JPH0631797B2 - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
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- JPH0631797B2 JPH0631797B2 JP60087211A JP8721185A JPH0631797B2 JP H0631797 B2 JPH0631797 B2 JP H0631797B2 JP 60087211 A JP60087211 A JP 60087211A JP 8721185 A JP8721185 A JP 8721185A JP H0631797 B2 JPH0631797 B2 JP H0631797B2
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- 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
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- Saccharide Compounds (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子力発電プラントに係り、特に炭酸ガス除去
装置を備えた原子力発電プラントに係る。
装置を備えた原子力発電プラントに係る。
沸騰水型原子力発電プラントでは、一次冷却水の水質を
純水に保つために、特開昭５７−１８７０８７１号公報
に記載されているように、復水器の下流に復水脱塩器を
備えている。復水脱塩器は粒状の陽イオン交換樹脂と陰
イオン交換樹脂が混合充填され、数m3／塔の脱塩塔が数
塔から構成されている。このイオン交換樹脂は年間に１
〜２回の割合で薬品再生され、くり返えし使用される。
従来の薬品再生の方法の１例を第４図に示す。復水脱塩
塔７の脱塩性能が低下したイオン交換樹脂１４はイオン
交換樹脂再生塔１５に移送され、注入される用水１６、
空気１７により比重差により陰イオン交換樹脂１８と陽
イオン交換樹脂１９に分離される。分離された陰イオン
交換樹脂１８は陰イオン交換樹脂再生塔２０に移送され
る。陽イオン交換樹脂１９は再生塔１５で硫酸２２によ
り再生され、陰イオン交換樹脂１８は再生塔２０で水酸
化ナトリウム溶液２１によって再生される。再生された
樹脂は水で十分に洗浄された後、樹脂混合塔２３に移
送、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合した
後、再び復水脱塩塔７に充填される。樹脂の場合、移送
には用水及び空気１７が使用される。これらの再生に伴
って発生する再生廃液の廃棄物等は沸騰水型原子力発電
所全体で発生する廃棄物量の約２０％にも達する。しか
るに、イオン交換樹脂のイオン除去性能は、吸着したイ
オンの量が多くなると低下するが、特に陰イオン交換樹
脂の性能低下が早い。陰イオン交換樹脂は、樹脂の再
生、洗浄、移送等の操作中に、空気中の炭酸ガス及び炭
酸ガスが水に溶解して生じた重炭酸イオンを吸着してイ
オン負荷となるほか、沸騰水型原子力発電所の定期点検
において行なわれる復水再循環運転では、空気と接した
水が２〜３塔の脱塩塔を大量通水するので、このときも
空気中の炭酸ガスに起因するイオン負荷が増加する。
純水に保つために、特開昭５７−１８７０８７１号公報
に記載されているように、復水器の下流に復水脱塩器を
備えている。復水脱塩器は粒状の陽イオン交換樹脂と陰
イオン交換樹脂が混合充填され、数m3／塔の脱塩塔が数
塔から構成されている。このイオン交換樹脂は年間に１
〜２回の割合で薬品再生され、くり返えし使用される。
従来の薬品再生の方法の１例を第４図に示す。復水脱塩
塔７の脱塩性能が低下したイオン交換樹脂１４はイオン
交換樹脂再生塔１５に移送され、注入される用水１６、
空気１７により比重差により陰イオン交換樹脂１８と陽
イオン交換樹脂１９に分離される。分離された陰イオン
交換樹脂１８は陰イオン交換樹脂再生塔２０に移送され
る。陽イオン交換樹脂１９は再生塔１５で硫酸２２によ
り再生され、陰イオン交換樹脂１８は再生塔２０で水酸
化ナトリウム溶液２１によって再生される。再生された
樹脂は水で十分に洗浄された後、樹脂混合塔２３に移
送、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合した
後、再び復水脱塩塔７に充填される。樹脂の場合、移送
には用水及び空気１７が使用される。これらの再生に伴
って発生する再生廃液の廃棄物等は沸騰水型原子力発電
所全体で発生する廃棄物量の約２０％にも達する。しか
るに、イオン交換樹脂のイオン除去性能は、吸着したイ
オンの量が多くなると低下するが、特に陰イオン交換樹
脂の性能低下が早い。陰イオン交換樹脂は、樹脂の再
生、洗浄、移送等の操作中に、空気中の炭酸ガス及び炭
酸ガスが水に溶解して生じた重炭酸イオンを吸着してイ
オン負荷となるほか、沸騰水型原子力発電所の定期点検
において行なわれる復水再循環運転では、空気と接した
水が２〜３塔の脱塩塔を大量通水するので、このときも
空気中の炭酸ガスに起因するイオン負荷が増加する。
従来の沸騰水型原子力発電所では、上述したような空気
中の炭酸ガスの陰イオン交換樹脂への悪影響への対策が
全くなされていないので、イオン交換樹脂の再生頻度が
多く、多量の再生廃液を発生する原因となっている。
