JPH0968590A

JPH0968590A - 原子炉一次冷却水系

Info

Publication number: JPH0968590A
Application number: JP7222998A
Authority: JP
Inventors: Koichi Yamane; 康一山根; Yamato Asakura; 大和朝倉; Katsumi Osumi; 克己大角; Hiroshi Sasaki; 宏佐々木
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd Ibaraki; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd; Hitachi Industry and Control Solutions Co Ltd
Priority date: 1995-08-31
Filing date: 1995-08-31
Publication date: 1997-03-11

Abstract

(57)【要約】【構成】プラント運転の全期間(起動試験，定期検査期
間中を含む)にわたって、残留熱除去系へ高温冷却水を
通水できるような構成としかつ、この通水された冷却水
を浄化できるような装置を設けるあるいは構成とすると
ともに、上記構成の残留熱除去系中に気体を含む添加物
を注入できるような装置を設けた。また、上記構成の残
留熱除去系をプラント運転の停止期間の前後に限り運用
する運転方法である。【効果】本発明によれば、プラント運転の全期間にわた
り残留熱除去系に付着する放射能を低減することがで
き、定期検査時に作業員の受ける放射線量を低減するこ
とが可能である。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ントの原子炉一次冷却水系に係り、特に放射性物質の付
着抑制に好適な残留熱除去系（ＲＨＲ系）を有する一次
冷却水系に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に、沸騰水型原子力発電プラントの
配管，ポンプ，熱交換器等の構成材料表面からは、金属
イオン成分や不溶解性成分（クラッド）等の腐食生成物
がわずかずつ溶出する。復水浄化装置（復水ろ過装置，
復水脱塩装置）の上流側（例えば、タービン系）で発生
した腐食生成物の多くは復水浄化装置により浄化され
る。しかし、復水浄化装置の下流側の給水系で発生する
腐食生成物は浄化されずに給水とともに原子炉に流入す
る。原子炉に流入した腐食生成物の多くは原子燃料表面
で生じている沸騰現象に伴い濃縮され不溶解性の酸化物
を形成し、燃料表面に付着する。燃料表面に付着した腐
食生成物は、原子燃料の燃焼にともなって発生する中性
子照射を受けてＣｏ−５８あるいはＣｏ−６０などの半
減期の長い放射性物質となる。燃料表面に付着して放射
化された腐食生成物の一部は、再び原子炉水中に溶出あ
るいは脱離して、原子炉水を循環させる原子炉冷却材再
循環系、あるいは原子炉水中の不純物を浄化している原
子炉冷却材浄化系の機器や配管の内面に付着・蓄積し、
その放射線量率を高める。

【０００３】配管の内面に酸化皮膜を形成させ放射性物
質の付着を抑制する従来技術としてプレフィルミングと
呼ばれる方法が、特開昭59−12390 号公報，特開昭63−
103999号公報等に記載されている。しかし、本方法で対
象にしているのは、常に炉水と接する原子炉再循環系配
管および原子炉浄化系配管である。

【０００４】一方、残留熱除去系の放射線量率の上昇
は、クラッド状の放射性物質の濃度が上昇し、配管や機
器の内面に付着するために生じるものと考えられる。プ
ラント停止時のクラッド状の放射性物質の濃度上昇は、
原子炉の圧力低下や炉心流量低下等により燃料表面での
蒸気発生量が大きく変動し、燃料表面に付着していた放
射性物質を含むクラッドが剥離するためと考えられる。
この現象に対して、原子炉の停止操作期間中の原子炉水
温度の低下速度を下げることにより、燃料表面での蒸気
発生量の変化を抑え、クラッドの剥離を抑制して残留熱
除去系の線量率を低下させる方法が検討されている。

