JPH0679073B2 - 原子炉冷却材浄化系 - Google Patents
原子炉冷却材浄化系Info
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- JPH0679073B2 JPH0679073B2 JP61060075A JP6007586A JPH0679073B2 JP H0679073 B2 JPH0679073 B2 JP H0679073B2 JP 61060075 A JP61060075 A JP 61060075A JP 6007586 A JP6007586 A JP 6007586A JP H0679073 B2 JPH0679073 B2 JP H0679073B2
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- purification system
- heat exchanger
- purification
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉冷却材浄化系に係り、特に、ポンプの
放射能汚染を低減した構成の原子炉冷却材浄化系に関す
る。
放射能汚染を低減した構成の原子炉冷却材浄化系に関す
る。
従来の沸騰水型原子炉（以下、BWRという）の系統構成
の一例の概略を第６図に示す。BWRは、再循環系，給水
系，残留熱除去系，および本発明の対象である原子炉冷
却材浄化系などを備えている。
の一例の概略を第６図に示す。BWRは、再循環系，給水
系，残留熱除去系，および本発明の対象である原子炉冷
却材浄化系などを備えている。
このうち、再循環系は、再循環ポンプ２（以下、PLRポ
ンプという）で昇圧した炉水を原子炉圧力容器１内に戻
して炉水を強制循環させる系統である。
ンプという）で昇圧した炉水を原子炉圧力容器１内に戻
して炉水を強制循環させる系統である。
給水系は、圧力容器１で生じた蒸気にタービン９で仕事
をさせた後、主復水器10で凝縮させ復水として、復水を
圧力容器１に戻す系統である。
をさせた後、主復水器10で凝縮させ復水として、復水を
圧力容器１に戻す系統である。
原子炉停止時の原子炉冷却は、主復水器10および残留熱
除去系で行われる。すなわち、原子炉冷却は、原子炉が
通常運転圧力（約70kg/cm2ｇ）からタービングランドシ
ールが効かなくなる圧力（約9.0kg/cm2ｇ）に下がるま
では主復水器10により行われ、それ以降の低圧時には残
留熱除去系により行われる。
除去系で行われる。すなわち、原子炉冷却は、原子炉が
通常運転圧力（約70kg/cm2ｇ）からタービングランドシ
ールが効かなくなる圧力（約9.0kg/cm2ｇ）に下がるま
では主復水器10により行われ、それ以降の低圧時には残
留熱除去系により行われる。
残留熱除去系は、原子炉停止時の低圧時には常時運転し
て再循環ポンプ２の吸込配管側から残留熱除去ポンプ３
（以下、RHRポンプという）で炉水を取出し、残留熱除
去系熱交換器４で原子炉補機冷却系により冷却した後
に、PLRポンプ２の吐出配管を経て圧力容器１に戻す閉
ループを構成して、原子炉の冷却を行う系統である。
て再循環ポンプ２の吸込配管側から残留熱除去ポンプ３
（以下、RHRポンプという）で炉水を取出し、残留熱除
去系熱交換器４で原子炉補機冷却系により冷却した後
に、PLRポンプ２の吐出配管を経て圧力容器１に戻す閉
ループを構成して、原子炉の冷却を行う系統である。
原子炉冷却材浄化系は、原子炉圧力容器１内が原子炉通
常運転時の高圧時（約70.0kg/cm2ｇ）から原子炉停止時
の低圧時（〜0kg/cm2ｇ）までの広範囲にわたって常時
運転し、炉水を浄化する系統である。原子炉冷却材浄化
系は、PLRポンプ２の吸込配管側から原子炉冷却材浄化
系ポンプ５（以下、CUWポンプという）により炉水を取
出し昇圧して、再生熱交換器６および非再生熱交換器７
で所定の温度（約50℃）まで冷却した後、浄化装置（ろ
過脱塩装置）８で炉水を浄化し、前記再生熱交換器６で
加温し、給水系を経て再び圧圧容器１へ戻す系統であ
る。
常運転時の高圧時（約70.0kg/cm2ｇ）から原子炉停止時
の低圧時（〜0kg/cm2ｇ）までの広範囲にわたって常時
運転し、炉水を浄化する系統である。原子炉冷却材浄化
系は、PLRポンプ２の吸込配管側から原子炉冷却材浄化
系ポンプ５（以下、CUWポンプという）により炉水を取
