JPH05323090A - 原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置 - Google Patents
原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置Info
- Publication number
- JPH05323090A JPH05323090A JP4132914A JP13291492A JPH05323090A JP H05323090 A JPH05323090 A JP H05323090A JP 4132914 A JP4132914 A JP 4132914A JP 13291492 A JP13291492 A JP 13291492A JP H05323090 A JPH05323090 A JP H05323090A
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- JP
- Japan
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- cooling
- water
- heat exchanger
- cooling system
- fuel storage
- Prior art date
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- Pending
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】貯蔵能力の拡大化に伴って増大する冷却池水の
浄化系，冷却系の負荷にも十分対応でき、しかも設備の
所要据付スペースの縮小化が図れる原子炉燃料貯蔵設備
の冷却池水処理装置を提供する。 【構成】炉心から取出した使用済燃料集合体，反射体な
どの炉心構成要素を冷却保管する原子炉燃料貯蔵設備の
冷却池水を冷却，浄化する処理装置として、冷却水循環
ポンプ３, 浄化脱塩塔５，熱交換器を含む冷却池の１次
冷却系２と、前記熱交換器に冷却水を循環供給する２次
冷却系６を備えたものにおいて、前記１次冷却系の脱塩
塔の前段に中空糸膜フィルタ１５ａを採用したろ過器１
５を介装してプール内の水中に混在するクラッド，放射
性生成物質などを積極的に除去するようにし、さらに１
次冷却系と２次冷却系の間にはプレート形熱交換器１６
を介装して崩壊熱で昇温したプール水を冷却する。
浄化系，冷却系の負荷にも十分対応でき、しかも設備の
所要据付スペースの縮小化が図れる原子炉燃料貯蔵設備
の冷却池水処理装置を提供する。 【構成】炉心から取出した使用済燃料集合体，反射体な
どの炉心構成要素を冷却保管する原子炉燃料貯蔵設備の
冷却池水を冷却，浄化する処理装置として、冷却水循環
ポンプ３, 浄化脱塩塔５，熱交換器を含む冷却池の１次
冷却系２と、前記熱交換器に冷却水を循環供給する２次
冷却系６を備えたものにおいて、前記１次冷却系の脱塩
塔の前段に中空糸膜フィルタ１５ａを採用したろ過器１
５を介装してプール内の水中に混在するクラッド，放射
性生成物質などを積極的に除去するようにし、さらに１
次冷却系と２次冷却系の間にはプレート形熱交換器１６
を介装して崩壊熱で昇温したプール水を冷却する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉施設内に設備し
て原子炉から取出した使用済燃料集合体，反射体など炉
心構成要素を冷却保管する燃料貯蔵設備の冷却池水を冷
却，浄化する処理装置に関する。
て原子炉から取出した使用済燃料集合体，反射体など炉
心構成要素を冷却保管する燃料貯蔵設備の冷却池水を冷
却，浄化する処理装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】周知のように原子炉炉心から取出した使
用済燃料集合体，反射体などの炉心構成要素は高い崩壊
熱を保有しているために、原子炉施設内の燃料貯蔵設備
（使用済燃料貯蔵プール）に長期間収容して崩壊熱を除
去するようにしている。一方、使用済燃料貯蔵プールで
は、炉心構成要素の冷却保管中に崩壊熱で昇温したプー
ル水を冷却するとともに、プール水に含まれる塩素イオ
ンなどを除去して水の純度を保つために、水冷却，浄化
を行う処理装置が付設されている。図２は従来における
使用済燃料貯蔵プールの水処理装置を示すものであり、
図において、１は使用済燃料貯蔵プール、２は冷却水循
環ポンプ３，イオン交換樹脂を使用した浄化脱塩塔４，
シェルアンドチューブ形の熱交換器５を経由してプール
