JPS59128491A

JPS59128491A - 原子炉冷却系の浄化装置

Info

Publication number: JPS59128491A
Application number: JP58003291A
Authority: JP
Inventors: 茂西川
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1983-01-14
Filing date: 1983-01-14
Publication date: 1984-07-24
Also published as: JPH0437393B2

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。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の技術分野〕本発明は、原子力発電プラント、特に沸騰水型原子力発
電プラントの原子炉冷却系の浄化方法に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

沸騰水型原子力発電プラントにおいては、覆水貯蔵タン
クが設けられ、余剰水の調整および冷却系の水源として
使用されている。以下第１図を参照して説明する。

第１図は、従来の原子炉廻りの水の流れを示す概略系統
図である。

底部に多数の制御棒駆動装置加を設けた（子炉圧力容器
１を囲繞して原子炉格納容器２が設けられている。この
原子炉格納容器２内を上部の原子炉ウェル４ａと下部の
ドライウェル４ｂに二分する隔壁３が設けられている。

原子炉格納容器２外側の下方には圧力抑制プール５が設
けられ、それらを囲繞して原子炉建家６が設けられてい
る。この原子炉建家６外側にはタービン７及び主復水器
８が設けられ、原子炉圧力容器１とは弁１０ａ、１０ｂ
。

１０　ｃを介して主蒸気配管９により接続されている〇
弁１０　ｂ上流からは弁１２を介して、タービン７をバ
イパスし、主復水器８に接続される配管１１が設けられ
ている。この主復水器８はタービン７と連通し、更に復
水ポンプ１３、復水浄化装置１４、給水加熱器１５．１
７、昇圧ポンプ１６ａ１給水ポンプ１６　ｂおよび弁１
８を介して給水管１９により原子炉圧力容器１に接続さ
れている。復水を内蔵した後水貯贈タンク加は給水管１
９と配管２１によって原子炉圧力器１に連通され、また
、補給水ポンプ２２を介して配管乙により主復水器８に
連通されている。この復水貯蔵タンク頒は、制御棒駆動
装置がと、制御棒駆動ポンプＵ、水圧制御ユニット５を
連結する配管２７　ａで接続され、その戻９配管２７ｂ
も水圧制御ユニットδを介して、ピッ）２９への排水管
を有する廃棄物処理装置あに接続され、さらに、配管（
資）により復水貯蔵タンク頷に接続されている。原子炉
圧力容器１には炉心流量を強制循環させる再循環ポンプ
３１と配管３２からなる再循環系が原子炉格納容器２内
に設けられている。この再循環ポンプ３１のメカニカル
シール部には、廃棄物処理装置路に連通した配管３３が
設けられている。

一方、圧力抑制プール５は、非常用冷却ポンプ３４、弁
３５を介して原子炉圧力容器１と配管３６によって接続
され、又、非常用冷却ポンプＵの吸込側配管に復水貯蔵
タンク加と連通した配管３７が接続されて非常用炉心冷
却系を構成している０又、原子炉建家６内上方部には、
燃料貯蔵プール羽とこれに連通されたスキマーサージタ
ンク３９が設けら＼れ、弁４０、ポンプ４１、熱交換器４２、浄化装置４３
および原子炉ウェル４ａを接続する配管４４によって、
燃料貯蔵プール冷却浄化系を構成している。スキの作用
を説明する。原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸
気管９を通りタービン７に送られ、タービン７を回転せ
しめて、主復水器８で凝縮される。場合によっては、タ
ービンをバイパスする配管１１を通ｖ１主復水器８で凝
縮される。このように凝縮した水は復水ポンプ１３で昇
圧され、後水浄化装ｆｔ１４で浄化された後、一部は配
管２１を通υ復水貯蔵タンク２「へ戻され、残シは給水
加熱器１５．１７で加熱され、昇圧ポンプ１６ａ１給水
ポンプ１６ｂで加圧され、給水管１９より原子炉圧力容
器１に戻される。原子炉圧力容器１底部に設けられた制
御棒駆動装置２６は、原子炉通常運転中復水貯蔵タンク
か内の水によって冷却されている。この水は、前記制御
棒駆動装置あを通って原子炉圧力容器１内に流入する。

