JPH08304587A - 原子炉浄化装置 - Google Patents
原子炉浄化装置Info
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- JPH08304587A JPH08304587A JP7115482A JP11548295A JPH08304587A JP H08304587 A JPH08304587 A JP H08304587A JP 7115482 A JP7115482 A JP 7115482A JP 11548295 A JP11548295 A JP 11548295A JP H08304587 A JPH08304587 A JP H08304587A
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- exchange resin
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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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【構成】給水装置１より原子炉２に持込まれる不純物
は、原子炉２内で分解又はそのまま沸騰濃縮されるので
原子炉水ろ過脱塩装置８で浄化する。原子炉内のイオン
性不純物は陽イオン種と陰イオン種に分けられるので、
その性状をサンプリング装置９の導電率計及びｐＨ計に
より検出し、それらの比（当量）に応じた粉末又は繊維
状アニオン及びカチオン交換樹脂をプリコートタンク１
１より原子炉水ろ過脱塩装置８へプリコートし炉水を浄
化する。 【効果】原子炉浄化装置の逆洗頻度が１／２以下になる
ことにより原子炉水を浄化した比較的放射能の高い放射
性廃棄物を半減可能とした。
は、原子炉２内で分解又はそのまま沸騰濃縮されるので
原子炉水ろ過脱塩装置８で浄化する。原子炉内のイオン
性不純物は陽イオン種と陰イオン種に分けられるので、
その性状をサンプリング装置９の導電率計及びｐＨ計に
より検出し、それらの比（当量）に応じた粉末又は繊維
状アニオン及びカチオン交換樹脂をプリコートタンク１
１より原子炉水ろ過脱塩装置８へプリコートし炉水を浄
化する。 【効果】原子炉浄化装置の逆洗頻度が１／２以下になる
ことにより原子炉水を浄化した比較的放射能の高い放射
性廃棄物を半減可能とした。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉浄化装置に関す
る。
る。
【０００２】
【従来の技術】現在、原子炉水の浄化は原子炉ろ過脱塩
装置により給水流量に対する割合としてプラントにより
異なり１〜７％の範囲で行っている。周知のように沸騰
水型原子力プラントは、給水装置等より原子炉へ流入す
る又は炉内で発生する不純物は極一部の揮発性物質を除
き蒸気中へは移行せず炉内に蓄積することになる。金属
の腐食生成物であるクラッドは、沸騰面を持つ燃料棒上
に９０％程度固着するため、原子炉水中に存在する濃度
は低いが、イオン状で原子炉水に溶解している不純物
は、燃料棒には付着しないため、原子炉水の高純度化を
達成するには、前述の給水流量比を大きい仕様とすれば
良い。しかしプラントの熱効率の面からは原子炉ろ過脱
塩装置で浄化するため、イオン交換樹脂の耐熱性上の制
約から約５０℃まで炉水を冷却せねばならず得策ではな
い。一方、原子炉水ろ過脱塩装置にプリコートする陽イ
オン交換樹脂と陰イオン交換樹脂、多くの場合、粉末ま
たは繊維状であるが、これら樹脂の樹脂比は原子炉水不
純物の組成によらず１：１と一定である。実際の原子炉
水は混入する不純物によりイオン組成が多様で一率に決
定できるものではない。例えば、定期検査終了後のプラ
ント起動時にはステンレス鋼からの溶出物であるＣｒＯ
4 2- （クロム酸イオン）が支配的で、陰イオン樹脂が急
激に消費されることになる。その結果、陰イオン樹脂ブ
レークにより原子炉浄化装置出口の導電率が上昇し逆
洗，再プリコートを行うことになる。
装置により給水流量に対する割合としてプラントにより