１の水を冷却，浄化する１次冷却系、６は前記の熱交換
器５に冷却塔７，水槽８，循環ポンプ９を経由して冷却
水を循環供給する２次冷却系である。なお、１０は塵
埃，ゴミなどの浮遊物を採集するオーバーフロー取水
口、１１は集水ピット、１２は送水ポンプ、１３は廃液
タンク、１４は廃液を施設内の廃棄物処理系に送る廃液
ポンプである。
用済燃料集合体，反射体などの炉心構成要素は高い崩壊
熱を保有しているために、原子炉施設内の燃料貯蔵設備
（使用済燃料貯蔵プール）に長期間収容して崩壊熱を除
去するようにしている。一方、使用済燃料貯蔵プールで
は、炉心構成要素の冷却保管中に崩壊熱で昇温したプー
ル水を冷却するとともに、プール水に含まれる塩素イオ
ンなどを除去して水の純度を保つために、水冷却，浄化
を行う処理装置が付設されている。図２は従来における
使用済燃料貯蔵プールの水処理装置を示すものであり、
図において、１は使用済燃料貯蔵プール、２は冷却水循
環ポンプ３，イオン交換樹脂を使用した浄化脱塩塔４，
シェルアンドチューブ形の熱交換器５を経由してプール
１の水を冷却，浄化する１次冷却系、６は前記の熱交換
器５に冷却塔７，水槽８，循環ポンプ９を経由して冷却
水を循環供給する２次冷却系である。なお、１０は塵
埃，ゴミなどの浮遊物を採集するオーバーフロー取水
口、１１は集水ピット、１２は送水ポンプ、１３は廃液
タンク、１４は廃液を施設内の廃棄物処理系に送る廃液
ポンプである。
【０００３】なお、従来の燃料貯蔵設備では、炉心から
取出した使用済燃料集合体，反射体を全て罐詰缶に収容
した上で、プール内に設置した貯蔵ラックに納めて冷却
保管するようにしている。
取出した使用済燃料集合体，反射体を全て罐詰缶に収容
した上で、プール内に設置した貯蔵ラックに納めて冷却
保管するようにしている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】ところで、最近にな
り、燃料貯蔵設備の貯蔵能力拡大化を図ることを狙い
に、原子炉炉心から取出した反射体などを罐詰缶から取
出して裸のままプール内に貯蔵する（罐詰缶を使用しな
い分だけ収容効率が高まる）ことが検討されているが、
炉心構成要素を裸のままプール内に収容すると、プール
の水中には炉心側から持ち込んだナトリウム（炉心の１
次冷却材），クラッド，放射性腐蝕性生成物などが多く
混在するようになって浄化系の負荷が増すほか、炉心構
成要素の貯蔵本数の増加に伴ってプールの熱負荷も増大
する。
り、燃料貯蔵設備の貯蔵能力拡大化を図ることを狙い
に、原子炉炉心から取出した反射体などを罐詰缶から取
出して裸のままプール内に貯蔵する（罐詰缶を使用しな
い分だけ収容効率が高まる）ことが検討されているが、
炉心構成要素を裸のままプール内に収容すると、プール
の水中には炉心側から持ち込んだナトリウム（炉心の１
次冷却材），クラッド，放射性腐蝕性生成物などが多く
混在するようになって浄化系の負荷が増すほか、炉心構
成要素の貯蔵本数の増加に伴ってプールの熱負荷も増大
する。
【０００５】このために、図２に示した従来の構成のよ
うに浄化脱塩塔を装備しただけでは浄化系の負荷増大に
対応できず、使用済燃料などの出入作業に支障を来すほ
か、系内から出た廃液中には多量のクラッド，放射性物
質が混在して廃棄物処理系での処理が困難になるなどの
問題が新たに派生するようになる。また、１次冷却系と
２次冷却系との間に介装した熱交換器がシェルアンドチ
ューブ形熱交換器であると、冷却系の熱負荷増大に対応
させるために熱交換器が非常に大型化して設備の据付け
に大きなスペースが必要となる。
うに浄化脱塩塔を装備しただけでは浄化系の負荷増大に
対応できず、使用済燃料などの出入作業に支障を来すほ
か、系内から出た廃液中には多量のクラッド，放射性物
質が混在して廃棄物処理系での処理が困難になるなどの
問題が新たに派生するようになる。また、１次冷却系と
２次冷却系との間に介装した熱交換器がシェルアンドチ
ューブ形熱交換器であると、冷却系の熱負荷増大に対応
させるために熱交換器が非常に大型化して設備の据付け
に大きなスペースが必要となる。
【０００６】本発明は上記の点にかんがみなされたもの
であり、その目的は、前記課題を解決し、貯蔵能力の拡
大化に伴って増大する冷却池水の浄化系，冷却系の負荷
にも十分対応でき、しかも設備の所要据付スペースの縮
小化が図れるようにした原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水
処理装置を提供することにある。
であり、その目的は、前記課題を解決し、貯蔵能力の拡
大化に伴って増大する冷却池水の浄化系，冷却系の負荷