原子炉のスクラム時には制御棒駆動装置２６からの排水
は、廃棄物処理装置２８に送られる。また、原子炉内の
冷却材を強制循環する再循環ポンプ３１のメ、カニカル
シール部からのステージング流量も廃棄物処理装置路に
送り込まれる。

これらの水はここで浄化され、再使用のため復水貯蔵タ
ンク２０に戻されるが、残９の水はピッ）２９へ排出し
プラント外部へ持ち出される。

主復水器８に水を補給する時には、補給水ポンプ２２に
よシ復水貯蔵タンク加の水を補給し、復水貯蔵タンク加
に水を補給するには外部からの水を送υ込むための系統
が他に設けられている。

燃料貯蔵プール冷却浄化系は熱交換器４１、浄化装置４
２によって使用済燃料の崩壊熱除去とプール水の浄化を
行う。

更に、格納装置の一部としての圧力抑制プール５には、
プール水が貯えられ一次系配管破断事故時に放出される
高温高圧の冷却材のエネルギーを吸収すると共に、非常
時の炉心冷却のため非常用冷却ポンプ列で昇圧し、原子
炉圧力容器１内へ注入する水源として機能する。復水貯
蔵タンク２０の水もその水源としての機能を有している
。

しかしながら、この圧力抑制プール水は上記のような冷
却材喪失事故時以外はほとんど使用されることがなく、
タービン駆動のポンプ作動の定期点検、原子炉停止時冷
却系作動時の機器、配管類の暖機やその後のポンプテス
ト、主蒸気管９の逃し安置弁作動等によシフラッド等の
放射性物質を含有した炉水が流入し、蓄積され、それが
長期間にわたれば、−圧力抑制プール５及びその周囲の
線量重管増加せしめる恐れがある。従って、機器、配管
類の補修時および非常用炉心冷却系を起動させて原子炉
圧力容器１内に注水すると、炉内構造物にも悪影響を及
ぼす恐れがある。

〔発明の目的〕

本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は原子炉安全系ポンプ等のテストランの際圧力抑制プー
ルに流入する放射性物質を含んだクラッド類を除去する
ために早期に沈降する固形分は圧力抑制プール内に沈降
させ、プール水中に浮遊するクラッド類等は圧力抑制プ
ール水の冷却浄化系統にて除去して清浄な復水並みの圧
力抑制プール水を得るようにした原子炉冷却系の浄化方
法を提供するものである。

〔発明のｖＡ要〕

本発明は、上記目的を達成するために、復水貯蔵タンク
および圧力抑制プールに貯えられた水のうち少なくとも
圧力抑制プールに貯えられたプール水を水源とする非常
用炉心冷却系と燃料貯蔵プールのプール水を冷却浄化す
る燃料貯蔵プール冷却浄化系を備えた原子炉冷却系の浄
化方法において、前記圧力抑制プールには圧力抑制プー
ル水冷却浄化系を設けるとともに前記圧力抑制プールに
流入するクラッドのうち該圧力抑制プール内で沈澱する
クラッドはそのま＼とし、浮遊するクラッドは前記圧力
抑制プール水冷却浄化系で除去するようにしたものであ
る。そして、前記圧力抑制プールは複数個のセグメント
から構成されるとともに各セグメント間は補強リングに
より補強されており、かつその□横断面は円形で全体と
してはドーナツ形状をなすとともに冷却水の吸込配管と
吐出配管とは圧力抑制プールの相対する位置に配設して
いる。また、前記圧力抑制プール水冷却系中の少くとも
熱交換器と浄化装置は燃料貯蔵プール冷却浄化系と共用
してもよい。

〔発明の実施例〕

本発明の一実施例を図面を参照して説明する。

第２図は、本発明の一実施例の原子炉廻りの水の流れを
示す概略系統図である。第１図と同一箇所には同一符号
を附して説明する。

底部に多数の制御棒駆動装置かを設けた原子炉圧力容器
１を囲規して原子炉格納容器２が設けられている。この
原子炉格納容器２内を上部の原子炉ウェル４ａと下部の
ドライウェル４ｂに二分する隔壁３が設けられている。

