸膜フィルタから構成される復水ろ過器で浄
化されてほぼ純水に近い状態となった給水にクラッドを
混入するので、給水中のＦｅ１５度つまりＦｅ／Ｎｉの
制御を極めて容易に行なうことができる。
化されてほぼ純水に近い状態となった給水にクラッドを
混入するので、給水中のＦｅ１５度つまりＦｅ／Ｎｉの
制御を極めて容易に行なうことができる。
なお、上記実施例では、クラッド注入系２７の他端が、
原子炉復・給水系の低圧給水ポンプ１５および給水加熱
器１７間に接続されたものにつき説明したが、このクラ
ッド導入系２７の他端を給水加熱器１７および高圧給水
ポンプ１９間に接続させてもよい。この他の実施例の場
合には、前記実施例の効果に比べ、給水加熱器１７内に
ほぼ純水状態の給水を流すことになるので、給水加熱器
１７の故障等を低減でき、保守点検を容易化できる。
原子炉復・給水系の低圧給水ポンプ１５および給水加熱
器１７間に接続されたものにつき説明したが、このクラ
ッド導入系２７の他端を給水加熱器１７および高圧給水
ポンプ１９間に接続させてもよい。この他の実施例の場
合には、前記実施例の効果に比べ、給水加熱器１７内に
ほぼ純水状態の給水を流すことになるので、給水加熱器
１７の故障等を低減でき、保守点検を容易化できる。
以上のように、この発明に係る原子炉復・給水系の水質
制御装置によれば、中空糸ｎＱフィルタを用いた復水ろ
過器の逆洗水受タンクに連結され、逆洗水中に含まれる
クラッドを貯蔵するクラッド貯蔵タンクと、高圧給水ポ
ンプの下流側に設けられて給水中のＦｅ−Ｎｉ比を検出
する水質検出器と、この検出器に接続され、Ｆｅ−Ｎｉ
比が所定値以下になったときにクラッド貯蔵タンク中の
クラッドを給水中に混入させるコントローラとを有して
構成されることから、逆洗水受タンクから混入されるク
ラッドにより給水中のＦｅ−Ｎｉ比を所定値以上に維持
して、Ｆｅによるイオン放射能の吸着除去効果を促進さ
せ、炉水中のイオン放射能濃度を低減することができる
。その結果、原子炉内におけるイオン放射能の蓄積量を
減少させることができ、原子炉等の点検作業時における
作業員の被曝を低減することができる。
制御装置によれば、中空糸ｎＱフィルタを用いた復水ろ
過器の逆洗水受タンクに連結され、逆洗水中に含まれる
クラッドを貯蔵するクラッド貯蔵タンクと、高圧給水ポ
ンプの下流側に設けられて給水中のＦｅ−Ｎｉ比を検出
する水質検出器と、この検出器に接続され、Ｆｅ−Ｎｉ
比が所定値以下になったときにクラッド貯蔵タンク中の
クラッドを給水中に混入させるコントローラとを有して
構成されることから、逆洗水受タンクから混入されるク
ラッドにより給水中のＦｅ−Ｎｉ比を所定値以上に維持
して、Ｆｅによるイオン放射能の吸着除去効果を促進さ
せ、炉水中のイオン放射能濃度を低減することができる
。その結果、原子炉内におけるイオン放射能の蓄積量を
減少させることができ、原子炉等の点検作業時における
作業員の被曝を低減することができる。
第１図はこの発明に係る原子炉復・給水系の水質制御装
置が適用された原子炉復・給水系を示す系統図、第２図
は給水中のＦｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放射能濃度との
関係を示すグラフである。 １・・・原子炉、３・・・高圧タービン、５・・・低圧
タービン、７・・・復水器、１１・・・復水ろ過器、１
７・・・給水加熱器、１９・・・高圧給水ポンプ、２１
・・・逆洗水受タンク、２３・・・水質制御装置、２５
・・・クラッド貯蔵タンク、２７・・・クラッド導入系
、２９・・・水質検出器、３１・・・コントローラ。 ５笑乎Ｃマ←き橿撮榴悟便
置が適用された原子炉復・給水系を示す系統図、第２図
は給水中のＦｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放射能濃度との
関係を示すグラフである。 １・・・原子炉、３・・・高圧タービン、５・・・低圧
タービン、７・・・復水器、１１・・・復水ろ過器、１
７・・・給水加熱器、１９・・・高圧給水ポンプ、２１
・・・逆洗水受タンク、２３・・・水質制御装置、２５
・・・クラッド貯蔵タンク、２７・・・クラッド導入系
、２９・・・水質検出器、３１・・・コントローラ。 ５笑乎Ｃマ←き橿撮榴悟便
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子力発電プラントの復水ろ過器に中空糸膜フィル
タが適用された原子炉復・給水系の給水の水質を制御す
る原子炉復・給水系の水質制御装置において、上記復水
ろ過器の逆洗水受タンクに連結されて逆洗水中に含まれ
るクラッドを貯蔵するクラッド貯蔵タンクと、高圧給水
ポンプの下流側に設けられて給水中のＦｅ・Ｎｉ比を検
出する水質検出器と、この検出器に接続され、Ｆｅ・Ｎ
ｉ比が所定値以下になつたときに上記クラッド貯蔵タン
ク中のクラッドを給水中に混入させるコントローラとを
有することを特徴とする原子炉復・給水系の水質制御装
置。 ２、コントローラは、クラッド貯蔵タンク中のクラッド
を、給水加熱器の上流側の給水中に混入させる特許請求
の範囲第１項記載の原子炉復・給水系の水質制御装置。 ３、コントローラは、クラッド貯蔵タンク中のクラッド
を給水加熱器の下流側の給水中に混入させる特許請求の
範囲第１項記載の原子炉復・給水系の水質制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62254752A JPH0721549B2 (ja) | 1987-10-12 | 1987-10-12 | 原子炉復・給水系の水質制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62254752A JPH0721549B2 (ja) | 1987-10-12 | 1987-10-12 | 原子炉復・給水系の水質制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0198998A true JPH0198998A (ja) | 1989-04-17 |
