JPH07111470B2 - 原子炉冷却装置 - Google Patents
原子炉冷却装置Info
- Publication number
- JPH07111470B2 JPH07111470B2 JP59047046A JP4704684A JPH07111470B2 JP H07111470 B2 JPH07111470 B2 JP H07111470B2 JP 59047046 A JP59047046 A JP 59047046A JP 4704684 A JP4704684 A JP 4704684A JP H07111470 B2 JPH07111470 B2 JP H07111470B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- reactor
- filter
- pump
- pipe
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉冷却装置に係り、特に原子炉冷却材浄化
系統に好適な原子炉冷却装置に関する。
系統に好適な原子炉冷却装置に関する。
従来の一般的な原子炉冷却系統では、第１図に示すよう
に、原子炉圧力容器１から配管２を介して冷却材を取り
出し、ポンプ３により熱交換器４に送り、熱交換器４で
冷却した後、配管５を介して原子炉圧力容器１に戻すル
ープを構成して原子炉を冷却している。熱交換器４の冷
却は、補機冷却系や海水を冷却源とし、配管６を通して
熱交換されている。
に、原子炉圧力容器１から配管２を介して冷却材を取り
出し、ポンプ３により熱交換器４に送り、熱交換器４で
冷却した後、配管５を介して原子炉圧力容器１に戻すル
ープを構成して原子炉を冷却している。熱交換器４の冷
却は、補機冷却系や海水を冷却源とし、配管６を通して
熱交換されている。
本構成においては、原子炉内で生成されたCo−60やCo−
58等の腐食生成物核種が、冷却材とともに配管系や機器
を循環する間に、配管や機器の冷却材接液部に付着す
る。このため、付着した核種から放出されるγ線により
作業員が被曝するという問題があった。これに対して、
冷却材中の核種を低減する対策がとられつつあるが、完
全ではない。また、付着した核種に対しては、鉛などに
よる放射線遮蔽を取り付けてγ線強度を減衰させる等の
対策がとられつつあるが、ポンプなどの回転機器は、部
品の摩耗点検などのため定期的に分解作業が必要となる
ため、遮蔽による方法は適用困難となる欠点があった。
58等の腐食生成物核種が、冷却材とともに配管系や機器
を循環する間に、配管や機器の冷却材接液部に付着す
る。このため、付着した核種から放出されるγ線により
作業員が被曝するという問題があった。これに対して、
冷却材中の核種を低減する対策がとられつつあるが、完
全ではない。また、付着した核種に対しては、鉛などに
よる放射線遮蔽を取り付けてγ線強度を減衰させる等の
対策がとられつつあるが、ポンプなどの回転機器は、部
品の摩耗点検などのため定期的に分解作業が必要となる
ため、遮蔽による方法は適用困難となる欠点があった。
第1a図は、従来の低圧式原子炉浄化系統を示す図であ
る。本系統では、フィルタ40と混床式脱塩器41を有して
いるため、原子炉圧力を弁44で10kg/cm2g程度に減圧
し、しかる後、フィルタ40及び脱塩器41に通水し、原子
炉圧力70kg/cm2gの原子炉へ戻すため、ポンプ３を運転
していた。また、原子炉が10kg/cm2g以下の低圧になっ
たとき、ポンプ３より上流の配管，機器の圧力損失が10
kg/cm2g近くなり、ポンプ３のNPSH（ポンプのキャビテ
ーションを防止するのに必要な吸込側圧力）が不足して
キャビテーションを発生し、定常流量が確保できないた
め、補助ポンプ45を起動してポンプ３のNPSHを確保する
対策を施していた。
る。本系統では、フィルタ40と混床式脱塩器41を有して
いるため、原子炉圧力を弁44で10kg/cm2g程度に減圧
し、しかる後、フィルタ40及び脱塩器41に通水し、原子
炉圧力70kg/cm2gの原子炉へ戻すため、ポンプ３を運転
していた。また、原子炉が10kg/cm2g以下の低圧になっ
たとき、ポンプ３より上流の配管，機器の圧力損失が10
kg/cm2g近くなり、ポンプ３のNPSH（ポンプのキャビテ
ーションを防止するのに必要な吸込側圧力）が不足して
キャビテーションを発生し、定常流量が確保できないた
め、補助ポンプ45を起動してポンプ３のNPSHを確保する
対策を施していた。
このように、本方式では、ポンプ45や弁43などが高温炉
水に接しており、特にポンプ45などの点検時の作業員の