出し昇圧して、再生熱交換器６および非再生熱交換器７
で所定の温度（約50℃）まで冷却した後、浄化装置（ろ
過脱塩装置）８で炉水を浄化し、前記再生熱交換器６で
加温し、給水系を経て再び圧圧容器１へ戻す系統であ
る。
これら系統の改善に関連するものとしては、特開昭55−
6260号，特開昭54−38498号などがある。
6260号，特開昭54−38498号などがある。
特開昭55−6260号公報の例は、熱交換器，ポンプ，浄化
装置および同装置のバイパスラインから構成され、プラ
ント通常運転時には、ポンプが小流量で運転され、熱交
換器，ポンプ，浄化装置を経て原子炉圧力容器に炉水を
戻し、冷却材浄化装置として使用している。プラント停
止時には、ポンプが大流量で運転され、熱交換器，ポン
プ，浄化装置バイパスラインを経て原子炉圧力容器に炉
水を戻し、残留熱除去装置として使用する。
装置および同装置のバイパスラインから構成され、プラ
ント通常運転時には、ポンプが小流量で運転され、熱交
換器，ポンプ，浄化装置を経て原子炉圧力容器に炉水を
戻し、冷却材浄化装置として使用している。プラント停
止時には、ポンプが大流量で運転され、熱交換器，ポン
プ，浄化装置バイパスラインを経て原子炉圧力容器に炉
水を戻し、残留熱除去装置として使用する。
したがつて、この例は、プラントの運転状態によつて、
同一装置を、通常運転時は冷却材浄化装置に、停止時は
残留熱除去装置に切り換え使用することになる。ここ
で、前記BWRでの原子炉冷却材浄化系の容量は、一般に
残留熱除去系の容量の約1/15と小流量であるため、この
例で冷却材浄化装置として使用する場合は、配管および
機器内の流速が極端に遅くなり、配管および機器が放射
能汚染されることが考えられる。
同一装置を、通常運転時は冷却材浄化装置に、停止時は
残留熱除去装置に切り換え使用することになる。ここ
で、前記BWRでの原子炉冷却材浄化系の容量は、一般に
残留熱除去系の容量の約1/15と小流量であるため、この
例で冷却材浄化装置として使用する場合は、配管および
機器内の流速が極端に遅くなり、配管および機器が放射
能汚染されることが考えられる。
また、残留熱除去装置としては低圧時のみ使用される
が、冷却材浄化装置として通常運転時には高圧（約70kg
/cm2ｇ）使用となるため、装置全体を高圧時の使用に耐
えるようにしておくことが不可欠であつた。
が、冷却材浄化装置として通常運転時には高圧（約70kg
/cm2ｇ）使用となるため、装置全体を高圧時の使用に耐
えるようにしておくことが不可欠であつた。
一方、特開昭54−38498号公報に示されているように、C
UWポンプを熱交換器の下流側でろ過脱塩装置の上流側に
設置し、ポンプ内流体の温度を低温化することでポンプ
内面に発生する酸化被膜を少なくし、これにより酸化被
膜中に吸収されるコバルト60の量を低減させ、定期検査
時の作業員の被ばく量を抑えることが考えられている。
UWポンプを熱交換器の下流側でろ過脱塩装置の上流側に
設置し、ポンプ内流体の温度を低温化することでポンプ
内面に発生する酸化被膜を少なくし、これにより酸化被
膜中に吸収されるコバルト60の量を低減させ、定期検査
時の作業員の被ばく量を抑えることが考えられている。
しかしながら第７図に示す様に浄化装置３の出口側（Ｆ
部）に比べて、入口側（Ｅ部）は約10倍も放射線量が高
く、CUWポンプの汚染を完全になくすることはできてい
ない。CUWポンプの汚染を完全になくするには、ポンプ
をろ過脱塩装置の下流側に設置すれば良いが、ポンプ移
設により、ポンプ入口側の圧力損失が増大し、従来の設
計ではポンプ入口側の押込み圧力不足となつてしまうか
ら、そのようにできなかつた。
部）に比べて、入口側（Ｅ部）は約10倍も放射線量が高
く、CUWポンプの汚染を完全になくすることはできてい
ない。CUWポンプの汚染を完全になくするには、ポンプ
をろ過脱塩装置の下流側に設置すれば良いが、ポンプ移
設により、ポンプ入口側の圧力損失が増大し、従来の設
計ではポンプ入口側の押込み圧力不足となつてしまうか
ら、そのようにできなかつた。
なお、第７図において、Ａ〜Ｆの各部は、第６図に示し
た位置を表わしている。すなわち、Ａ部はCUWポンプの
出口側、Ｂ部は再生熱交換器、Ｃ部はその出口側、Ｄ部
は非再生熱交換器、Ｅ部が浄化装置入口側、Ｆ部は浄化
装置出口側である。
た位置を表わしている。すなわち、Ａ部はCUWポンプの
出口側、Ｂ部は再生熱交換器、Ｃ部はその出口側、Ｄ部