にも十分対応でき、しかも設備の所要据付スペースの縮
小化が図れるようにした原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水
処理装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的のうち、浄化系
の負荷増大に対応させる解決手段として、本発明では、
１次冷却系にプール内の水中に混在するクラッド，放射
性生成物質などを除去するろ過器を装備して構成するも
のとする。ここで、前記構成におけるろ過器は浄化脱塩
塔の前段に接続するのがよく、またろ過器として中空糸
膜フィルタを採用するのが好ましい。
の負荷増大に対応させる解決手段として、本発明では、
１次冷却系にプール内の水中に混在するクラッド，放射
性生成物質などを除去するろ過器を装備して構成するも
のとする。ここで、前記構成におけるろ過器は浄化脱塩
塔の前段に接続するのがよく、またろ過器として中空糸
膜フィルタを採用するのが好ましい。
【０００８】また、冷却系の負荷増大に対して所要スペ
ースの縮減化を図る解決手段として、本発明では熱交換
器にプレート形熱交換器を採用するものとする。
ースの縮減化を図る解決手段として、本発明では熱交換
器にプレート形熱交換器を採用するものとする。
【０００９】
【作用】上記構成のように、冷却池（使用済燃料貯蔵プ
ール）の１次冷却系に例えば中空糸膜フィルタなどのろ
過器を設置することにより、使用済の炉心構成要素を裸
のままプール内に保管した場合に増加する浄化系の負荷
（裸の炉心構成要素に付着して炉心側からプール内に持
ち込むナトリウム、クラッド、放射性腐蝕性生成物な
ど）にも十分に対応可能となる。また、ろ過器を浄化脱
塩塔の前段に設けたことで、脱塩塔内に充填したイオン
交換樹脂がクラッドなどの夾雑物で目詰まりするのを防
ぐことかできる。一方、１次冷却系と２次冷却系の間に
介装したプレート形熱交換器はシェルアンドチューブ形
熱交換器と比べて熱通過率が高いので、小形な熱交換器
で冷却系の大きな熱負荷にも対応でき、設備の据付けに
要する所要スペースがそれだけ少なくて済む。
ール）の１次冷却系に例えば中空糸膜フィルタなどのろ
過器を設置することにより、使用済の炉心構成要素を裸
のままプール内に保管した場合に増加する浄化系の負荷
（裸の炉心構成要素に付着して炉心側からプール内に持
ち込むナトリウム、クラッド、放射性腐蝕性生成物な
ど）にも十分に対応可能となる。また、ろ過器を浄化脱
塩塔の前段に設けたことで、脱塩塔内に充填したイオン
交換樹脂がクラッドなどの夾雑物で目詰まりするのを防
ぐことかできる。一方、１次冷却系と２次冷却系の間に
介装したプレート形熱交換器はシェルアンドチューブ形
熱交換器と比べて熱通過率が高いので、小形な熱交換器
で冷却系の大きな熱負荷にも対応でき、設備の据付けに
要する所要スペースがそれだけ少なくて済む。
【００１０】
【実施例】以下本発明の実施例を図１に基づいて説明す
る。なお、実施例の図中で図２と対応する同一部材には
同じ符号が付してある。すなわち、図１の実施例におい
ては、図２と比べて１次冷却系２の冷却水循環ポンプ３
と浄化脱塩トランジスタ４との間に新たにろ過器１５が
追加装備されており、さらに１次冷却系２と２次冷却系
６との間に介装した熱交換器としてプレート形熱交換器
１６が装備されている。ここで、前記ろ過器１５には中
空糸膜フィルタ（ろ過能力，逆洗性に優れた特性を有す
る）１５ａが組み込まれている。なお、実際の設備では
冷却水循環ポンプ３，浄化脱塩塔４，熱交換器５，ろ過
器１５などは予備分を含めて２基ずつ装備している。
る。なお、実施例の図中で図２と対応する同一部材には
同じ符号が付してある。すなわち、図１の実施例におい
ては、図２と比べて１次冷却系２の冷却水循環ポンプ３
と浄化脱塩トランジスタ４との間に新たにろ過器１５が
追加装備されており、さらに１次冷却系２と２次冷却系
６との間に介装した熱交換器としてプレート形熱交換器
１６が装備されている。ここで、前記ろ過器１５には中
空糸膜フィルタ（ろ過能力，逆洗性に優れた特性を有す
る）１５ａが組み込まれている。なお、実際の設備では
冷却水循環ポンプ３，浄化脱塩塔４，熱交換器５，ろ過
器１５などは予備分を含めて２基ずつ装備している。
【００１１】かかる構成で、使用済燃料貯蔵プール１の
稼動時にはプール水が１次冷却系２を経由して循環送水
され、この過程で水中に混在するクラッド，放射性生成
物などがろ過器１５により積極的に除去され、さらに後
段の脱塩塔で浄化される。また、１次冷却系２を流れる
水はプレート形熱交換器１６で２次冷却系の冷却水と熱