被曝量が増加する傾向がみられた。
水に接しており、特にポンプ45などの点検時の作業員の
被曝量が増加する傾向がみられた。
本発明の目的は、分解点検を定期的に実施するポンプへ
の放射能付着を効果的に低減できると共に、ポンプのNP
SHを確実に確保できる原子炉冷却装置を提供することに
ある。
の放射能付着を効果的に低減できると共に、ポンプのNP
SHを確実に確保できる原子炉冷却装置を提供することに
ある。
上記目的を達成するために、本発明は、原子炉の冷却材
である第１の冷却材を取り出す第１の配管と、前記第１
の冷却材を冷却する冷却器と、該冷却器の下流側に配置
され前記第１の冷却材の濾過脱塩を行なう濾過脱塩装置
と、前記第１の冷却材を昇圧するポンプと、前記第１の
冷却材を前記原子炉に戻す第２の配管とを備える原子炉
冷却装置において、前記冷却器は、前記第１の配管内の
第１の冷却材を前記第２の配管内の第１の冷却材と熱交
換させることにより冷却する第１の冷却器と、該第１の
冷却器の下流側に配置され、補機冷却系から供給される
第２の冷却材と熱交換させることにより前記第１の冷却
材を冷却する第２の冷却器とからなり、前記濾過脱塩装
置は粉末プリコート式フィルターで、該フィルターの差
圧は1.75kg/cm2以下に維持され、前記ポンプは、前記濾
過脱塩装置の下流側で、前記原子炉の水位よりも充分に
低い位置に配置され、更に前記第２の冷却器と前記濾過
脱塩装置の間で前記第１の冷却材の温度を測定する温度
測定手段と、該温度測定手段で測定した温度が200℃以
下となるように、前記第１の冷却材の流量又は前記第２
の冷却材の流量を制御する制御手段とを備えたものであ
る。
である第１の冷却材を取り出す第１の配管と、前記第１
の冷却材を冷却する冷却器と、該冷却器の下流側に配置
され前記第１の冷却材の濾過脱塩を行なう濾過脱塩装置
と、前記第１の冷却材を昇圧するポンプと、前記第１の
冷却材を前記原子炉に戻す第２の配管とを備える原子炉
冷却装置において、前記冷却器は、前記第１の配管内の
第１の冷却材を前記第２の配管内の第１の冷却材と熱交
換させることにより冷却する第１の冷却器と、該第１の
冷却器の下流側に配置され、補機冷却系から供給される
第２の冷却材と熱交換させることにより前記第１の冷却
材を冷却する第２の冷却器とからなり、前記濾過脱塩装
置は粉末プリコート式フィルターで、該フィルターの差
圧は1.75kg/cm2以下に維持され、前記ポンプは、前記濾
過脱塩装置の下流側で、前記原子炉の水位よりも充分に
低い位置に配置され、更に前記第２の冷却器と前記濾過
脱塩装置の間で前記第１の冷却材の温度を測定する温度
測定手段と、該温度測定手段で測定した温度が200℃以
下となるように、前記第１の冷却材の流量又は前記第２
の冷却材の流量を制御する制御手段とを備えたものであ
る。
本発明によれば、制御手段がポンプの位置における第１
の冷却材の温度を、ポンプへの放射能付着量が非常に小
さい200℃以下に常に制御できるので、ポンプへの放射
能付着を効果的に低減することができる。更に、ポンプ
を濾過脱塩装置の下流側に配置したことにより、第１の
冷却材中の放射能は濾過脱塩装置で除去されるので、こ
の濾過脱塩装置による放射能除去効果もポンプへの放射
能付着の低減に大きく寄与する。
の冷却材の温度を、ポンプへの放射能付着量が非常に小
さい200℃以下に常に制御できるので、ポンプへの放射
能付着を効果的に低減することができる。更に、ポンプ
を濾過脱塩装置の下流側に配置したことにより、第１の
冷却材中の放射能は濾過脱塩装置で除去されるので、こ
の濾過脱塩装置による放射能除去効果もポンプへの放射
能付着の低減に大きく寄与する。
また、本発明によれば、濾過脱塩装置のフィルター差圧
を常に1.75kg/cm2以下に維持することにより、濾過脱塩
装置よる圧力損失を充分に抑えることができると共に、
ポンプを原子炉の水位よりも充分に低い位置に配置した
ことにより、炉水とポンプの高低差を充分に確保するこ
とができるので、常にポンプの吸込側圧力を許容範囲に
維持し、ポンプのNPSHを確実に確保することができる。
を常に1.75kg/cm2以下に維持することにより、濾過脱塩
装置よる圧力損失を充分に抑えることができると共に、
ポンプを原子炉の水位よりも充分に低い位置に配置した
ことにより、炉水とポンプの高低差を充分に確保するこ
とができるので、常にポンプの吸込側圧力を許容範囲に
維持し、ポンプのNPSHを確実に確保することができる。
以下、本発明の実施例を第３図を用いて説明する。第３
図は本発明を原子炉冷却材浄系統に適用した例である。
図は本発明を原子炉冷却材浄系統に適用した例である。
