JPH02285298A - プール水冷却浄化装置 - Google Patents

プール水冷却浄化装置

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JPH02285298A
JPH02285298A JP10591389A JP10591389A JPH02285298A JP H02285298 A JPH02285298 A JP H02285298A JP 10591389 A JP10591389 A JP 10591389A JP 10591389 A JP10591389 A JP 10591389A JP H02285298 A JPH02285298 A JP H02285298A
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JP
Japan
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pool
water
pool water
flow
filtration
Prior art date
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Pending
Application number
JP10591389A
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English (en)
Inventor
Jinichi Ito
仁一 伊藤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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  • Structure Of Emergency Protection For 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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野〉 本発明は原子力発電所のプール水を冷却浄化するプール
水冷却浄化装置に係り、特に構成機器となる濾過脱塩設
備の利用度を高め、系内に配設された機器の放射線によ
る汚染を低減することが可能なプール水冷却浄化装置に
関する。
(従来の技術) 原子力発電所を構成する設備は、その重要度に応じて定
期的に検査を行なうことが義務付けられており、この定
期検査時には設備を分解し、損傷の有無等を確認する作
業が厳正に実施される。
例えば原子炉設備の定期検査を行なう場合には、原子炉
圧力容器の上蓋が撤去され、圧力容器内部に収容されて
いた蒸気乾燥器や気水分離器等の構造物および燃料集合
体等が外部に取り出される。
これらの構造物等はいずれも高い放射能レベルに汚染さ
れており、検査作業に従事する検査員を放射線から防護
するために、第3図に示すように放射線遮蔽効果が高い
水を原子炉ウェル、機器仮置プールおよび燃料プールに
満たし、そのプール水中に構造物等を浸漬した状態で移
動させて、それらを所定位置に仮置きしている。
そしてプール水は、第3図に示すようなプール水冷m浄
上装置11によって冷却浄化され、閉鎖した系内を循環
して使用される。
従来のプール水冷却浄化装置1は、機器仮置プール2お
よび原子炉ウェル3からの排水および燃料プール4から
スキマサージタンク5を経て排出されたプール水を移送
するプール水移送ポンプ6a、5bと、排水およびプー
ル水を浄化する濾過脱塩装W17と、濾過脱塩装置7か
ら排出された処理水を復水貯蔵タンク8に導(復水戻り
配管9と、プール水移送ポンプ6a、6bから吐出され
たプール水を燃料プール4に還流させるプール水戻り配
管10と、プール水を冷却するためにプール水戻り配管
10に介装された熱交換器11a、11bとを備えて構
成される。
またプール水移送ポンプ5a、5bの吐出側には排水お
よびプール水の流山@測定し指示する流量計12a、1
2bおよび流量指示計13a、13bがそれぞれ付設さ
れる。
さらに、機器仮置プール2、原子炉ウェル3および燃料
プール4は相互に水路によって連通するように近接して
配置される。水路には開閉自在のプールゲート14が付
設され、このプールゲート14の閉止により各プールは
相互に隔離されるように形成される。
燃料プール4は、プラントの通常運転時においても、プ
ール水が満水状態になるように保持されており、プール
水中に収容された使用済燃料から放出される崩壊熱を除
去している。昇温したプール水はプール水移送ポンプ6
bによって加圧され、濾過脱塩された後にプール水戻り
配管10を通って熱交換器118.11bに送給される
