JPH0631796B2 - 原子炉水浄化装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明はBWR原子炉水浄化系に係り、特にプラントの運
転中及び停止中を通して効果的に原子炉水を浄化し得る
原子炉水浄化系に関する。

〔発明の背景〕

従来のBWR原子炉水浄化系統を第４図に示す。原子炉水
浄化系統の機能は、原子炉通常運転時及び原子炉起動、
停止時における原子炉水の水質を基準値内に維持するた
めの炉水の浄化機能、及び原子炉起動時における炉水の
熱膨張による増加分、制御棒駆動水圧系からの冷水の注
入による炉水の増加分を排出して原子炉水位を所定のレ
ベルに制御する機能である。

第４図において、原子炉圧力容器１内の炉水は、原子炉
再循環ポンプ２の吸込ライン及び原子炉圧力容器１底部
から夫々取り出しライン３，４により取り出され、各ラ
インは合流し、格納容器隔離弁５，６を通り、ポンプ５
１にて加圧され、再生熱交換器５２及び非再生熱交換器
５３で所定の温度（約５０℃）まで冷却され、過脱塩
器５４にて浄化され、浄化された炉水は再生熱交換器５
２で加温され、給水ライン３４から原子炉へ戻される。
非再生熱交換器５３での冷却は、冷却源１５により冷却
された冷却水をポンプ１６で供給することにより行って
いる。

原子炉通常運転時は前記のように循環サイクルにて炉水
の浄化が行われるが、原子炉起動時における炉水の増加
分の排出は、過脱塩器５４を通した後、復水器へのラ
イン５６を通して復水器へブローすることによって、ま
た、バイパスライン５５を通して過脱塩器５４をバイ
パスさせた場合には廃棄物受タンクへのライン５７を通
して廃棄物処理系の廃棄物受タンク５７へ排出すること
によって行われる。

ところで、BWRプラントの設備簡素化を図るため、上記
の如き従来の単独の原子炉水浄化装置の代わりにタービ
ン系の復水脱塩装置を使用して原子炉水の浄化を行う公
知例が特開昭５４−３６４７７号公報に開示されてい
る。これは、原子炉残留熱除去系の熱交換器の下流側と
タービン系の復水脱塩装置上流側を接続し、原子炉低圧
時及び停止時これに炉水を通すことにより炉水冷却と浄
化を行い、炉水中のクラッド除去と放射能低減化を図る
ものである。通常原子炉停止時には原子炉残留熱除去系
により原子炉を冷却し且つ減圧させるが、上記公知例で
は、原子炉内圧力が十分低下した以後に、炉水を原子炉
残留熱除去系熱交換器で冷却した上でタービン系復水脱
塩装置を通し、そのまま給水系を通して原子炉へ戻すよ
うにしているものである。ここで復水脱塩装置へ炉水を
通すのを原子炉内圧力が十分低下してから（すなわち炉
水温度が十分低下してから）行うのは、復水脱塩装置入
口ラインは通常温度が低く約４０℃程度であり、圧力と
しては原子炉通常運転状態において約６〜８kg／cm²程
度となっていることから、十分減圧、減温する必要があ
るからである。

したがって、上記公知例では、原子炉の高圧、高温時に
は原子炉水の浄化が行えないことになる。また、原子炉
運転中は原子炉残留熱除去系は、非常用炉心冷却系の一
つとして待機状態としているため常時使用はできない。
このように、上記公知例は、その使用範囲が原子炉低圧
時及び停止時のみに制限されてしまうことになる。ま
た、原子炉停止中、プラント定期点検時等において給水
系が使用できない場合、例えば給水系ヒータ及びポンプ
等の点検、修理の場合には炉水の浄化が行えなくなると
いう不具合がある。

以上述べたごとく、原子炉浄化装置の機能をタービン系
復水脱塩装置にもたせることはプラントの設備合理化、
簡素化上望ましいことであるが、従来提案のものは使用
条件、使用範囲の点で満足し得るものではなかった。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、BWR既設設備を共用化することによ
り、該既設設備の本来の機能を保持しつつ、合理的かつ
有効なる原子炉水浄化機能を奏する原子炉水浄化系を提
供することにある。

〔発明の概要〕

本発明による原子炉水浄化は、上記目的を達成するた
め、通常運転中で原子炉高圧、高温時の原子炉水を浄化
するのに、原子炉から取出した炉水を減圧手段により有
効に減圧し、さらに冷却手段により減温した炉水を過
脱塩装置に通して浄化した後加温して再び原子炉へ戻す
ようにした装置によって行なわれるが、この場合前記
過脱塩装置の浄化機能の全部又は１部を復水系の過脱
塩装置によって行なわしめるようにした。

上記の冷却手段には、浄化する系統系の復水を用い、ま
た上記減圧手段としてはフラッシュタンクを使用する。
高圧炉水を減圧した際のフラッシュ蒸気はプラント内蒸
気ラインに吸収し、回収を図っており、浄化する系統内
の復水利用と相俟ってプラント外への熱エネルギーの放
出を抑制している。