原子炉圧力容器１より取り出された冷却材は、配管２に
より再生熱交換器14に導かれ、更に非再生熱交換器４に
より200℃以下に冷却される。非再生熱交換器４の出口
温度は温度計８で測定され監視される。熱交換器４の冷
却方法は、海水や河川などの冷却源より冷却水を供給す
る補機冷却系７より配管６を介して熱交換するか、原子
炉の熱源を利用して蒸気を発生したり、暖房用温水とす
るなどの熱源にしてもよい。
より再生熱交換器14に導かれ、更に非再生熱交換器４に
より200℃以下に冷却される。非再生熱交換器４の出口
温度は温度計８で測定され監視される。熱交換器４の冷
却方法は、海水や河川などの冷却源より冷却水を供給す
る補機冷却系７より配管６を介して熱交換するか、原子
炉の熱源を利用して蒸気を発生したり、暖房用温水とす
るなどの熱源にしてもよい。
非再生熱交換器４の下流にイオン交換樹脂等を有する濾
過脱塩装置９を設け、濾過脱塩装置９の下流側にポンプ
３を配置して、濾過脱塩装置９で浄化した冷却材を再生
熱交換器14を通して、配管５により原子炉圧力容器１に
戻す。本実施例では、ポンプ３のサクション側の圧力損
失をできるだけ少なくするために最低限の機器のみを配
置し、配管も原子炉圧力容器１から最短となるようにす
ると共に、原子炉の水位より充分低いレベルにポンプ３
を配置してポンプ３のNPSHを確保している。
過脱塩装置９を設け、濾過脱塩装置９の下流側にポンプ
３を配置して、濾過脱塩装置９で浄化した冷却材を再生
熱交換器14を通して、配管５により原子炉圧力容器１に
戻す。本実施例では、ポンプ３のサクション側の圧力損
失をできるだけ少なくするために最低限の機器のみを配
置し、配管も原子炉圧力容器１から最短となるようにす
ると共に、原子炉の水位より充分低いレベルにポンプ３
を配置してポンプ３のNPSHを確保している。
本一次冷却水系は常時連続運転を行うものであるが、濾
過脱塩装置９などの浄化装置が停止中の場合、配管12と
弁13により浄化装置をバイパスすることもできる。ま
た、冷却材を系外に放出する場合には、配管10の弁11を
開くことにより、放射性廃棄物処理系などに冷却材を放
出して処理することもできる。
過脱塩装置９などの浄化装置が停止中の場合、配管12と
弁13により浄化装置をバイパスすることもできる。ま
た、冷却材を系外に放出する場合には、配管10の弁11を
開くことにより、放射性廃棄物処理系などに冷却材を放
出して処理することもできる。
これらの運転において、第３図では詳細に示していない
が温度計８が200℃を越えないように、ポンプ３の流量
あるいは冷却水配管６の流量を調整する。本実施例によ
れば、ポンプ３の位置における温度は約50℃となり、第
２図の特性から、ポンプ３の表面線量率を非常に低レベ
ルに抑制できる。即ち、本実施例では、実質的に温度計
８で測定した温度が約50℃〜200℃となるように制御し
ていることになる。
が温度計８が200℃を越えないように、ポンプ３の流量
あるいは冷却水配管６の流量を調整する。本実施例によ
れば、ポンプ３の位置における温度は約50℃となり、第
２図の特性から、ポンプ３の表面線量率を非常に低レベ
ルに抑制できる。即ち、本実施例では、実質的に温度計
８で測定した温度が約50℃〜200℃となるように制御し
ていることになる。
ちなみに、従来の原子炉冷却材浄化系では、再生熱交換
器14の上流の配管２のライン上にポンプ３が設けられて
いたため、この位置における温度は約280℃と高かっ
た。従って、温度が異なることによるポンプ３の表面線
量率の違いは、第２図の特性から従来例の220に対して
本実施例では５となり、温度差だけで表面線量率を約40
分の１に低減できる効果が得られる。
器14の上流の配管２のライン上にポンプ３が設けられて
いたため、この位置における温度は約280℃と高かっ
た。従って、温度が異なることによるポンプ３の表面線
量率の違いは、第２図の特性から従来例の220に対して
本実施例では５となり、温度差だけで表面線量率を約40
分の１に低減できる効果が得られる。
本実施例で特に注意が必要なことは、濾過脱塩装置９の
差圧である。例えば、濾過脱塩装置９として粉末プリコ
ート式フィルターを用いる場合、フィルター差圧が1.75
kg/cm2より大きくなれば、フィルターのプリコートを新
しいものとするなどの操作を行うことにより、ポンプ３
のNPSHを確保できるようにしてある。通常、新品の粉末
プリコート式フィルターでは約0.1kg/cm2の差圧が存在
するので、実質的な差圧の制御範囲は約0.1kg/cm2〜1.7
5kg/cm2となる。
差圧である。例えば、濾過脱塩装置９として粉末プリコ