原子炉格納容器２外側下方には圧力抑制プール５が設け
られ、それらを囲繞して原子炉建家６が設けられている
。この原子炉建家６外側にはタービン７及び主復水器８
が設けられ、原子炉圧力容器１とは弁１０ａ、１０ｂ。

１０　ｃを介して主蒸気配管９により接続されている。

弁１０　ｂ上流からは弁１２を介してタービン７をバイ
パスし主復水器８に接続される配管１１が設けられてい
る。この主復水器８はタービン７と連通し、更に復水ポ
ンプ１３、復水浄化装置１４、給水加熱器１５．１７、
昇圧ポンプ１６ａ１給水ポンプ１６　ｂおよび＼弁−１８を介して給水管１９により原子炉圧力容器１に
接続されているのは従来と同様である。圧力抑制プール
５は、制御棒駆動°装置あと、制御棒駆動ポンプあ、水
圧制御ユニット５を連結する配管２７　ａで接続され、
その戻り配管２７ｂも水圧制御ユニット６を介してピッ
ト２９への排水管を有する廃棄物　　（５φ 処理装置側に接続され、さらに、ポンプ盤を介して配管
間により圧力抑制プール５に接続されている。原子炉圧
力容器１には、炉心流量を強制循環させる再循環ポンプ
３１と配管３２からなる再循環系が原子炉格納容器２内
に設けられている。この再循環ポンプ３１のメカニカル
シール部は廃棄物処理装置路に連通した配管３３が設け
られている。

原子炉部屋内上方部には、燃料貯蔵プール側と、これに
連通されたスキマーサージタンク３９が設けられ、弁４
０、ポンプ４１、熱交換器４２、浄化装置４３および原
子炉ウェル４ａと接続する配管４４によって燃料貯蔵プ
ール冷却浄化系を構成している。

圧力抑制プール５は、非常用冷却ポンプ３４、弁３５を
介して原子炉圧力容器１と配管３６で接続され、２、常
用炉心冷却系を構成している。さらに、圧力抑制プール
５外にはポンプ４７、熱交換器４８、浄化装置４９とこ
れらを連結すご配管（資）及び熱又換器４８、浄化装［
４９’ｉバイパスする配管５１よりなる圧力抑制プール
冷却浄化系を設ける。この系統の浄化装置４９下流側は
弁５２を介し配管５３によって廃棄物処理装置公に接続
されている。また、燃料貯蔵プール冷却浄化系のポンプ
４１吸込側と圧力抑制プール５は配管４５で連結されて
おり、給水系の浄化装置１４下流側とは配管２１で連結
されている。圧力抑制プール５と主復水器８とは補給水
ポンプ２２を介して配管器で接続されている。

第３図は第２図の圧力抑制プール冷却浄化系の詳細を示
す系統図で、第１図、第２図と同一箇所には同一符号を
附して説明する。

圧力抑制プール５外には、ポンプ４７が設けられ弁５５
を介して圧力抑制プール５と配管器で連結され、配管（
資）は熱交換器招、浄化装置４９と流量検出装置間およ
び弁５７．５８．５９を各々連結させ圧力抑制プール５
へ戻る閉ループを形成している０熱変換器４８、浄化装
置４９をバイパスする配管５１及び弁６０ａ、６０ｂ、
６０ｃが設けられている。なお、弁５５及び弁５９は自
動駆動とし隔離弁の機能を有するものとする。

さらに、本系統の圧力抑制プール５内の吸込部吐出部の
詳細を示したのが第４図、第５図で、第１図〜第３図と
同一箇所には同一符号を附して説明を行なうものとする
０圧力抑制プール５は、マークＩ型原子炉では第５図に示
すように横断面が円形のドーナツ形状をしており、これ
らは複数個のセグメントより構成され、各セグメント間
には補強リング５ａが設けられている。これら補強リン
グ５ａは圧力抑制プール５内で突起物状に取り付けられ
るため、圧力抑制プール５の底部に溜る汚染物質は各セ
グメント毎に溜まることになり、その間の移動は期待さ
れない。