は非再生熱交換器、Ｅ部が浄化装置入口側、Ｆ部は浄化
装置出口側である。
本発明の目的は、CUWポンプの入口側の押込み圧力を充
分に確保しながらCUWポンプの放射能汚染をなくした原
子炉冷却材浄化系を提供することである。
分に確保しながらCUWポンプの放射能汚染をなくした原
子炉冷却材浄化系を提供することである。
本発明は、上記目的を達成するために、浄化系のCUWポ
ンプをろ過脱塩装置の下流側に設置し、そのために不足
するポンプ入口側の押込み圧力を補うように、浄化系へ
の炉水取入れ口を残留熱除去系のRHRポンプ及び熱交換
器の下流側からとした系統構成を提案するものである。
ンプをろ過脱塩装置の下流側に設置し、そのために不足
するポンプ入口側の押込み圧力を補うように、浄化系へ
の炉水取入れ口を残留熱除去系のRHRポンプ及び熱交換
器の下流側からとした系統構成を提案するものである。
浄化系への炉水取入れ口は、再循環系のPLRポンプの下
流側としてもよい。
流側としてもよい。
原子炉冷却材浄化系は、原子炉通常運転時および停止時
を通して常時運転されているが、停止時には燃料棒から
のクラツドのはく離等により機器の放射能汚染の恐れが
あるから、プラント定期検査時の作業員の被ばく低減の
点で、特に、原子炉停止時に原子炉浄化設備を運転する
ことが重要である。
を通して常時運転されているが、停止時には燃料棒から
のクラツドのはく離等により機器の放射能汚染の恐れが
あるから、プラント定期検査時の作業員の被ばく低減の
点で、特に、原子炉停止時に原子炉浄化設備を運転する
ことが重要である。
原子炉を停止した低圧時には、原子炉の崩壊熱，残留熱
を除去するためにRHRポンプと熱交換器を含む残留熱除
去系が常時運転しているが、従来の残留熱除去系は冷却
機能のみであつた。残留熱除去系を原子炉冷却材浄化系
の浄化装置と接続すれば、残留熱除去系がいわば冷却機
構と浄化機能の両方を有することとなり、原子炉停止時
に原子炉浄化系の浄化装置以外の部分の運転が不要とな
る。
を除去するためにRHRポンプと熱交換器を含む残留熱除
去系が常時運転しているが、従来の残留熱除去系は冷却
機能のみであつた。残留熱除去系を原子炉冷却材浄化系
の浄化装置と接続すれば、残留熱除去系がいわば冷却機
構と浄化機能の両方を有することとなり、原子炉停止時
に原子炉浄化系の浄化装置以外の部分の運転が不要とな
る。
ここで、従来の原子炉冷却材浄化系のCUWポンプ，熱交
換器，浄化装置の配置は、原子炉停止時にポンプの押込
み圧力あるいは有効ポンプ吸込みヘツド（以下、NPSHと
いう）が不足し、ポンプ内でキヤビテーシヨンンが発生
しポンプを損傷する恐れがあつたため、原子炉圧力容器
から炉水を取出した直後にCUWポンプを配置してポンプN
PSH不足を防止していた。しかし上記のように残留熱除
去系から浄化系のNPS不足分を補えば、前記原子炉停止
時のCUWポンプNPSH不足の問題が解決されるので、原子
炉浄化系の配置を熱交換器，浄化装置，ポンプの順にで
きる。このため、CUWポンプは浄化装置で浄化された炉
水を扱うことになり、ポンプの放射能汚染を低減でき
る。
換器，浄化装置の配置は、原子炉停止時にポンプの押込
み圧力あるいは有効ポンプ吸込みヘツド（以下、NPSHと
いう）が不足し、ポンプ内でキヤビテーシヨンンが発生
しポンプを損傷する恐れがあつたため、原子炉圧力容器
から炉水を取出した直後にCUWポンプを配置してポンプN
PSH不足を防止していた。しかし上記のように残留熱除
去系から浄化系のNPS不足分を補えば、前記原子炉停止
時のCUWポンプNPSH不足の問題が解決されるので、原子
炉浄化系の配置を熱交換器，浄化装置，ポンプの順にで
きる。このため、CUWポンプは浄化装置で浄化された炉
水を扱うことになり、ポンプの放射能汚染を低減でき
る。
また、同様にNPSHの不足を原子炉冷却材再循環ポンプ吐
出圧力によつて補うこともでき、同様の効果が期待され
る。
出圧力によつて補うこともでき、同様の効果が期待され
る。
本発明による原子炉冷却系浄化系の一実施例を第１図に
示す。本実施例は、熱交換器6,7,浄化装置8,CUWポンプ
５の順で配置した浄化系の浄化装置８の上流側に、残留
熱除去系の熱交換器４の下流配管から炉水取入れ用の配
管20を設け、浄化装置８の下流側配管から原子炉圧力容
器１に戻る配管21を接続し、切換え弁23,24,25などを配
置したものである。