ート式フィルターを用いる場合、フィルター差圧が1.75
kg/cm2より大きくなれば、フィルターのプリコートを新
しいものとするなどの操作を行うことにより、ポンプ３
のNPSHを確保できるようにしてある。通常、新品の粉末
プリコート式フィルターでは約0.1kg/cm2の差圧が存在
するので、実質的な差圧の制御範囲は約0.1kg/cm2〜1.7
5kg/cm2となる。
本実施例によれば、冷却材中の放射能は濾過脱塩装置９
により除去されるため、ポンプ３への放射能の付着はさ
らに低減される。
により除去されるため、ポンプ３への放射能の付着はさ
らに低減される。
濾過脱塩装置９の放射能除去率は通常約1/100であるか
ら、この濾過脱塩装置９による放射能低減効果と、前記
した温度差による放射能付着低減効果の両方を加味した
本実施例におけるポンプ３の表面線量率は、5/100＝0.0
5となり、従来例に比べて、0.05/220＝1/4400程度まで
放射能の付着を低減できる。
ら、この濾過脱塩装置９による放射能低減効果と、前記
した温度差による放射能付着低減効果の両方を加味した
本実施例におけるポンプ３の表面線量率は、5/100＝0.0
5となり、従来例に比べて、0.05/220＝1/4400程度まで
放射能の付着を低減できる。
以上説明したように、本発明によれば、濾過脱塩装置に
よる放射能除去効果に加えて、ポンプの位置における冷
却材の温度をポンプへの放射能付着量が非常に小さい20
0℃以下に常に制御できるので、ポンプへの放射能付着
を効果的に低減することができる。
よる放射能除去効果に加えて、ポンプの位置における冷
却材の温度をポンプへの放射能付着量が非常に小さい20
0℃以下に常に制御できるので、ポンプへの放射能付着
を効果的に低減することができる。
また、本発明によれば、濾過脱塩装置による圧力損失を
充分に抑えることができると共に、炉水とポンプの高低
差を充分に確保することができるので、常にポンプの吸
込側圧力を許容範囲に維持し、ポンプのNHSHを確実に確
保することができる。
充分に抑えることができると共に、炉水とポンプの高低
差を充分に確保することができるので、常にポンプの吸
込側圧力を許容範囲に維持し、ポンプのNHSHを確実に確
保することができる。
第１図は従来の原子炉冷却系統図、第1a図は従来の低圧
式原子炉浄化系統図、第２図は冷却材温度と表面線量率
の関係を示す特性図、第３図は本発明を原子炉冷却材浄
化系統に適用した実施例を示す図である。 １……原子炉圧力容器、2,5,6……配管、３……ポン
プ、４……熱交換器、７……補機冷却系、８……温度
計、９……濾過脱塩装置。
式原子炉浄化系統図、第２図は冷却材温度と表面線量率
の関係を示す特性図、第３図は本発明を原子炉冷却材浄
化系統に適用した実施例を示す図である。 １……原子炉圧力容器、2,5,6……配管、３……ポン
プ、４……熱交換器、７……補機冷却系、８……温度
計、９……濾過脱塩装置。
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉の冷却材である第１の冷却材を取り
出す第１の配管と、前記第１の冷却材を冷却する冷却器
と、該冷却器の下流側に配置され前記第１の冷却材の濾
過脱塩を行なう濾過脱塩装置と、前記第１の冷却材を昇
圧するポンプと、前記第１の冷却材を前記原子炉に戻す
第２の配管とを備える原子炉冷却装置において、 前記冷却器は、前記第１の配管内の第１の冷却材を前記
第２の配管内の第１の冷却材と熱交換させることにより
冷却する第１の冷却器と、該第１の冷却器の下流側に配
置され、補機冷却系から供給される第２の冷却材と熱交
換させることにより前記第１の冷却材を冷却する第２の
冷却器とからなり、 前記濾過脱塩装置は粉末プリコート式フィルターで、該
フィルターの差圧は1.75kg/cm2以下に維持され、 前記ポンプは、前記濾過脱塩装置の下流側で、前記原子
炉の水位よりも充分に低い位置に配置され、更に 前記第２の冷却器と前記濾過脱塩装置の間で前記第１の
冷却材の温度を測定する温度測定手段と、 該温度測定手段で測定した温度が200℃以下となるよう
に、前記第１の冷却材の流量又は前記第２の冷却材の流
量を制御する制御手段と、 を備えたことを特徴とする原子炉冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59047046A JPH07111470B2 (ja) | 1984-03-14 | 1984-03-14 | 原子炉冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59047046A JPH07111470B2 (ja) | 1984-03-14 | 1984-03-14 | 原子炉冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60192295A JPS60192295A (ja) | 1985-09-30 |
