JPS61100698A - 沸騰水型原子力プラントの放射性廃液処理系 - 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〕 本発明は設備の簡素化された沸騰水型原子力プラントの
放射性廃液処理系に関する。

〔発明の背景〕

沸騰水型原子力プラント（以下ＢＷＲと略称する）では
従来、放射性廃液は、−次冷却材等取扱機器からの漏洩
水の如く高純度のものから、復水浄化用脱塩装置樹脂再
生廃液の如く低純度のものまで性状が多岐に亘りておシ
、夫々の廃液の性状および発生量条件の違い等のため、
廃液処理を経済的に且つ有効に行う観点から、これらを
低電導度廃液と高電導度廃液（更に細かくは、床ドレン
と再生廃液）に区別して分別収集・処理を行って来た。

すなわち、従来のＢＷＲ発電所においてはプラント内で
発生する放射性液体廃棄物は、第２図の如く低電導度廃
液処理系と高電導度廃液処理系で次の通り分別処理され
てきた。

（１）　　低電導度廃液系： これは、−次冷却材等高純度水取扱機器からの漏洩、水
等の機器ドレンや、復水脱塩装置樹脂の逆洗水や、復水
ろ過装置・原子炉冷却材ろ過装置・燃料ブール水ろ過装
置の逆洗排水上澄水等の如き、不純物濃度が低く電導度
の低い廃液を対象とする処理系である。

このような廃液は発生量が比較的多く（大略３０．００
０ｍ／年プラント）またプラント運転モードに応じて発
生量の変動が大きいため大容量処理が必要とされ、また
廃液性状が元来高純度であるという特質があるので、第
２図のように、収集タンクＩＫ収集後、ろ過装置２によ
）廃液中の不溶解性不純物を除去し、次いで脱塩装置３
によシ廃液中の溶解性不純物を除去し、サンプルタンク
４を経由して復水貯蔵夕／り５に回収しプラント用水と
しての再使用に供するという処理方式が採られて来た。

（２）高電導度廃液系： 辷れは、グランド機器から建屋床上への漏洩水・床除染
排水・機器除染排水やプラント補機冷却水等の防錆剤添
加水取扱機器からの漏洩水等の如き不純物濃度および電
導度が比、較的高い廃液（床ドレンと総称）と、復水脱
塩装置樹脂通薬再生に伴って発生する硫酸ソーダを高濃
度（１〜２　ｗｌｏ　）に含有する高電導度（１０４μ
シーオーダ）の再生廃液とを対象とする処理系統である
。かかる廃液は不溶解性不純物、ｆａ解性不純物ともに
濃度が高いという特質を持っていることに加えて、発生
量が比較的少なく（床ドレン６０００〜７０００　ｍ’
／４、再生廃液５００〜１０００　ｍ’／年）、また発
生量が日ごとにほぼ安定している（床ドレンの場合）こ
ともあって、第２図に示すように、収集タンク６に収集
後、蒸留濃縮装置７で廃液中の不溶解性不純物・溶解性
不純物を除去し、更に脱塩装置８で蒸留水中の溶解性不
純物を除去し、サンプルタンク９を経由して通常復水貯
蔵タンク５に回収し、プラント用水としての再使用に供
するという処理方法が採られて来た。尚、プラント水バ
ランス上の余剰水が発生した場合には、本系統から放水
口１０に放出できるようになりている。

なお、上記の他に、グランド内で発生する廃液としては
、管理区域内着用衣服の洗濯排水、管理区域内作業者の
使用するジャワ・手洗からの排水。

通常非放射性流体取扱機器からの漏洩水・ブロー水等が
挙げられるが、本発明には直接関係がない為、ここでは
詳述しない。

このような廃液分別処理を従来基本として来たことの背
景は、次の３点に集約される。

■　ＢＷＲは一次冷却材直接サイクル方式のため、ター
ビンシステムからの廃棄物も放射性廃棄物となるが、そ
の中で復水脱塩装置のイオン交換樹脂再生廃液は、その
発生量は比較的少ない（グランド出力１１００　ＷＷｅ
ｒクラスで、５００〜１０００ｍ／年ｆ−）ント）もの
の、樹脂再生に用いる硫酸と苛性ソーダよシ生じた硫酸
ソーダを高濃度（１〜２ｖｔ、％、相当）に含有すると
いう特殊な化学的性状を有していること。