原子炉停止中、プラント定検時等において給水系が停止
している状態においても炉水を浄化できるように給水系
ヒータ、ポンプ等をバイパスし、浄化された炉水を原子
炉に戻せるよう構成している。

〔発明の実施例〕

本発明の一実施例を第１図により説明する。原子炉圧力
容器１からの炉水の取り出しライン３，４及び格納容器
隔離弁５，６を通すところまでは従来の原子炉水浄化系
統と同じであるが、その後、この取り出した炉水を、流
量制御弁７を通した後、フラッシュタンク８にて一旦所
定の圧力まで減圧させ、減圧した炉水を熱交換器９にて
所定の温度（約５０℃）まで冷却した後、フィルター１
０を通して炉水を過し、ポンプ１１又はそのバイパス
ライン１２を通し、復水脱塩装置２８の上流側に入れる
ように構成している。

ここで、タービン周りの構成について説明すると、原子
炉圧力容器１からの発生蒸気は主蒸気ライン２１により
高圧タービン２２に導かれ、高圧タービン２１を出た蒸
気は湿分分離器２３により湿分を除去され低圧タービン
２４に導かれてこれを回す。低圧タービンを出た蒸気は
復水器２５にて冷却されて凝縮し、凝縮した復水は、低
圧復水ポンプ２６により加圧され、復水過装置２７、
復水脱塩装置２８を通って過脱塩され、次に高圧復水
ポンプ２９により昇圧され、低圧ヒータ３０，３１によ
り加温され、給水ポンプ３２にて更に昇圧され、高圧ヒ
ータ３３により加熱され、給水ライン３４を通り原子炉
へ送り込まれる。高圧ヒータ３３の加熱は高圧タービン
の抽気ライン４２からの抽気蒸気にて、また、低圧ヒー
タ３０，３１の加温は低圧タービンからの抽気蒸気等に
て行われる。

前記熱交換器９の冷却は低圧復水ポンプ２９の出口ライ
ンから冷却水ライン３７により冷却水を導いて行ない、
熱交換器９を冷却した後はライン３８にて低圧ヒータ３
０の出口側に戻すようにされている。また熱交換器９の
冷却は上記とは別に独立の冷却源１５によっても行われ
るようになっている。

フラッシュタンク８での減圧に伴って生ずるフラッシュ
蒸気はフラッシュ蒸気ライン１３を経て高圧タービン２
２の出口ラインに回収できるようにし、フラッシュ蒸気
ライン１３には圧力制御弁１３′を設けてフラッシュタ
ンク８内の圧力を制御できるようにしている。またフラ
ッシュ蒸気ラインは、圧力制御弁１４を介し復水器２５
へブローできるようにしている。

また、復水脱塩装置２８の出口部からはラインを分岐さ
せて直接給水ライン３４に接続した給水系バイパスライ
ン３６を設けている。復水脱塩装置２８を出た復水は、
必要に応じ、復水器２５へのライン３５を通して復水器
２５へブローできるようにしている。

以上が実施例の全体構成であるが、次に原子炉通常運転
時、原子炉起動時、原子炉停止後について、その各モー
ドの運転態様を説明する。

原子炉通常運転時は原子炉が高温、高圧状態であるた
め、復水脱塩装置２８に通す炉水としては、温度４０〜
６０℃程度、圧力６〜８kg／cm²程度まで減温、減圧し
たものにする必要がある。そのため、原子炉１から取り
出された炉水は、先ずフラッシュタンク８にて所定の圧
力まで減圧させる。減圧すると炉水の一部はフラッシュ
し蒸気が発生するので、このフラッシュ蒸気をフラッシ
ュタンク８の上方から高圧タービン２２出口の主蒸気ラ
インに逃がしてやる。高圧タービン２２出口の主蒸気ラ
インは圧力１４kg／cm²程度であり、したがってフラッ
シュタンク８内の圧力もこれとほぼ同程度の圧力にな
る。

フラッシュタンク８にて減圧し、それに伴い減温された
炉水は熱交換器９にて所定の温度（約５０℃程度）まで
冷却される。熱交換器９の冷却水としては、高圧復水ポ
ンプ２９出口から導いた復水を用いる。炉水の熱交換器
９出口温度は温度検出器４１にて監視し、その出力信号
に基づき冷却水側の弁４０を操作させ、冷却水量を調整
させることにより、該出口温度を制御できるようにして
いる。

かくて所定の温度（約５０℃）まで冷却された炉水はフ
ィルター１０により過され、ポンプ１１のバイパスラ
イン１２を通して復水脱塩装置２８へ導かれる。ここ
で、原子炉通常運転時は炉圧が高いため、上記炉水はポ
ンプ１１にて加圧する必要はなく、バイパスライン１２
を通すことで復水脱塩装置２８へ導入できる。復水脱塩
装置２８に導かれた炉水は該復水脱塩装置２８で浄化さ
れ、復水系、給水系を通して原子炉へ戻される。

