JPS58219497A - 原子炉の腐食生成物除去方法 - Google Patents
原子炉の腐食生成物除去方法Info
- Publication number
- JPS58219497A JPS58219497A JP57102238A JP10223882A JPS58219497A JP S58219497 A JPS58219497 A JP S58219497A JP 57102238 A JP57102238 A JP 57102238A JP 10223882 A JP10223882 A JP 10223882A JP S58219497 A JPS58219497 A JP S58219497A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- corrosion products
- water
- nuclear reactor
- pressure tube
- 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.)
- Pending
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
-
- 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
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉の腐食生成物除去方法とその設備に係り
、特に沸騰軽水冷却圧力管型原子炉等に使用するに好適
な原子炉の腐食生成物除去方法とその設備に関する。
、特に沸騰軽水冷却圧力管型原子炉等に使用するに好適
な原子炉の腐食生成物除去方法とその設備に関する。
沸騰軽水冷却圧力管型原子炉−次系の従来例を第１図に
示す。沸騰軽水冷却圧力管型原子炉は冷却材として中性
純水を使用する原子炉で、圧力管集合体１内の燃料集合
体２により加熱され沸騰した冷却水は蒸気ドラム３で気
水分離され、蒸気はタービン４へ、水は再循環ポンプ５
により圧力管集合体内へ戻される。タービンを駆動した
蒸気は復水器６内で凝縮し、復水ポンプ７、復水脱塩装
置８、低圧給水加熱器９、給水ポンプ１０、高圧給水加
熱器１１を経て蒸気ドラムに戻る。原子炉内を循環する
冷却水け、その一部が蒸気ドラムから再生熱交換器１２
、非再生熱交換器１３を経て原子炉冷却材浄化装置１４
に導びかれ浄化された後、給水配管を経て蒸気ドラムに
戻される。
示す。沸騰軽水冷却圧力管型原子炉は冷却材として中性
純水を使用する原子炉で、圧力管集合体１内の燃料集合
体２により加熱され沸騰した冷却水は蒸気ドラム３で気
水分離され、蒸気はタービン４へ、水は再循環ポンプ５
により圧力管集合体内へ戻される。タービンを駆動した
蒸気は復水器６内で凝縮し、復水ポンプ７、復水脱塩装
置８、低圧給水加熱器９、給水ポンプ１０、高圧給水加
熱器１１を経て蒸気ドラムに戻る。原子炉内を循環する
冷却水け、その一部が蒸気ドラムから再生熱交換器１２
、非再生熱交換器１３を経て原子炉冷却材浄化装置１４
に導びかれ浄化された後、給水配管を経て蒸気ドラムに
戻される。
上記の如く原子炉−次系を循環する冷却水け、復水脱塩
装置及び原子炉冷却材浄化装置により浄化されているが
、主として復水系・給水系で発生した腐食生成物が原子
炉内に蓄積し、機器配管線着レベル増加の原因になって
いる。また、腐食生成物はその大部分が燃料集合体に付
着しているが、原子炉の停止時等にはく離脱落した腐食
生成物が圧力管集合体下部に堆積するとｂう問題点があ
った。圧力管集合体下部には第２図に示すごとく着脱可
能なシールプラグ１５が設けられ、シールエレメント１
６と圧力管集合体とのメタルタッチにより冷却水をシー
ルしているが、堆積した腐食生放物がシールプラグ着脱
の抵抗となり好ましくない。
装置及び原子炉冷却材浄化装置により浄化されているが
、主として復水系・給水系で発生した腐食生成物が原子
炉内に蓄積し、機器配管線着レベル増加の原因になって
いる。また、腐食生成物はその大部分が燃料集合体に付
着しているが、原子炉の停止時等にはく離脱落した腐食
生成物が圧力管集合体下部に堆積するとｂう問題点があ
った。圧力管集合体下部には第２図に示すごとく着脱可
能なシールプラグ１５が設けられ、シールエレメント１
６と圧力管集合体とのメタルタッチにより冷却水をシー
ルしているが、堆積した腐食生放物がシールプラグ着脱
の抵抗となり好ましくない。
本発明の目的は、燃料集合体に付着した腐食生成物がは
く離脱落により圧力管集合体下部に堆積し、シールプラ