実験によると、圧力抑制プール底部に沈降したクラッド
等の汚染物質は水撹拌ではすべてを舞い゛　上がらせる
ことは不可能であシ、高圧水によるジェット流等による
方法が有効であることが分ったが、圧力抑制プール５内
底部に溜ったクラッド等の汚染物質すべてを高圧水によ
−るジェット流等で舞い上がらせながらプール水を浄化
することは、かなりの時間とエネルギーを浪費すること
になり、現実的でなくプール底部に沈積したクラッドの
除去は別手段で行なった方が特策と考えられる。従って
、圧力抑制プール底部に沈降したクラッド等の汚染物質
は、浄化の対象外とするプール水の浄化を行なうものと
する。そのためには、プール水全量が均一に浄化される
ように吸込配管５０ａと吐出配管５０ｂは圧力抑制プー
ル５の正反対側にそれぞれ設ければ良い。

次に、本発明の原子力発電プラントの作用について説明
する。

原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、主蒸気管９を通
りタービン７に送られ、タービン７を回転せしめて主復
水器８で凝縮される。又場合によっては、タービンをバ
イパスする配管１１を通ｐ主復水器８で凝縮される。こ
のように凝縮した水は復水ポンプ１３で昇圧され復水浄
化装置１４で浄化された後一部は配管２１を通シ圧力抑
制プール５へ戻され、残りは給水加熱器１５．１７で加
熱され昇圧ポンプ１６ａ１給水ポンプ１６　ｂで加圧さ
れ給水管１９よ多原子炉圧力容器１に戻される。また、
原子炉圧力容器１底部に設けられた制御棒駆動装置あけ
、原子炉通常運転中圧力抑制プール水によって冷却され
る。この水は制御棒駆動製置局を通って原子炉圧力容器
１内に流入する。

この制御棒駆動装置あの冷却は前記復水給水系の復水浄
化装置１４下流側から取水しても良い。又、原子炉のス
クラム時には、制御棒駆動装置２６からの排水は配管２
７ｂにより廃棄物処理装置列に送られる。原子炉内の冷
却材を強制循環する再循環ポンプ３１のメカニカルシー
ル部からのステージング流量も廃棄物処理装置あに送り
込まれるが、これらの水はこの処理装置列で浄化され、
再使用のためポンプ５４により圧力抑制プール５へ戻さ
れ、残りの水はビット２９へ排出し、プラント外部へ持
ち出される。

燃料貯蔵プール冷却浄化系は、従来と同様ポンプ４１に
よって昇圧し、熱交換器４２および浄化装置４３を通じ
て燃料貯蔵プールあに戻し、使用済燃料の崩壊熱除去と
プール水の浄化を行なう。更に非常時、圧力抑制プール
水をポンプ３４によシ配管３６を通って原子炉圧力容器
１内に注入することによって炉心の冷却を行なう。燃料
交換時には原子炉ウェル４ａに水を張るが、その際にも
本系統により圧力抑制プール水を上蓋のとられた原子炉
圧力容器１へ注入し、上蓋のとられた原子炉圧力容器１
上部より原子炉ウェル４ａへ水を流出させ満水とする。

また、原子炉ウェル４ａの排水時には、燃料貯蔵プール
冷却浄化系の原子炉ウェルに連通した配管の弁を開いて
、配管４５を通して圧力抑制プール５へ排出する。いず
れの場合も、原子炉は停止中であり、炉心には水が満さ
れているので安全上何ら問題はない。

以上の構成の原子力発電プラントにおいて、圧力抑制プ
ール卒の浄化は、圧力抑制プール水をポンプ４７で昇圧
し、熱交換器４８、浄化装置４９を通して冷却、浄化し
再び圧力抑制プール５へ戻してプール水の浄化を行なう
。しかし、プール水の浄化を行なうにあたり圧力抑制プ
ール５へのクララ蓋。

