JPS61102597A - 沸騰水型原子力発電プラント - 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、沸騰水型原子力発電所に係り、特に発電プラ
ントの配・ｑ１機器等の放射線線量率の上昇をおさえ低
線量率を維持するのに好適な沸騰水型原子力発電プラン
トに関する。

〔発明の背景〕

原子力発電プラントでは、プラントの運転により、機器
、配管等の内表面に放射性の核種が付着するため、これ
ら機器、配管が線量率を有することとなる。この線量率
が大きい場合、プラントの定期検査（定検と称す）時の
作業員被ばくの観点より支障をきたすことがあるため、
この線量率の増大をできるかぎり小さくおさえることが
望まれている。沸騰水型原子力発電所においては、この
線量率の増大は次の機構により生ずるうまず、原子炉へ
供給される水（給水）中にはプランｌ造材料の腐食によ
り生成した鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、コバル）（
Ｃｏ）等が含まれている。通常給水中のＦｅは不溶性の
酸化物もしくは水酸化物であり（クラッドと称される）
、ｉ’ＪｉおよびＣ０はイオン成分が大部分を占める。

給水より原子炉に持ち込まれたこれらの不純物は、まず
原子炉炉心部の燃料棒表面の原子炉炉心部にクラッドが
付着し、次にＮｉ、ＣＯ等がこの付着クラッドに吸着さ
れる。燃料棒からはウランの核分裂で生ずる中性子線が
発生するため、中性子により吸着されたＮｉおよびＣｏ
が放射化し、１８Ｎｉおよび６０ＣＯの放射性核種とな
る。次にこれら放射性核頂が脱離した後、原子炉−人系
の機器、配管等の内表面に付着し、これらの線量率上昇
に寄与する。

従って、プラントの線を率上昇を低くおさえるには、給
水より原子炉へ持ち込まれるｐｅ、Ｎｉ。

Ｃ０，５の金属不純物を低減するのが有効である。

第４図は、従来よりの沸騰水型原子力発電所の主要系統
溝成を示したものである。燃料棒２を内包しに原子炉圧
力容器１内で発生し之蒸気は、主復水器６にて復水とさ
れた後、復水ポンプ７、復水ろ過器８、復水脱塩器９を
経て、低圧給水ヒータ１０および高圧給水ヒータ１２に
て２００Ｃ前後に加熱されて給水ポンプ１１の力により
給水配管１３から原子炉圧力容器１　ｉＣ戻される。蒸
気の一部はタービン４からタービン油気配管１３および
タービン抽気配管１４によりそれぞれ高圧給水ヒータ１
２および低圧給水ヒータ１０に給水加熱用熱源として送
られ、これらの凝縮水（以後ヒータドレン水と称す）は
、ヒータドレン配管１５からヒータドレンポンプ１６１
Ｃより、復水器７６に戻される。給水へ混入するＦｅの
多くは、タービン抽気配管１３、タービン抽気配管１４
、ヒータドレン配管１５等の鋼管６および復水器６の鋼
材の腐食により復水中に混入するものである。また、高
圧給水ヒータ１２および低圧給水ヒータ１０にＮｉおよ
びＣｏがヒータドレン水に溶出して復水に混入する。従
って、復水器６と低圧ヒータ１０の間の復水ろ過器８に
より非溶解性のクラッドを除去し、復水脱塩器９により
イオン性の不純物を除去している。通常復水ろ過器８は
、陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂の粉末の混
合物をプレコート層として用いたプレコートろ過装置で
あシ、又復水脱塩器９は強酸性陽イオン交換樹脂および
強塩基性陰イオン交換樹脂の混床式脱塩器である。これ
らイオン交換樹脂は温度が高いと劣化するため、復水ろ
過器８および復水脱塩器９は低温の低圧給水ヒーター０
の上流側に設けられている。また一部ではＦｅ不純物量
をさらに減らすため、タービン抽気配管１３、タービン
油気配管１４およびヒータドレン配管１５を炭素鋼から
より耐食性に浸れる低合金鋼としたことが行なわれてい
る。

次に、従来よりの沸騰水型原子力発電所の別のケースと
して第５図に示すものがあげられる　参考文献１）火力
発電技術１会　タービン・発電機講座。第４図において
はヒータドレン水を復水器６に導入しているが、第５図
ではヒータドレン配管１５を低圧給水ヒーター０人口部
に接続し、この部分にて給水と混合している。このよう
にした場合、まず復水器６からタービンドレン水と給水
との混合点までの系統流量が減少する。通常ヒータドレ
ン水Ｒ，量は全給水流量の３０〜４０％程度のため、上
記系統流量を７ｏｙ６＝ｅｏ％に低減できる。また、高
圧給水ヒーター２および低圧検水ヒーター０より流出す
るヒータドレン水は、復水器６内の復水より温度が高い
ため、第４図のようにヒータドレン水を復水器６に導入
させる場合よりも、第５因のように低圧給水ヒータ１０
に近い場所で給水と混合する方が熱損失が小さく全体の
熱効率が良くなる。しかしながら、給水の水質は、ヒー
タドレン水が復水ろ過器８および復水脱塩器９の下流部
にて給水と混合するため、ヒータドレン水中の不純物の
影響を受けることとなっていた。

