JPH10232293A - 沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 復水浄化系の設備を簡素化することにより放
射性廃棄物処理設備を含めたプラント全体の設備の簡素
化を図り、さらに放射性廃棄物の発生量を低減する。 【解決手段】 原子炉内で発生した蒸気はタービン２で
仕事を行った後、復水浄化系の復水器３で凝縮され、低
圧復水ポンプ４、復水ろ過器５、高圧復水ポンプ６を経
て給水系に導かれる。すなわち、復水脱塩器１４を省略
する。復水中の鉄クラッド等の不溶解性不純物は復水ろ
過器５で取り除かれる。原子炉冷却材浄化系１２は、原
子炉再循環系１３から導かれ、再生熱交換器９、非再生
熱交換器１０、ろ過脱塩器１１、再生熱交換器９を経て
原子炉へ導かれる。原子炉水中の溶解性不純物（イオン
成分）及び不溶解性不純物はろ過脱塩器１１において除
去される。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力発
電プラントに係り、特に、復水浄化系設備のコンパクト
化に伴う、建設費あるいは維持費等のコスト低減、及び
復水浄化系逆洗時の廃棄物発生量を低減し得る技術に関
する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子力発電プラントにお
いて、復水浄化装置は、復水脱塩器１４（ＣＤ）が単独
に設置されたものとするか、復水ろ過器５（ＣＦ）及び
復水脱塩器１４（ＣＤ）の両者が設置されたものとする
か、のいずれかが採用されており、後者では、図８に示
すように、低圧復水ポンプ４、復水ろ過器５、復水脱塩
器１４、高圧復水ポンプ６の順に設置されている。復水
ろ過器５としては、復水ろ過器内エレメント表面に粉末
樹脂をプリコートしたプリコート型ろ過膜により、主と
して復水中の不溶解性の不純物を除去するものである。
一方、復水脱塩器１４は、復水脱塩塔内に充填された粒
状イオン交換樹脂により主として復水中の溶解性不純物
（イオン成分）を除去するものである。以上の復水ろ過
器５及び復水脱塩器１４により、機能分担して連続的に
ろ過及び脱塩することにより、原子炉への鉄などクラッ
ド成分の持ち込み量及び溶解性不純物が低減され、給水
の水質向上が図られている。復水浄化装置を通過した復
水は、給水加熱器７、給水ポンプ８、給水加熱器７を経
て原子炉１に戻る。なお、復水ろ過器５には付帯設備と
して逆洗水タンク５ａが、復水脱塩器１４には逆洗水タ
ンク１４ａ、薬品再生液タンク１４ｂ、薬品廃液タンク
１４ｃ、廃棄物貯蔵設備１４ｄが備えられている。

【０００３】又、原子炉冷却材浄化系１２（ＣＵＷ系）
においても、ろ過脱塩器１１あるいは脱塩器が設置され
ており、原子炉水中の不純物イオン等の除去により、原
子炉水水質の向上が図られている。なお、原子炉冷却材
浄化系１２は原子炉再循環系１３から分流され、まず再
生熱交換器９と非再生熱交換器１０とを経て、ろ過脱塩
器１１で浄化され、再生熱交換器９を再び通過して原子
炉１に戻る。

【０００４】特開平８−１５２４９６号公報によれば、
タービン系機器配管の材料改善によりクラッドの低減を
図り、復水浄化系を復水脱塩器１４のみ設置して簡素化
することが説明されている。この場合、復水脱塩器１４
の粒状樹脂によるクラッドの除去性能は高くないため給
水の鉄クラッド濃度を目標とする１ｐｐｂ以下とするこ
とは、困難である。また、図８に示したように薬品再生
設備を必要とし、放射性廃棄物処理において廃液処理設
備を必要とするため設備が大規模になることにおいては
従来技術と余り変わりはない。

【０００５】これに対して復水ろ過器５のみを設置する
ことにすると設備の簡素化が図れ、さらにろ過器を設置
しているためクラッドの除去性能は９０％以上を確保可
能である。