グ着脱の抵抗になるのを防止できる原子炉の腐食生成物
除去方法とその設備を提供することにある。
く離脱落により圧力管集合体下部に堆積し、シールプラ
グ着脱の抵抗になるのを防止できる原子炉の腐食生成物
除去方法とその設備を提供することにある。
本発明は、燃料集合体に付着した腐食生成物かけ〈離脱
落して圧力管集合体下部に堆積するのを防止するため、
原子炉の停止時等に炉水のＩ）Ｈを約１０以上とした循
環運転を行ない、燃料集合体に付着した腐食生成物を低
温部へ移行させ捕獲するようにしたものである。
落して圧力管集合体下部に堆積するのを防止するため、
原子炉の停止時等に炉水のＩ）Ｈを約１０以上とした循
環運転を行ない、燃料集合体に付着した腐食生成物を低
温部へ移行させ捕獲するようにしたものである。
本発明を沸騰軽水冷却圧力管型原子炉へ適用した場合の
一実施例を第３図に示す。
一実施例を第３図に示す。
原子炉内の腐食生成物は、炉水のＩ）Ｈが中性の場合高
温部に、ｐＨが約１０以上のアルカリ性の場合低温部に
付着しやすい特性を有することが知られている。沸騰水
冷却型原子炉では中性純水を使用するため腐食生成物の
大部分が高温の燃料集（３） 合体２表面に付着する。
温部に、ｐＨが約１０以上のアルカリ性の場合低温部に
付着しやすい特性を有することが知られている。沸騰水
冷却型原子炉では中性純水を使用するため腐食生成物の
大部分が高温の燃料集（３） 合体２表面に付着する。
第３図は燃料集合体表面に付着した腐食生成物を除去す
るため、原子炉冷却材浄化装置１４にバイパスライン１
７を設け、本ラインにＩ）Ｈ調整剤注入・除去装置１８
及びコールドトラップ１９を設けたものである。通常運
転時中性の炉水を、間欠的に、または原子炉の停止時等
にＩ）Ｈを約１０以上のアルカリ性にして循環運転を行
なえば、燃料集合体表面に付着した腐食生成物をコール
ドトラップに移行させ捕獲することができる。
るため、原子炉冷却材浄化装置１４にバイパスライン１
７を設け、本ラインにＩ）Ｈ調整剤注入・除去装置１８
及びコールドトラップ１９を設けたものである。通常運
転時中性の炉水を、間欠的に、または原子炉の停止時等
にＩ）Ｈを約１０以上のアルカリ性にして循環運転を行
なえば、燃料集合体表面に付着した腐食生成物をコール
ドトラップに移行させ捕獲することができる。
本発明の他の実施例を第４図に示す。
第４図は原子炉の停止時に崩壊熱を除去する余熱除去系
熱交換器２０をコールドトラップとして使用し余熱除去
系ライン２１にＩ）Ｈ調整剤注入・除去装置１８を設け
たものである。余熱除去系は原子炉冷却材浄化系に比べ
て流量が大きいため、第３図の実施例に比べて本実施例
の方が腐食生成物の移行が短期間に行なえるという効果
がある。
熱交換器２０をコールドトラップとして使用し余熱除去
系ライン２１にＩ）Ｈ調整剤注入・除去装置１８を設け
たものである。余熱除去系は原子炉冷却材浄化系に比べ
て流量が大きいため、第３図の実施例に比べて本実施例
の方が腐食生成物の移行が短期間に行なえるという効果
がある。
尚、第４図では余熱除去系熱交換器をコールドトラップ
とする例を示したが、第３図同様余熱除（４） 去来熱交換器にバイパスラインを設け、本ラインにコー
ルドトラップを設けることも可能である。
とする例を示したが、第３図同様余熱除（４） 去来熱交換器にバイパスラインを設け、本ラインにコー
ルドトラップを設けることも可能である。
本発明によれば、燃料集合体に付着した腐食生成物を減
少することができるので、はく離脱落した腐食生成物が
圧力管集合体下部に堆積し、シールプラグ着脱の抵抗に
なる等の問題を防止できる効果がある。また、燃料集合
体に付着した腐食生成物を減少することができるので、
機器配管の線量レベルを低減できる効果がある。
少することができるので、はく離脱落した腐食生成物が
圧力管集合体下部に堆積し、シールプラグ着脱の抵抗に
なる等の問題を防止できる効果がある。また、燃料集合
体に付着した腐食生成物を減少することができるので、
機器配管の線量レベルを低減できる効果がある。
第１図は沸騰軽水冷却圧力管型原子炉−次系の従来例を
示す系統図、第２図は第１図の圧力管集合体下部の詳細
を示す構造図、第３図及び第４図は本発明を沸騰軽水冷
却圧力管型原子炉へ適用した場合の実施例を示す系統図
である。 １・・・圧力管集合体、２・・・燃料集合体、１５・・
・シールプラグ、１８・・・Ｉ）Ｈ調整剤注入・除去装
置、１９第１ 図
示す系統図、第２図は第１図の圧力管集合体下部の詳細
を示す構造図、第３図及び第４図は本発明を沸騰軽水冷