示す。本実施例は、熱交換器6,7,浄化装置8,CUWポンプ
５の順で配置した浄化系の浄化装置８の上流側に、残留
熱除去系の熱交換器４の下流配管から炉水取入れ用の配
管20を設け、浄化装置８の下流側配管から原子炉圧力容
器１に戻る配管21を接続し、切換え弁23,24,25などを配
置したものである。
原子炉通常運転時の炉水の浄化は、圧力容器１から炉水
を取出し、原子炉冷却材浄化系熱交換器6,7で冷却して
浄化装置８で浄化し、CUWポンプ５で昇圧し、原子炉浄
化系熱交換器６にて加温し再び圧力容器１に戻すように
してなされる。
を取出し、原子炉冷却材浄化系熱交換器6,7で冷却して
浄化装置８で浄化し、CUWポンプ５で昇圧し、原子炉浄
化系熱交換器６にて加温し再び圧力容器１に戻すように
してなされる。
原子炉停止時には、残留熱除去系が従来と同様に運転さ
れて原子炉を冷却する。炉水の浄化は、残留熱除去系の
RHRポンプ３と熱交換器４で昇圧冷却された炉水の一部
を、接続配管20により浄化装置８に導き浄化し、戻り配
管21で圧力容器１内に戻すようになつている。したがつ
て、本実施例では原子炉通常運転時には従来と同様に炉
水の浄化ができ、原子炉停止時には原子炉冷却材浄化系
のポンプなどは運転せずに残留熱除去系のみを運転する
だけで、冷却機能と浄化機能の両方が得られる。
れて原子炉を冷却する。炉水の浄化は、残留熱除去系の
RHRポンプ３と熱交換器４で昇圧冷却された炉水の一部
を、接続配管20により浄化装置８に導き浄化し、戻り配
管21で圧力容器１内に戻すようになつている。したがつ
て、本実施例では原子炉通常運転時には従来と同様に炉
水の浄化ができ、原子炉停止時には原子炉冷却材浄化系
のポンプなどは運転せずに残留熱除去系のみを運転する
だけで、冷却機能と浄化機能の両方が得られる。
既に述べたように、従来の原子炉冷却材浄化系では、CU
Wポンプを浄化装置下流側に配置した場合、原子炉通常
運転時は、圧力容器１内で高圧（約70.0kg/cm2ｇ）であ
り、ポンプ５吸込側に充分な押込み圧力が得られるため
ポンプ５のNPSH上の問題はなかつた。しかし、原子炉が
停止した低圧時には、ポンプ５上流側の熱交換器6,7,浄
化装置８でその圧力損失によりCUWポンプ５に必要な押
込み圧力が不足してしまい、ポンプ５でキヤビテーシヨ
ンが発生する恐れがあり、ポンプ５のNPSH不足の問題が
あつた。そこで、従来の原子炉浄化設備は、CUWポンプ
５のNPSHを確保するために第６図に示すように、ポンプ
5,熱交換器6,7,浄化装置８の順に機器を配置している。
Wポンプを浄化装置下流側に配置した場合、原子炉通常
運転時は、圧力容器１内で高圧（約70.0kg/cm2ｇ）であ
り、ポンプ５吸込側に充分な押込み圧力が得られるため
ポンプ５のNPSH上の問題はなかつた。しかし、原子炉が
停止した低圧時には、ポンプ５上流側の熱交換器6,7,浄
化装置８でその圧力損失によりCUWポンプ５に必要な押
込み圧力が不足してしまい、ポンプ５でキヤビテーシヨ
ンが発生する恐れがあり、ポンプ５のNPSH不足の問題が
あつた。そこで、従来の原子炉浄化設備は、CUWポンプ
５のNPSHを確保するために第６図に示すように、ポンプ
5,熱交換器6,7,浄化装置８の順に機器を配置している。
これに対し、本実施例では、原子炉が停止した低圧時に
は、残留熱除去系のポンプ圧力を利用して炉水を浄化す
るので、ポンプ５のNPSH不足の問題が解決され、第１図
に示すように、熱交換器6,7,浄化装置8,ポンプ５の順に
機器を配置できる。この結果、ポンプ５は、原子炉圧力
容器１から取出された炉水を直接扱うことがなくなり、
CUWポンプ５の放射能汚染が低減される。
は、残留熱除去系のポンプ圧力を利用して炉水を浄化す
るので、ポンプ５のNPSH不足の問題が解決され、第１図
に示すように、熱交換器6,7,浄化装置8,ポンプ５の順に
機器を配置できる。この結果、ポンプ５は、原子炉圧力
容器１から取出された炉水を直接扱うことがなくなり、
CUWポンプ５の放射能汚染が低減される。
従来の原子炉冷却材浄化系の配管表面線量率の概略を示
す第７図によれば、浄化装置８下流側（Ｆ部）は、再生
熱交換器６上流側（Ａ部）に比べて約1/100程度である
ことが解る。本実施例では、浄化装置８下流側配置によ
り、ポンプ５の放射能汚染を約1/100に低減可能であ
る。
す第７図によれば、浄化装置８下流側（Ｆ部）は、再生
熱交換器６上流側（Ａ部）に比べて約1/100程度である
