JPH046918B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH046918B2 JPH046918B2 JP57202119A JP20211982A JPH046918B2 JP H046918 B2 JPH046918 B2 JP H046918B2 JP 57202119 A JP57202119 A JP 57202119A JP 20211982 A JP20211982 A JP 20211982A JP H046918 B2 JPH046918 B2 JP H046918B2
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- JP
- Japan
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- condensate
- water
- equipment
- rad
- plant
- 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.)
- Expired - Lifetime
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-
- 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
Landscapes
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Adjustment And Processing Of Grains (AREA)
- Supplying Of Containers To The Packaging Station (AREA)
- Indexing, Searching, Synchronizing, And The Amount Of Synchronization Travel Of Record Carriers (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子力プラントに係り、特に
原子力発電における停止時系統水のラド処理量を
低減するのに好適な沸騰水型原子力プラントに関
する。
原子力発電における停止時系統水のラド処理量を
低減するのに好適な沸騰水型原子力プラントに関
する。
従来の原子力発電所、停止時水抜き方法は、系
統水をすべてラド設備によつて処理しており、ラ
ド設備への負担が大きく問題となつている。従来
系統水、水抜き方法を第１図により説明する。
統水をすべてラド設備によつて処理しており、ラ
ド設備への負担が大きく問題となつている。従来
系統水、水抜き方法を第１図により説明する。
プラント停止後、系統の水抜きは各系統毎に実
施している。
施している。
プラント停止後、復水器真空破壊前、給水加熱
器８の胴側、管側の系統水は、高水位調整弁１３
を開にし、真空度を利用して、ホツトウエル４へ
ブローする。しかしこの方法でのブロー量は少量
で大部分が機器ドレンフアンネルを通して、機器
ドレンサンプヘブローされる。また復水系、給水
系配管内の系統水も機器ドレンサンプ１０へブロ
ーされ、ラド設備で処理される。ホツトウエル内
の水は、復水ポンプ５が運転可能水位まで、コン
デミ６を通し、スピルオーバーライン１４によつ
て復水貯蔵タンク１１へ回収される。しかしその
量はわずかで、大部分は他の系統と同様に機器ド
レンサンプへ回収され、ラド設備で処理される。
器８の胴側、管側の系統水は、高水位調整弁１３
を開にし、真空度を利用して、ホツトウエル４へ
ブローする。しかしこの方法でのブロー量は少量
で大部分が機器ドレンフアンネルを通して、機器
ドレンサンプヘブローされる。また復水系、給水
系配管内の系統水も機器ドレンサンプ１０へブロ
ーされ、ラド設備で処理される。ホツトウエル内
の水は、復水ポンプ５が運転可能水位まで、コン
デミ６を通し、スピルオーバーライン１４によつ
て復水貯蔵タンク１１へ回収される。しかしその
量はわずかで、大部分は他の系統と同様に機器ド
レンサンプへ回収され、ラド設備で処理される。
この様にプラント停止後の系統水は大部分ラド
設備によつて処理され、その量は800MWeクラス
で800m3程あり、ラド設備への負荷となつている。
設備によつて処理され、その量は800MWeクラス
で800m3程あり、ラド設備への負荷となつている。
機器ドレンサンプに回収された系統水はラド設
備の機器ドレン系で処理される。その処理過程を
第２図により説明する。
備の機器ドレン系で処理される。その処理過程を
