JPH02287295A - 定期検査用張り水の浄化回収方法 - 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】 〔発明の目的〕 （ｋ業上の利用分野） 本発明は原子力プラントにおける定期検査用張り水の浄
化回収方法に係り、特に高濃度に汚染された張り水を充
分に浄化することが可能であり、また張り水の回収時間
を大幅に短縮することが可能な定期検査用張り水の浄化
回収方法に関する。

（従来の技術） 原子力プラントを構成する設備は、その重要度に応じて
定期的に検査を行なうことがａ栓付けられており、この
定期検査時には設備を分解し、各構成機器について損傷
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、第３図
に示すように原子炉圧力容器１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＃１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＾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、放射線遮蔽効果が高い水を原子炉ウェル２、
機器仮置プールおよび燃料プール３に満たし、その張り
水４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、また貯蔵している。

張り水４としては一般に復水が使用される。

そして炉内碍造物および燃料集合体についての検査作業
および交換作業が終了すると原子炉ウェル２、機器仮置
プールおよび燃料プール３に貯留した張り水４を排水す
る必要がある。これらのプール内に貯留された張り水４
の８最は、プラント規模によって異なるが約２０００　
ｎｌに及ぶ。

従来の張り水４の浄化回収方法は下記の手順に従ってな
される。すなわち、まず原子炉ウェル２、機器仮置ブー
ルおよび燃料プール３の底部に接続された水抜き配管５
を経由して燃料プール冷却浄化系ポンプ６により張り水
４を扱き出し、燃料プール冷却浄化系の濾過脱塩装置７
に移送する。そして濾過脱塩装置７によって張り水４中
に含まれるクラッド等の汚染物質を除去して浄化した後
に、処理水を復水貯蔵タンク８内に回収していた。回収
された処理水は復水移送ポンプ９によって再び燃料プー
ル３等に送給され、循環して使用される。

また近年の原子力プラントにおいては、検査時における
検査Ｈの被＠ＩＭをより低減するため、Ｊ３よび原子炉
補給水となる、復水貯蔵タンク８内の貯留水の水質改善
を目的として第４図に示す方法で張り水４を浄化回収す
る方法も採用されている。

すなわち、原子炉ウェル２、［器装置プールおよび燃料
プール３に貯留され、定期検査によって汚染された張り
水４は、燃料プール冷却浄化系濾過脱塩装置７で浄化さ
れた後に、−旦ザブレッシコンブールサージタンク１０
に貯留され、しかる侵に廃棄物処理段（！１１において
さらに処理された後に、復水貯蔵タンク８に回収する方
法ら採用されている。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら第３図に示す従来の張り水の浄化回収方法
においては、燃料プール冷却浄化系の濾過脱塩装置の処
理容量が不足するため、充分な浄化を行なうことが困難
であった。

一方第４図に示す従来の浄化回収方法においては、燃料
プール冷却浄化系の濾過脱塩装置と廃棄物処理設備とを
使用して張り水の２段処理を行なっているため、汚染物
の除去率は大幅に向上させることが可能となった。

しかし廃棄物処理設備における処理時間が非常に長く、
張り水の回収時間が大幅に増大するとともに、原子力プ
ラントの定期検査時においては他の系統から発生する廃
液が集中し、それらの廃液とともに張り水を処理するた
め、廃棄物処理系に対する負荷が急激に上昇し、効率的
な浄化回収が困難となるおそれがある。

本発明は上記の問題点を解決Ｊ゛るためになされたもの
であり、定期検査用張り水をより高度に浄化することが
可能であり、その回収時間を大幅に短縮し得る定期検査
用張り水の浄化回収方法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、本発明はタービン系を備えた
原子力プラントの定期検査時に原子炉ウェル、機器仮置
ブールおよび燃料ブールに貯留した定期検査用張り水の
浄化回収方法において、上記張り水をタービン系の復水
ポンプの吸込α＋ＩＩに導入し、導入した張り水を復水
ポンプにより加Ｊ土して復水濾過ｉ；ｉ置および復水脱
塩装置に通水して浄化した後に、浄化した張り水をスピ
ルＡ−バー配管を経由して復水貯蔵タンクに回収するこ
とを特徴とする。