。熱交換111a、11bにおいて冷却されたプール水
は再び燃料プール4に還流される。
定期点検の際には、機器仮置プール2および原子炉ウェ
ル3にプール水が満水となるように供給され、またプー
ルゲート14が開放されるため、機器仮置プール2、原
子炉ウェル3および燃料プール4は全て水路を介して連
通する。原子炉ウェル3に取り出された炉内構造物や燃
料集合体は水路を経て機器仮置プール2または燃料プー
ル4内の所定位置に収容される。
そして定期点検作業が終了するとプールゲート14がm
sされ、機器仮置プール2および原子炉ウェル3に貯留
した張り水を排水する必要がある。
この両槽の張り水の容量は、プラント規模によって異な
るが、約2000dに及ぶ。
この張り水は、水抜き配管15を通り、さらにプール水
移送ポンプ6aによって加圧された後に濾過脱塩¥AW
17に送られ、ここでクラッドなどの汚染物質が除去さ
れて浄化される。浄化後の処理水は復水戻り配管9を通
り復水貯蔵タンク8に収容される。
一方、プールゲート14が閉止された後の燃料プール4
のプール水の循環は、下記の流れで行なねれる。すなわ
ち燃料プール4の水面部より溢流したプール水はスキマ
サージタンク5内に流入し、次にプール水移送ポンプ6
bによって加圧された俵に、濾過脱塩袋W17をバイパ
スするプール水戻り配管10を通り、熱交換器11a、
11bに送水される。送水されたプール水は熱交換器1
1a。
11bによって熱を除去された後に、燃料プール4に再
び還流される。
このように燃料プール4内のプール水はプラントの通常
運転中および定期点検中においても常時、プール水冷却
浄化袋′r11によって冷却浄化され、使用済燃料から
放出される崩壊熱の除去がなされる。
第3図は定期点検が終了する直前において、機器仮置プ
ール2および原子炉ウェル3内に検査期間中張設してい
た張り水を排水している状態を示す系統図である。
第3図において燃料プール4から溢流したプール水は、
スキマサージタンク5に一旦流入した後にプール水移送
ポンプ6bによって加圧され、濾過脱塩装置7をバイパ
スするプール水戻り配管10を通過した後に、熱交換器
11a、11bに送られる。そして熱交換器11a、1
1bにより崩壊熱を除去された後に、プール水は燃料プ
ール4に還流される。
一方、ti器仮置プール2および原子炉ウェル3からの
排水はプール水移送ポンプ6aにより加圧されて濾過脱
塩装W17に移送され、浄化された後に、復水貯蔵タン
ク8に収容される。
ここで濾過脱塩装置7をバイパスするプール水戻り配管
10は、基準地震FIJS、32が発生しま た場合において、耐震クラスBで設計された濾過脱塩装
置7を隔離するように構成され、濾過脱塩装置7をバイ
パスさせたプール水を直接熱交換器11a、11bに送
給する配管系である。
(発明が解決しようとする課題) このように従来のプール水冷却浄化装置を使用して機器
仮置プールおよび原子炉ウェルからの排水を引抜く排水
モード運転を行なう場合には、排水を濾過脱塩Illに
よって浄化処理して復水貯蔵タンクへ戻す操作と並行し
て、燃料プールのプール水を濾過脱塩装置をバイパスし
て直接熱交換器へ送給する操作がなされる。
ところで、定期点検時においては、原子炉圧力容器、機
器仮置プール、原子炉ウェル、燃料プールは全て水路に
よって連通しており、燃料交換等の作業によって排出さ
れるクラッドなどの汚染物が全てのプール内に拡散する
結果、プール水の汚染度は、プラントの通常運転時と比
較して非常に高くなっている。
ところが、燃料プールと原子炉ウェルとの間のプールゲ
ートをm鎮後に排水モードに移行する場合には燃料プー
ル水の循環と復水貯蔵タンクへプール水を収容する操作
が系統別に並行して実施される。このとき汚染度が高い
燃料プールのプール水が濾過脱塩装置をバイパスし浄化
されることなく直接熱交換器へ送給されるため、その送
給経路の配管および機器にIII率の高いクラッド等が
堆積するおそれが高くなり、汚染領域を拡大する問題点
がある。また系統別に処理するとプール水移送ポンプの
定格11の2倍以上の処理容量で設計されている濾過脱
塩装置の利用率が低くなるという欠点もある。
本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、排出モード運転時における濾過脱塩装置の利用率
を高め、熱交換器および配管等に対する放射能汚染を低
減し得るプール水冷却浄化装置を提供することを目的と
する。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 上記目的を達成するため本発明に係るプール水冷却浄化
装置は、機器仮置プールおよび原子炉ウェルからの排水
および燃料プールからのプール水を合併処理し浄化する