【０００５】また、残留熱除去系の線量率を更に低下さ
せるために、放射性クラッドの剥離を抑制するだけでな
く、放射性イオンの付着も防止する技術も検討されてい
る。具体的には、何らかの方法で放射能を含まない高温
冷却水を残留熱除去系へ導き、前述した原子炉再循環系
配管又は原子炉冷却材浄化系と同様にプレフィルミング
により事前に皮膜を形成する方法である。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術は、原子炉水中の放射能濃度が低い時点における
プレフィルミングを目的とした技術であり、プラントの
通常運転中に停滞水中で配管の内面などに放射能を含ん
だ皮膜が形成された場合、この放射能を含んだ皮膜を剥
がして、新たに放射能を含まない皮膜を再形成するよう
なものではない。残留熱除去系は前述したように、通常
運転中は運用されることなく当該系の機器や配管は長期
間停滞水と接している状態にある。本発明者らの研究に
よれば、一度形成された皮膜も長期間停滞水に晒される
ことにより改編を起こし、次に系統が起動された時に放
射能を含む不純物を吸収し易くなることが判った。

【０００７】本発明の目的は、プラント運転の全期間に
亘って放射性物質の付着を抑制できる残留熱除去系を備
えた原子炉一次冷却水系を提供することにある。

【０００８】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
の第１の手段は、原子炉水を浄化する浄化装置を有する
冷却材浄化系と、前記原子炉水の残留熱を除去する熱交
換器を有する残留熱除去系とを備えた原子炉一次冷却水
系において、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より下流
側と、前記残留熱除去系の前記熱交換器より上流側とを
接続する第１の接続管と、前記冷却材浄化系の前記浄化
装置より上流側と、前記残留熱除去系の前記第１の接続
管との接続位置より下流側とを接続する第２の接続管と
を備える。

【０００９】また、第２の手段は、原子炉水を浄化する
浄化装置を有する冷却材浄化系と、前記原子炉水の残留
熱を除去する熱交換器を有する残留熱除去系とを備えた
原子炉一次冷却水系において、前記冷却材浄化系の前記
浄化装置より下流側と、前記残留熱除去系の前記熱交換
器より上流側とを接続する第１の接続管と、前記冷却材
浄化系の前記浄化装置より上流側と、前記残留熱除去系
の前記熱交換器より下流側とを接続する第２の接続管と
を備える。

【００１０】また、第３の手段は、原子炉水を浄化する
浄化装置を有する冷却材浄化系と、前記原子炉水の残留
熱を除去する熱交換器を有する残留熱除去系と、復水を
浄化する浄化装置及び該浄化装置で浄化された復水を加
熱して給水として原子炉に戻す加熱器を有する復水・給
水系とを備えた原子炉一次冷却水系において、前記冷却
材浄化系の前記浄化装置より下流側と、前記残留熱除去
系の前記熱交換器より上流側とを接続する第１の接続管
と、前記復水・給水系の浄化装置より上流側と、前記残
留熱除去系の前記熱交換器より下流側とを接続する第２
の接続管とを備える。

【００１１】

【作用】上記第１乃至第３の手段によれば、プラント運
転の全期間（起動試験，定検期間中を含む）に亘って、
第１の接続管及び第２の接続管を介して残留熱除去系に
冷却水を通水できると共に、通水した水を浄化できるの
で、残留熱除去系の配管や機器の内面に安定な酸化皮膜
を形成し、放射性物質の付着を抑制することができる。

【００１２】

【実施例】以下、図面を用いて本発明の実施例を説明す
る。

【００１３】図１に本発明を沸騰水型原子力発電プラン
トに適用した第１の実施例を示す。図１の構成におい
て、原子炉９９内で発生した蒸気はタービン系１（高圧
タービン，低圧タービン）にて仕事を行った後、復水器
で凝縮され、復水配管２を通り、復水ポンプ３，復水ろ
過装置４，復水脱塩器５および、復水昇圧ポンプを経由
して給水系（ＦＤＷ系）に導かれる。給水系では、給水
配管６，給水加熱器７で昇温された後、給水ポンプ８を
通り、再び原子炉に戻る。一方、原子炉水は、再循環ポ
ンプ９，再循環配管１０で構成される再循環系（ＰＬＲ
系）を循環する。また原子炉水の一部は、再循環配管よ
り原子炉浄化系配管１１へ分岐し、ろ過脱塩装置１２に
て浄化され、その後、給水系配管へ合流して原子炉へ戻
る。原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）では、浄化設備に
粉末イオン交換樹脂を使用しているため、原子炉水を約
５０℃以下まで冷却する必要があることから再生熱交換
器１３，非再生熱交換器１４を有している。