中の炭酸ガスの陰イオン交換樹脂への悪影響への対策が
全くなされていないので、イオン交換樹脂の再生頻度が
多く、多量の再生廃液を発生する原因となっている。
ガス中の炭酸ガスの除去方法にはＪＩＳ Ｋ ８６０３
１９７５年 日本規格協会に、詳述されている。
１９７５年 日本規格協会に、詳述されている。
本発明の目的は、コンパクトな装置構成で復水脱塩器の
イオン交換樹脂の寿命を延長できる原子力発電プラント
を提供することにある。
イオン交換樹脂の寿命を延長できる原子力発電プラント
を提供することにある。
上記目的を達成するために、第１の発明は、原子炉、蒸
気タービン、蒸気を凝縮する復水器、イオン交換樹脂を
用いて復水を浄化する復水脱塩器、及び給水加熱器を備
えた原子力発電プラントにおいて、前記復水器は空気流
入系路を備え、該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除
去する炭酸ガス除去装置を備えたものである。
気タービン、蒸気を凝縮する復水器、イオン交換樹脂を
用いて復水を浄化する復水脱塩器、及び給水加熱器を備
えた原子力発電プラントにおいて、前記復水器は空気流
入系路を備え、該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除
去する炭酸ガス除去装置を備えたものである。
また、第２の発明は、原子炉、蒸気タービン、蒸気を凝
縮する復水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する
復水脱塩器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラン
トにおいて、前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂
再生装置を備え、 該樹脂再生装置及び前記復水器は空気流入系路を備え、
該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス
除去装置を備えたものである。
縮する復水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する
復水脱塩器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラン
トにおいて、前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂
再生装置を備え、 該樹脂再生装置及び前記復水器は空気流入系路を備え、
該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス
除去装置を備えたものである。
また、第３の発明は、原子炉、蒸気タービン、蒸気を凝
縮する復水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する
復水脱塩器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラン
トにおいて、前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂
再生装置、及び該樹脂再生装置で再生したイオン交換樹
脂を水で洗浄する洗浄装置を備え、該洗浄装置、前記樹
脂再生装置、及び前記復水器は空気流入系路を備え、該
空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス除
去装置を備えたものである。
縮する復水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する
復水脱塩器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラン
トにおいて、前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂
再生装置、及び該樹脂再生装置で再生したイオン交換樹
脂を水で洗浄する洗浄装置を備え、該洗浄装置、前記樹
脂再生装置、及び前記復水器は空気流入系路を備え、該
空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス除
去装置を備えたものである。
本発明は以下の検討結果によってなされたものである。
沸騰水型原子力発電所において、復水脱塩器で１年間使
用された陰イオン交換樹脂及び陽イオン交換樹脂の吸着
イオンの種類と吸着量の交換容量に対する百分率を第５
図に示す。陰イオン交換樹脂には炭酸イオンが７〜１５
％、塩化物イオンと硫酸イオンは２％以下であった。陽
イオン交換樹脂には第二鉄イオンが５〜１５％、銅、ニ
ッケル、亜鉛、コバルト等は合わせて１％以下であっ
た。陽イオン交換樹脂に吸着される鉄イオンは、復水器
及びその上流側のプラント構造材料の改善により低下す
る方向にある。一方、陰イオンに吸着している炭酸イオ
ンは、脱塩器入口の運転時、導電率がすべて炭酸イオン
によって占められたとして計算した値より著しく多い。
このことから、陰イオン交換樹脂に吸着している炭酸イ
オンは、運転中のプラント一次冷却水中に存在するもの
ではなく、例えば、樹脂の薬品再生操作及び原子炉停止
時復水脱塩器の運用、保管時等に混入するものと考えら
れる。そこで、空気中の炭酸ガスの影響について検討し
た。空気中の炭酸ガスの濃度は１９８０年の調査では0.