ことが解る。本実施例では、浄化装置８下流側配置によ
り、ポンプ５の放射能汚染を約1/100に低減可能であ
る。
また、原子炉停止時に原子炉冷却材浄化系ポンプ５熱交
換器6,7を停止できるため、弁23,24,25を閉じてこれら
を隔離し、機器を容易に点検できる。
換器6,7を停止できるため、弁23,24,25を閉じてこれら
を隔離し、機器を容易に点検できる。
本発明の他の実施例を第２図，第３図に示す。
第２図は、残留熱除去系熱交換器４からの接続配管20を
原子炉冷却材浄化系再生熱交換器６の上流側に接続した
ものである。原子炉停止時に熱交換器6,7を通るので、
冷却機能が向上する。
原子炉冷却材浄化系再生熱交換器６の上流側に接続した
ものである。原子炉停止時に熱交換器6,7を通るので、
冷却機能が向上する。
第３図は、２系統の残留熱除去系熱交換器４からの接続
配管20を原子炉冷却材浄化系に接続したものである。
配管20を原子炉冷却材浄化系に接続したものである。
第４図は、原子炉冷却材浄化系の熱交換器6,7,CUWポン
プ５を削除し、接続配管20,浄化装置8,戻り配管21のみ
とした変形例である。本実施例では、原子炉通常運転時
には、原子炉冷却材浄化系を運転できない。しかしなが
ら、通常は他にも浄化している系統があり、本浄化系の
予想される浄化寄与率が２％程度であること、また、本
浄化系が対象としているクラツドなどは炉停止時にはく
離して出やすいことを考えると、停止時のみ運転する系
統構造としても、充分に意義はあるものといえる。
プ５を削除し、接続配管20,浄化装置8,戻り配管21のみ
とした変形例である。本実施例では、原子炉通常運転時
には、原子炉冷却材浄化系を運転できない。しかしなが
ら、通常は他にも浄化している系統があり、本浄化系の
予想される浄化寄与率が２％程度であること、また、本
浄化系が対象としているクラツドなどは炉停止時にはく
離して出やすいことを考えると、停止時のみ運転する系
統構造としても、充分に意義はあるものといえる。
次に、これまでの実施例で利用してきた残留熱除去系に
代えて、再循環系を利用する発明の一実施例を、第５図
により説明する。
代えて、再循環系を利用する発明の一実施例を、第５図
により説明する。
本実施例において、浄化すべき炉水は、PLRポンプ２の
下流から取込まれる。図において、15はポンプメンテナ
ンス用止め弁,16は流量調整弁,17はバイパス弁,18は給
水系配管である。
下流から取込まれる。図において、15はポンプメンテナ
ンス用止め弁,16は流量調整弁,17はバイパス弁,18は給
水系配管である。
原子炉１内の炉水は、PLRポンプ２により循環させられ
る。この内の一部が流量調整弁16で流量調整後、再生熱
交換器6,非再生熱交換器７において約50℃に冷却され、
浄化装置８で浄化される。浄化水は、原子炉冷却材浄化
系CUWポンプ５により加圧され、再生熱交換器6,給水系
配管18を経て原子炉１に戻される。
る。この内の一部が流量調整弁16で流量調整後、再生熱
交換器6,非再生熱交換器７において約50℃に冷却され、
浄化装置８で浄化される。浄化水は、原子炉冷却材浄化
系CUWポンプ５により加圧され、再生熱交換器6,給水系
配管18を経て原子炉１に戻される。
本実施例のCUWポンプ５を流れる流体は、浄化装置８に
よりコバルト60等の放射性物質を吸着処理された浄化水
である。従つて、CUWポンプ５は、ポンプ内表面の酸化
被膜中に放射性物質を吸着することがなく、ポンプ５を
定期点検する作業員の被ばく量を低減できる。
よりコバルト60等の放射性物質を吸着処理された浄化水
である。従つて、CUWポンプ５は、ポンプ内表面の酸化
被膜中に放射性物質を吸着することがなく、ポンプ５を
定期点検する作業員の被ばく量を低減できる。
次に、第５図に示した装置の具体的動作例を説明する。
（Ａ）原子炉圧力が低い場合 従来例では、原子炉冷却材浄化系は、PLRポンプ２の上
流側に接続していたため、CUWポンプ５の吸込圧力は、
次の様に表わされる。
流側に接続していたため、CUWポンプ５の吸込圧力は、
次の様に表わされる。
（ポンプ吸込圧力）＝（原子炉ドーム圧力）＋（原子炉
水位からCUWポンプ設置位置までの水頭）−（配管圧力
損失）−（熱交換器圧力損失）−（ろ過脱塩装置圧力損
失） ……（１） 現状設計のポンプにおいては、上記吸込圧力が0.6kg/cm
2ｇ以下となつた場合、ポンプ内部にキヤビテーシヨン