濾過脱塩装置を有し、この濾過脱塩装置からの処理水を
復水貯蔵タンクへ移送する復水戻り配管と、熱交換器を
経て処理水を燃料プールに還流するプール水戻り配管と
を上記濾過脱塩装置の出口側において分岐するように配
設し、上記復水戻り配管およびプール水戻り配管にそれ
ぞれ流量調整弁を介装するとともに、上記復水戻り配管
およびプール水戻り配管をそれぞれ流れる処理水層が、
上記濾過脱塩装置に流入する排水およびプール水の流量
に等しくなるように流ffi調整弁の弁開度をtgmす
る流口制御器を設けたことを特徴とする。
(作用) 上記構成に係るプール水冷却浄化装置によれば、排水モ
ード運転時において、機器仮置プール、原子炉ウェルか
らの排水および燃料プールからのプール水は合流し一括
して、濾過脱塩@鷹によって浄化される。
濾過脱塩装置によって浄化された処理水は、出口部にお
いて復水貯蔵タンクへ接続される復水戻り配管と、燃料
プールへ接続されるプール水戻り配管とに分岐した管路
に流入する。各配管を流れる処理水の流量は、濾過脱塩
装置に流入する排水およびプール水の流量と等しくなる
ように、各配管に介装された流山調整弁の弁開度を調整
して制御される。am調整弁の動作制御は、流量制御器
によってなされる。
本発明に係るプール水冷却浄化装置によれば、排水モー
ド運転時において燃料プールからのプール水も濾過脱塩
装置を経て充分に浄化された俊にプール水戻り配管に送
水される。そのため、従来と比較して濾過am装置の利
用度を高めることが可能となり、プール水戻り配管やそ
の配管系に配設された熱交換器に対する放射能汚染を大
幅に低減することができる。
(実施例) 次に本発明の一実施例について添付図面を参照して説明
する。第1図は本発明に係るプール水冷却浄化装置の一
実施例を示す系統図である。なお第3図に示す従来例と
同一要素には同一符号を付してその重複した説明を省略
する。
すなわち本実施例に係るプール水冷却浄化1ui1aは
、機器仮置プール2および原子炉ウェル3からの排水お
よび燃料プール4からのプール水を合併処理し浄化する
濾過脱塩装WI7を有し、この濾過脱塩装置7からの処
理水を復水貯蔵タンク8へ移送する復水戻り配管9と、
熱交換器11a。
11bを経て処理水を燃料プール4に還流するプール水
戻り配管10とを上記濾過脱塩装置7の出口側において
分岐するように配設し、上記復水戻り配管9およびプー
ル水戻り配管10にそれぞれ流m調整弁i6a、ieb
を介装するとともに、上記復水戻り配管9およびプール
水戻り配管10をそれぞれ流れる処理水量が、上記濾過
脱塩装置7に流入する排水およびプール水の流量に等し
くなるように流m調整弁16a、16bの弁開度をai
lwJする流釘制御器17a、17bを設けて構成され
る。
また分岐して設けた復水戻り配管9およびプール水戻り
配管10にはそれぞれ流m計18a、18bが介装され
る。またプール水移送ポンプ6a。
6bの吐出側に介装された流量計12a、12bからの
流量信号および上記流量計18a、18bからの流量信
号は、共に流I11制御器17a、17bに伝送される
ように接続される。
本実施例に係るプール水冷却浄化装置を使用して排水モ
ード運転を行なう場合は、機器仮置プール2および原子
炉ウェル3からの排水は水抜き配管15を通リプ、−ル
水移送ポンプ6aによって加圧され濾過脱塩装置7へ移
送される。
一方燃料プール4からのプール水は、スキマサージタン
ク5を通りプール水移送ポンプ6bによって加圧され、
同様に濾過脱塩装置7へ移送される。排水およびプール
水の流量は流量計12a。
12bによって測定される。
、次に排水およびプール水は合流し濾過脱塩装置7へ通
水され、ここで含有するクラッドなどIQ!!]率の高
い汚染物質が除去される。ここで濾過脱塩装置7は、通
常プール水移送ポンプ2台分の定格Rfiを通水処理で
きる処理能力を有しているため、排水およびプール水を
合併処理することが可能である。
濾過脱塩装fi7から排出された処理水は、復水戻り配
管9とプール水戻、り配管10との管路に分岐して移送
される。vl水戻り配管9を流れる処理水量は、流ff
1iIII御器17aによって制御される。
すなわち濾過脱塩装W17に流入する排水流向が流量計
12aによって測定される一方、復水戻り配?!9を流
れる処理水量が51量計188によって測定される。そ
して上記流量計128および流量計188からの流量信
号が流層制御器17aに送信され、流ffi ill 
m器17aは両信号値の偏差が解消されるように流ff
i調整弁16aの弁開度をailする。
一方燃料プール4にプール水を還流させるプール水戻り
配管10を流れる処理水量も、同様に流ff1t111
11器17bからの制御信号によって開m動作する魔!
