JPS61120992A - 沸騰水型原子力発電所 - 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
ントの脱塩装置から発生する廃棄物を低減しかつ廃棄物
処理設備を縮少するのに好適な沸騰水型原子力発電所に
関する。

［発明の背景］ 沸騰水型原子力発電所では、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時の作業量被ばく
が増大す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。この線量率は原子炉へ供
給される水中に含まれている不純物Ｆａ、Ｎｉ、Ｇｏが
多ければ増大するとされており、この観点から各種浄化
装置を用いて厳重な水質管理がなされている。しかしな
がら、これら浄化装置からは運転に伴い、多量の放射性
廃棄物が発生し、それらの量はプラント全体から発生す
る量の約５０％にも適する。したがって、これら浄化系
からの廃棄物発生量を低減することが重要である。

第９図は、従来よりの沸騰水型原子力発電所の主要系統
構成を示したものである。燃料棒２を内包した原子炉１
内で発生した蒸気は、主蒸気管３よりタービン４に導入
され、タービン４およびこれに結合された発電器５を駆
動したあと、復水器６内のチューブ１７によって冷却さ
れ復水とされた後、復水ポンプ７、復水ろ過器８．復水
脱塩器２７を経て、低圧給水ヒータｌＯおよび高圧給水
ヒータ１２にて２００℃前後に加熱されて給水ポンプ１
１の力により給水配管■３から原子炉圧力容器１に戻さ
れる。蒸気の一部はタービン４からタービン抽気配管１
３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１２および低圧給水ヒータ１０に給水加熱源用熱
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１６により、復水器６に
戻される。復水へ混入する不純物としては、タービン抽
気配管１３および１４ヒータドレン配管１６等の鋼管お
よびタービン４復水器６の鋼材の腐食により発生するＦ
ａ、Ｎｉ、Ｇｏ等、さらに復水器チューブ内を流れてい
る海水のリークによるＣ１等である。そのため、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
の不成物を除却し、復水脱塩器２７によりイオン性の不
純物を除去している１通常復水ろ過器８は１粒状の陽イ
オン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂を粉末状にした混合
物を、多数の孔を有する円筒状ホールダ外周をナイロン
系でまいたエレメントにプリコート層、そのプリコート
層により不純物を除去する装置である。復水脱塩器２７
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
樹脂を混合したものをディープペットに入れた樹脂層に
より不純物を除去する装置である。

復水脱塩器２７は復水器６内のチューブ１７から冷却用
海水がリークしたとしてもプラント出力運転を維持する
という考え方から、イオン交換能力を消耗した樹脂を薬
品により再生する再生方式が採用され陰イオン交換樹脂
と陽イオン交換樹脂を混合充填した樹脂数ｒｒｌ″／塔
の脱塩塔数基から構成されている。この復水脱塩器２７
の樹脂再生は、複本給水ラインの汚染を避けるため復水
脱塩器２７より樹脂を取り出し、別途再生する塔外再生
方式が一般的である。

第１０図は上記従来の塔外再生方式による復水脱塩器２
７の再生系統を示したものである。復水脱塩塔１８の脱
塩性能の低下したイオン交換樹脂はイオン交換樹脂再生
塔２８に移送され、注入される用水２０、空気２１によ
り、イオン交換樹脂は比重差に応じて陰イオン交換樹脂
２９と陽イオン交換樹脂３０に分離される。分離された
陰イオン交換樹脂２９は陰イオン交換樹脂再生塔３１に
移送される。イオン交換樹脂再生塔２８で陽イオン交換
樹脂３０は硫酸により再生され、陰イオン交換樹脂再生
塔３１で、陰イオン交換樹脂２９は苛性ソーダ３２で再
生される。再生樹脂は樹脂混合塔２３に移送され、ここ
で陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合した後、
再び復水脱塩塔１８に充填される。