【００１４】さらに、原子力プラントの出力を落とし冷
温停止する際には、冷却材の温度を所定時間内に所定温
度まで冷却するために、原子燃料の有する残留熱を原子
炉の気化熱および、原子炉再循環系配管から分岐する残
留熱除去系１５の有する熱交換器１６により冷却する。
一般に、冷却水温度が１５０℃以上では気化熱による冷
却の方が効率が良いため、原子燃料から発生する蒸気を
タービン系をバイパスし、復水器に送って凝集すること
により冷却している。しかしながら、１５０℃以下では
気化熱による冷却効率が落ちるため、上記残留熱除去系
による原子炉水の冷却を図っている。原子炉再循環系配
管から分岐した残留熱除去系は、残留熱除去ポンプによ
り原子炉水を残留熱除去系熱交換器へ導き冷却した後、
再び原子炉再循環系配管へ導くことによってその冷却器
を提供している。これらのことから、残留熱除去系は設
計仕様温度，圧力を原子炉圧，温度と等しく保つ必要性
はなく、実際設計仕様圧力は２０kg／cm²前後、温度も
その圧力の飽和温度で設計されている。従って、現シス
テムで残留熱除去系が運転されるのは、過渡事象時，事
故時を除き、停止期間の原子炉圧力が２０kg／cm²以下
まで下がった後になる。

【００１５】ここで、発明者らが測定した残留熱除去系
への放射能付着に関する測定例を図２に示す。同図か
ら、残留熱除去系へ放射能を含んだ原子炉水が通水され
た直後に当該系配管の放射能付着量が上昇しており、そ
の後は通水原子炉水中の放射能量がほぼ一定にも係わら
ず、付着する放射能の増加量は小さくなっている。つま
り、図２（ｃ）に示すように、残留熱除去系配管への放
射能の付着速度としては、原子炉水通水直後に非常に高
くまた、通水１０時間ほどで１／５〜１／１０まで減少
すると共に一定値に近づくということがいえる。これは
再循環系配管，原子炉冷却材浄化系配管等の様に常時通
水されている配管とは明らかに異なった挙動である。本
発明者等がこの挙動に関し要因分析を進めた結果、残留
熱除去系が通水されていない間（プラントの通常運転
時）に配管内表面の酸化皮膜が改編を起こし、通水され
た時点における放射性物質を含んだ原子炉水中の不純物
を吸収し易くなっているためと考えられる。またその対
策として、当該残留熱除去系に放射能を含んだ原子炉水
の通水に先駆け、放射能を含まない高温水を少なくとも
１０時間以上通水することによりその後の放射能の配管
への取り込みを低くする方法が有効であることが判っ
た。

【００１６】上記条件を達成するための一方法として
は、停止期間の残留熱除去系本格運用に先駆け、通常運
転時より原子炉冷却材浄化系の戻り水を当該残留熱除去
系へ通水する方法がある。この方法を第１実施例とし
て、図１を用いて説明する。

【００１７】通常運転中、原子炉冷却材浄化系の戻り水
（再生熱交換器胴側出口）の温度／圧力は２２０℃以
上，７０kg／cm²である。また、残留熱除去系は前述の
ように２０kg／cm²程度の耐圧設計であり設計温度も２
００℃未満である。従って、原子炉冷却材浄化系の戻り
水をそのまま残留熱除去系へ通水することは出来ない。
しかしながらプラントの設計条件上、原子炉格納容器内
はほとんどの系統が原子炉圧と等しくなるよう設計され
ており、当該残留熱除去系も原子炉格納容器内および、
原子炉格納容器外側の隔離弁までが原子炉圧，温度に耐
えられるように設計されている。そこで図１では、この
原子炉と等しい設計条件を有する部分に原子炉冷却材浄
化系の戻り水を通水する構成とした。