■　原子炉技術の発展の初期に於ける核燃料の破損の問
題から、低電導度廃液、床ドレンとしての高電導度廃液
および再生廃液としての高電導度廃液相互間に物理的・
化学的性状の差の他に放射性レベルの差があるため、そ
のうち最も放射能レベル設計値の低い床ドレンの処理水
を放出対象として来たこと。

■　低電導度廃液は発生量が多く（ａｏｏｏｏｍン年プ
ラント年度ラント程度動も大きいので、発生量が比較的
安定してお夛且つ少ない高電導度廃液（未ドレ７５００
０〜７０００　ｍ３／年プラント；再生廃液は前述）と
は処理方法を変えるのが経済的でありたこと。

しかし、上述の如き従来の分別処理による液体廃棄物処
理設備では、近年の処理信頼性向上の要求（例えば処理
系統の多重化構成等の要求）も相俟りて、タンク・ポン
プ・処理装置類の台数が多くなシ、設備容量面でも各種
類の廃液に対応すべく設計する為、設備費の増大につな
がっておシ、ひいては、原子力発電コストへの影響も無
視し得なくなって来ている。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、ＢＷＲ発電プラントにおいて、放射性
液体廃棄物処理設備を簡素化、小規模化し、設備コスト
の低減を図ることにある。

〔発明の概要〕

本発明は、主復水器の下流に接続された復水脱塩装置を
非再生式のイオン交換樹脂を用いる脱塩装置となし、低
電導度放射性廃液および高電導度放射性廃液の両者を一
括処理する放射性廃液処理設備を設けると共に、該低電
導度放射性廃液のうち比較的高純度の廃液を上記復水脱
塩装置に通すべく上記主復水器のホットウェルに該比較
的高純度の低電導度廃液を導く管路を設けたことを特徴
とする沸騰水型原子力プラントの放射性廃液処理系を提
供するものである。

上記本発明の特徴に関して説明する。

放射性廃液処理を安価な設備で全うするには、最も基本
的要素は第一には設備構成を簡素化すること、すなわち
廃液の分別をやめるととであシ、第二には設備の容量を
低減することである。これを実現する基本的な方針とし
て、本発明が着眼した点、及び具体化方策は下記の通シ
である。

（イ）　イオン交換樹脂の非再生化 最近のＢＷＲプラントでは、放射性物質含有流体に対し
て混床式イオン交換樹脂を用いて浄化を行っているのは
復水浄化系と放射性廃液処理系のみである。これらのう
ち後者は、ア／モニア等揮発性物質の蓄積等の問題も絡
んで非再生方式が近年の一般的傾向になりているが、前
者については、現在までの処、タービン復水器伝熱管の
海水リークが万−起きてもブラント出力運転を維持する
という考え方から、再生方式が一般的である。しかし、
火力プラントも含めて機器製造技術の向上やグランド管
理の徹底によシ、タービン復水器伝熱管の海水リークの
ポテンシャル並びにその程度（海水リーク量）は近年低
下しておシ、更に材料面でのチタン化等の採用により益
々海水リークは生じ難くなりて来ており、加えてグツ／
ト水質管理技術における海水リーク以外の復水脱塩装置
へのイオン負荷は殆んど無くなって来ている。これらの
ヒとを併せて考えると、復水脱塩装置イオン交換樹脂を
非再生方式とすることは十分可能である。万一海水リー
クが発生した場合はイオン交換樹脂交換で対処すること
ができる。かかる観点よシ、ＢＷＲの放射性廃液からイ
オン交換樹脂再生廃液を抹消する事ができる。（なお、
旧プラントでは原子炉冷却材浄化系や燃料ブール水浄化
系にも温床式イオン交換樹脂を用いていたが、最近は粉
体イオン交換樹脂グリコート式ろ過脱塩が主流になって
いる。混床式脱塩の場合でもこれらの樹脂は放射能レベ
ルが高い為、通常再生・再使用されることはない。） （ロ）廃液の一括処理 最新の原子力ブラントでは核燃料の製法（製造技術面、
材料面）の改善並びに運転管理方法の改善により、現実
的には核燃料はほぼ無破損が達成できている。（この傾
向は、今後良くなシこそすれ、悪くなることはないと考
えられる。）この様な背景下では、−次冷却材といえど
も放射能レベルは十分低く、低電導度廃液と高電導度廃
液の発生段階並びに処理済段階での放射能レベルに有意
差が認められないのが実態である。すなわち、余剰水放
出時の放出放射能低減の観点から上記廃液を分別し処理
する積極的な理由は失われている。従って、放射能レベ
ル上は高電導度および低電導度廃液の一括処理が可能で
ある。