ここで、クラッド（不溶解性鉄）については、タービン
抽気配管１３、タービン抽気配管１４お・よびヒータド
レン配管１５を耐食性に優れる低合金鋼を使用すること
により、給水のクララドラへ度に増加させることを防げ
た。しかしながら、高圧給水ヒータ１２および低圧給水
ヒータ１０より溶出するＮｉおよびＣＯはそのまま給水
に流入することとなシ、給水中のこ几らの濃度が増大し
ていた。これらの濃度の増大は燃料棒２に付着している
鉄クラツドに吸着させるこれら金属の増大につながり、
従って放射性核種５８　Ｑ　ｏおよびθ０ＣＯの生成量
が増大し、ひいてはプラント線量率を増大させる恐れが
あった。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、ヒータドレン水を給水ヒータ入口部に
供給する沸騰水型原子力発電所においてヒータ）”ｌ／
ン水中のＮｉ、（：ｏｌの不純物により給水の水質を悪
化させ、その結果としてプラントの線量率をｚＪ大させ
ることのない沸騰水型原子力発電所を提供することにあ
る。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、ヒータドレン水を給水と混合する点ま
で移送する系統にＮｉ、Ｃｏイオン等除云用の浄化装置
を設け、ヒータドレン水中のこれらイオンを除去するこ
とにある。さらに、本系統のヒータドレン水の温度によ
り、各温度において好適なイオン除去法を選択すること
に心る。また、°　ヒータドレン水中の各イオン除去に
変えて、ヒータドレン水と給水との混合点よりも下流側
の給水系にイオン除去用の浄化装置を設けることを特徴
としている。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例をｔｔ’第２図により説明する。

本発明では、ヒータドレン配管１５を流動するヒータド
レン水が低圧給水ヒータ１０人口部の給水と混合する地
点とヒータドレンポンプ１６の間にＮｉ、Ｃｏ等のイオ
ン除去用の金属イオン浄化装置１７を設けている。イオ
ン除去用の装置としては以下のものを使用する。

まず、チタン酸化物（ＴｉＣｈ）、ジルコニウム酸化物
（ｚｒｏｚ）、マグネタイト（Ｆｅｓ０４）等の金属酸
化物は、Ｎｉ、Ｃｏ等のイオンを吸着する性質がある。

従って、これらの粉末あるいは粒子を充填した充填塔に
浄化対象の水を流動させ水とこれら金属酸化物を接触さ
せた後、水のみを塔外に流出させることにより金属、イ
オンを除去する装置があげられろうこの装置は３００ｃ
以下の温度で使用するのが好ましく除去係数（＃化前の
水中金属イオン濃度／浄化後の水中金ＦＡ濃度、以下Ｄ
Ｆと称す）が１００程度でイオン吸着容量として０．０
１〜０．０５ｍｅｑ！／ｇｔ−有する。このイオン吸着
容量は、金属凝化物５００Ｋｐを使用した場合、Ｎｌを
１　ｐｐｂを含む水をおよそ３Ｘ１０’ｍ３〜１５Ｘ１
０″ｍ３処理でき、１１００ＭＷｅクラスの沸騰水型発
電所のヒータドレン水をおよそ１〜５週間処理すること
ができ、十分実用できる。

次に、直流電源と接続した陽極および陰極を浄化対象の
水中に浸漬し液中の金属イオンを陰極部に金属として析
出させて除去する装置が上げられる。これについては明
細書（特願昭５６−２０１６３６）に記載されているよ
うに、容器中に一対以筆の陽甑部と陰極部を挿入し、陰
極部を格子状の金属板として、この金属板の上部に直径
１〜５ｍの金属球を多数充填したものが金属イオン除去
効率もよく好適である。本除去装置は１００Ｃ〜２５０
Ｃの温度範囲での使用が好ましく、ＤＦは１０以上が得
られる。通電量の増大に伴い金属イオン除去量が増大し
、容量はイオン交換樹脂等に比べ格段に大きい。