等汚染物質の流入源である原子炉安全系ポンプ類のテス
トランは、実績によると１回／月　程度性なっており、
原子炉安全系の配管類は、主にカーボンスチール材を使
用しているため、腐食によるクラッド類が　１回／月圧
力抑制プールへ流入することになる。このクラッド類は
、第７図の圧力抑制プール水りラッド鉄の沈降性試験結
果に示す如く流入するクラッド鉄の９割以上が十数時間
で沈降することが分った。又、第８図は、圧力抑制プー
ル内の適幽な個所Ａ、ＢＳＣ，Ｄ、Ｅで沈積しているク
ラッド類を採取してその粒径の分布を示した圧力抑制プ
ール水におけるクラッド粒度分布図である。そして、こ
の調査例から沈積しているクラッド類の粒径の大半は３
μ以上のものと考えてよく、この程度の粒径のクラッド
類を圧力抑制プール水による流速で舞い上げるのは容易
なことでなく、仮にマーク■型の８０万クラスで沈積ク
ラッドを浄化装置で処理しようとすれば、第９図に示す
ようにクラッド舞い上げの為には圧力抑制プール内流量
を２５００町４ｒ以上にする必要があシ、他のシステム
のポンプでは容量的に合わず共用不可能であり、この容
量をもつポンプを別設置せねばならず、全く不経済な発
電プラントになってしまう。また、もし別設置したとし
ても圧力抑制プール内の構造物が影響し沈積クラッドの
完全除去は困難である。

以上のことから沈積しているクラッド類管除外して圧力
抑制プール水を浄化するのが最も得策であり、その浄化
は月１回行なわれる原子炉安全系のポンプテストランの
後に浄化装置により浄化を行なえば、小容量の処理流量
で短時間に清浄なプール水とすることができる。

一例として、１３０万ＭＷｅクラスの溶料貯蔵プール冷
却浄化系の浄化装置で浄化する場合を第１０図に示す。

曲線Ｂは、原子炉安全系ポンプテストラン後に圧力抑制
プール水の初期り２ラド濃度が１０数ｐｐｍの場合で沈
降開始と同時に浄イ１囲始をした場合、約１日位で清浄
なプール水に浄化で゛きることを示しており、曲線Ａは
流入クラッド類すべてを何らかの形で舞い上げて浄化し
た場合の浄化時間を表わしてお９、約５０〜７０時間要
することを示している。なお、プール水の浄化は、圧力
抑制プールに設定される浄化装置の吸込管設置に対して
吐出管は設定箇所とは正反対の位置に設定し、プール水
内における水のショートパスを防止することによりプー
ル水が短時間で均一に浄化できるようにする。

以上詳述した圧力抑制プール水の浄化方法によれば、流
入する大半のクラッド類を沈降させてプール水を浄化す
ると・とによシ、復水としての利用可能な清浄なプール
水が達成可能となる。したがって、沈積クラッド類を厖
大なエネルギーで舞い上がらせてまで、プール水を浄化
する必要がなく、また、底部沈積クラッドを浄化装置に
て処理する必要もないため、浄化装置への負担が軽微と
なシ、浄化装置の設備費、運転費、廃棄物発生量が最小
ですみ全体的な安価な構成で圧力抑制プールの浄化が達
成可能となる。さらに、負担が少ないことは、プール水
の浄化を燃料プール浄化系の浄化装置で行うことも可能
であり、この場合、プール水との接続配管、弁、ポンプ
の追加設定ですみ、既設のプラントへも安価にしかも容
易にプール水の浄化が可能となる。なお、底部に堆積し
たクラッド類は別手段により定期的に除去する方が望ま
しい０前記実施例においては、復水貯蔵タンクの機能を圧力抑
制プールに兼備させて、復水貯蔵タンクを削除するとし
て説明を行なったが、復水貯蔵タンクを削除せず従来と
同様設置し、復水貯蔵タンクの機能を兼備した圧力抑制
プールを設けても良いのは勿論で、この場合には上記利
点の他、清浄な水源が複数となり、原子炉の安全性はさ
らに向上することになる。