交換して冷却された後プール１に戻る。
稼動時にはプール水が１次冷却系２を経由して循環送水
され、この過程で水中に混在するクラッド，放射性生成
物などがろ過器１５により積極的に除去され、さらに後
段の脱塩塔で浄化される。また、１次冷却系２を流れる
水はプレート形熱交換器１６で２次冷却系の冷却水と熱
交換して冷却された後プール１に戻る。
【００１２】
【発明の効果】以上述べたように、本発明の構成によれ
ば、燃料貯蔵設備の貯蔵能力拡大化を狙いに原子炉から
取出した炉心構成要素を裸のまま冷却池に収容する場合
でも、これに伴って増大する浄化系，冷却系の負荷にも
十分対応可能で、しかも設備の所要据付スペースが少な
くて済む実用的価値の高い原子炉燃料貯蔵設備の冷却池
水処理装置を提供することができる。
ば、燃料貯蔵設備の貯蔵能力拡大化を狙いに原子炉から
取出した炉心構成要素を裸のまま冷却池に収容する場合
でも、これに伴って増大する浄化系，冷却系の負荷にも
十分対応可能で、しかも設備の所要据付スペースが少な
くて済む実用的価値の高い原子炉燃料貯蔵設備の冷却池
水処理装置を提供することができる。
【図１】本発明の実施例による原子炉燃料貯蔵設備の冷
却池水処理装置の系統図
却池水処理装置の系統図
【図２】従来における原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処
理装置の系統図
理装置の系統図
１ 使用済燃料貯蔵プール ２ １次冷却系 ３ 冷却水循環ポンプ ４ 浄化脱塩塔 ６ ２次冷却系 １５ ろ過器 １５ａ 中空糸膜フィルタ １６ プレート形熱交換器
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉から取出した使用済燃料集合体，反
射体などの炉心構成要素を冷却保管する燃料貯蔵設備の
冷却池水を冷却，浄化する処理装置であり、冷却水循環
ポンプ, 浄化脱塩塔，熱交換器を含む冷却池の１次冷却
系と、前記熱交換器に冷却水を循環供給する２次冷却系
を備えたものにおいて、前記の１次冷却系に、プール内
の水中に混在するクラッド，放射性生成物質などを除去
するろ過器を装備したことを特徴とする原子炉燃料貯蔵
設備の冷却池水処理装置 - 【請求項２】請求項１記載の冷却池水処理装置におい
て、ろ過器を浄化脱塩塔の前段に接続したことを特徴と
する燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置 - 【請求項３】請求項１記載の冷却池水処理装置におい
て、ろ過器が中空糸膜フィルタであることを特徴とする
原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置。 - 【請求項４】原子炉から取出した使用済燃料集合体，反
射体などの炉心構成要素を冷却保管する燃料貯蔵設備の
冷却池水処理装置であり、冷却水循環ポンプ, 浄化脱塩
塔，熱交換器を含む冷却池の１次冷却系と、前記熱交換
器に冷却水を供給する２次冷却系を備えたものにおい
て、前記の熱交換器にプレート形熱交換器を採用したこ
とを特徴とする原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4132914A JPH05323090A (ja) | 1992-05-26 | 1992-05-26 | 原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4132914A JPH05323090A (ja) | 1992-05-26 | 1992-05-26 | 原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05323090A true JPH05323090A (ja) | 1993-12-07 |
Family
ID=15092474
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4132914A Pending JPH05323090A (ja) | 1992-05-26 | 1992-05-26 | 原子炉燃料貯蔵設備の冷却池水処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05323090A (ja) |
-
1992
- 1992-05-26 JP JP4132914A patent/JPH05323090A/ja active Pending
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