| JPH07111470B2 true JPH07111470B2 (ja) | 1995-11-29 |
Family
ID=12764224
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59047046A Expired - Lifetime JPH07111470B2 (ja) | 1984-03-14 | 1984-03-14 | 原子炉冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07111470B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3810445B2 (ja) * | 1993-11-26 | 2006-08-16 | アイシン精機株式会社 | トロコイド型オイルポンプ |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS556260A (en) * | 1978-06-30 | 1980-01-17 | Tokyo Shibaura Electric Co | Coolant cleanup and residual heat removal device of nuclear reactor |
-
1984
- 1984-03-14 JP JP59047046A patent/JPH07111470B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60192295A (ja) | 1985-09-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3976541A (en) | Secondary coolant purification system with demineralizer bypass | |
| JPH06230184A (ja) | 加圧水形原子炉冷却材系の化学的除染方法及び装置 | |
| JPH07111470B2 (ja) | 原子炉冷却装置 | |
| CN109979635B (zh) | 压水堆核电厂蒸汽发生器排污水处理系统 | |
| JP2019128091A (ja) | 発電プラントの運用方法および火力発電プラント | |
| CN118919111A (zh) | 燃料组件腐蚀产物的处理方法及其处理装置 | |
| JPH07128488A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPH06100671B2 (ja) | 原子炉冷却材浄化系 | |
| JPS5894692A (ja) | 放射性流体用配管 | |
| JP4317737B2 (ja) | 化学除染方法 | |
| JPS6017396A (ja) | 沸騰水形原子炉 | |
| JPH0636066B2 (ja) | 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置 | |
| JPS58201094A (ja) | 原子炉冷却材浄化系 | |
| JPH07218684A (ja) | 原子炉冷却材浄化系及びその運転方法 | |
| JPS61207998A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPS6398597A (ja) | 復水系統 | |
| JPH0434119B2 (ja) | ||
| Biladeau | Re-use of Cooling Water in an Atomic Energy Commission Installation | |
| JPS5868697A (ja) | 原子炉冷却材の浄化装置 | |
| JPS5845598A (ja) | 原子炉冷却材浄化系 | |
| JP2007033352A (ja) | 原子炉への亜鉛供給方法 | |
| JPH034877B2 (ja) | ||
| JPS6150100A (ja) | 圧力抑制室クラツド移送系 | |
| JPH095489A (ja) | 原子炉残留熱除去系の線量低減方法 | |
| JPS6066197A (ja) | 原子炉一次系冷却水の浄化方法 |