異なり１〜７％の範囲で行っている。周知のように沸騰
水型原子力プラントは、給水装置等より原子炉へ流入す
る又は炉内で発生する不純物は極一部の揮発性物質を除
き蒸気中へは移行せず炉内に蓄積することになる。金属
の腐食生成物であるクラッドは、沸騰面を持つ燃料棒上
に９０％程度固着するため、原子炉水中に存在する濃度
は低いが、イオン状で原子炉水に溶解している不純物
は、燃料棒には付着しないため、原子炉水の高純度化を
達成するには、前述の給水流量比を大きい仕様とすれば
良い。しかしプラントの熱効率の面からは原子炉ろ過脱
塩装置で浄化するため、イオン交換樹脂の耐熱性上の制
約から約５０℃まで炉水を冷却せねばならず得策ではな
い。一方、原子炉水ろ過脱塩装置にプリコートする陽イ
オン交換樹脂と陰イオン交換樹脂、多くの場合、粉末ま
たは繊維状であるが、これら樹脂の樹脂比は原子炉水不
純物の組成によらず１：１と一定である。実際の原子炉
水は混入する不純物によりイオン組成が多様で一率に決
定できるものではない。例えば、定期検査終了後のプラ
ント起動時にはステンレス鋼からの溶出物であるＣｒＯ
4 2- （クロム酸イオン）が支配的で、陰イオン樹脂が急
激に消費されることになる。その結果、陰イオン樹脂ブ
レークにより原子炉浄化装置出口の導電率が上昇し逆
洗，再プリコートを行うことになる。
【０００３】また、通常運転中は復水浄化装置に使用さ
れている粒状イオン交換樹脂の逆再生によりＲ−Ｈ+ と
なっているべき樹脂がＲ−Ｎａ+ と再生剤を保持してい
る場合があり、その場合は、運転中に炉水へＮａ+ が定
常的に流入してくる。陽イオン交換樹脂への負荷が増加
しイオンブレークによる逆洗再プリコートとなる。この
ように現状の原子炉水ろ過脱塩装置への陽イオン／陰イ
オン交換樹脂の供給は、原子炉水のイオン組成とは無関
係に設定されているため、まだ消費していないイオン交
換樹脂も逆洗廃棄することとなり、放射性廃棄物の増加
に直結し、また運転に要する費用も増加する。
れている粒状イオン交換樹脂の逆再生によりＲ−Ｈ+ と
なっているべき樹脂がＲ−Ｎａ+ と再生剤を保持してい
る場合があり、その場合は、運転中に炉水へＮａ+ が定
常的に流入してくる。陽イオン交換樹脂への負荷が増加
しイオンブレークによる逆洗再プリコートとなる。この
ように現状の原子炉水ろ過脱塩装置への陽イオン／陰イ
オン交換樹脂の供給は、原子炉水のイオン組成とは無関
係に設定されているため、まだ消費していないイオン交
換樹脂も逆洗廃棄することとなり、放射性廃棄物の増加
に直結し、また運転に要する費用も増加する。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、原子
炉浄化装置ろ過脱塩装置の逆洗頻度低減の具体的な手法
を確立し、原子力プラントの放射性廃棄物を低減するこ
とにある。
炉浄化装置ろ過脱塩装置の逆洗頻度低減の具体的な手法
を確立し、原子力プラントの放射性廃棄物を低減するこ
とにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明は原子炉水のイオン組成の目安となる導電率
とｐＨのプラントデータに基づき陽イオン導電率，陰イ
オン導電率を算出しその比に適した粉末または繊維状イ
オン交換樹脂を原子炉水ろ過脱塩装置にプリコートする
システムを提供する。
め、本発明は原子炉水のイオン組成の目安となる導電率
とｐＨのプラントデータに基づき陽イオン導電率，陰イ
オン導電率を算出しその比に適した粉末または繊維状イ
オン交換樹脂を原子炉水ろ過脱塩装置にプリコートする
システムを提供する。
【０００６】また、プリコートしたイオン交換樹脂の採
水寿命を評価することにより逆洗準備等運用管理の合理
化も図れる。
水寿命を評価することにより逆洗準備等運用管理の合理
化も図れる。
【０００７】
【作用】本発明によれば、原子炉水の高純度化を維持す
るために運転される原子炉浄化装置に用いられるイオン
交換樹脂が原子炉混入イオン不純物の性状、すなわち、
陽イオン種又は陰イオン種又はそれらの比率をあらかじ
め計測してプリコートされるため、イオン交換する樹脂