このようにして再生されたイオン交換樹脂は、経年的な
脱塩性能の低下等のため、年々イオン交換容量が減少す
るため、約５年で樹脂交換をしていた。′また、陽イオ
ン交換樹脂３ｏの再生に使用した硫酸と、陰イオン交換
樹脂２９の再生に使用した苛性ソーダは混合し、硫酸ナ
トリウムとじて濃縮器による処理が実施されていた。

これらの再生に伴って発生する再生廃液の廃棄物等は沸
騰水型原子力発電所全体で発生する量の約２０％にも達
すること、さらに、再生に伴なう設備を種々必要として
いた。

［発明の目的］ 本発明の目的は、ヒータドレン水を復水器あるいは給水
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
、廃棄物発生量を低減するとともに、廃棄物処理設備を
小規模化する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、ヒータドレン水を復水器あるいは給水
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
、復水器チューブにチタン等の耐食材を採用あるいはタ
ービン抽気配管やヒータドレン配管等に１　１／４）Ｃ
ｒ−１／２Ｍｏ鋼を復水器等には耐候物鋼等の耐食材を
採用することにより、復水の導電率を低下させた上で、
さらに、非再生型イオン交換樹脂を充填した脱塩器を設
けたことにより、廃棄物発生量を低減し、廃棄物処理設
備を低減したこと特徴とする。

また、復水脱塩器の非再生化に対しては以下の考え方か
ら導きだされた。

復水脱塩器が再生式のイオン交換樹脂を樹脂を充填して
いた主な理由は、復水器からの海水リークを想定し、海
水リークが発生した時でも脱塩塔樹脂を再生しながら継
続運転が可能になるように設計されていた。しかし、火
力プラントも含めて機器製造技術の向上やプラント管理
の徹底により、復水器の海水リークの頻度並びにその海
水リーク量は近年低下しており、更にチューブのチタン
化、管板への溶接取り付は方等の採用により増々海水リ
ークは生じ難くなってきている。表２に火力および原子
力の海水リーク実績を示す。従来のアルミニウム製チュ
ーブの場合、１本／１万本年でチタンチューブの場合４
本７３６万本年以下である。

チタンチューブは近年使用され始めたため使用本数が未
だ低いがさらに運転年数増加により確率は下がるとみら
れる。原子力の復水器のチューブ約７万本でありチタン
チューブのリーク率見とうしから海水リークの頻度は約
数年に１回ぐらいになる。さらに、タービン廻りの材質
面上等の効果により、復水脱塩器のイオン負荷がほとん
ど無くなってきている。表３および４に沸騰水型原子力
発電所において復水の導電率を示す。復水器チューブを
チタンとしさらにタービン廻りの材質を向上しているＡ
、８両プラントにおいて復水脱塩器の入口導電率は通常
時０．０６〜０．０７　／Ａ　Ｓ／Ｃ１ｌであり、起動
時は０．１μｓ　／　ｃ＋ｓである。これらのことを考
慮すると、非再生型イオン交換樹脂を使用する方式とす
ることは充分可能である。万一海水リークが発生した場
合にはイオン交換樹脂の交換で対処することができる。

再生型イオン交換樹脂の交換頻度は先に記しているよう
に、そのイオン交換容量の経年的劣化から約５年として
いる。ここでは、非再生とした場合のイオン交換樹脂の
交換頻度を指定する。表３および４に示しているプラン
トの実績から評価すると、図１１および１２に示すよう
に陰イオン交換樹脂と陽イオン交換樹脂の比が１／２の
場合前音は２年、後者は４年の交換頻度となり、再生す
る場合のそれと顕著な差がない。