【００１８】図１に示すように、原子炉冷却材浄化系の
再生熱交換器胴側出口より、残留熱除去系へ連絡する配
管１８および、残留熱除去系より原子炉冷却材浄化系の
再生熱交換器管側入口へもどる配管１９を追設する。取
付位置としては、原子炉冷却材浄化系からの連絡配管に
ついては採り入れ口を、残留熱除去系への注水口は、当
該系が原子炉冷却材再循環系から分岐した直後に位置す
る系統隔離弁２３の直後とする。また、原子炉冷却材浄
化系への戻り配管については、採り入れ口を当該残留熱
除去系の原子炉格納容器外側隔離弁２６直前に、原子炉
冷却材浄化系への戻り口としては採り入れ口同様可能な
限り非再生熱交換に近い位置に設ける。また双方とも最
高仕様圧力／温度は原子炉系と同等かそれ以上とすると
ともに、それぞれに少なくとも１ヶ以上の隔離弁２０を
設ける。また、原子炉冷却材浄化系への戻り配管は原子
炉格納容器外へ敷設し、その配管中に流量調整弁２１を
設ける。

【００１９】運転方法としては、プラントが通常運転中
であることを想定すると、まず通常開である採り入れ
口，戻り口２ヶ所の系統隔離弁（２２，２３）を閉の状
態にし、残留熱除去系を隔離する。また、当該残留熱除
去系の原子炉格納容器外側隔離弁は通常閉で有り本発明
の運用に当たってはそのまま閉の状態にて運用する。次
に、原子炉冷却材浄化系との連絡配管中の隔離弁２０を
開とする。最後に原子炉冷却材浄化系への戻り配管中に
設けてある流量調整バルブ２１を徐々に開とし、流量バ
ランスの調整を行う。運転時間については、原子炉冷却
材浄化系の通常流量が約１５０ｔ／ｈ、残留熱除去系の
通常流量が約１０００ｔ／ｈでありまた、１０００ｔ／
ｈの場合に配管皮膜への放射能取り込み速度が１０時間
程度で安定してくることを考えると、（１０００／１５
０）×１０≒８０時間必要であることがわかる。しかし
ながら、本実施例はプラント運転における熱損失等への
影響は無視できる程度であり、全ての通常運転期間中で
運転が可能である。

【００２０】本実施例では、更に原子炉冷却材浄化系と
残留熱除去系を連絡する配管１８中に添加物注入装置７
０から酸化性ガス（例えば、炭酸ガス）又はアルカリ性
物質等の添加物を注入する。添加物の注入量は、残留熱
除去系の冷却水のｐＨが５〜５.５の範囲となるように
調整する。発明者らの実験によれば、ヘマタイト（ここ
では、残留熱除去系の内表面に形成される吸質性の皮膜
の成分）に吸着されるＣｏ量とｐＨとの間には、図７に
示すような関係があることが判っている。図７は、ｐＨ
を５.５以下に調整することにより、既に吸着されてい
るＣｏの脱離を促進できることを意味している。従っ
て、上記ｐＨ制御により、残留熱除去系がプラント停止
時の冷却運転を終了した後で、配管や機器の内面に付着
した放射能を除染することができる。また、添加物とし
てＨ₂を用いても、冷却水中の溶存酸素濃度を減少さ
せ、配管の内表面の皮膜を減らすことが可能である。