又、従来の機能を有する復水貯蔵タンクを、圧力抑制プ
ール水冷却浄化系を有する圧力抑制プールとしても良い
のは勿論である。

第６図は本発明の原子力発電プラントの圧力抑制プール
冷却浄化系の他の実施例を示す系統図で、第１図ないし
第５図と同一箇所には同一符号を附して説明する。

原子炉建家６内上方部には、燃料貯蔵プール関とこれに
連通ずるスキマーサージタンク３９が設けられ、ポンプ
４１、熱交換器４２、浄化装置４３およびこれらと原子
炉ウェル４ａとを接続する配管４４及び弁４０．４０ａ
によって燃料貯蔵プール冷却浄化系が構成されているの
は従来と同じである。一方、原子炉格納容器２下方に設
けられた圧力抑制プール５とこの外部にある補助ポンプ
６２と燃料貯蔵フ。

−ル冷却浄化系のポンプ４１の吸込側配管を結ぶ配管６
４および弁６１．６３、更に燃料貯蔵プール冷却浄化系
のポンプ４１、熱交換器４２、浄化装置４３およびそれ
らを接続する配管６８および弁６５．６６．６７よシ構
成される圧力抑制プ・−ル冷却浄化系が設けられる。つ
マシ、燃料貯蔵プール冷却浄化系のポンプ４１、熱交換
器４２、浄化装置４３を圧力抑制プール冷却浄化系にお
いても共有させた構成としたものである。だソ、ポンプ
４１、熱交換器４２、浄化装置４３の配列順序は必ずし
も図の通やでなくても良いのは勿論である。なお、補助
ポンプ６２は機器の配置上必ずしも必要でない場合もあ
る。

燃料貯蔵プール冷却浄化系においては、燃料貯蔵プール
あよυあふれた水はせきを通υスキマーサージクンク３
９に流入し、ポンプ４１で昇圧され、熱交換器４２、浄
化装置４３で各々冷却、浄化され再び燃料貯蔵プール３
８に戻される。一方、圧力抑制プール冷却浄化系は、圧
力抑制プール水を数１０メートル高所にある燃料貯蔵プ
ール冷却浄化系のポンプ４１吸込側に流入させるため、
補助ポンプ６２により昇圧する。そして、ポンプ４１で
昇圧し、熱交換器４２、浄化装置ｔ４３を通じて冷却、
浄化されたプール水を圧力抑制プール５に戻すものであ
る。

圧力抑制プール５へ炉水が流入するのは、非常用炉心冷
却系のポンプ駆動用のタービン排気主蒸気逃し安全弁の
作動時および原子炉停止時冷却系の起動停止時であって
、一度圧力抑制プール水を清浄にすれば、上記の各機器
が作動しない限りプール水はそんなに放射能により汚染
されることはない。一方、燃料貯蔵プール冷却浄化系で
は、燃料変換を行った直後は、燃料貯蔵プール熱除去と
浄化のため連続運転を必要とするが、この場合も−ｆ燃
料貯蔵プール水を清浄にすれば汚染することもなく、炉
心から堰９出され貯蔵された燃料の崩壊熱が下がれば連
続運転を必要としない。従って、非常用炉心冷却系及び
燃料貯蔵プール冷却浄化系の両系統を組み合わせて一部
機器を共有することによって、両系統の機能を損うこと
なく、系統の合理化を行うことが出来る。

また、本実施例において復水貯蔵タンクの機能を圧力抑
制プールに兼備させて、復水貯蔵タンクを削除しても良
いし、復水貯蔵タンクもしくは圧力抑制プールの両者を
設けどちらか一方を後備の水源としても良い。