［発明の実施例］ 以下、本発明の一実施例を第１図に示す。

原子炉［内で発生した蒸気は、主蒸気管３よりタービン
４に導入され、タービン４およびこれに結合された発電
器５を駆動したあと、復水器６内のチューブ１７によっ
て冷却され復水とされた後、復水ポンプ７、復水ろ過器
８．非再生型復水脱塩器９を経て、低圧給水ヒータ１０
および高圧給水ヒータにて２００℃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に戻される。蒸気の一部はタービン４からタービン
抽器配管１３およびタービン抽器配管１４によりそれぞ
れ高圧給水ヒータ１２および低圧給水ヒータ１０に給水
加熱源熱源として送られ、これらの凝縮水（以後ヒータ
ドレン水と称す）は、タービンドレン配管１６により、
復水器６に戻される。

さらに、復水器チューブチタン等に耐食材を使　−用す
ることにより、従来よりも復水脱塩器のイオン負荷を低
減したことを特徴としている。

次に、非再生型復水脱塩装置の再生系統は以下のように
なる。復水脱塩塔１８の交換年度時点さて使用したイオ
ン交換樹脂は１分離混合塔１９に移送され、注入される
用水２０、空気２１により、イオン交換樹脂孔比較差に
応じて分離される。、陰イオン交換樹脂か交換年度時点
に達している場合は経路２２を通り収集タンク２４へ、
陽イオン交換樹脂が交換年度時点に達している場合は経
路２３を通り収集タンクへ移送される。廃棄されたイオ
ン交換樹脂の方の再生清新樹脂を分離混合塔２８に入れ
、混合した後、再び復水脱塩塔１８に充填される。

本発明の効果を表１釦こ示す。従来の再生型復水脱塩器
を適用しているｓｍ木型原子力発電所と本発明の復水器
チューブの材料対策と非再生型復水脱塩器を適用したそ
れとの比較を示す。１１００ＭＷｅの原子力発電所と対
象として比較した例である０本発明により、薬品再生廃
液発生量はＬ５００ｎｉ’／年からゼロに、低減される
ほか陰イオン交換樹脂薬品再生塔や再生廃液濃縮装置の
削除が可能となる利点がある。

第２の実施例を第３図に示す。第１図において復水器６
に耐候性鋼、ヒータドレン配管１５．タービン抽気配管
１３．１４、給水ヒータ１０゜１２の胴体に１　１／４
）Ｃｒ−１／２Ｍｏｌｌｌを適用し、従来よりも復水脱
塩器のイオン負荷を低減したことを特徴としている。本
実施例によっても。

前記の実施例と同様の効果が得られる。

第３の実施例を第４図に示す。第１図においてヒータド
レン水を復水器６に導入していたが、第２図ではヒータ
ドレン配管１５を低圧給水ヒータ入口部に接続し、この
部分にて給水と混合している。本実施例によっても、前
記の実施例と同様の効果が得られる。

第４の実施例を第５図に示す。第２図においてヒータド
レン水をフィルター２５により浄化するシステムとした
ものである。本実施例によっても、前記の実施例と同様
の効果が得られる。

第５の実施例を第６図に示す。第２図において復水ろ過
器８として中空系膜フィルタ２６を適用したものである
。本実施例によっても、前記の実施例と同様の効果が得
られる。