次に、イオン交換樹脂もしくはキレート樹脂を充填した
塔に浄化対象水を通水して処理する装置が上げられる。

これらは、それぞれの場合、ＤＦは１０以上が得られ、
更用土好ましい温度は９０Ｃ以下もしくは１００Ｃ以下
であシ、０．５〜２ｍｅｑ／ｑもしくはｏ、　０５〜０
．１　ｍｅｑ／　ｇの容量を有する。これらの金属イオ
ン除去装置は例えば、復水脱塩９およびその他の浄化装
置への使用実績があり、実用上問題ない。

次に、Ｎ＋、Ｃｏ等の金属イオンと安定なキノートを形
成するオキシンを粒状の活性炭に吸着したもの（以下、
オキシン添着活性炭と称す）を充自 填した塔ｌに浄化対象水を流動させて浄化する浄化装置
があげられる。本装置では１ｏｏｃ以下での使用が好ま
しく、ＤＦは１００以上が得られる。

イオン吸着容量は０．００１〜０．００５　ｍｅｑ　／
　ｇと金属酸化物吸着材の１／１０程度であるが実用可
能である。

以上の各吸着材、除去方法等のＤＦ、使用可能温度およ
び容量をまとめて第１表に示す。

通常の沸騰水型原子力発電所では、低圧給水ヒータ１０
下流すなわちヒータドレンポンプ１６付近のヒータドレ
ン水温度は８００前後としているものが多い。また、こ
の温度は系統設計により多少上昇あるいは下降する。上
述したように各金属イオン除染装置は好ましい使用温度
条件が異なるため、浄化対象のヒータドレン水温度によ
り、各装置を選択することが有効である。すなわち、ヒ
ータドレン水温度を系統設計上９０Ｃとした場合は、金
属酸化物吸着材を使用した装置もしくは金属イオン電析
除去装置を使用し、この温度が９０Ｃ以下とした場合は
、イオン交換樹脂あるいはキレート樹脂を使用した装置
もしくはオキシン添着活性炭を使用した装置を使用する
のが好適である。

第２の実施例を第１図に示す。本実施例では高圧給水ヒ
ータ１２からのヒータドレン水および低圧給水ヒータ１
０からのヒータドレン水のそれぞれを対象に別個の金属
イオン除去装置が設けられている。通常高圧給水ヒータ
１２よりのヒータドレン水は、およそ１０００前後とし
ているものが多く、低圧給水ヒータ１０からのヒータド
レン水温度およそ８０Ｃ前後に比べ高温となっている。

そのため、各温度に好適な金属イオン除去装置を設けて
いる。すなわち、高圧給水ヒータ１２よりのヒータドレ
ン水は、高圧ヒータドレン配管１８と高圧ヒータドレン
ポンプ１９により高温用金属イオン除去装置２０内を流
動して浄化された後、高圧給水ヒータ１２人口部にて給
水と混合される。

一方、低圧給水ヒータ１０よりのヒータドレン水け、低
圧ヒータドレン配管２１と低圧ヒータドレンポンプ２２
により低温用金属イオン除去装置２３内を流動して浄化
された後、低圧ヒータ１０人口部にて給水と混合されて
いる。ここで、高温用金属イオン除去装置２０内の流動
水の温度は９００μ上、低温用金属イオン除去装置２３
内の流動水温度は９０Ｃ以下として、多くの沸騰水型原
子力発電所に適合させている。このように、ヒータドレ
ン水を給水と混合する地点を各給水ヒータごとに分割す
ると、さらに熱損失が小さくなり、また上記２つの混合
点間の治水系の給水流量が混合点を複数とした以前に比
べさらに低減し、この部分の機器配管等の容量を軽減で
きる。金属イオン除去装置としては前述の実施例をふま
え、高温用笠属イオン除去装置２０としては金属酸化物
吸着材を萌用した装置もしくは金属イオン電析除去装置
を使用し、又低温用金属イオン除去装置２３としては、
イオン交換樹脂あるいはキレート交換樹脂？用いたイオ
ン除去装置もしくはオキシン添着活性炭を用いたイオン
除去装置を使用する。

本発明の効果を第２表に示す。

第２表 木表は本発明に適用されヒータドレン水中のＮｉおよび
ＣｏイオンがＤＦ’ｌＯ以上で除去された沸騰水型原子
力発電所と従来からの原子力発電所の給水中のＮｉおよ
びＣＯａ度をそれぞれ比較して示したものでちる。本発
明により、ＮｉおよびＣＯとも２／３に低減されている
。なお、第３の天施例を第３図に示ｒ０／ド実施例では
、ヒータドレン水中のＮ　ｉ　、　ｃｏ等の除去を行う
ことにかえて、ヒータトン／水が給水と混合した後の給
水中の金属イオンを除去するための給水浄化装置２４が
高圧７荀水ヒータ１２下流の給水配管１３の途中に設け
られている。給水ヒータ下流側の給水温度は９０Ｃを越
えるため、給水浄化装置２４として、金属酸化物板Ｊ材
を用いた金属イオン除去装置もしくは金属イオン４析除
去装置を用いる。