【００２１】以上の操作により、残留熱除去系配管・機
器内面の放射能除去が完了する。この状態で今度は当該
残留熱除去系が本来の目的である停止時冷却運転を開始
する以前に（放射能を含んだ冷却水が通水される前に）
放射能が付着しにくい酸化皮膜の形成を行う。このよう
に事前に酸化皮膜を形成するプレフィルミング技術によ
れば、図８に示すように前処理水のｐＨを弱アルカリ性
に調整することにより、配管・機器内表面に、皮膜量が
多く且つ緻密な（見かけ上のポロシティが小さい）皮膜
が形成される。この皮膜は、炉水中の溶存酸素が構成部
材表面へ拡散する障壁となり、一方では腐食によって金
属母材から溶出した腐食生成物が炉水中へ拡散する障壁
として働く。その結果、この前処理後、放射能を含んだ
炉水環境下で形成される新たな皮膜の生成および、放射
性物質の取り込みを効果的に抑制するものと考えられ
る。具体的には、アルカリ性物質（例えばＮａ等）を添
加物注入装置７０より注入すればよい。ｐＨは７.５〜
８.５の範囲を目標値として添加物の量を調整する。ま
た、弱アルカリによる前処理効果と同様の効果が前処理
水中の溶存酸素濃度を１００ppb 前後と高く設定するこ
とによっても得られることがわかっており、酸素注入を
併用する方法も有効である。

【００２２】以上のような運用方法をプラント運転の全
期間あるいは一部の期間に効果的に採用することによ
り、残留熱除去系内の機器や配管の内表面の皮膜の改質
を図ると共に、皮膜に吸着される放射能の量を低減する
ことが可能である。

【００２３】次に図３を用いて本発明の第２実施例を示
す。前記の第１実施例では本発明の効果は原子炉と同等
の設計圧力／温度を有する範囲に限られる。残留熱除去
系メインライン中で最も設計圧力が低いのは、格納容器
外側隔離弁２６より残留熱除去系ポンプ１７までの範囲
で１４kg／cm²である。そこで、本実施例では原子炉冷
却材浄化系から残留熱除去系への下り配管中にバイパス
ライン３０を設け、多段オリフィス３１等の減圧装置を
設ける。このオリフィス設置の目的は原子炉冷却材浄化
系戻り水の圧力を前記最低設計圧力である１４kg／cm²
以下に減圧することである。この場合温度は２２０℃前
後のままである。

【００２４】運転方法としては第１実施例と同様、まず
残留熱除去系を隔離した上で、流量調整バルブ３２を徐
々に開とすると同時に、多段オリフィスを持つ残留熱除
去系との連絡配管１８へ通水を開始する。その後、原子
炉冷却材浄化系の戻り側のラインに設けてあるバルブ３
３を徐々に閉とし、全流量を残留熱除去系の方へ通水す
る。ところで、当該残留熱除去系へ通水された水はプラ
ントの流量バランスを保つため、再び原子炉９９内へ戻
さなくてはならない。しかしながら、本発明では当該残
留熱除去系の配管内面は既に放射能付着によりある程度
汚染されていることを想定しているので、通水された冷
却材は放射能を含んでいる可能性がある。前記実施例の
場合、再びろ過脱塩装置１２の上流側へ戻すことによ
り、この問題は解決される。しかしながら本実施例の場
合には、多段オリフィス３１により既に１４kg／cm²以
下にまで減圧されており、このまま原子炉冷却材浄化系
へ戻すことは出来ない。そこで本実施例では、当該残留
熱除去系を通過した冷却水を圧力の低い復水あるいは低
圧給水へ戻す構成とした。図３に示すように、多段オリ
フィス３１により減圧された冷却水は残留熱除去系ポン
プ１７により再び３０kg／cm²程度にまで昇圧された
後、残留熱除去系熱交換器１６により冷却される。その
後、新たに追設される残留熱除去系−復水系連絡配管３
４を通り復水系２へ戻される。この戻り配管中に設置さ
れているろ過脱塩器３５により放射能を除去することに
より、給／復水系が汚染するのを防ぐことが可能であ
る。このろ過脱塩器に通水する際、ろ過脱塩器の種類に
よっては高温では使用できない物があり、必要に応じ、
降温しておくことが必要である。この場合、復水系へ戻
す段階で熱損失が発生するため、この実施例で運用する
期間は最小限とする必要がある。