第６の実施例を第７図に示す。第４図において復水ろ過
器８として中空系フィルタ２６を適用したものである。

本実施例によっても、前記の実施例と同様の効果が得ら
れる。

第７の実施例を第８図に示す。第５図において復水ろ過
器８として中空系フィルタ２６を適用したものである。

本実施例によっても、前記の実施例と同様の効果が得ら
れる。

［発明の効果］ 本発明によれば、復水脱塩器再生廃液をゼロとすること
、薬品再生系統の設備小規模化することさらに再生廃液
嘉縮器を削除することができる。

したがって、沸騰水型原子力発電所から発生する廃棄物
の種類および発生量を低減でき、さらに、設備コストを
低減することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図及び第２図は本発明の実施例を示す沸騰水型原子
力発電所の主要系統図及び復水脱塩器廻りの系統を示す
。第３図から第８図までは、本発明の応用例を示す沸騰
水型原子力発電所の主要系統図である。第９図及び第１
０図は従来からの沸騰水型原子力発電所の主要系統図及
び復水脱塩器廻りの系統を示す。第１１図及び第１２図
は陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂のイオン交換
容量の経年的変化を示したものである。 符号の説明 １・・・原子炉、４・・・タービン、６・・・復水器、
８復水ろ過器、９・・・非再生型復水脱塩器、１３・・
・給水配管、１４・・・タービン抽気配管、１５・・・
ヒータドレン配管、１７・・・復水器チューブ、１８・
・・復水脱塩塔、１９・・・分層混合塔、２４・・・収
集タンク、２５・・・フィルター、２６・・・中空系フ
ィルター、２７・・・復水脱塩器、２８・・・イオン交
換樹脂再生塔、２９・・・陰イオン交換樹脂、３０・・
・陽イオン交換樹脂、３１・・・陰イオン交換樹脂再生
塔、３３・・・樹脂混合塔 ｒｖ）線掛の浄書（内容に変更なし） 表１ 明λｕ１書゛の浄書（内容（こ変更に乙）表２ 明細書の浄官（内容に変更なし） 表３　各プラント復水系における導電率（通常運転中）
表４　各プラント復水系における導電率（起動時）蓑１
　復水ろ過器入口 纂２　復水脱塩器入口 図面の浄書（内容に変更なし） ＄２　口′ ＄ｆ図 第７　固 第　１０　　固 茅　ｌｔ　　目 サイクシ拳ζ 茅　１２　　目 ライク）Ｌ−杖

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉で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、この復水をプリコートによって形成され
   る粉状イオン交換樹脂層を有したろ過器と粒状イオン交
   換樹脂が充填された脱塩器によりろ過脱塩後、さらに給
   水として給水ヒータにて加熱後原子炉に供給する沸騰水
   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（ヒータドレン）
   も前記復水器に戻し復水と混合あるいは前記脱塩器の下
   流側に戻し給水と混合して原子炉に供給する沸騰水型原
   子力発電所において、復水器チューブにチタン等の耐食
   材を適用し管板を溶接構造とするなど海水リーク確率を
   減少させた復水器と、かつ前記脱塩器として再生済イオ
   ン交換樹脂を充填し薬品再生設備を持たない脱塩器を設
   けたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所。 ２、原子炉で発生した蒸気をタービンに導きタービンに
   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、この復水をプリコートに
   よって形成される粉状イオン交換樹脂層を有したろ過器
   と粒状イオン交換樹脂が充填された脱塩器によりろ過脱
   塩後、さらに給水として給水ヒータにて加熱後原子炉に
   供給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（
   ヒータドレン）も前記復水器に戻し復水と混合あるいは
   前記脱塩器の下流側に戻し給水と混合して原子炉に供給
   する沸騰水型原子力発電所において、復水器に耐候性鋼
   、ヒータドレン配管、タービン抽気配管、給水加熱器胴
   体等に１（１／４）Ｃｒ−（１／２）Ｍｏ鋼を適用し、
   かつ前記脱塩器として再生済イオン交換樹脂を充填し薬
   品再生設備を持たない脱塩器を設けたこととを特徴する
   沸騰水型原子力発電所。 ３、原子炉で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、この復水をプリコートによって形成され
   る粉状イオン交換樹脂層を有したろ過器と粒状イオン交
   換樹脂が充填された脱塩器によりろ過脱塩後、さらに給
   水として給水ヒータにて加熱後原子炉に供給する沸騰水
   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（ヒータドレン）
   も前記復水器に戻し復水と混合あるいは前器脱塩器の下
   流側に戻し給水と混合して原子炉に供給する沸騰水型原
   子力発電所において、前記ろ過器として中空系膜フィル
   タを設置し、かつ前記脱塩器として再生済イオン交換樹
   脂を充填し薬品再生設備を持たない脱塩器を設けたこと
   を特徴とする沸騰水型原子力発電所。