０３３８％と報告されている（日本化学会、化学と工
業、第３８巻第１号、ｐ１１１，（１９８５））。炭酸
ガスが水に溶解すると（１）式のように炭酸を形成し、
（２）のように解離して ＣＯ2＋Ｈ2Ｏ＝Ｈ2ＣＯ3……（１） Ｈ2ＣＯ3Ｈ+＋ＨＣＯ3 -…（２） 重炭酸イオンを生成する。空気中の炭酸ガス濃度0.０３
３８ppmと溶解平衡にある水中の炭酸濃度をヘンリーの
法則及びブンゼン吸収係数（日本化学会編 化学便覧
丸善 １９６６）から算出すると、第６図のように、２
５℃で0.４４ppm溶解することになる。空気と接した水
を陰イオン交換樹脂に通水すると、これらの炭酸イオン
は、すべてイオン交換樹脂のＯＨ-基と交換し吸着され
る。また、陰イオン交換樹脂の再生に用いられる水酸化
ナトリウム（ＮａＯＨ）溶液は空気中の炭酸ガスと
（３）（４）式のように反応し、中和点近くまで炭酸ガ
スを溶解することができる。
用された陰イオン交換樹脂及び陽イオン交換樹脂の吸着
イオンの種類と吸着量の交換容量に対する百分率を第５
図に示す。陰イオン交換樹脂には炭酸イオンが７〜１５
％、塩化物イオンと硫酸イオンは２％以下であった。陽
イオン交換樹脂には第二鉄イオンが５〜１５％、銅、ニ
ッケル、亜鉛、コバルト等は合わせて１％以下であっ
た。陽イオン交換樹脂に吸着される鉄イオンは、復水器
及びその上流側のプラント構造材料の改善により低下す
る方向にある。一方、陰イオンに吸着している炭酸イオ
ンは、脱塩器入口の運転時、導電率がすべて炭酸イオン
によって占められたとして計算した値より著しく多い。
このことから、陰イオン交換樹脂に吸着している炭酸イ
オンは、運転中のプラント一次冷却水中に存在するもの
ではなく、例えば、樹脂の薬品再生操作及び原子炉停止
時復水脱塩器の運用、保管時等に混入するものと考えら
れる。そこで、空気中の炭酸ガスの影響について検討し
た。空気中の炭酸ガスの濃度は１９８０年の調査では0.
０３３８％と報告されている（日本化学会、化学と工
業、第３８巻第１号、ｐ１１１，（１９８５））。炭酸
ガスが水に溶解すると（１）式のように炭酸を形成し、
（２）のように解離して ＣＯ2＋Ｈ2Ｏ＝Ｈ2ＣＯ3……（１） Ｈ2ＣＯ3Ｈ+＋ＨＣＯ3 -…（２） 重炭酸イオンを生成する。空気中の炭酸ガス濃度0.０３
３８ppmと溶解平衡にある水中の炭酸濃度をヘンリーの
法則及びブンゼン吸収係数（日本化学会編 化学便覧
丸善 １９６６）から算出すると、第６図のように、２
５℃で0.４４ppm溶解することになる。空気と接した水
を陰イオン交換樹脂に通水すると、これらの炭酸イオン
は、すべてイオン交換樹脂のＯＨ-基と交換し吸着され
る。また、陰イオン交換樹脂の再生に用いられる水酸化
ナトリウム（ＮａＯＨ）溶液は空気中の炭酸ガスと
（３）（４）式のように反応し、中和点近くまで炭酸ガ
スを溶解することができる。
ＮａＯＨ＋ＣＯ2→Ｎａ2ＣＯ3……（３） Ｎａ2ＣＯ3→２Ｎａ＋ＣＯ3 - -…（４） このように溶解した炭酸イオンも陰イオン交換樹脂へ１
部吸着する。
部吸着する。
また、沸騰水型原子力発電所では、定期定検が年に一度
行なわれるが、この際、原子炉の運転停止及び運転開始
直前に復水、給水再循環運転が行なわれる。これは、復
水系配管あるいは給水系配管を復水器及び復水脱塩器を
通じて純水を循環させるもので、原子炉停止中は復水器
は空気で満たされているために（１）（２）式に基づい
て、空気中の炭酸ガスが、炭酸イオンとなり復水脱塩器
の陰イオン交換樹脂に捕捉される。例えば復水再循環時
の復水脱塩器入口の水の導電率は0.１５〜0.４μＳ／cm
で、この導電率上昇は炭酸イオンによる。その結果、復
水再循環時に使用した脱塩塔の陰イオン交換樹脂は、総
イオン交換容量の約１／３炭酸イオンで占められてい
る。
行なわれるが、この際、原子炉の運転停止及び運転開始
直前に復水、給水再循環運転が行なわれる。これは、復
水系配管あるいは給水系配管を復水器及び復水脱塩器を
通じて純水を循環させるもので、原子炉停止中は復水器