【００２５】また、この通水された冷却水を原子炉へ戻
す別の方法として、図４に示すように、残留熱除去系ポ
ンプ１７を通過した後、残留熱除去系熱交換器をバイパ
スした後、新たに追設されるポンプ４０により原子炉圧
まで昇圧された後、第１実施例と同様原子炉冷却材浄化
系の再生熱交換器１３の上流側へ戻す方法が考えられ
る。この場合、新たに追設するポンプ４０としては、冷
却水圧力を３０kg／ｃｍ^２前後から、７０ｋｇ／cm²程
度にまで昇圧する必要があるため、４００ｍ以上の揚程
を持つ必要がある。

【００２６】あるいは第１及び第２の実施例を組み合わ
せた図５に示すような実施例も有効である。つまり、ま
ずはじめに耐高圧の部分のみに通水を開始し、プラント
の停止が近づいた段階で減圧を開始し、残留熱除去系全
ての部分に通水する方法である。これにより、効率的な
配管内表面皮膜の改質が可能である。

【００２７】添加物注入装置７０から添加物を注入する
ことによる、残留熱除去系の配管や機器の内面の放射能
の除去、及び該内面への放射能が付着しにくい酸化皮膜
の形成に関しては、第１実施例と同じ方法を用いること
が出来る。

【００２８】次に本発明の第３実施例を図６を用いて説
明する。図６は残留熱除去系単独で作用する実施例であ
る。図に示すとおり、新たに当該残留熱除去系戻り口か
ら、取り込み口の方へと連絡配管６０を設ける。それぞ
れの接続位置は可能な限り系統隔離弁２２，２３へ近い
位置とする。また、この配管中には少なくとも１つ以上
の隔離弁６１を設ける。これにより残留熱除去系の循環
ループが確立される。この状態で、残留熱除去系ポンプ
１７を駆動させかつ、残留熱除去系熱交換器１６をバイ
パスさせることにより、ポンプの発生するジュール熱に
より循環水の温度を２００℃前後にまで上昇させること
が出来る。さらに、この残留熱除去系循環ループ中に、
外部からの冷却水を注入する。冷却水の条件としては、
放射能を含んでいないことであり、本実施例では、復水
補給水系６２を使用し、注入口を原子炉再循環系から分
岐した直後の系統隔離弁２３に可能な限り近い位置に設
ける。この冷却水の目的は循環ループ内の水質の浄化で
ある。従って、注入した分と同等量をループ外へ排出す
る必要があり、その排出口を当該残留熱除去系の戻り側
系統隔離弁２２に可能な限り近い位置へ設置する。この
排出された水は低電導度廃液系６３へ送られ処理され
る。この実施例の利点は追加設備が少なくかつ、効果範
囲が広いところである。

【００２９】添加物注入装置７０から添加物を注入する
ことによる、残留熱除去系の配管や機器の内面の放射能
の除去、及び該内面への放射能が付着しにくい酸化皮膜
の形成に関しては、第１実施例と同じ方法を用いること
が出来る。

【００３０】

【発明の効果】本発明によれば、プラント運転の全期間
にわたり残留熱除去系に付着する放射能を低減すること
ができる。従って、定期検査時に作業員の受ける放射線
量を低減することが可能である。このことは、原子炉再
循環系が存在しないことによる残留熱除去系の被爆量の
割合が大半を占める改良型沸騰水型原子力発電プラント
において一層有効である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明を沸騰水型原子力発電プラントに適用し
た第１実施例を示す図。

【図２】残留熱除去系への放射能付着の測定例を示す図
で、（ａ）は炉水放射能濃度の時間変化を、（ｂ）は配
管付着放射能増加量の時間変化を、（ｃ）は配管への放
射能付着速度係数の時間変化を、夫々示す。