【０００６】また、沸騰水型原子力発電プラントの実績
によれば、通常運転中の復水の水質は導電率が０．０５
５〜０．０６μＳ／ｃｍ程度の高純度を保っていること
が知られている。従って、溶解性不純物（イオン成分）
を除去しない場合でも炉水の導電率を所定の値以下に押
さえることが可能である。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】一方、復水浄化系とし
て復水脱塩器１４及び復水ろ過器５の両者を設置した復
水二重式浄化系は、設備が大規模になるため、これらを
より簡素化することが望まれる。また、復水浄化系を構
成する、復水脱塩器１４及び復水ろ過器５を運転するに
当たり、種々項目の監視が必要となる。すなわち、復水
脱塩器１４出口においては、導電率、クラッド濃度など
数値が目標管理値から逸脱するような場合は、復水脱塩
器１４の再生、又は逆洗・洗浄等の措置を実施する必要
がある。

【０００８】復水ろ過器５が逆洗さえすれば再生できる
のに対し、復水脱塩器１４は再生、又は逆洗・洗浄等に
伴い、放射性廃棄物が発生する。そのため、復水脱塩器
１４には逆洗水タンク１４ａ、薬品再生液タンク１４
ｂ、薬品廃液タンク１４ｃ、廃棄物貯蔵設備１４ｄなど
が、付帯設備として備え付けられている。

【０００９】従って、放射性廃棄物発生量低減の観点か
ら見ると、主な発生源となる復水脱塩器１４を設置しな
い方が望ましい。また、復水脱塩器１４を設置せず、復
水ろ過器５を単独に設置することにより、上記の付帯設
備が不要になり、設備面でのコンパクト化を達成するこ
とができる。

【００１０】本発明の目的は復水浄化系の設備を簡素化
することにより放射性廃棄物処理設備を含めたプラント
全体の設備の簡素化を図り、さらに放射性廃棄物の発生
量を低減することである。

【００１１】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に本発明の請求項１では、復水浄化系と原子炉冷却材浄
化系とを備える沸騰水型原子力発電プラントにおいて、
復水浄化系に不溶解性不純物の除去が可能な復水ろ過器
を単独に設置した沸騰水型原子力発電プラントであるこ
とを特徴としている。

【００１２】上記目的を達成するために本発明の請求項
２では、請求項１における前記復水ろ過器が、非助材型
フィルタ又は粉末樹脂プリコート型ろ過脱塩器のいずれ
かである沸騰水型原子力発電プラントであることを特徴
としている。

【００１３】上記目的を達成するために本発明の請求項
３では、請求項１または２において、復水中の導電率あ
るいは塩素イオン濃度が所定の値以上に上昇した場合、
復水器を隔離し、かつ、原子炉の運転を緊急停止するた
めのシステムを備えた沸騰水型原子力発電プラントであ
ることを特徴としている。

【００１４】上記目的を達成するために本発明の請求項
４では、請求項３において、復水中の導電率あるいは塩
素イオン濃度が所定の値以上に上昇した場合、前記原子
炉の運転を緊急停止するに際し、原子炉冷却材浄化系増
容量化運転を行うことによって、原子炉水中の不純物を
除去する機能を有するシステムを備えた沸騰水型原子力
発電プラントであることを特徴としている。

【００１５】

【作用】上記手段による作用は、復水浄化系から復水脱
塩器がなくなり、復水ろ過器のみの構成となることによ
り、廃棄物処理設備を含む付帯設備が簡素化され、再
生、逆洗時に発生する放射性廃棄物量が低減される。

【００１６】

【発明の実施の形態】図１は本発明の第１実施例を示す
沸騰水型原子力発電プラントの構成図を示す。原子炉１
内で発生した蒸気はタービン２で仕事を行った後、復水
器３で凝縮され、低圧復水ポンプ４、復水ろ過器５、高
圧復水ポンプ６、給水加熱器７、給水ポンプ８、給水加
熱器７を経て原子炉１に戻る。復水中の鉄クラッド等の
不溶解性不純物は復水ろ過器５で取り除かれる。

【００１７】原子炉冷却材浄化系１２は、原子炉再循環
系１３から導かれ、再生熱交換器９、非再生熱交換機１
０、ろ過脱塩器１１、再生熱交換器９を経て原子炉１へ
導かれる。原子炉水中の溶解性不純物（イオン成分）及
び不溶解性不純物はろ過脱塩器１１において除去され
る。