は空気で満たされているために（１）（２）式に基づい
て、空気中の炭酸ガスが、炭酸イオンとなり復水脱塩器
の陰イオン交換樹脂に捕捉される。例えば復水再循環時
の復水脱塩器入口の水の導電率は0.１５〜0.４μＳ／cm
で、この導電率上昇は炭酸イオンによる。その結果、復
水再循環時に使用した脱塩塔の陰イオン交換樹脂は、総
イオン交換容量の約１／３炭酸イオンで占められてい
る。
このようにして陰イオン交換樹脂に吸着したイオン負荷
は第７図に示したように貫流イオン交換容量（総イオン
交換容量と異り、樹脂層上部から塩化ナトリウム溶液を
流し、樹脂層下部の導電率が0.１μＳ／cmに達したとき
の交換容量であり動的なイオン交換能力の指標）を著し
く減少させる。
は第７図に示したように貫流イオン交換容量（総イオン
交換容量と異り、樹脂層上部から塩化ナトリウム溶液を
流し、樹脂層下部の導電率が0.１μＳ／cmに達したとき
の交換容量であり動的なイオン交換能力の指標）を著し
く減少させる。
以上のような検討結果から、陰イオン交換樹脂の再生時
や、原子炉停止時の脱塩器の運用および運転において、
空気中の炭酸ガスに基づく炭酸イオンの陰イオン交換樹
脂への吸着を防止すれば、長期間にわたって再生操作を
することなく使用でき、再生なしの運転（陰イオン交換
樹脂の自然劣化による寿命の２〜５年間再生しないで廃
棄する）も可能であることがわかった。
や、原子炉停止時の脱塩器の運用および運転において、
空気中の炭酸ガスに基づく炭酸イオンの陰イオン交換樹
脂への吸着を防止すれば、長期間にわたって再生操作を
することなく使用でき、再生なしの運転（陰イオン交換
樹脂の自然劣化による寿命の２〜５年間再生しないで廃
棄する）も可能であることがわかった。
一方、炭酸ガスの吸着剤として粒状のソーダ石灰ソーダ
アスベスト等が市販されており、これらを充填した炭酸
ガス吸収塔をプラントの１部に設置して水あるいは薬品
溶液と接する空気を、この炭酸ガス吸収塔を通じて供給
することで、上記炭酸ガスの影響が排除できる。
アスベスト等が市販されており、これらを充填した炭酸
ガス吸収塔をプラントの１部に設置して水あるいは薬品
溶液と接する空気を、この炭酸ガス吸収塔を通じて供給
することで、上記炭酸ガスの影響が排除できる。
以下、本発明の一実施例を第１図に示す。
沸騰水型原子力発電所の運転時は、原子炉１で発生した
蒸気２はタービン３を駆動して復水器４で水となり、ホ
ットウエル５に集まり復水過器６及び復水脱塩器７で
浄化され、給水加熱器８を通り原子炉１に戻る。定期点
検等のために原子炉を停止する場合、燃料の燃焼を停止
し、原子炉水の温度を下げたのち、復水器４は真空破壊
される。真空破壊は、真空破壊弁９を開放し、空気を導
入する。蒸気２のタービン３への流入が停止した後、復
水は、給水再循環配管１０、あるいは復水再循環配管１
１を通して循環されるが、この再循環時の水は、復水器
４で空気と接触してガスを吸収する。復水器４の空気取
り入れ口に炭酸ガス吸収塔１２を設置して復水器４内部
への炭酸ガスの流入を防止し、復水脱塩器４内の陰イオ
ン交換樹脂への炭酸イオンの吸着を防止する。
蒸気２はタービン３を駆動して復水器４で水となり、ホ
ットウエル５に集まり復水過器６及び復水脱塩器７で
浄化され、給水加熱器８を通り原子炉１に戻る。定期点
検等のために原子炉を停止する場合、燃料の燃焼を停止
し、原子炉水の温度を下げたのち、復水器４は真空破壊
される。真空破壊は、真空破壊弁９を開放し、空気を導
入する。蒸気２のタービン３への流入が停止した後、復
水は、給水再循環配管１０、あるいは復水再循環配管１
１を通して循環されるが、この再循環時の水は、復水器
４で空気と接触してガスを吸収する。復水器４の空気取
り入れ口に炭酸ガス吸収塔１２を設置して復水器４内部
への炭酸ガスの流入を防止し、復水脱塩器４内の陰イオ
ン交換樹脂への炭酸イオンの吸着を防止する。
また、原子炉を起動する際は、復水器４の真空破壊弁９