【図３】本発明を沸騰水型原子力発電プラントに適用し
た第２実施例を示す図。

【図４】第２実施例の変形例を示す図。

【図５】第１実施例と第２実施例を組合せた実施例示す
図。

【図６】本発明を沸騰水型原子力発電プラントに適用し
た第３実施例を示す図。

【図７】ヘマタイトのＣｏ吸着量のｐＨ依存性を示す
図。

【図８】炭素鋼配管の酸化皮膜量及び皮膜内の見掛けの
ポロシティのｐＨ依存性を示す図。

【符号の説明】

１…タービン系、２…復水配管、３…復水ポンプ、４…
復水ろ過装置、５…復水脱塩器、６…給水配管、７…給
水加熱器、８…給水ポンプ、９…循環ポンプ、１０…再
循環配管、１１…原子炉浄化系配管、１２…ろ過脱塩装
置、１３…再生熱交換器、１４…非再生熱交換器、１５
…残留熱除去系、１６…熱交換器、１７…残留熱除去系
ポンプ、１８，１９…配管、２０，６１…隔離弁、２１
…流量制御弁、２２…残留熱除去系戻り側系統隔離弁、
２３…系統隔離弁、２６…原子炉格納容器外側隔離弁、
３１…多段オリフィス、３２…流量調整バルブ、３３…
バルブ、３４…残留熱除去系−復水系連絡配管、３５…
ろ過脱塩器、４０…ポンプ、６０…連絡配管、６２…復
水補給水系、６３…低電導度廃液系、７０…添加物注入
装置、９９…原子炉。

フロントページの続き (72)発明者大角克己茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者佐々木宏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

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉水を浄化する浄化装置を有する冷却
材浄化系と、前記原子炉水の残留熱を除去する熱交換器
を有する残留熱除去系とを備えた原子炉一次冷却水系に
おいて、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より下流側と、前記残
留熱除去系の前記熱交換器より上流側とを接続する第１
の接続管と、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より上流側と、前記残
留熱除去系の前記第１の接続管との接続位置より下流側
とを接続する第２の接続管とを備えたことを特徴とする
原子炉一次冷却水系。
【請求項２】原子炉水を浄化する浄化装置を有する冷却
材浄化系と、前記原子炉水の残留熱を除去する熱交換器
を有する残留熱除去系とを備えた原子炉一次冷却水系に
おいて、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より下流側と、前記残
留熱除去系の前記熱交換器より上流側とを接続する第１
の接続管と、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より上流側と、前記残
留熱除去系の前記熱交換器より下流側とを接続する第２
の接続管とを備えたことを特徴とする原子炉一次冷却水
系。
【請求項３】請求項１又は２において、前記第１の接続
管は前記冷却材浄化系の再生熱交換器より下流側で接続
され、前記第２の接続管は前記冷却材浄化系の再生熱交
換器より上流側で接続されることを特徴とする原子炉一
次冷却水系。
【請求項４】原子炉水を浄化する浄化装置を有する冷却
材浄化系と、前記原子炉水の残留熱を除去する熱交換器
を有する残留熱除去系と、復水を浄化する浄化装置及び
該浄化装置で浄化された復水を加熱して給水として原子
炉に戻す加熱器を有する復水・給水系とを備えた原子炉
一次冷却水系において、前記冷却材浄化系の前記浄化装置より下流側と、前記残
留熱除去系の前記熱交換器より上流側とを接続する第１
の接続管と、前記復水・給水系の浄化装置より上流側と、前記残留熱
除去系の前記熱交換器より下流側とを接続する第２の接
続管とを備えたことを特徴とする原子炉一次冷却水系。
【請求項５】請求項４において、前記冷却材浄化系の前
記浄化装置より上流側と、前記残留熱除去系の前記熱交
換器より下流側とを接続する第３の接続管を備えたこと
を特徴とする原子炉一次冷却水系。
【請求項６】請求項４又は５において、前記第１の接続
管は前記冷却材浄化系の再生熱交換器より下流側で接続
されることを特徴とする原子炉一次冷却水系。
【請求項７】請求項１乃至６の何れかにおいて、前記第
１の接続管に酸化性ガス，アルカリ性物質，水素のうち
少なくとも１つを注入する注入手段を備えたことを特徴
とする原子炉一次冷却水系。