炉水を復水脱塩装置２８に導くことにより放射線線量が
上がることが懸念されるかも知れないが、炉水は熱交換
器９により十分冷却されるため放射線線量は低下した状
態であり、またフィルター１０により過しているた
め、放射線線量については特に問題とはならない。

原子炉起動時には、原子炉が低圧であるから、ポンプ１
１により加圧して復水脱塩装置２８に炉水を導く。原子
炉起動時の炉水の増加分は、復水脱塩装置２８出口ライ
ンからライン３５を通して復水器２５へブローされる。

次原子炉停止後の作動を説明する。定検等により原子炉
給水系が停止している状態の場合には、ポンプ１１によ
り加圧した炉水を、復水脱塩装置２８に通した後、給水
系バイパスライン３６を通して原子炉へ戻す。また、高
温待機時のように原子炉は停止しているが原子炉が高温
状態にある間は給水系をバイパスさせる場合、熱交換器
９を復水にて冷却できなくなるため、このようなときに
は独立した冷却源１５により熱交換器９の冷却を行うよ
うにする。この場合にも、冷却源１５への戻りライン中
の弁３９を温度検出器４１からの信号に基づき操作させ
ることにより、熱交換器９出口の炉水温度を制御するこ
とができる。

本発明の他の実施例を第２図，第３図に示す。

第２図の第１図と異る点は、フラッシュタンク８からの
フラッシュ蒸気を高圧タービン２２の出口ラインではな
く、同タービン２２の抽気ラインに逃がすように構成し
た点である。同じ圧力条件下での蒸気ラインであること
から、こういう実施例も可能である。

第３図の第１図と異る点は、熱交換器９の炉水側出口ラ
イン中にフィルター１０を設けることなく、炉水を復水
過装置２７の上流側に入れてやるように構成した点で
ある。こういう構成としても、第１図の実施例と同様の
機能を果すことができる。

〔実施例の効果〕

以上に説明した本発明の実施例によれば、熱交換器の冷
却を復水系の復水により行うため、プラント外への熱エ
ネルギーの放出が抑制されるため熱効率向上となる。

従来の第４図に示す如き原子炉水浄化系統が削除できる
ため、系統の簡素化が図れる。

また、従来の原子炉水浄化系統のポンプ５１は高圧、高
温状態に設置しているが、第１図に示すように本発明例
では熱交換器９下流の低温側に設置したことにより、ポ
ンプにおける放射線線量率の低減及びポンプの信頼性向
上、保守、点検性の向上が図れる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、BWRの従来の原子炉水浄化系統の過
脱塩装置の機能をタービン系の復水脱塩装置の機能で代
用できるため、原子炉水浄化系統の過脱塩器が削除で
きることはもとより、原子炉の通常運転時及び高温待機
時におけるポンプ５１の１台削減、再生熱交換器５２の
削除ができ全体として構成の簡素化が図れ合理化でき
る。

また、給水加熱器及び給水系のポンプ等をバイパスする
ラインが設けられているので、原子炉の停止中において
は、高圧復水ポンプを含め、給水ラインが停止状態とな
っているにも拘わらず、給水ラインの諸機器をバイパス
して、炉水を浄化して原子炉へ注入することができ、さ
らに、原子炉運転中は、熱交換器に接続されるポンプと
バイパスラインの並列回路中のバイパスラインを通して
炉水を脱塩装置の上流側に送給し、該並列回路中のポン
プを停止させることができる。

また、熱交換器９を復水系で冷却することにより、プラ
ントでの熱損失の低減から発電端出力の向上等プラント
全体としての合理化が図れる。

【図面の簡単な説明】 第１図は本発明の一実施例の構成図、第２図，第３図は
本発明の他の実施例の構成図を示す。 第４図は従来の原子炉浄化系統の構成図を示す。 ８…フラッシュタンク、９…熱交換器 １１…ポンプ、２７…復水過装置 ２８…復水脱塩装置、３０…低圧ヒータ ３６…給水系バイパスライン ３７，３８…冷却水ライン ５１…ポンプ、５２…再生熱交換器 ５３…非再生熱交換器、５４…ろ過脱塩器

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉底部からの炉水取り出しラインに、
   減圧手段、熱交換器、フィルター、ポンプとバイパスラ
   インとの並列回路を順次直列に接続し、他方、原子炉か
   らの主蒸気ラインにタービン、復水器を接続し、復水器
   からの復水を低圧復水ポンプ、復水過装置、復水脱塩
   装置、高圧復水ポンプ、ヒータを順次通して前記原子炉
   に戻すように配管接続し、前記並列回路の出口側を少な
   くとも前記復水脱塩装置の上流側に接続し、前記高圧復
   水ポンプ及びヒータに給水系バイパスラインを並列に接
   続したことを特徴とする原子炉水浄化装置。