を閉じ、復水真空ポンプ１３によって、復水器４内を真
空としたのち原子炉１の核加熱が行なわれるが、この運
転開始前も復水再循環が行なわれる。この復水再循環操
作の前に、復水真空破壊弁９を開の状態で復水真空ポン
プ１３を駆動し、炭酸ガス吸収塔１２を通じて空気を導
入し、復水器４内に炭酸ガスが無い状態で復水再循環を
行なうことで、復水脱塩器への炭酸イオンの吸着が防止
できる。
を閉じ、復水真空ポンプ１３によって、復水器４内を真
空としたのち原子炉１の核加熱が行なわれるが、この運
転開始前も復水再循環が行なわれる。この復水再循環操
作の前に、復水真空破壊弁９を開の状態で復水真空ポン
プ１３を駆動し、炭酸ガス吸収塔１２を通じて空気を導
入し、復水器４内に炭酸ガスが無い状態で復水再循環を
行なうことで、復水脱塩器への炭酸イオンの吸着が防止
できる。
炭酸ガス吸収塔１２に充填する炭酸ガス吸収剤の量は、
復水器４及びタービン室５の全空隙容積を５０００m3と
した場合、空気中の炭酸ガスの量は3.３２kgとなるか
ら、原子炉運転停止後と、運転開始前の復水再循環で、
この５倍の空気が炭酸ガス吸収塔１２を通過するとすれ
ば （ただし、ソーダ石灰を用いるとし、その吸収量は２５
％（ＪＩＳ Ｋ８６０３（１９７５））とした。）が必
要である。
復水器４及びタービン室５の全空隙容積を５０００m3と
した場合、空気中の炭酸ガスの量は3.３２kgとなるか
ら、原子炉運転停止後と、運転開始前の復水再循環で、
この５倍の空気が炭酸ガス吸収塔１２を通過するとすれ
ば （ただし、ソーダ石灰を用いるとし、その吸収量は２５
％（ＪＩＳ Ｋ８６０３（１９７５））とした。）が必
要である。
本実施例によれば、原子炉停止中の復水脱塩器の運転時
に空気中の炭酸ガスによる陰イオン交換樹脂への炭酸イ
オン吸着が防止できるので、イオン交換樹脂の再生頻度
が従来の年に１〜２回から２〜３年に１回にでき、再生
廃液の発生量を低減もしくは零にできる。
に空気中の炭酸ガスによる陰イオン交換樹脂への炭酸イ
オン吸着が防止できるので、イオン交換樹脂の再生頻度
が従来の年に１〜２回から２〜３年に１回にでき、再生
廃液の発生量を低減もしくは零にできる。
第２の実施例を第２図に示す。
沸騰水型原子力発電所に設備された複数の復水脱塩塔
の、イオン交換性能が低下した脱塩塔７のイオン交換樹
脂１４の再生は、イオン交換樹脂１４を、再生塔１５に
移送し、用水１６及び空気１７を用い、比重差で陰イオ
ン交換樹脂１８と陽イオン交換樹脂１９に分離し、陰イ
オン交換樹脂１８は再生塔２０に移送され、陰イオン交
換樹脂は水酸化ナトリウム溶液２１で、陽イオン交換樹
脂１９は、硫酸２２によりそれぞれ再生され、用水１６
で十分洗浄されたのち、両イオン交換樹脂は、混合塔２
３で混合され、再び復水脱塩器７に返送される。このイ
オン交換樹脂再生において、用水１６は、原水２４を脱
塩器２５のイオン交換樹脂１４で純水にし、純水タンク
２７に貯えられる。純水タンク２７はマンホール等の開
孔部に脱炭酸ガス塔１２を備え、純水タンクに出入する
空気は、この脱炭酸ガス塔１２を通してのみ行なわせ
る。
の、イオン交換性能が低下した脱塩塔７のイオン交換樹
脂１４の再生は、イオン交換樹脂１４を、再生塔１５に
移送し、用水１６及び空気１７を用い、比重差で陰イオ
ン交換樹脂１８と陽イオン交換樹脂１９に分離し、陰イ
オン交換樹脂１８は再生塔２０に移送され、陰イオン交
換樹脂は水酸化ナトリウム溶液２１で、陽イオン交換樹
脂１９は、硫酸２２によりそれぞれ再生され、用水１６
で十分洗浄されたのち、両イオン交換樹脂は、混合塔２
３で混合され、再び復水脱塩器７に返送される。このイ
オン交換樹脂再生において、用水１６は、原水２４を脱
塩器２５のイオン交換樹脂１４で純水にし、純水タンク
２７に貯えられる。純水タンク２７はマンホール等の開
孔部に脱炭酸ガス塔１２を備え、純水タンクに出入する
空気は、この脱炭酸ガス塔１２を通してのみ行なわせ
る。