却圧力管型原子炉へ適用した場合の実施例を示す系統図
である。 １・・・圧力管集合体、２・・・燃料集合体、１５・・
・シールプラグ、１８・・・Ｉ）Ｈ調整剤注入・除去装
置、１９第１ 図
Claims (1)
- １、通常運転時中性水を使用する沸騰水冷却型原子炉に
おいて、定検時等に炉水のＩ）Ｈを約１０以上のアルカ
リ性に調整して循還運転全行ない、燃料集合体等の高温
部に付着した腐食生成物をコールドトラップに移行させ
捕獲することを特徴とする原子炉の腐食生成物除去方法
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57102238A JPS58219497A (ja) | 1982-06-16 | 1982-06-16 | 原子炉の腐食生成物除去方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57102238A JPS58219497A (ja) | 1982-06-16 | 1982-06-16 | 原子炉の腐食生成物除去方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58219497A true JPS58219497A (ja) | 1983-12-20 |
Family
ID=14322051
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57102238A Pending JPS58219497A (ja) | 1982-06-16 | 1982-06-16 | 原子炉の腐食生成物除去方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58219497A (ja) |
-
1982
- 1982-06-16 JP JP57102238A patent/JPS58219497A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0659077A (ja) | 原子炉の受動式冷却装置 | |
| JPS58219497A (ja) | 原子炉の腐食生成物除去方法 | |
| JPS6398597A (ja) | 復水系統 | |
| JP2738473B2 (ja) | 復水循環系の蒸気が通るタービンの監視方法及び装置 | |
| JPS62237396A (ja) | 原子炉ウエル水排水装置 | |
| JPS58201094A (ja) | 原子炉冷却材浄化系 | |
| JPH0776786A (ja) | 貫流型ボイラの防食方法 | |
| JPS60196592A (ja) | 復水給水再循環システム | |
| JPH01185492A (ja) | 原子力発電プラントにおける給水配管循環設備 | |
| JP2895267B2 (ja) | 原子炉水浄化系 | |
| Noll et al. | Re-use of Steam Condensate as Boiler Feedwater | |
| JPS58222905A (ja) | 給復水系再循環システム | |
| JPS60138027A (ja) | 液体ナトリウム精製装置の運転方法 | |
| JP2878707B2 (ja) | 原子力プラントの給水加熱器保管方法 | |
| JPS61207998A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPS6118894A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPH0282004A (ja) | ドレン回収システムの浄化装置 | |
| JPS61104298A (ja) | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 | |
| JPS6016815Y2 (ja) | 火力発電用プラント等におけるボイラ給水系統 | |
| JPS6275392A (ja) | 高速増殖炉の２次冷却系 | |
| JPS5992400A (ja) | 沸騰水型原子力プラント | |
| JPS58102198A (ja) | 復水ドレン回収・保管装置を備えた沸騰水型原子力発電プラント | |
| JPS5935192A (ja) | 原子力発電設備 | |
| JPS6144204A (ja) | 火力発電プラントのクリ−ンアツプ方法 | |
| JPS62285098A (ja) | ドレンアツプ系ドレン滞溜装置 |