（ハ）低電導度廃液の処理量の低減化 低電導度廃液は、前述の如く年間通算で約３０．０００
　ｍ３７年プラントと最も発生量の大なる廃液であシ、
またグラ７トの運転モード−通常出力運転時、停止時、
定検時、起動時−に応じて発生量の変゛動幅が大きい廃
液である。この廃液の処理設備は、従来は、ピーク時に
対しても対処し得る様容量設計を行うため、必然的に処
理装置の容量が大きくなっているのが実態であるが、こ
れは裏返せば通、年の装置稼動率が低いということにな
る。−例として、最近の１１００＃・級ｍでの低電導度
廃液。

高電導度廃液（床ドレン）の発生量を表１に示す。

（表は末尾に添付。）これかられかるように、発生廃液
を全量廃液処理系のみで処理する場合には、２４ｈｒ／
日運転まで考えても２０　ｍ５／ｈ　（１０ｍ４／ｈ　
Ｘ　２系列）程度の容量が必要となっている。

ところで表工に示す如く、廃液発生量面で大きな比重を
占めているのは低電導度廃液であシ、且つまた、通年平
均で見た場合、その主体は各建屋機器ドレンサングに集
められる高純度のドレンであると言えるし、他方ピーク
的な発生量を与えているものも、高純度の一次系からの
ブロー水である。

そこで、これら高純度水は、その発生時期では通例復水
浄化装置が運転中であること、および高純度のため復水
浄化装置へ導いてもそれへの影響が僅少な隔こと（復水
フィルタ、復水脱塩器への負荷に比較して精々１０％増
にしか過ぎない）に着目して、これらのサンプ及び原子
炉残留熱除去系（ＲＨＲ系）、原子炉冷却材浄化系（Ｃ
ＵＷ系）からタービン復水器ホ、トウエルへの廃液移送
管を設けて、これら廃液をこれへ導いて復水浄化装置へ
流し、これにより、これら廃液を放射性廃液処理設備の
処理対象から外すととべする。こうすれば、放射性廃液
処理設備の処理容量を最低限１０ｍ’／ｈｒ　（５ｍ　
／ｈｒ　Ｘ　２系）程度まで低減することが可能となる
。しかして低電導度廃液および高電導度廃液（床ドレン
）の一括処理が、設備建設費子処理運転費全体で考えて
も、かなシの経済性向上に寄与し得ることになる。

〔発明の実施例〕

本発明によるＢＷＲ放射性液体廃棄物処理系の実施例の
基本構成を第１図に示す。同図において原子炉−次冷却
材は原子炉１１にて蒸発せられ、タービン１２を駆動し
た後、復水器１３で凝縮される。復水は、復水フィルタ
１４、復水脱塩装置１５を経る過程で浄化され、原子炉
１１へ戻される。

本発明に基づき、この冷却材サイクルで、復水脱塩器［
１５のイオン交換樹脂に非再生方式を採用し、このこと
によって、硫酸ソーダを高濃度に含有する再生廃液を発
生させない様にした点が本実施例の第一の特徴であシ、
また、とれによって放射性廃液処理設備を一括処理シス
テムとすることが第二の特徴である。即ち、第１図に示
すように、プラントから発生する種々の低電導度廃液お
よび高電導度廃液（復水、脱塩装置イオン交換樹脂再生
廃液のない）を一括して収集タンク１６に集め、処理装
置１７で浄化後、サンプルタンク１８を経て、通常、復
水貯蔵タンク１９に回収し、プラント用水として再使用
に供する一方、プラント水バランス上の余剰水を放水口
２０から放出する。

との放射性廃液一括処理設備で扱う廃液は、各建屋の低
電導度廃液サンプ２１に集められたドレン、復水浄化用
装置１４．１５からのフィルタスラッジ、使用済樹脂等
の低しペルスラ、ジの貯蔵タンク２３の沈降分離上澄水
、原子炉冷却材ろ過脱塩器２５および燃料プール水浄化
系ろ過脱塩器２６から発生する中レベルスラッジの貯蔵
タンク２７の沈降分離上澄水、復水脱塩装置１５の樹脂
分離洗浄塔２９からの樹脂洗浄排水、原子炉冷却材浄化
システム３１からのブロー水、残留熱除去システム３３
からの排水、復水器１３及び復水系配管のドレン水、復
水貯蔵タンク１９のテトムドレン等からなる低電導廃液
、並びに、各建屋の高電導度ドレンサンプ３７に集めら
れた床漏洩水、未除染水、防錆剤添加水、機器除染廃液
およびホ、トラボドレン等よシなる高電導度廃液であフ
、とれらは管％２２，２４，２８，３０，３２゜３４．
３５．３６及び３８によって収集タンク１６に導かれる
様になっている。