イオン交換樹脂の移送、分離等に用いる空気１７は、外
気２８を脱炭酸ガス塔１２を通してコンプレッサー２９
で圧縮されて用いられる。
気２８を脱炭酸ガス塔１２を通してコンプレッサー２９
で圧縮されて用いられる。
陰イオン交換樹脂の再生に用いる水酸化ナトリウムは、
貯蔵タンク３０の開孔部に脱炭酸ガス塔１２を設け、タ
ンク３０内の空気は脱炭酸ガス塔を通して行なわれるよ
うにし、この中で水酸化ナトリウムを溶解及び貯蔵す
る。
貯蔵タンク３０の開孔部に脱炭酸ガス塔１２を設け、タ
ンク３０内の空気は脱炭酸ガス塔を通して行なわれるよ
うにし、この中で水酸化ナトリウムを溶解及び貯蔵す
る。
脱炭酸ガス塔１２の使用方法の１例を第３図に示した。
貯蔵タンク２７のマンホール３１に配管３２が固定でき
るようにし、配管３２に、粒状のソーダライム３３を充
填した脱炭酸ガス塔１２を固定する。脱炭酸ガス塔１２
は、取り付けおよび取り外しが可能であり、炭酸吸着剤
の取り替えが可能な構造とし、炭酸吸着剤は飛散を防ぐ
ために前後に網３７を入れる。この炭酸ガス吸収塔の容
量は、貯蔵タンクの容量及び空気の通過量によって異
る。例えば、ソーダ石灰を吸着剤に用いた場合、炭酸ガ
ス吸収能力は２５％（JIS K 8603 1975年）である。一
方、空気中の炭酸ガス濃度は0.０３３８％である。空気
１m3中の炭酸ガスは0.０３３８で、この重量は標準状
態で0.６６ｇである。沸騰水型原子力発電所の復水貯蔵
タンク１基の容量を２０００ｔとし、タンク内の空気が
５回入れ替わる場合に必要なソーダ石灰の量は である。
貯蔵タンク２７のマンホール３１に配管３２が固定でき
るようにし、配管３２に、粒状のソーダライム３３を充
填した脱炭酸ガス塔１２を固定する。脱炭酸ガス塔１２
は、取り付けおよび取り外しが可能であり、炭酸吸着剤
の取り替えが可能な構造とし、炭酸吸着剤は飛散を防ぐ
ために前後に網３７を入れる。この炭酸ガス吸収塔の容
量は、貯蔵タンクの容量及び空気の通過量によって異
る。例えば、ソーダ石灰を吸着剤に用いた場合、炭酸ガ
ス吸収能力は２５％（JIS K 8603 1975年）である。一
方、空気中の炭酸ガス濃度は0.０３３８％である。空気
１m3中の炭酸ガスは0.０３３８で、この重量は標準状
態で0.６６ｇである。沸騰水型原子力発電所の復水貯蔵
タンク１基の容量を２０００ｔとし、タンク内の空気が
５回入れ替わる場合に必要なソーダ石灰の量は である。
本実施例によれば、復水脱塩器のイオン交換樹脂の移
送、分離、逆洗、洗浄、再生等の操作において、空気中
の炭酸ガスが原因となって陰イオン交換樹脂に吸着され
る炭酸イオン負荷を無くすることができるので、樹脂の
再生頻度を少なく、あるいは零とすることができ、原子
力発電所から発生する廃棄物発生量が低減できる効果が
ある。
送、分離、逆洗、洗浄、再生等の操作において、空気中
の炭酸ガスが原因となって陰イオン交換樹脂に吸着され
る炭酸イオン負荷を無くすることができるので、樹脂の
再生頻度を少なく、あるいは零とすることができ、原子
力発電所から発生する廃棄物発生量が低減できる効果が
ある。
樹脂再生を零とすることにより、再生薬品を濃縮する腐
食性の高い濃縮廃液の発生を零とし、発生廃棄物の種類
および発生量の低減にとどまらず、プラント内の腐食性
環境の改善にも寄与する。
食性の高い濃縮廃液の発生を零とし、発生廃棄物の種類
および発生量の低減にとどまらず、プラント内の腐食性
環境の改善にも寄与する。
以上述べたように、本発明によれば、原子炉停止時の復
水脱塩器の運転などにおいて、空気流入系路に設けた炭
酸ガス除去装置により炭酸イオンの陰イオン交換樹脂へ
の吸着を防止できるので、コンパクトな装置構成で復水
脱塩器のイオン交換樹脂の寿命を延ばすことができる。
水脱塩器の運転などにおいて、空気流入系路に設けた炭
酸ガス除去装置により炭酸イオンの陰イオン交換樹脂へ
の吸着を防止できるので、コンパクトな装置構成で復水
脱塩器のイオン交換樹脂の寿命を延ばすことができる。