第２図により説明する。
プラント停止後、水抜きされた系統水は機器ド
レンサンプ１０へ回収され、そこから廃液収集タ
ンクへ移送され、さらに機器ドレン移送ポンプ１
６で昇圧され、機器ドレンフイルター１７、機器
ドレン脱塩器１８で処理される。その後廃液サー
ジタンク１９を経て、復水貯蔵タンク１１へ回収
される。
レンサンプ１０へ回収され、そこから廃液収集タ
ンクへ移送され、さらに機器ドレン移送ポンプ１
６で昇圧され、機器ドレンフイルター１７、機器
ドレン脱塩器１８で処理される。その後廃液サー
ジタンク１９を経て、復水貯蔵タンク１１へ回収
される。
復水貯蔵タンクへ回収された水は、原子炉ウエ
ルの水張り用として利用されるが、約800m3の水
を上記説明のラド設備によて処理するため、ラド
への負荷が大きく、機器ドレンフイルタスラツジ
の増加等の問題がある。
ルの水張り用として利用されるが、約800m3の水
を上記説明のラド設備によて処理するため、ラド
への負荷が大きく、機器ドレンフイルタスラツジ
の増加等の問題がある。
〔発明の目的）
本発明の目的は、プラント停止後、系統水をラ
ド設備を使用せず処理可能な沸騰水型原子力プラ
ントを提供するにある。
ド設備を使用せず処理可能な沸騰水型原子力プラ
ントを提供するにある。
原子力発電所停止後、系統水は大部分がラド設
備（機器ドレン系）によつて処理され、復水貯蔵
タンクへ回収されている。
備（機器ドレン系）によつて処理され、復水貯蔵
タンクへ回収されている。
沸騰水型原子力発電所では復水浄化装置の出口
に復水貯蔵タンクへ移送できるラインがある。ま
た復水脱塩器は最近の調査，研究により、イオン
交換能力だけではなく、クラツド除去能力も有す
る事が判明した。そこで従来使用していた機器ド
レン系での機器ドレンフイルタ、脱塩器で処理す
る変わりに復水脱塩器を使用し、ここで処理した
処理水は、復水脱塩器出口のスピルオーバーライ
ンにより復水貯蔵タンクへ移送する。
に復水貯蔵タンクへ移送できるラインがある。ま
た復水脱塩器は最近の調査，研究により、イオン
交換能力だけではなく、クラツド除去能力も有す
る事が判明した。そこで従来使用していた機器ド
レン系での機器ドレンフイルタ、脱塩器で処理す
る変わりに復水脱塩器を使用し、ここで処理した
処理水は、復水脱塩器出口のスピルオーバーライ
ンにより復水貯蔵タンクへ移送する。
またホツトウエル内の水は、復水ポンプで移送
できる分は復水脱塩器で処理後、復水貯蔵タンク
へ移送されるが、ホツトウエルの水位が下がると
復水ポンプの空気吸い込みを考慮して、インター
ロツクがかかり、それ以上復水ポンプへ稼動が停
止し、ホツトウエル残留水は機器ドレンサンプへ
回収され、機器ドレン系にて処理されている。
できる分は復水脱塩器で処理後、復水貯蔵タンク
へ移送されるが、ホツトウエルの水位が下がると
復水ポンプの空気吸い込みを考慮して、インター
ロツクがかかり、それ以上復水ポンプへ稼動が停
止し、ホツトウエル残留水は機器ドレンサンプへ
回収され、機器ドレン系にて処理されている。
そこで、復水ポンプより小容量の循環用ポンプ
を設置し、ホツトウエル水はすべて、このポンプ
によつて復水浄化装置を通して、復水貯蔵タンク
へ回収する。
を設置し、ホツトウエル水はすべて、このポンプ
によつて復水浄化装置を通して、復水貯蔵タンク
へ回収する。
その他の系統については、各系統最下部に水抜
きラインを新設し、系統水を一たん復水回収タン
クへ回収する。回収された系統水は、復水浄化装
置で処理後、復水貯蔵タンクへ移送する。
きラインを新設し、系統水を一たん復水回収タン
クへ回収する。回収された系統水は、復水浄化装
置で処理後、復水貯蔵タンクへ移送する。
上記方法によつつてラド設備を使用せず、系統
水の抜きとりが行える。
水の抜きとりが行える。
以下本発明の一実施例を第３図により説明す
る。
る。
プラント停止後、各系統での水抜きラインのバ
ルブ２０を開にし、復水回収タンク移送ライン２
１により、復水回収タンク２２に回収する。この
回収した系統水を復水移送ライン２３を通して復
水浄化装置６の上流側へ移送し、復水浄化装置６
で処理後、スピルオーバーライン２５により、復
水貯蔵タンク１１へ回収する。
ルブ２０を開にし、復水回収タンク移送ライン２
１により、復水回収タンク２２に回収する。この
回収した系統水を復水移送ライン２３を通して復
水浄化装置６の上流側へ移送し、復水浄化装置６
で処理後、スピルオーバーライン２５により、復
水貯蔵タンク１１へ回収する。
一方ホツトウエル水及び復水系での系統水は循
環用ポンプ２４にで昇圧し、復水浄化装置６を通
し、スピルオーバーライン２５により、復水貯蔵