また、本発明に基づき、第１図において、低電導度廃液
の一部（第１表記載の廃液のうち特に純度が高く、復水
浄化装置が稼動中に発生するもので、各建屋低電導度廃
液サンプドレイン、原子炉冷却材浄化系プレー水、残留
熱除去系排水がこれに該当する）を、放射性廃液処理設
備（第１図の１７を含む経路）で処理せず、管路３９，
４０゜４１を介してタービン復水器１３に導き復水フィ
ルタ１４、復水脱塩器Ｒ１５で浄化し、そのまま−次冷
却材として利用しながら、復水系スピルオーバ配管４２
を経て、復水貯蔵タンク１９に回収する様にした点が本
実施例の第三の特徴である。これにより上記の放射性廃
液処理設備での処理対象廃液が大幅に低減できる。（低
減度は、第１表の記載から明らかである。） 上記本発明の実施例において、復水脱塩装置１５のイオ
ン交換樹脂の非再生化は、復水器１３内の伝熱管海水リ
ークが発生した場合にはプラントの出力運転を制限し、
漏洩の生じている復水器を速かに隔離して修復すること
、並びに、イオン交換容量を消費し尽した場合には樹脂
交換で対処することを前提としたものであるが、この前
提は、下記（ａ）　＃　（ｂ）に述べる様に復水浄化シ
ステムとじて十分成立し得るものである。

（＆）　　海水リーク発生頻度と程度から見て：在来火
力発電プラント、原子力発電プラントの復水器伝熱管に
は海生物付着対策として銅系材料が用いられて来たが、
このような復水器伝熱管でも海水リーク発生頻度は、１
回／数年プラント程度の低頻度であシ、且つまたリーク
量そのものも数φＲから精々２０４／）ＩＲ程度迄と小
さい。まして、最近の特に原子力発電プラントでは復水
器伝熱管材料として高耐食性のチタン材が用いられる様
になって来ているから、海水リーク発生頻度は更に大幅
に低減されている。

（ｂ）　　海水リーク発生時の対処から見て：在来火力
発電プラント、原子力発電グランド共に、導電率計や塩
素濃度計等のプロセス計器で検知可能な程度の微少海水
リークでも、その判明時には漏洩している復水器を隔離
しくプラント出力制限）、修復した後、復帰するという
運転方法が通例採られておシ、復水脱塩装置として海水
リークに対処する為の必要イオン交換容量は非常に小さ
いものＫなっている。これについて更に言えば復水脱塩
装置の容量は、美大な流量の復水を処理する為、むしろ
装置ハード制約条件−装置の空塔線速度、空塔体積速度
、層高等の制約−が−ら、決められているのが実態であ
シ、例えば、１１００梨ｓ級原子力プラントの場合では
６．１　ｍ’／＠脂装填脱装填脱塩塔塔（うちｌ塔予備
）又は８．６−樹脂装填脱塩塔を８塔（うち１塔予備）
設けている。もし１００ｔ／ｂ　Ｘ　６　ｈの海水リー
クが生じたとしても、これを浄化し得るに必要なイオン
交換樹脂量は上記の１０％にも満たないのが実態である
。

よって、前記の前提を採ることは十分妥当である。

これに対し、海水リークが発生したときに成るリーク流
量レベル迄はグランド出力運転を維持する運用方法（復
水脱塩装置として従来再生イオン交換を採用して来た最
大の理由は、この様な運用を前提としていたためである
）を採るならば、復水脱塩装置は、常に海水リークに耐
えられる様に、イオン負荷が現実的には非常に少ないｆ
ランド正常時でも、再生を実施しておく必要があシ、海
水リーク発生時には復水脱塩装置を連続的に再生を繰）
返す必要があることになるから、従って特に原子力発電
プラントの場合には、放射性廃棄物発生量を増すのみで
あシ、総合経済的に得策とは言えない。