| JPH0721549B2 JPH0721549B2 (ja) | 1995-03-08 |
Family
ID=17269387
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62254752A Expired - Lifetime JPH0721549B2 (ja) | 1987-10-12 | 1987-10-12 | 原子炉復・給水系の水質制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0721549B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000121785A (ja) * | 1998-10-16 | 2000-04-28 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラントとその運転方法 |
-
1987
- 1987-10-12 JP JP62254752A patent/JPH0721549B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000121785A (ja) * | 1998-10-16 | 2000-04-28 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラントとその運転方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0721549B2 (ja) | 1995-03-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5398269A (en) | Water quality control method and device for nuclear power plant, and nuclear power plant | |
| US4927598A (en) | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity | |
| US5015436A (en) | Water-cooled direct cycle nuclear power plant | |
| JPS63103999A (ja) | 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法 | |
| JP6931622B2 (ja) | 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法 | |
| JPH0721549B2 (ja) | 原子炉復・給水系の水質制御装置 | |
| JPH06167596A (ja) | 原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置 | |
| US20100246745A1 (en) | Methods for operating and methods for reducing post-shutdown radiation levels of nuclear reactors | |
| JP3156113B2 (ja) | 水質制御方法及び装置 | |
| JPS61245093A (ja) | 原子力発電プラントの給水系統 | |
| JP3250146B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電プラント | |
| JPH05215892A (ja) | 給水鉄濃度の制御装置 | |
| JPH0760196B2 (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| JPH03144400A (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| JP2865726B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| JP2895267B2 (ja) | 原子炉水浄化系 | |
| JPH0416795A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントの原子炉給水鉄注入設備 | |
| JPH10115696A (ja) | 原子力プラントの水素・酸素注入停止方法及び緊急用水素・酸素注入装置 | |
| JPS61175595A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPH0631817B2 (ja) | 沸騰水型原子力プラント | |
| JP2012208070A (ja) | 原子力プラント構成部材の線量低減方法 | |
| JPH0327879B2 (ja) | ||
| Montford | Decontamination of the Douglas Point Generating Station by cycling techniques | |
| Anstine et al. | Dilute chemical decontamination program review | |
| Dobrevsky | Water chemistry of nuclear power reactors. Evaluation of specifications for water quality |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080308 Year of fee payment: 13 |