が発生し、ポンプケーシング内部およびポンプ羽根の破
損が生じる。プラントの運転モードの中で、NPSHが、こ
の条件を満足できないのは、プラント停止時（原子炉圧
力が大気圧時）の場合であり、約0.5kg/cm2ｇの圧力不
足となり、浄化運転を継続できない。しかしながら、原
子炉冷却材浄化系は、炉水の浄化を原子炉運転中だけで
なく停止中にも継続しなくてはならないシステムであ
る。
水位からCUWポンプ設置位置までの水頭）−（配管圧力
損失）−（熱交換器圧力損失）−（ろ過脱塩装置圧力損
失） ……（１） 現状設計のポンプにおいては、上記吸込圧力が0.6kg/cm
2ｇ以下となつた場合、ポンプ内部にキヤビテーシヨン
が発生し、ポンプケーシング内部およびポンプ羽根の破
損が生じる。プラントの運転モードの中で、NPSHが、こ
の条件を満足できないのは、プラント停止時（原子炉圧
力が大気圧時）の場合であり、約0.5kg/cm2ｇの圧力不
足となり、浄化運転を継続できない。しかしながら、原
子炉冷却材浄化系は、炉水の浄化を原子炉運転中だけで
なく停止中にも継続しなくてはならないシステムであ
る。
本発明においては、第５図に示す様にPLRポンプ２吐出
圧力を利用してこの問題を解決した。この場合のポンプ
吸込圧力は、（１）式に（PLRポンプ吐出圧力）を加え
たものになる。
圧力を利用してこの問題を解決した。この場合のポンプ
吸込圧力は、（１）式に（PLRポンプ吐出圧力）を加え
たものになる。
PLRポンプ２は、プラント運転中だけでなく、プラント
停止中も定格の約20％回転数で常に運転を継続してあ
り、本ポンプ２の吐出圧力は、約0.6kg/cm2ｇ（20％回
転時）である。
停止中も定格の約20％回転数で常に運転を継続してあ
り、本ポンプ２の吐出圧力は、約0.6kg/cm2ｇ（20％回
転時）である。
従つて、本発明によりプラント停止時（原子炉圧力大気
圧時）においてもCUWポンプ５の運転に必要な吸込圧力
が確保できる。
圧時）においてもCUWポンプ５の運転に必要な吸込圧力
が確保できる。
（Ｂ）再循環ポンプが定格回転数で運転中の場合 原子炉圧力が高く原子炉が定格出力で運転中の場合、PL
Rポンプ２は、定格回転数で運転されている。この場
合、PLRポンプ吐出圧力は、約18kg/cm2ｇであり、原子
炉冷却材浄化系の系統圧力損失（配管機器の圧力損失の
和）値約12kg/cm2ｇを充分上回るため、浄化系統は、CU
Wポンプ５を停止し、ポンプのバイパス弁17を開いて運
転が可能である。
Rポンプ２は、定格回転数で運転されている。この場
合、PLRポンプ吐出圧力は、約18kg/cm2ｇであり、原子
炉冷却材浄化系の系統圧力損失（配管機器の圧力損失の
和）値約12kg/cm2ｇを充分上回るため、浄化系統は、CU
Wポンプ５を停止し、ポンプのバイパス弁17を開いて運
転が可能である。
また、原子炉冷却材浄化系の流量は、原子炉冷却材再循
環系の流量のわずか１〜２％に過ぎず、PLRポンプ２に
よつて浄化流量を確保してもポンプ２のモータ出力に影
響しない。
環系の流量のわずか１〜２％に過ぎず、PLRポンプ２に
よつて浄化流量を確保してもポンプ２のモータ出力に影
響しない。
従つて、本発明により、プラント運転時にCUWポンプ５
を停止することができる。
を停止することができる。
（Ｃ）CUWポンプメンテナンス時に炉水浄化を行う場合 本実施例においては、原子炉冷却材浄化系の取入れ口を
PLRポンプ２と止め弁15の間に設置することで、CUWポン
プ５のメンテナンス時においても炉水の浄化運転を継続
できる。
PLRポンプ２と止め弁15の間に設置することで、CUWポン
プ５のメンテナンス時においても炉水の浄化運転を継続
できる。
CUWポンプ５点検時、ポンプ５の出入口弁25を閉じ、バ
イパス弁17を開く。系統の流量は、PLRポンプ２の出口
止め弁15を閉じることでポンプ２により確保できる。
イパス弁17を開く。系統の流量は、PLRポンプ２の出口
止め弁15を閉じることでポンプ２により確保できる。
PLRポンプ２は、大容量高圧型ポンプであるため、原子
炉冷却材浄化系流量と圧力を確保するためには、ポンプ
回転数を定格の約70％まで上げて圧力を確保し、流量
は、調整弁16で絞り運転しなくてはならない。
炉冷却材浄化系流量と圧力を確保するためには、ポンプ
回転数を定格の約70％まで上げて圧力を確保し、流量
は、調整弁16で絞り運転しなくてはならない。
ここで、PLRポンプ２のメカニカルシール点検に必要な