次に復水脱塩装置を再生方式とした従来例と、これを非
再生方式とした本発明実施例とを比較する。

（１）二次廃棄物（１１００ＭＩＶｅクラスＢＷＲＩプ
ラント分）は、第２表の如く殆んど有意差がなく、樹脂
減容技術適用によシ、むしろ非再生方式でおる本発明実
施例の方が最終固体廃棄物ドラム缶本数低減が可能とな
る。

（１１）設備仕様は、放射性廃液処理系の他に、復水浄
化系に於いても、第３表の例の如く本発明実施例の方が
軽量化できる。

０１１）経済性（１１００ＭｌＪｓクラスＢＷＲ１ｆラ
ント分）について、試算してみると第４表の如く、本発
明実施例の方が有利とな、る。

怜　本発明実施例においては、前記の如く、低電導度廃
液の一部は放射性廃液処理設備で処理せずに、タービン
復水器に導き、復水フィルタ・復水脱塩装置１５で浄化
している。これによって放射性廃液処理設備の容量低減
、紅済性向上が可能となることは第３表、第４表から明
らかである。

なお、このような復水浄化装置利用による廃液処理が十
分可能なことは下記■、■のように説明される。

■　復水フィルタへの負荷増の程度 復水浄化装置での処理対象廃液は５０　ｍ’／ｉ！ｉ度
で、その固形物濃度は１　ｐｐｍ程度である。これは年
間の固形物量にして、２０に９程度にしかならない。

一方、復水系からの固形物負荷は概ね１〜２　ｔｏｎ／
年オーダーであるから、廃液処理による負担増は、無視
できると言える。参考までに固形物濃度で示すならば、
最も清浄なプラントでの復水自体の固形物濃度は１０　
ｐｐｂ程度（鉄クラツドとしては５ｐＰｂ程度）である
が、廃液を処理することによる固形物濃度増分はｏ、ａ
ｐｐｂ程度にしか過ぎない。−■　復水脱塩装置への負
荷増の程度 復水浄化装置での処理対象廃液は５０ｍシ日程度で、そ
の導電率はｌｔｉレー程度である。この廃液処理による
復水導電率上昇分はＯ，ＯＱ　Ｏ３Ａ／ａｓにしかすぎ
ず、無視できると言える。

尚、プラント定検時には、復水浄化装置が利用できない
一時期があるが、その時は放射性廃液処理設備にて発生
量廃液を処理すれば良い。また、プラント定検時のピー
ク的な廃液発生は単発的現象であるため、収集タンク１
６に十分なサージ容量をもたせておくか、また場合によ
ってはサージ大容量のタンク１６′（第１図参照）を設
けて、受入れ可能にしておくととによって対処可能であ
る。

以上に述べた本発明の実施例によれば、高・低電導度廃
液の一括処理による廃液処理設備構成の簡素化、一部の
低電導度廃液の復水浄化装置での処理による廃液処理設
備の処理容量の低減（半減）化が可能となシ、廃棄物処
理設備の経済性が大幅に向上できること、 廃液処理設備の構成の簡素化によって、設備の運転性の
改善が図れると共に構成機器が少なくなり、メインテメ
ンスが軽減されること、加えて、復水脱塩装置の非再生
化によって最終固体廃棄物ドラム缶の発生量の低減が期
待しうること、 等の効果が得られる。

本発明実施例におけるＢＷＲ放射性廃液の一括処理設備
に用いられる処理装置（第１図の処理装置１７に相当す
る部分）の−例を第３図に符号４４゜４５で示す。該処
理装置は在来の°ＢＷＲ高電導度廃液処理方式と全く同
じく、蒸留濃縮装置４４、脱塩装置４５の組み合わせか
らなる。本発明実施例では、前記第３の特徴によって、
放射性廃液処理装置の必要容量が５ｍ／）ＩＲ×２系列
程度の小容量となる為、蒸留濃縮を採用しても十分に経
済的設備が可能になる。第３図の装置４４．４５そのも
のは新規ではないが、本発明実施例の前記第一の特徴に
よって、超高電導度の再生廃液を処理対象としないので
、在来蒸留娘縮装置で問題視されてきた構造材の腐食の
ポテンシャルが大幅に軽減されるという効果が得られる
。