タンクへ回収する。
環用ポンプ２４にで昇圧し、復水浄化装置６を通
し、スピルオーバーライン２５により、復水貯蔵
タンクへ回収する。
本発明によれば、プラント停止後、系統水をラ
ド設備を使用せず、復水浄化装置を用いて処理で
きるので、ラド負荷低減の効果がある。
ド設備を使用せず、復水浄化装置を用いて処理で
きるので、ラド負荷低減の効果がある。
第１図は原子力発電プラントの概略図、第２図
は原子力発電所ラド設備での概略図、第３図は本
発明の具体的実施例を示す図である。 １……原子炉ウエル、２……原子炉、３……タ
ービン、４……ホツトウエル、５……低圧復水ポ
ンプ、６……復水浄化装置、７……高圧復水ポン
プ、８……給水ヒーター、９……給水ポンプ、１
０……機器ドレンサンプ、１１……復水貯蔵タン
ク、１２……機器ドレンライン、１３……高水位
調整弁、１４……スピルオーバーライン、１５…
…廃棄集収タンク、１６……機器ドレン移送ポン
プ、１７……機器ドレンフイルター、１８……機
器ドレン脱塩器、１９……廃液サージタンク、２
０……復水回収タンク移送ラインバルブ、２１…
…復水回収タンク移送ライン、２２……復水回収
タンク、２３……復水移送ライン、２４……循環
用ポンプ。
は原子力発電所ラド設備での概略図、第３図は本
発明の具体的実施例を示す図である。 １……原子炉ウエル、２……原子炉、３……タ
ービン、４……ホツトウエル、５……低圧復水ポ
ンプ、６……復水浄化装置、７……高圧復水ポン
プ、８……給水ヒーター、９……給水ポンプ、１
０……機器ドレンサンプ、１１……復水貯蔵タン
ク、１２……機器ドレンライン、１３……高水位
調整弁、１４……スピルオーバーライン、１５…
…廃棄集収タンク、１６……機器ドレン移送ポン
プ、１７……機器ドレンフイルター、１８……機
器ドレン脱塩器、１９……廃液サージタンク、２
０……復水回収タンク移送ラインバルブ、２１…
…復水回収タンク移送ライン、２２……復水回収
タンク、２３……復水移送ライン、２４……循環
用ポンプ。
Claims (1)
- １ 原子炉、タービン、復水器、復水浄化装置及
び給水加熱器を朱たる構成要素とする沸騰水型原
子力プラントにおいて、プラントの給・復水系統
に、プラント停止時に該系統水を回収するための
回収ライン、回収した系統水を一時貯蔵するため
の復水回収タンク及び前記回収タンク中の水を前
記復水浄化装置上流側に移送するための移送ライ
ンとを設けたことを特徴とする沸騰水型原子力プ
ラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57202119A JPS5992400A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 沸騰水型原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57202119A JPS5992400A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 沸騰水型原子力プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5992400A JPS5992400A (ja) | 1984-05-28 |
| JPH046918B2 true JPH046918B2 (ja) | 1992-02-07 |
Family
ID=16452273
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57202119A Granted JPS5992400A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 沸騰水型原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5992400A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0810272B2 (ja) * | 1986-03-12 | 1996-01-31 | 株式会社東芝 | 原子炉ウエル水処理装置 |
-
1982
- 1982-11-19 JP JP57202119A patent/JPS5992400A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5992400A (ja) | 1984-05-28 |
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