【００１８】図２にＣＵＷ容量の違いによる炉水の不純
物濃度の経時変化の計算結果を示す。ここでは、１１０
０ＭＷｅのＢＷＲプラントで原子炉保有水量４００ト
ン、ＣＵＷ容量２％、ＣＵＷ流量が１２０トン／ｈｒ．
と仮定し、給水流量が０と仮定して計算した。図２に示
されるように、ＣＵＷ容量が大きくなる程、浄化が短時
間で迅速に行われることが分かる。例えば、炉水不純物
濃度を半分の濃度まで浄化するのにＣＵＷ容量２％では
２時間４０分、ＣＵＷ容量４％では１時間２０分、ＣＵ
Ｗ容量８％では４０分要する。

【００１９】これにより、復水器チューブにおいてリー
クが発生したとしてもＣＵＷ容量を増加させて運転する
ことにより水質が悪化することが避けられる。

【００２０】したがって、例えば通常運転時はＣＵＷ容
量２％で運転し、海水リーク等による復水導電率の上昇
時は炉水水質悪化防止のため、ＣＵＷを増容量化して運
転することで対応することが可能である。

【００２１】また、図３に復水の導電率と炉水導電率の
関係を原子炉冷却材浄化系１２（ＣＵＷ系）容量をパラ
メータとして示す。ここでは、プラント運転中に復水か
ら持ち込まれる不純物イオン成分（導電率寄与成分）が
炉水に混入して蓄積する一方、原子炉冷却材浄化系１２
に流入する溶解性不純物が９０％除去されると仮定して
安定する導電率レベルを計算評価した。図３のように、
復水から持ち込まれる溶解性不純物は炉水において濃縮
するが、復水の導電率の如何によっては、ＣＵＷ容量を
増容量化することにより炉水を所定の導電率以下に管理
することが可能であることを示している。

【００２２】図４に本発明の第２実施例を示す。復水ろ
過器５には、非助材型フィルタ、あるいは粉末樹脂プリ
コート型ろ過脱塩器の２種類がある。

【００２３】非助材型フィルタとしては、例えば図４に
示す中空糸膜を使用したものがある。中空糸膜は、高分
子（ポリマー）からなっており、その表面は０．１〜
０．２５μｍオーダーの均一な細孔からなる多孔膜構造
を有する。従って、これにより、復水中の殆どの不溶解
性不純物は中空糸膜上に蓄積され、除去されたろ過水が
給水系へ導かれる。粉末樹脂などのプリコート材を使用
しないため設備面で簡略化され、廃棄物発生量も少な
い。

【００２４】炉水の溶解性不純物が、原子炉冷却材浄化
系１２のろ過脱塩器１１のみでは、目標の値まで除去出
来ない場合には、復水浄化系において、復水ろ過器とし
て粉末樹脂プリコート型ろ過脱塩器を備え付ける。粉末
樹脂プリコート型ろ過脱塩器では、エレメント表面に数
ｍｍオーダーの粉末樹脂層から成る。この粉末樹脂は電
荷を持つため、粉末樹脂内で吸着とろ過の両作用により
ろ過を行う。

【００２５】あるいは、非助材型フィルタとして、濾布
をひだ状に折り円筒状に巻いたものをエレメントとし、
ひだ状の濾布にて原水のろ過を行うろ過装置（プリーツ
型の非助材型フィルター）を用いることも可能である。

【００２６】図５に第３の実施例を示す。このシステム
は、復水器３の冷却水に用いられる海水が復水系内でリ
ークしたことにより、海水中に含まれる塩素イオン（Ｃ
ｌ^-）などの溶解性不純物による、導電率が大幅に上昇
した場合に、原子炉を緊急に停止するものである。

【００２７】例えば、イオンクロマトグラフィの様な化
学分析器１４により、復水中の不純物イオンを同定しそ
の濃度が検出される。検出値は、信号変換器１５により
変換され、給水系にその信号が送られる。この信号変換
器１５には、予め濃度の許容値を設定値として記憶させ
ておく。万一、復水中の溶解性不純物濃度が設定値を超
える場合はその信号が中央制御室に伝わり、復水器３を
隔離すると同時に原子炉を安全に緊急停止することがで
きる。

【００２８】万一の場合、例えば復水器３チューブの破
断により海水が復水中に大量にインリークすることが想
定されるが、上記のようにプラントを停止するため、大
きな問題とはならない。

【００２９】図６に復水器３を隔離するための構成図の
一例を示す。復水器３中には、循環ポンプにより、復水
器３チューブ中を海水が冷却水として流れ、蒸気が水に
凝縮される。万一、復水器３チューブが破損し海水のリ
ークにより、炉水イオン濃度（塩素イオン等）、炉水導
電率等が急激に上昇する場合には、海水を供給するバル
ブを閉めて海水の更なる流入を防ぎ、当該復水器３を隔
離する。