本発明実施例によるＢＷＲ放射性廃液の一括処理設備に
於ける処理装置（第１図の処理装置１７に相当する部分
）の他の一例を第４図に符号４５．．４６゜４７で示す
。この処理装置は、本実施例では低電導度廃液はもちろ
ん、高電導度廃液（床ドレン）でも、不溶解性不純物濃
度は１００　ｐｐｍ前後、溶解性不純物濃度は平均的に
は１００〜数百ｐｐｍ程度であることを考慮して、十分
な処理性能と９縮倍率を確保し得るように、ろ過、逆浸
透、脱塩の組み合わせからなる。収集タンク１６に集め
られた廃液は、逆浸透処理に先立ち、ろ過装置４６で前
段ろ過処理されて不溶解性不純物が除去され、その後、
逆浸透処理装置４７によって溶解性不純物が除去され濃
縮される。逆浸透装置４７の透過水は、一般には、復水
貯蔵タンク回収基準（特に電導度）を満足しないため、
次いで脱塩装置４４で更に＃解性不純物を除去純化し、
サンプルタンク１７を経て復水貯蔵タンク１９に回収ま
たは放水口２０に放出する。ろ過装置４６には非助材形
ろ過装置を用いて二次廃棄物発生を低減する。具体的に
は、ろ過面積が大きくとれる中空糸膜フィルタや、高電
導度廃液も扱うことから、ステンレス粉末焼結金属をろ
材とする平行流式フィルタが好適である。

本例では、廃液の！Ｉ縮に低温運転式の逆浸透を採用し
ている為、在来の蒸留濃縮装置で問題視されて米、た構
造材の腐食が解消し得るという効果が得られると共に、
蒸留濃ｍ特有のキャリオー・マーによる処理水水質劣化
の問題も解消し得る効果が得られる。

〔発明の効果〕

本発明によって以下の効果が得られる。

■　プラント内での特殊な高電導度廃液である再生廃液
の発生を抑制し、一部の発生廃液を復水浄化系の復水脱
塩装置を利用することで処理し、且つ低電導度および高
電導度廃液を一括処理することによシ、処理性能をおと
すことなく放射性廃液処理設備の簡素化、設備容量の削
減が実現され、プラントトータルとして合理的なシステ
ムが提供される。

■　廃液処理設備の簡素化によシ、設備コストが大幅に
低減されるとともに、処理機器数が少なくなるため、運
転性、保守性が改善される。

■　復水脱塩装置の非再化によシ、濃縮廃液発生量低減
、ひいては最終固体廃棄物ドラム缶発生本数の低減が期
待される。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の実施例を示すプラントトータルでの
放射性廃液処理系を示すシステムフロー図、第２図は、
従来の放射性液体廃棄物処理設備の処理系統を示すシス
テムフロー図、第３図および第４図は第１図中の廃液処
理設備の夫々異る例を示したフロー図である。 符号の説明 １・・・低電導度廃液収集タンク　２・・・ろ過装置３
・・・脱塩装置 ４・・・低電導度廃液サンプルタンク ５・・・復水貯蔵タンク　　　　６・・・高電度廃液収
集タンク７・・・蒸発濃縮装置　　　８・・・脱塩装置
９・・・高電度廃液サンプルタンク １０・・・外水口　　　　　１１・・・原子炉圧力容器
１２・・・タービン　　　　１３・・・復水器１４・・
・復水フィルタ　　１５・・・復水脱塩装置１６・・・
廃液収集タンク １６′・・・廃液収集サージタンク １７・・・廃液処理設備　　１８・・・廃液サンプルタ
ンク１９・・・復水貯蔵タンク　　２０・・・放水口２
１・・・低電導度廃液サンプ ２３・・・低レベルスラッジ貯蔵タンク２５・・・原子
炉冷却材ろ過装置 ２６・・・燃料プ・−ル水浄化系ろ過脱塩器２７・・・
中レベルスラッジ貯蔵タンク２９・・・樹脂分解洗浄塔 ３１・・・原子炉冷却材浄化システム ３３・・・残留熱除去システム ３７・・・高電導度廃液サンプ ４２・・・復水系スピルオーバ配管 ４４・・・蒸発濃縮装置　　４５・・・廃液脱塩装置４
６・・・廃液ろ過装置　　４７・・・逆浸透処理装Ω第
１図 第２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 主復水器の下流に接続された復水脱塩装置を非再生式の
   イオン交換樹脂を用いる脱塩装置となし、低電導度放射
   性廃液および高電導度放射性廃液の両者を一括処理する
   放射性廃液処理設備を設けると共に、該低電導度放射性
   廃液のうち比較的高純度の廃液を上記復水脱塩装置に通
   すべく上記主復水器のホットウェルに該比較的高純度の
   低電導度廃液を導く管路を設けたことを特徴とする沸騰
   水型原子力プラントの放射性廃液処理系。