が最適に行われ、１プリコートあたりの採水量を多くす
ることが可能となることにより、放射性廃棄物の増加を
低減できる。
るために運転される原子炉浄化装置に用いられるイオン
交換樹脂が原子炉混入イオン不純物の性状、すなわち、
陽イオン種又は陰イオン種又はそれらの比率をあらかじ
め計測してプリコートされるため、イオン交換する樹脂
が最適に行われ、１プリコートあたりの採水量を多くす
ることが可能となることにより、放射性廃棄物の増加を
低減できる。
【０００８】
【実施例】本発明の実施例を図１により説明する。給水
装置１より原子炉２へ供給される給水中には、復水浄化
装置，復水貯蔵タンクなどから混入するイオン性不純物
又は復水浄化装置で使用されているイオン交換樹脂から
の劣化物等を含む。これら不純物は原子炉２内の沸騰に
より濃縮される。濃縮された原子炉水を浄化し純度を維
持するために原子炉再循環装置３より分岐した原子炉浄
化装置４がある。
装置１より原子炉２へ供給される給水中には、復水浄化
装置，復水貯蔵タンクなどから混入するイオン性不純物
又は復水浄化装置で使用されているイオン交換樹脂から
の劣化物等を含む。これら不純物は原子炉２内の沸騰に
より濃縮される。濃縮された原子炉水を浄化し純度を維
持するために原子炉再循環装置３より分岐した原子炉浄
化装置４がある。
【０００９】原子炉浄化装置４では、再生熱交換器５及
び非再生熱交換器６により冷却材の温度を低下した後、
ポンプ７により加圧され原子炉水ろ過脱塩装置８により
浄化された炉水は再び非再生熱交換器６で加熱された
後、給水装置１を経て原子炉へ供給するシステムとなっ
ている。本発明は原子炉水ろ過脱塩装置８の入口及び出
口水を採取するサンプリング装置９内に設けられた導電
率計及びｐＨ計より炉水のカチオン導電率及びアニオン
導電率を計算する。カチオン導電率とは言うまでもなく
陽イオンによる導電率寄与分で、イオン種が不明の場合
は、Ｎａ+ イオンを不純物として考える。また、アニオ
ン導電率とは陰イオンによる導電率寄与分でイオン種が
不明の場合は、ＳＯ4--イオンを不純物として考える。
ここでＮａ+及びＳＯ4-- をそれぞれ代表イオン種とし
て選定した理由は次の二つによる。すなわち、第１はNU
REG/CR5115“A Review of boiling water reactor chem
istry"としてＦoxＪ．Ｍ．等が米国のＢＷＲ原子炉一次
装置における不純物発生源を調査しており、それによる
と復水浄化装置等で用いられているイオン交換樹脂が３
０％，復水器海水リークが約２０％等となっており、イ
オン交換樹脂の分解生成物としてのＳＯ4-- 及び海水成
分のＮａ+ が代表的イオンであること、第２は導電率は
数１で与えられるが、
び非再生熱交換器６により冷却材の温度を低下した後、
ポンプ７により加圧され原子炉水ろ過脱塩装置８により
浄化された炉水は再び非再生熱交換器６で加熱された
後、給水装置１を経て原子炉へ供給するシステムとなっ
ている。本発明は原子炉水ろ過脱塩装置８の入口及び出
口水を採取するサンプリング装置９内に設けられた導電
率計及びｐＨ計より炉水のカチオン導電率及びアニオン
導電率を計算する。カチオン導電率とは言うまでもなく
陽イオンによる導電率寄与分で、イオン種が不明の場合
は、Ｎａ+ イオンを不純物として考える。また、アニオ
ン導電率とは陰イオンによる導電率寄与分でイオン種が
不明の場合は、ＳＯ4--イオンを不純物として考える。
ここでＮａ+及びＳＯ4-- をそれぞれ代表イオン種とし
て選定した理由は次の二つによる。すなわち、第１はNU
REG/CR5115“A Review of boiling water reactor chem
istry"としてＦoxＪ．Ｍ．等が米国のＢＷＲ原子炉一次
装置における不純物発生源を調査しており、それによる
と復水浄化装置等で用いられているイオン交換樹脂が３
０％，復水器海水リークが約２０％等となっており、イ
オン交換樹脂の分解生成物としてのＳＯ4-- 及び海水成
分のＮａ+ が代表的イオンであること、第２は導電率は
数１で与えられるが、
【００１０】
【数１】
【００１１】当量電導度は、水を構成するＨ+(３４９.