また、本発明によれば、復水脱塩器の再生廃液を零とす
ること、薬品再生系統の設備を小規模化すること、さら
に、再生廃液濃縮器を削除することができる。したがっ
て、沸騰水型原子力発電所から発生する廃棄物の種類お
よび発生量を低減でき、さらに、設備コストを低減する
ことができる本発明の効果を表１に示す。
ること、薬品再生系統の設備を小規模化すること、さら
に、再生廃液濃縮器を削除することができる。したがっ
て、沸騰水型原子力発電所から発生する廃棄物の種類お
よび発生量を低減でき、さらに、設備コストを低減する
ことができる本発明の効果を表１に示す。
第１図及び第２図は本発明の実施例を示す沸騰水型原子
力発電所の主要系統図及び復水脱塩器まわりの系統を示
す。第３図は炭酸ガス吸収塔の構造と使用例を示す。第
４図は従来の復水脱塩器の再生方法を示す。第５図は実
際に使われた樹脂のイオン負荷量、第６図は空気中の炭
酸ガスの水への溶解度、第７図は炭酸イオンを吸着した
陰イオン交換樹脂の貫流イオン交換容量の低下の様子を
それぞれ示す。 １…原子炉、３…タービン、４…復水器、５…ホットウ
エル、６…復水過器、７…復水脱塩器、８…給水加熱
器、９…復水真空破壊弁、１０…給水再循環配管、１１
…復水再循環配管、１２…炭酸ガス吸着塔、１３…復水
真空ポンプ、１４…イオン交換樹脂、１５…イオン交換
樹脂再生塔、１６…用水、１７…空気、１８…陰イオン
交換樹脂、１９…陽イオン交換樹脂、２０…陰イオン交
換樹脂再生塔、２１…水酸化ナトリウム溶液、２２…硫
酸、２３…混合塔、２４…原水、２５…純水製造装置、
２７…純水貯蔵タンク、２８…外気、２９…コンプレッ
サー、３０…水酸化ナトリウム溶液貯蔵タンク、３１…
マンホール、３２…配管、３３…炭酸ガス吸着剤、３７
…網。
力発電所の主要系統図及び復水脱塩器まわりの系統を示
す。第３図は炭酸ガス吸収塔の構造と使用例を示す。第
４図は従来の復水脱塩器の再生方法を示す。第５図は実
際に使われた樹脂のイオン負荷量、第６図は空気中の炭
酸ガスの水への溶解度、第７図は炭酸イオンを吸着した
陰イオン交換樹脂の貫流イオン交換容量の低下の様子を
それぞれ示す。 １…原子炉、３…タービン、４…復水器、５…ホットウ
エル、６…復水過器、７…復水脱塩器、８…給水加熱
器、９…復水真空破壊弁、１０…給水再循環配管、１１
…復水再循環配管、１２…炭酸ガス吸着塔、１３…復水
真空ポンプ、１４…イオン交換樹脂、１５…イオン交換
樹脂再生塔、１６…用水、１７…空気、１８…陰イオン
交換樹脂、１９…陽イオン交換樹脂、２０…陰イオン交
換樹脂再生塔、２１…水酸化ナトリウム溶液、２２…硫
酸、２３…混合塔、２４…原水、２５…純水製造装置、
２７…純水貯蔵タンク、２８…外気、２９…コンプレッ
サー、３０…水酸化ナトリウム溶液貯蔵タンク、３１…
マンホール、３２…配管、３３…炭酸ガス吸着剤、３７
…網。
フロントページの続き (72)発明者 赤嶺 和彦 茨城県日立市幸町３丁目６番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 伊藤 久雄 茨城県日立市幸町３丁目６番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 水庭 文男 茨城県日立市弁天町３丁目10番２号 日立 協和工業株式会社内 (56)参考文献 特開 昭58−186093（ＪＰ，Ａ)
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉、蒸気タービン、蒸気を凝縮する復
水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する復水脱塩
器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラントにおい
て、 前記復水器は空気流入系路を備え、該空気流入系路に空
気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス除去装置を備えたこ