調整弁16bによって調節される。
本実施例によれば、定期点検によって高濃度に汚染され
たプール水も濾過脱塩装置によって充分に浄化された後
にプール水戻り配管10を経て燃料プール4に還流され
る。そのため従来のプール水冷却浄化装置の場合と比較
して濾過脱塩装置7の利用度を高めることが可能となり
、プール水戻り配管10やその配管系内に配設された熱
交換器iia、i1bに対する放射能の汚染を効果的に
防止することができる。
次に本発明の他の実施例について第2図を参照して説明
する。第2図に示すプール水冷却浄化装置1tlbが、
第1図に示すプール水冷却浄化装[1aと異なる点は、
スキマサージタンク5に流入するプール水の水位によっ
て開閉する水位スイッチ19をスキマサージタンク5に
設け、この水位スイッチ19からの水位信号を流量制a
器17bに入力するように構成した点である。
プール水戻り配管10を流れる処理水量が流量計17b
によって計測され、その1ffililに比較してスキ
マサージタンク5の水位が高い場合には、!IIJn器
18bは、1ffillHt 16 b(7)弁IMl
jffを大きくするようにυ制御し、逆に水位が低い場
合は弁開度を絞るように制御する。このような制御動作
によりスキマサージタンク5より排出されるブール装置
が常に一定に保持される結果、燃料プール4内に還流さ
れるプール水のva環量を一定に保持することができる
〔発明の効果〕
以上説明の通り本発明に係るプール水冷却浄化装置によ
れば、排水モード運転時において、礪器仮置ブール、原
子炉ウェルからの排水および燃料プールからのプール水
は合流し一括して、濾過脱塩装置によって浄化される。
濾過脱塩装置によって浄化された処理水は、濾過脱塩装
置の出口部において復水貯蔵タンクへ接続される復水戻
り配管と、燃料プールへ接続されるプール水戻り配管と
に分岐した管路に流入する。
各配管を流れる処理水の流量は、濾過脱塩装置に流入す
る排水およびプール水の流量と等しくなるように、各配
管に介装された流ffi調整弁の弁開度を調整して制御
される。流量調整弁の動作i、II tallは、流量
制m器によってなされる。
本発明に係るプール水冷却浄化装置によれば、排水モー
ド運転時において燃料プールからのプール水も濾過脱塩
装置を経て充分に浄化された後にプール水戻り配管に送
水される。そのため、従来と比較して濾過脱塩装置の利
用度を高めることが可能となり、プール水戻り配管やそ
の配管系に配設された熱交換器に対する放射能汚染を大
幅に低減することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係るプール水冷却浄化装置の一実施例
を示す系統図、第2図は本発明の他の実施例を示す系統
図、第3図は従来のプール水冷却浄化装置の構成例を示
す系統図である。 1、la、1b・・・プール水冷却浄化装置、2・・・
n器仮四プール、3・・・原子炉ウェル、4・・・燃料
プール、5・・・スキマサージタンク、6a、6b・・
・プール水移送ポンプ、7・・・濾過脱塩装置、8・・
・復水貯蔵タンク、9・・・復水戻り配管、10・・・
プール水戻り配管、11a、11b・・・熱交換器、1
2a。 12b・・・流m計、13a、13b・・・流量指示計
、14・・・プールゲート、15・・・水抜き配管、1
6a。 16b・・・流Mlk調整弁、17a、17b・・・流
電制御8.18a、18b・・・流量計、19・・・水
位スイッチ。 第3図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 機器仮置プールおよび原子炉ウェルからの排水および燃
    料プールからのプール水を合併処理し浄化する濾過脱塩
    装置を有し、この濾過脱塩装置からの処理水を復水貯蔵
    タンクへ移送する復水戻り配管と、熱交換器を経て処理
    水を燃料プールに還流するプール水戻り配管とを上記濾
    過脱塩装置の出口側において分岐するように配設し、上
    記復水戻り配管およびプール水戻り配管にそれぞれ流量
    調整弁を介装するとともに、上記復水戻り配管およびプ
    ール水戻り配管をそれぞれ流れる処理水量が、上記濾過
    脱塩装置に流入する排水およびプール水の流量に等しく
    なるように流量調整弁の弁開度を制御する流量制御器を
    設けたことを特徴とするプール水冷却浄化装置。
JP10591389A 1989-04-27 1989-04-27 プール水冷却浄化装置 Pending JPH02285298A (ja)

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JP (1) JPH02285298A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2020051886A (ja) * 2018-09-27 2020-04-02 株式会社東芝 原子力発電所の水処理方法及び水処理準備方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP2020051886A (ja) * 2018-09-27 2020-04-02 株式会社東芝 原子力発電所の水処理方法及び水処理準備方法

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