また張り水は、燃料プール冷却浄化系、原子炉再循環系
、残留熱除去系および原子炉冷却材浄化系のいずれかの
配管系より抜き出し、タービン系の復水ポンプの吸込側
に導入づ゛るとよい、。

（作用） 上記構成に係る定期検査用張り水の浄化回収方法によれ
ば、原子炉ウェル、機器仮置ブールｒＢよび燃料ブール
に貯留された張り水は、タービン系の復水ポンプの吸込
側に導入される。導入された張り水は、復水ポンプによ
って加圧されタービン系の復水ｉ１１′Ａ装置および復
水脱塩装置によって高度に浄化された後にスピルオーバ
ー配管を経て復水貯蔵タンクに回収される。

ここでタービン系の復水濾過装置および復水脱塩装置は
、燃料プール冷却浄化系の濾過脱塩装置や廃棄物処理系
の濾過脱塩装置と比較して、その！Ｉ！ｌ理容慢が格段
に大きく、汚染物の除去率も高いため、張り水を短時間
内に高度に処理することが可能となるとともに張り水の
回収時間を大幅に短縮することができる。

また廃棄物処理設備をバイパスして張り水を浄化処理し
ているため、定期検査時における廃棄物処理系に対する
負荷を軽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図は本発明に係る定期検査用張り水の浄化回
収方法の一実施例を示す系統図である。なお第３図、第
４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。

本実施例に係る浄化回収方法を実ｉするための設備は、
例えば主復水器１２と、復水ポンプ１３と、復水濾過装
置１４と、復水脱塩装置１５と、この復水脱塩装［１５
からの復水を復水貯蔵タンク８へ移送するスピルオーバ
ー配管１６とから成るタービン系と、張り水４を復水ポ
ンプ１３の吸込側に案内する張り水移送管１７とを備え
て構成される。

また原子炉ウェル２、機器仮置プールおよび燃料プール
３から張り水４を抜き出す水扱き配管５と、張り水移送
管１７との中門に燃料プール冷却浄化系濾過鋭塩装Ｍ７
を設けると共に、この濾過脱塩装置７を迂回するバイパ
ス管１８を設けている。

定期検査作業が終了すると原子炉ウェル２、機器仮置プ
ールおよび燃料ブール３に貯留された張り水４は、水抜
き配管５を経て燃料プール冷却浄化系ポンプ６によって
加圧され、燃料プール冷却浄化系濾過脱塩装置７に供給
され、ここで浄化される。浄化された張り水は、さらに
張り水移送管１７を通り、タービン系の復水ポンプ１３
の吸込側に導入される。導入された張り水は復水ポンプ
１３によって加圧されて復水濾過装置１４および復水脱
塩装置１５に順次通水されて浄化される。

浄化された張り水は、スピルオーバー配管１６を通り復
水貯蔵タンク８に回収される。

ここで復水濾過装置１４および復水鋭ｍ装置１５は共に
充分な浄化能力および処理容量を有しているため、燃料
プール冷却浄化系濾過脱塩装！ｔ７を使用することなく
、バイパス管１８および張り水移送管１７を通り張り水
を直接復水ポンプ１３の吸込側に導入しタービン系の復
水濾過装置１４および復水脱塩装置１５のみを使用して
浄化処理することも可能である。

このように本実施例によれば浄化能力および処理容量が
大きなタービン系の復水濾過装置１４および復水脱塩装
置１５を使用して張り水を浄化処理しているため、従来
の浄化回収方法と比較して張り水を短時間内に高度に処
理することが可能となり、張り水の回収時間を大幅に短
縮することができる。

また廃棄物処理設備をバイパスして張り水を浄化処理し
ているため、定期検査時に廃水が集中する廃棄物処理設
備に対する負荷を軽減することができる。

次に本発明の伯の実施例について第２図を参照して説明
する。本実施例においては、原子炉ウェル２、機器仮置
プールおよび燃料ブール３に貯留した張り水４を、原子
炉再循環系配管１９がら分岐した原子炉冷却材浄化系配
管２ｏを通り、冷却材浄化系ポンプ２１で抜き出し、さ
らに抜き出した張り水を原子炉冷却材浄化系濾過脱塩装
置２２で処理した後に、張り水移送管１７によって復水
ポンプ１３の吸込側に導入している。