とを特徴とする原子力発電プラント。 - 【請求項２】原子炉、蒸気タービン、蒸気を凝縮する復
水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する復水脱塩
器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラントにおい
て、 前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂再生装置を備
え、 該樹脂再生装置及び前記復水器は空気流入系路を備え、
該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを除去する炭酸ガス
除去装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラン
ト。 - 【請求項３】原子炉、蒸気タービン、蒸気を凝縮する復
水器、イオン交換樹脂を用いて復水を浄化する復水脱塩
器、及び給水加熱器を備えた原子力発電プラントにおい
て、 前記イオン交換樹脂の再生処理を行う樹脂再生装置、及
び該樹脂再生装置で再生したイオン交換樹脂を水で洗浄
する洗浄装置を備え、 該洗浄装置、前記樹脂再生装置、及び前記復水器は空気
流入系路を備え、該空気流入系路に空気中の炭酸ガスを
除去する炭酸ガス除去装置を備えたことを特徴とする原
子力発電プラント。 - 【請求項４】特許請求の範囲第１項に記載の原子力発電
プラントにおいて、 前記炭酸ガス除去装置は、ソーダ石灰又はソーダアスベ
ストを炭酸ガス吸収剤として備えたことを特徴とする原
子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60087211A JPH0631797B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60087211A JPH0631797B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61245087A JPS61245087A (ja) | 1986-10-31 |
| JPH0631797B2 true JPH0631797B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=13908602
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60087211A Expired - Lifetime JPH0631797B2 (ja) | 1985-04-23 | 1985-04-23 | 原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631797B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5658591B2 (ja) * | 2011-02-17 | 2015-01-28 | メタウォーター株式会社 | トリハロメタン測定装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58186093A (ja) * | 1982-04-23 | 1983-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの浄化系脱塩器の長寿命化方法 |
-
1985
- 1985-04-23 JP JP60087211A patent/JPH0631797B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61245087A (ja) | 1986-10-31 |
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