本実施例によっても、１１ム記２つの実施例と同様の効
果が１１られる。

〔発明の効果〕

本発明によれば１．ｍ　、ｙ中のＮｉおよびＣ０ｇ度を
従来の２／３程度に低減することができ、従って原子炉
炉心部に待らこ−まれるこれら核種も２／３程度となる
。従って、これら核種が放射化して生ずる”Ｃａｂよび
６０　ＣＯを同様に低減でき、プラントのｄ量率の上昇
も低くおざえることができる。

従って、プラントの定検時の作業員被ばくも低減でき、
さらにプラントの深守等が容易となりプラントの信頼性
も同上する。

【図面の簡単な説明】

第１図、第２図および第３図は本発明の実、！壱例に示
す沸騰水型原子力発電所の主要系統図、第４図および第
５図は従来からの、ｉ、ｌ１ＩｐＪ水型原子力発電所の
主要系統図である。 ｌ・・・原子炉圧力容器、４・・・タービン、６・・・
復水器、１０・・・低圧給水ヒータ、１２・・・高圧１
３水ヒータ、１３・・・給水配管、１３・・・タービン
抽気配管、１４・・・タービン抽気配管、１５・・・ヒ
ータドレン配管、１７・・・金属イオン除去装置、１８
・・・高圧ヒータドレン配管、２０・・・高温用金属イ
オン除去装置、２１・・・低圧ヒータドレン配管、２３
・・・低温用金属゛、ノ 第１図 第２図 第３図 第４図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉炉心部にて発生した蒸気をタービンに導きタ
   ービンおよびこれに連結された発電機を駆動後、本蒸気
   を復水器にて復水とし、この復水を給水として給水ヒー
   タにて加熱後原子炉炉心部に給供する沸騰水型原子力発
   電所で、発生蒸気の一部を給水ヒータの熱源として利用
   しこの熱源蒸気の凝縮水も前記復水あるいは給水と混合
   して原子炉炉心部に給供する沸騰水型原子力発電所にお
   いて、給水ヒータ熱源蒸気凝縮水を復水あるいは給水と
   の混合点へ移送する系統に本凝縮水中のニッケル、コバ
   ルトおよびその他の金属イオン除去用の浄化装置を設け
   ることを特徴とした沸騰水型原子力発電プラント。 ２、ヒータ熱源蒸気凝縮水中のニッケル、コバルトおよ
   びその他の金属イオン除去用に、浄化対象の給水ヒータ
   熱源蒸気凝縮水温度が９０℃以上ではチタン酸化物（Ｔ
   ｉＯ＿２）あるいはジルコニウム酸化物（ＺｒＯ＿２）
   もしくはマグネタイト（Ｆｅ＿３Ｏ＿４）等の金属酸化
   物をイオン吸液材として使用した金属イオン吸着除去装
   置、又は直流電源と接続した陽極および陰極を液中に浸
   漬し液中の金属イオンを陰極部に金属として析出させて
   除去する金属イオン電析除去装置もしくはこれらの両者
   の組み合せを用い、前記温度が９０℃以下ではイオン交
   換樹脂あるいはキレート樹脂により金属イオンを吸着し
   て除去する金属イオン除去装置、又は活性炭にオキシン
   を吸着させたものにより金属イオンを吸着して除去する
   金属イオン除去装置もしくはこれら装置を組み合わせた
   ものを用いた請求範囲第１項記載の沸騰水型原子力発電
   プラント。 ３、給水ヒータ数を複数としかつ給水ヒータ加熱蒸気凝
   縮水と復水あるいは給水との混合点を、各混合点へ前記
   凝縮水を移送する系統の温度が９０℃以上と９０℃以下
   の場合の複数とし、この温度が９０℃以上では金属酸化
   物を使用した金属イオン吸着除去装置あるいは金属イオ
   ン電析除去装置を用い、又前記系統の温度が９０℃以下
   ではイオン交換樹脂あるいはキレート樹脂を用いた金属
   イオン除去装置もしくはオキシンを活性炭に吸着させた
   ものを用いた金属イオン除去装置を用いた請求範囲第２
   項記載の原子力発電プラント。 ４、給水ヒータ熱源蒸気凝縮水を復水あるいは給水との
   混合点に移送する系統に金属イオン除去用の装置を設け
   ることに変えて、給水を前記混合点より原子炉炉心部へ
   移送する系統に請求範囲第２項記載の金属酸化物をイオ
   ン吸着材として用いた金属イオン吸着除去装置もしくは
   金属イオン電析除去装置を設けることを特徴とした請求
   範囲第１項記載の原子力発電プラント。