導入された張り水は、前記した実施例と同様にタービン
系の復水濾過装置１４および復水脱塩装Ｍ１５に通水さ
れて浄化される。、浄化された張り水は装置の出口側お
いて分岐しているスとルオーバー配管１６を通り復水貯
蔵タンク８内に回収される。

またタービン系の復水濾過装置装＠１４．１５は、充分
な浄化能力および処理容量を有しているため、原子炉冷
却材浄化系配管２０からの張り水をバイパス管１８に通
し、さらに張り水移送管１７を経由して直接、復水ポン
プ１３の吸込側に導入することも可能である。

本実施例においても、張り水の高度処理および迅速な回
収が可能となる。

なお復水濾過脱塩装置で浄化された侵の浄化水を復水系
への補給水として直接使用することも可能である。

以上第１図および第２図においては、張り水を燃料プー
ル冷却浄化系配管または原子炉再循環系配管から抜き出
した例で示しているが、残留熱除去系配管から張り水を
抜き出すことも可能である。

いずれにしろ定期検査時においては原子炉圧力容器１内
部と原子炉ウェル２と機器仮置プールおよび燃料プール
３と；よ連通しているため原子炉圧力容器１に接続する
原子炉再循環系、残留熱除去系および原子炉冷却材浄化
系のいずれかの配管系を使用すれば張り水を抜ぎ出すこ
とが可能である。

このように本実施例方法を実Ｍするための設備としては
、既設の配管系および機器を大部分そのまま使用するこ
とが可能であり、大幅な改造を必要としないなどの利点
を有する。

（発明の効果） 以上説明の通り、本発明に係る定期検査用張り水の浄化
回収方法によれば、原子炉ウェル、橢器仮四プールおよ
び燃料プールに貯留された張り水は、タービン系の復水
ポンプの吸込側に導入される。導入された張り水は、復
水ポンプによって加圧されタービン系の復水濾過装置お
よび復水脱塩装置によって高度に浄化された後にスピル
オーバー配管を経て復水貯蔵タンクに回収される。

・ここでタービン系の復水濾過装置および復水脱塩装置
は、燃料プール冷部浄化系の濾過ｉ塩装置や廃棄物処理
系の濾過脱塩装置と比較してその処理容量が格段に大き
く、汚染物の除去率も高いため、張り水を短時間内に８
度に処理することが可能となるとともに張り水の回収時
間を大幅に短縮することができる。

また廃棄物処理設備をバイパスして張り水を浄化処理し
ているため、定期検査時における廃棄物処理系に対する
負荷を軽減することができる。

復水器、１３・・・復水ポンプ、１４・・・復水濾過装
置、１５・・・復水脱塩装置、１６・・・スピルオーバ
ー配管、１７・・・張り水移送管、１８・・・バイパス
管、１９・・・原子炉再循環系配管、２０・・・原子炉
冷却材浄化系配管、２１・・・冷却材浄化系ポンプ、２
２・・・原子炉冷却材浄化系濾過脱塩装置。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る定期検査用張り水の浄化回収方法
の一実施例を示す系統図、第２図は本発明の伯の実施例
を示す系統図、第３図は従来の張り水の浄化回収系統を
示す系統図、第４図は従来の伯の浄化回収系統を示す系
統図である。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、タービン系を備えた原子力プラントの定期検査時に
   原子炉ウェル、機器仮置プールおよび燃料プールに貯留
   した定期検査用張り水の浄化回収方法において、上記張
   り水をタービン系の復水ポンプの吸込側に導入し、導入
   した張り水を復水ポンプにより加圧して復水濾過装置お
   よび復水脱塩装置に通水して浄化した後に、浄化した張
   り水をスピルオーバー配管を経由して復水貯蔵タンクに
   回収することを特徴とする定期検査用張り水の浄化回収
   方法。 ２、張り水は、燃料プール冷却浄化系、原子炉再循環系
   、残留熱除去系および原子炉冷却材浄化系のいずれかの
   配管系より抜き出し、タービン系の復水ポンプの吸込側
   に導入することを特徴とする請求項１記載の定期検査用
   張り水の浄化回収方法。