時間は、CUWポンプ５のメンテナンスに必要な日数と比
べて短時間であるため、本発明により炉水の浄化運転時
間の延長が計れる。
時間は、CUWポンプ５のメンテナンスに必要な日数と比
べて短時間であるため、本発明により炉水の浄化運転時
間の延長が計れる。
とはいうものの、PLRポンプ２を定格の70％回転数で運
転する場合の必要動力は、CUWポンプ５の定格運転に必
要な動力に比べて非常に大きいため、この運転モードを
ポンプ５のメンテナンス時以外に使用することは、経済
効率上好ましくない、以上述べた運転モードＡ〜Ｃ別に
運転を切換えることが必要である。
転する場合の必要動力は、CUWポンプ５の定格運転に必
要な動力に比べて非常に大きいため、この運転モードを
ポンプ５のメンテナンス時以外に使用することは、経済
効率上好ましくない、以上述べた運転モードＡ〜Ｃ別に
運転を切換えることが必要である。
本発明により第７図に示す様に、浄化装置出口側（Ｆ
部）の線量は、従来例のＡ部における線量の約1/100に
低減できる。
部）の線量は、従来例のＡ部における線量の約1/100に
低減できる。
本発明によれば、押込圧力不足の問題点が解消され、CU
Wポンプをろ過脱塩器の下流側に設置できるので、以下
の効果が得られる。
Wポンプをろ過脱塩器の下流側に設置できるので、以下
の効果が得られる。
（１）CUWポンプ内部に蓄積される放射性物質を従来に
比べて約1/100に低減でき、定検時の作業員の被ばく量
を低減可能である。
比べて約1/100に低減でき、定検時の作業員の被ばく量
を低減可能である。
（２）プラント運転中、PLRポンプ吐出圧力を使用して
浄化装置に炉水を供給でき、CUWポンプを停止できるた
めポンプの汚染が生じない。
浄化装置に炉水を供給でき、CUWポンプを停止できるた
めポンプの汚染が生じない。
（３）CUWポンプメンテナンス時、RHRポンプまたはPLR
ポンプで浄化系の運転を継続できる。
ポンプで浄化系の運転を継続できる。
第１図は本発明により残留熱除去系のポンプを利用した
原子炉冷却材浄化系の一実施例を示す系統図、第２図，
第３図は他の実施例を示す系統図、第４図は第１図実施
例の変形例を示す系統図、第５図は本発明により再循環
系のポンプを利用した原子炉冷却材浄化系の一実施例を
示す系統図、第６図は従来のBWRの一般的系統構成の一
例を示す系統図、第７図はその冷却材浄化系における配
管表面線量率の一例を示すグラフである。 １…原子炉圧力容器、２…再循環（PLR）ポンプ、３…
残留熱除去（RHR）ポンプ、４…残留熱除去系熱交換
器、５…原子炉冷却材浄化系（CUW）ポンプ、６…再生
熱交換器、７…非再生熱交換器、８…浄化装置、９…タ
ービン、10…主復水器、15…ポンプメンテナンス用止め
弁、16…流量調整弁、17…バイパス弁、18…給水系配
管、20…炉水取入れ配管、21…戻り配管、23,24,25…切
換え弁。
原子炉冷却材浄化系の一実施例を示す系統図、第２図，
第３図は他の実施例を示す系統図、第４図は第１図実施
例の変形例を示す系統図、第５図は本発明により再循環
系のポンプを利用した原子炉冷却材浄化系の一実施例を
示す系統図、第６図は従来のBWRの一般的系統構成の一
例を示す系統図、第７図はその冷却材浄化系における配
管表面線量率の一例を示すグラフである。 １…原子炉圧力容器、２…再循環（PLR）ポンプ、３…
残留熱除去（RHR）ポンプ、４…残留熱除去系熱交換
器、５…原子炉冷却材浄化系（CUW）ポンプ、６…再生
熱交換器、７…非再生熱交換器、８…浄化装置、９…タ
ービン、10…主復水器、15…ポンプメンテナンス用止め
弁、16…流量調整弁、17…バイパス弁、18…給水系配
管、20…炉水取入れ配管、21…戻り配管、23,24,25…切
換え弁。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 白石 忠 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 木下 詳一郎 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 大倉 稔 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 辻 昭夫 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭54−38498（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−17396（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−180295（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−190496（ＪＰ，Ａ)