７Ｓ／cm・eq),ＯＨ-(２００Ｓ／cm・eq)以外は５０〜８
０Ｓ／cm・eq(at２５℃）の範囲でほぼ同一なためであ
る。例えば化学便覧（丸善）では、アニオン種はＣｌ-
：７６.３，ＳＯ4-- ：８０.０，ＣｒＯ4--：８５、カ
チオン種はＮａ+：５０.１，ＮＨ4+：７３.５，Ｆｅ
3+：６８.４ などである。
７Ｓ／cm・eq),ＯＨ-(２００Ｓ／cm・eq)以外は５０〜８
０Ｓ／cm・eq(at２５℃）の範囲でほぼ同一なためであ
る。例えば化学便覧（丸善）では、アニオン種はＣｌ-
：７６.３，ＳＯ4-- ：８０.０，ＣｒＯ4--：８５、カ
チオン種はＮａ+：５０.１，ＮＨ4+：７３.５，Ｆｅ
3+：６８.４ などである。
【００１２】計算のフローを図２に示す。
【００１３】ここで荷電平衡式とは
【００１４】
【数２】 〔Ｈ+〕＋〔Ａ+〕＝〔ＯＨ-〕＋〔Ｂ-〕 …（数２） 〔Ａ+〕〔Ｂ-〕：Ａ，Ｂイオン濃度 また、水の解離式とは
【００１５】
【数３】 Ｋｗ＝〔Ｈ+〕・〔ＯＨ-〕 …（数３） Ｋｗ：水のイオン積（１０-14at２５℃） これより各イオン濃度が求まれば、それに対応する粉末
又は繊維状のイオン交換樹脂を比率にして、プリコート
タンク１１で混合し復水ろ過脱塩装置にプリコートす
る。当然のことながら、粉末又は繊維状のイオン交換樹
脂の貫流交換容量は事前に求めておきイオン交換樹脂量
（当量比）の決定はそのアニオン樹脂，カチオン樹脂の
比率に炉水陰イオン，陽イオンの比を掛けて行う。一般
に貫流交換容量はアニオン樹脂は新樹脂の中性塩交換容
量の９０％，カチオン新樹脂の中性塩交換容量の６０％
が目安であるが事前に実測する。
又は繊維状のイオン交換樹脂を比率にして、プリコート
タンク１１で混合し復水ろ過脱塩装置にプリコートす
る。当然のことながら、粉末又は繊維状のイオン交換樹
脂の貫流交換容量は事前に求めておきイオン交換樹脂量
（当量比）の決定はそのアニオン樹脂，カチオン樹脂の
比率に炉水陰イオン，陽イオンの比を掛けて行う。一般
に貫流交換容量はアニオン樹脂は新樹脂の中性塩交換容
量の９０％，カチオン新樹脂の中性塩交換容量の６０％
が目安であるが事前に実測する。
【００１６】実施例１におけるカチオン導電率，アニオ
ン導電率の求め方は、サンプリング装置９内に、カチオ
ン樹脂を入れたカラムを通過後の導電率をアニオン導電
率，アニオン樹脂をカラム通過後の導電率としても良
い。また、サンプリング装置９にイオンライン又はオフ
ラインのイオンクロマトグラフを付設し、イオン濃度の
直接定量により、プリコートするカチオン及びアニオン
樹脂の比率を決定しても良い。
ン導電率の求め方は、サンプリング装置９内に、カチオ
ン樹脂を入れたカラムを通過後の導電率をアニオン導電
率，アニオン樹脂をカラム通過後の導電率としても良
い。また、サンプリング装置９にイオンライン又はオフ
ラインのイオンクロマトグラフを付設し、イオン濃度の
直接定量により、プリコートするカチオン及びアニオン
樹脂の比率を決定しても良い。
【００１７】図３は本発明に係る実施例の一つである。
ここでは、サンプリング装置９により実測した水質に基
づいて、アニオン，カチオン樹脂量比を決定するのは図
１で説明したものと同じであるが、樹脂の供給方法にお
いて、いわゆるボディフィード法（BNES 6th Internati
onal Conference on water chemistry of Nuclear Rea
ctor Systems 1992“Performance Improvement of Prec
oat Type CondensateFilter”Maeda K.et al.）を用い
るものである。原子炉水ろ過脱塩装置８にあらかじめ通
常の半分程度の０.５kg（樹脂)／ｍ2(ろ過面積）をプリ
コートしておき、残りをプリコートタンク１１又は１２
より原子炉水ろ過脱塩装置８入口に注入するものであ
る。ここでプリコートするイオン交換樹脂はあらかじめ
アニオン樹脂，カチオン樹脂を計算した比率混合しても
良いし、又はプリコートタンク１１にカチオン樹脂，プ
リコートタンク１２にアニオン樹脂を入れ別々にフィー
ドしても良い。
ここでは、サンプリング装置９により実測した水質に基
づいて、アニオン，カチオン樹脂量比を決定するのは図
１で説明したものと同じであるが、樹脂の供給方法にお
いて、いわゆるボディフィード法（BNES 6th Internati
onal Conference on water chemistry of Nuclear Rea
ctor Systems 1992“Performance Improvement of Prec
oat Type CondensateFilter”Maeda K.et al.）を用い
るものである。原子炉水ろ過脱塩装置８にあらかじめ通
常の半分程度の０.５kg（樹脂)／ｍ2(ろ過面積）をプリ
コートしておき、残りをプリコートタンク１１又は１２