【００３０】第４の実施例としては、復水の導電率また
は不純物濃度が所定値以上になった場合には、原子炉冷
却材浄化系１２の増容量化運転を実施して原子炉１水中
の不純物濃度の増加を防ぐものである。この運転はプラ
ントを緊急停止する判断を下す段階での水質浄化策の暫
定処置として用いることもできるし、また緊急停止後の
炉水浄化運転の両方に用いることも可能である。

【００３１】図７に、以上の原子炉１緊急停止あるいは
原子炉冷却材浄化系１２増容量化運転にいたる手順を示
す。

【００３２】海水のリーク等により復水器出口導電率が
上昇する（Ｓ１）。復水器出口導電率が所定値より上昇
したか否か判定する（Ｓ２）。所定値より上昇していれ
ば復水器を隔離し（Ｓ３）、原子炉を緊急停止する（Ｓ
４）。所定値以下であればＣＵＷ（原子炉冷却材浄化
系）の増容量化運転を行う（Ｓ５）。炉水導電率が所定
値より上昇したか否か判定する（Ｓ６）。所定値より上
昇していれば復水器を隔離し（Ｓ３）、原子炉を緊急停
止する（Ｓ４）。所定値以下であれば運転を続行する
（Ｓ７）。

【００３３】以上のように、本発明によれば従来の沸騰
水型原子力発電プラントに比べて復水浄化系を大幅に簡
素化できる。

【００３４】

【発明の効果】本発明の第１の効果は、復水浄化系の浄
化装置が復水ろ過器のみから構成されることにより、設
備が簡素化され、建設費、維持費を低減できる。

【００３５】また、第２の効果は復水脱塩器を設置しな
いことにより、復水浄化系の逆洗・再生時に発生する放
射性廃棄物を低減できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例を示すプロセス・フロー
図。

【図２】原子炉冷却材浄化系容量をパラメータにした炉
水浄化時間と炉水不純物濃度比の関係を示す図。

【図３】原子炉冷却材浄化系容量をパラメータにした復
水導電率と炉水導電率の関係を示す図。

【図４】中空糸膜を使用した非助材型フィルタ。

【図５】本発明の第３実施例を示すプロセス・フロー
図。

【図６】復水器の隔離方法構成図。

【図７】原子炉緊急停止手順。

【図８】従来のプロセス・フロー図。

【符号の説明】

１…原子炉 ２…タービン ３…復水器 ４…低圧復水ポ
ンプ ５…復水ろ過器 ６…高圧復水ポ
ンプ ７…給水加熱器 ８…給水ポンプ ９…再生熱交換器 １０…非再生熱
交換器 １１…ろ過脱塩器 １２…原子炉冷
却材浄化系 １３…原子炉再循環系 １４…復水脱塩
器 １５…化学分析器 １６…信号変換
器 ５ａ…逆洗水タンク １４ａ…逆洗水
タンク １４ｂ…薬品再生液タンク １４ｃ…薬品廃
液タンク １４ｄ…廃棄物貯蔵設備

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 復水浄化系と原子炉冷却材浄化系とを備
   える沸騰水型原子力発電プラントにおいて、 復水浄化系として不溶解性不純物の除去が可能な復水ろ
   過器を単独に設置したことを特徴とする沸騰水型原子力
   発電プラント。
2. 【請求項２】 前記復水ろ過器は、非助材型フィルタ又
   は粉末樹脂プリコート型ろ過脱塩器のいずれかであるこ
   とを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラ
   ント。
3. 【請求項３】 復水中の導電率あるいは塩素イオン濃度
   が所定の値以上に上昇した場合、復水器を隔離し、か
   つ、原子炉の運転を緊急停止するためのシステムを備え
   たことを特徴とする請求項１または２記載の沸騰水型原
   子力発電プラント。
4. 【請求項４】 復水中の導電率あるいは塩素イオン濃度
   が所定の値以上に上昇した場合、前記原子炉の運転を緊
   急停止するに際し、原子炉冷却材浄化系増容量化運転を
   行うことによって、原子炉水中の不純物を除去する機能
   を有するシステムを備えたことを特徴とする請求項３記
   載の沸騰水型原子力発電プラント。