Claims (5)
- 【請求項１】ポンプと熱交換器と浄化装置とを含み原子
炉通常運転時には再循環系の再循環ポンプの吸込配管側
から炉水を取込み所定温度まで冷却し浄化した後に原子
炉圧力容器に戻す原子炉冷却材浄化系において、前記浄
化系のポンプを前記浄化装置よりも下流に配置するとと
もに、原子炉停止時に前記循環ポンプの吸込配管側に代
えて残留熱除去系ポンプの出口側から炉水を取入れる配
管を設けたことを特徴とする原子炉冷却材浄化系。 - 【請求項２】特許請求の範囲第１項において、原子炉停
止時の炉水取入れ配管を前記浄化装置よりも上流の前記
熱交換器入口に接続したことを特徴とする原子炉冷却材
浄化系。 - 【請求項３】特許請求の範囲第１項において、前記残留
熱除去系が２系統あり、前記炉水取入れ配管を両系統か
ら接続したことを特徴とする原子炉冷却材浄化系。 - 【請求項４】特許請求の範囲第１項乃至第３項のうちの
いずれか一項において、原子炉停止時に前記浄化系のポ
ンプを系統から切り離す切換え弁を備えたことを特徴と
する原子炉冷却材浄化系。 - 【請求項５】ポンプと熱交換器と浄化装置とを含み再循
環系から取込んだ炉水を所定温度まで冷却し浄化した後
に原子炉圧力容器に戻す原子炉冷却材浄化系において、
前記浄化系のポンプの前後に切換え弁を配して原子炉通
常運転時にこのポンプをバイパスする弁を並列に設けこ
れらを前記浄化装置よりも下流に配置するとともに、前
記熱交換器への炉水取入れ配管を原子炉停止時に流量を
調節する弁を介して再循環系ポンプの下流に接続したこ
とを特徴とする原子炉冷却材浄化系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61060075A JPH0679073B2 (ja) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | 原子炉冷却材浄化系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61060075A JPH0679073B2 (ja) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | 原子炉冷却材浄化系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62215894A JPS62215894A (ja) | 1987-09-22 |
| JPH0679073B2 true JPH0679073B2 (ja) | 1994-10-05 |
Family
ID=13131600
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61060075A Expired - Lifetime JPH0679073B2 (ja) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | 原子炉冷却材浄化系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0679073B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6815923B2 (ja) * | 2017-04-17 | 2021-01-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 液中の放射性微粒子除去システムおよび液中の放射性微粒子除去方法 |
-
1986
- 1986-03-18 JP JP61060075A patent/JPH0679073B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62215894A (ja) | 1987-09-22 |
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