より原子炉水ろ過脱塩装置８入口に注入するものであ
る。ここでプリコートするイオン交換樹脂はあらかじめ
アニオン樹脂，カチオン樹脂を計算した比率混合しても
良いし、又はプリコートタンク１１にカチオン樹脂，プ
リコートタンク１２にアニオン樹脂を入れ別々にフィー
ドしても良い。
【００１８】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉水の性状により
適切なろ過助剤（イオン交換樹脂）を提供するので、採
水寿命が従来のプリコート比アニオン：カチオン＝１：
１に比べ、１：８又は８：１にも可能なので、２倍以上
延ばすことができる。これは、直接原子炉水を処理した
比較的高い放射能のイオン交換樹脂による廃棄物量を１
／２以下に低減可能となる。
適切なろ過助剤（イオン交換樹脂）を提供するので、採
水寿命が従来のプリコート比アニオン：カチオン＝１：
１に比べ、１：８又は８：１にも可能なので、２倍以上
延ばすことができる。これは、直接原子炉水を処理した
比較的高い放射能のイオン交換樹脂による廃棄物量を１
／２以下に低減可能となる。
【図１】原子力発電所純水化システムのブロック図。
【図２】炉水導電率より不純物濃度を計算するフローチ
ャート。
ャート。
【図３】本発明の一実施例でボディフィード法のブロッ
ク図。
ク図。
１…給水装置、２…原子炉、４…原子炉浄化装置、５…
再生熱交換器、６…非再生熱交換器、８…原子炉水ろ過
脱塩装置、９…サンプリング装置、１１…プリコートタ
ンク。
再生熱交換器、６…非再生熱交換器、８…原子炉水ろ過
脱塩装置、９…サンプリング装置、１１…プリコートタ
ンク。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｆ 9/12 ５１２ Ｇ２１Ｆ 9/12 ５１２Ｇ (72)発明者 福本 俊彦 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内
Claims (4)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉の原子炉水ろ過脱塩装置と
ろ過脱塩装置に粉末または繊維状の陽イオン交換樹脂ま
たは陰イオン交換樹脂を供給するプリコートタンクより
成る原子炉浄化装置において、原子炉水導電率及びｐＨ
により陽イオン導電率及び陰イオン導電率を演算しその
比に比例する陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を原
子炉水ろ過脱塩装置にプリコートすることを特徴とする
原子炉浄化装置。 - 【請求項２】請求項１において、陽イオン導電率と陰イ
オン導電率の比の算出する方法としてイオンクロマトグ
ラフによる各成分の定量値を用いる原子炉浄化装置。 - 【請求項３】請求項１において、粉末または繊維状の陽
イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を原子炉水ろ過脱塩
装置にコーティングする方法として、原子炉水ろ過脱塩
装置入口の原子炉浄化装置配管に直接算出された比率の
前記イオン交換樹脂を注入する原子炉浄化装置。 - 【請求項４】請求項１において、原子炉の陽イオン導電
率，陰イオン導電率をプロセス導電率及びｐＨより演算
しイオン交換樹脂の採水寿命を予測する原子炉浄化装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7115482A JPH08304587A (ja) | 1995-05-15 | 1995-05-15 | 原子炉浄化装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7115482A JPH08304587A (ja) | 1995-05-15 | 1995-05-15 | 原子炉浄化装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08304587A true JPH08304587A (ja) | 1996-11-22 |
Family
ID=14663618
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7115482A Pending JPH08304587A (ja) | 1995-05-15 | 1995-05-15 | 原子炉浄化装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08304587A (ja) |
-
1995
- 1995-05-15 JP JP7115482A patent/JPH08304587A/ja active Pending
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