以上本発明をその具体例について説明したが、本発明は
これら特定の実施例に限定されるものではなく、本発明
の精神を逸脱しない範囲で幾多の変形がなし得ることは
勿論である。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によると、圧力抑制プール
専用の浄化系あるいは燃料貯蔵プール冷却浄化系によっ
てプール水め浄化が行なえるためプール水は低放射能の
復水となυ、圧力抑制プール及びその周囲の線量率を低
下せしめることになる。従って、機器、配管類の補修等
に際（７ては、作業員の被曝が低減され、ひいてはそれ
によって補修期間の短縮となり、原子力発電プラントの
稼動率向上にも寄与することになる。また、圧力抑制プ
ール水量は、復水貯蔵タンクの貯蔵水量とはソ同量で、
圧力抑制プール水を常時清浄に保つことによって復水貯
蔵タンクの機能を圧力抑制プールに兼備させ、これによ
り復水貯蔵タンクを削除することが可能となり、設備上
、経済性を高めることは勿論、大気開放された複水貯蔵
タンクに比べ圧力抑制プールは原子炉格納容器を含め大
気とは遮蔽された密閉式の容器であるため、配管等によ
って溶存酸素の有害な気体の溶存量が減少することにな
る。そして、非常用炉心冷却系等により圧力抑制プール
水を原子炉圧力容器内に注入してもプール水の水質が管
理されているため、炉内構造物に及ばず影響もほとんど
なくなる。さらに、浄化系に熱交換器を設置することに
よりプール水の浄化のみならず冷却を行なうことができ
、プール水温を可能な温度まで低くすることができるた
め、従来プール水温上昇によって制限を受けていたもの
がその制限をほとんど受けることがなくなるため、原子
炉の安全性をさらに向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、従来の原子炉廻りの水の流れを示す概略系統
図、第２図は本発明の一実施例の原子炉廻りの水の流れ
を示す概略系統図、第３図は第２図の圧力抑制プール冷
却浄化系の系統図、第４図は筒３図の圧力抑制プール冷
却浄化系の圧力抑制プール内の配管配置を示す平面図、
第５図は第４図の断面図、第６図は圧力抑制プール冷却
浄化系の他の実施例を示す系統図、第７図は圧力抑制プ
ール水内より採取したクラッドの沈降性試験結果を示す
図、第８図は圧力抑制プール水内より採取したクラッド
の粒度分布結果を示す図、第９図は圧力抑制プール水内
に沈積しているクラッドを浮遊させる場合の圧力抑制プ
ール内流量とクラッド粒径の関係を示す図、第１０図は
原子炉安全系ポンプのテストラン後における圧力抑制プ
ールの浄化を燃料貯蔵プール浄化系で行なった場合の圧
力抑制プール内のクラッド濃度変化を示した図である。ｌ・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉格納容器、５
・・・制御棒駆動ポンプ、６・・・水圧制御ユニット、
が・・・制御棒駆動装置、公・・・廃棄物処理装置、３
１・・・再循環ポンプ、あ・・・非常用炉心冷却ポンプ
、関・・・燃料貯蔵プール、３９・・・スキマーサージ
タンク、４１．４５．４７．６２・・・ポンプ、４２．
４８・・・熱交換器、４３．４９・・・浄化装置。第　　３　図１Ｉ　６　図第　　４　図第５図ｍ７　　図　　　　　　　　第　　８　図第１０図、Ｊ７、：

Claims

【特許請求の範囲】

（１）　　復水貯蔵タンクおよび圧力抑制プールに貯え
られた水のうち少くとも圧力抑制プールに貯えられたプ
ール水を水源とする非常用炉心冷却系と燃料貯蔵プール
のプール水を冷却浄化する燃料貯蔵プール冷却浄化系を
備えた原子炉冷却系の浄化方法において、前記圧力抑制
プールには圧力抑制プール水冷却浄化系を設けるととも
に前記圧力抑制プールに流入するクラッドのうち該圧力
抑制プール内で沈澱するクラッドはそのま＼とし、浮遊
するクラッドは前記圧力抑制プール水冷却浄化系で除去
するようにしたことを特徴とする原子炉冷却系の浄化方
法。
（２）圧力抑制プール水冷却浄化系中の少くとも熱父換
器と浄化装置は、燃料貯蔵プール冷却浄化系と共用され
てなる特許請求の範囲第１項記載の原子炉冷却系の浄化
方法。
（３）圧力抑制プールは複数個のセグメントから構成さ
れるとともに各セグメント間は補強リングによシ補強さ
れておシ、かつその横断面は円形で、全体としてはドー
ナツ形状をなすとともに冷却水の吸込配管と吐出配管と
が相対する位置に配設されている特許請求の範囲第１項
記載の原子炉冷却系の浄化方法。