JPS60195493A - 復水浄化系 - Google Patents

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】 〔発明の利用分野〕 本発明は１粒状の陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂
を内蔵する温床式復水脱塩装置を有する復水浄化系に係
り、特に原子力発電における復水の浄化を行なうに好適
な復水浄化系に関する。

〔発明の背景〕

従来の原子炉系、特に沸騰水型原子炉（ＢＷＲと称す）
は第１図に示すような構成からなり、原子炉再＠環系１
０を備える原子炉圧力容器から流出した蒸気は高圧ター
ビン２、湿分分離器３および低圧タービン４を経て復水
器において凝縮されて復水となる。前記低圧タービン４
は油気系１１（１） を介して給水ヒータ９に連通し、この給水ヒータ９はヒ
ータドレン系１２を介して復水器５に連通している。従
って復水器５、抽気系１１および給水ヒータ９などで発
生した腐食生成物（主に鉄酸化物であり以下クラッドと
称す）は復水中の不純物となり、この不純物は復水脱塩
器７で除去される。不純物を除去された復水は給水ヒー
タ９を経て原子炉圧力容器１へ流入し、以降はこれと同
様にして復水が繰り返し循環される。

上記のような構成の原子炉では、復水脱塩器７で除去さ
れなかったクラッドが原子炉容器１へ流入し、炉内の放
射性物質のキャリアーとなり原子炉再循環系１０等炉水
と接する機器配管内に付着することにより、プラント線
量率が上昇することが従来の研究から明らかとなってき
ている。原子カプラントでは、定期的に機器配管の検査
を行っており、従事者の被爆がプラントの増加により問
題となっている。このため原子炉内の持ち込まれるクラ
ッドの抑制が要望され、復水脱塩装置！７でのクラッド
除去性能向上対策が必要となっている。

（２） 復水脱塩装置７は粒状の陰イオン交換樹脂と陽イオン交
換樹脂を組合せた混床であるため、復水の不純物イオン
の除去は十分であるが、クラッド除去性能は５０〜７０
％と低く、従って原子炉に持込まれるクラッドはＩ１０
０ＭＷＩ１１級原子炉において年間２００〜４００ｋｇ
にも達している。

また、除鉄を目的として略水脱塩装置の前に粉状イオン
交換樹脂を充填したろ過説塩器の設置が検討されている
が、この場合粒状イオン交換樹脂が再生できないため廃
棄物量が増加する欠点がある。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、高除鉄性能の復水脱塩装置を有する復
水浄化系を提供することにある。

〔発明の概要〕

復水脱塩装置には陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂
が混合充填されているが、試験により下記が判明してい
る。

第２図は、イオン交換樹脂の除鉄性能の経時変化を示し
たものであるが、試験水温度３０℃の場（３） 合１３と４０℃の場合１４では、通水初期の高除鉄性能
期間に相違があることが判明した。

一方、運転プラントの復水脱塩装置の除鉄性能では、冬
場に比べて夏場が高い性能となる傾向がみられる。また
、復水の温度は冬場に比べて夏場が約１０℃高くなるこ
とが確認されている。

実機プラントでは脱塩塔を数〜士塔程度有し、定期的に
再生、投入が繰り返し行なわれているため実機復水脱塩
装置の性能としては、第３図の性能曲線に一定間隔に位
置する各省の性能の平均値となっている。このため初期
高性能期間を長くすることが除鉄性能向上につながり、
処理する復水の温度を上げることが有効となる。

イオン交換樹脂の使用許容温度は、アニオン樹脂の劣化
から６６℃であり、復水温度は試験データより、４０℃
以上６０°Ｃ以下にすれば、樹脂に影響なく高除鉄性能
期間を従来の２倍以上にすることができる。３０℃場合
と４０℃の場合について、現状１１００ＭＷａプラント
で復水脱塩塔の運転モードに従って除鉄率を試算すると
、３０℃では（４） ７０％、４０℃では８４％となり、約１４％除鉄率を向
上させることができる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を第３図により説明する。

第３図は、復水脱塩器７の上流に復水加熱器１５を設置
した復水浄化系の一例を示した図である。復水器５で凝
縮された復水は復水加熱器１５で昇温され復水脱塩器７
に供給される。この復水の温度は、４０〜６０℃となる
ような復水加熱器１５の容量とする。復水加熱器１５の
胴側（加熱源）としては、油気系の蒸気を用いる。本実
施例によれば、復水脱塩器の上流に復水加熱器を設け、
復水を昇温後、復水脱塩器に供給することができ、復水
脱塩器でのクラッド除去性能を向上させることができる
。また、この場合従来給水加熱器９のみで昇温しでいた
ものを復水加熱器７で一定割合昇温させるため、給水加
熱器の容量を従来より縮小させることができる。

さらにその応用例として第４図に示すように、（５） 復水脱塩器７の入口側にヒータドレン水にまたは蒸気を
注入し、直接復水を加熱することによっても、上記実施
例と同様の効果を得ることができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、復水中の鉄クラツド除去が復水脱塩器
で高性能に行なうことができ現状復水脱塩器の除鉄性能
５０〜７０％を８０〜９０％にすることが可能であり、
原子炉内への鉄クラツド持込量を１／２〜】１５に低減
する効果がある。また復水加熱器設置による復水の昇温
は、熱源として、主蒸気又は給水加熱器ドレン水を用い
るため、経済性は従来と変化はない。

なお、本発明は蒸気凝縮水より鉄さび（鉄クラツド）を
除去する技術に係わり、一般的に蒸気凝縮水を使用する
発電プラントには全て適用可能である。具体的には、加
圧木型原子力発電所２次系、火力発電所復水浄化系等へ
の適用が可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の原子カプラントの系統図、第２図は温度
によるイオン交換樹脂の経時的除鉄性能（６） を示す線図、第３図は復水脱塩装置上流に復水加熱器を
設置した場合の原子カプラントの系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、５・・・復水器、７・・・復
水脱塩装置、９・・・給水加熱器、１１・・・油気系、
１２・・・ヒータドレン系。 代理人　弁理士　高橋明夫 （７） 第　１　口 第　２　囚 通　ンに時間　（日） 第　３　同

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、粒状イオン交換樹脂を用いて復水脱塩装置よりなる
   、タービン発電プラントの復水浄化系において、前記復
   水脱塩装置の上流側に復水加熱器を設けたことを特徴と
   する復水浄化系。