JPS61202193A - 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】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水型原子力発電所プラントに係り、特にタ
ービン復水系の復水脱塩装置等を改良した原子力発電プ
ラントに関する。

〔発明の技術的背景〕

従来、この種の沸騰水型原子力発電プラントは第３図に
示すように、タービン復水系へと、放射性廃棄物処理設
備の高電導度廃液系Ｂおよび濃縮廃液系Ｃとを有する。

すなわち、タービン復水系Ａにおいては、復水器２と給
水加熱器４との間に再生式復水脱塩装置３を介装し、復
水の脱塩処理を行なって原子炉１への給水の水質を維持
している。

この再生式復水脱塩装置３は薬液再生方式を採用してお
り、破過したイオン交換樹脂を薬液再生するための復水
脱塩装置再生設備５を併設している。

再生式復水脱塩装置３の脱塩処理運転は、低圧復水ポン
プ６の駆動により復水を透過させることにより行なうが
、この復水処理を行なうに従い、再生式復水脱塩装置３
のイオン交換能力が徐々に低下して行く。しかし、ター
ビン復水器冷却水（海水）の織入事故に対処できるよう
に、相当のイオン交換能力を残した状態でイオン交換樹
脂を復水脱塩装置再生設備５により薬液再生する。また
、再生に使用された薬液は再生廃液として放射性廃棄物
処Ｉｌ！設備の高電導度廃液系Ｂへ排出される。

この高電導度廃液系Ｂは、前記再生廃液ど、管理区域内
床面に溢れた廃液を収集した床ドレンおにび管理区域内
分析室ドレンであるホットラボドレンとを収集、処理す
る系統であり、収集タンク７、濃縮装置８、中間タンク
９、廃液脱塩装置１０１サンプルタンク１１および廃液
中和装置１２を有する。

本系統Ｂは、先ず収集タンク７内に収集した前り中和処
理した後、加熱蒸気を熱源とげる濃縮装置８にて蒸発濃
縮処理を行なう。その後、蒸発水は中間タンク９を経由
した廃液脱塩袋＠１０にて脱塩処理した後、サンプルタ
ンク１１に収集し、水質分析後補給水として回収もしく
は発電プラント外へ放出する。一方、濃縮廃液は濃縮廃
液系Ｃへ移送する。

この濃縮廃液系Ｃは前記濃縮廃液を一定期間貯蔵し、放
射能を減衰させる系統であり、濃縮廃液タンク１３およ
びポンプ１４を有する。本系統Ｃで貯蔵、減衰された濃
縮廃液は、固化設楢にて、固化処理もしくは安定化処理
される。

ところで、原子力発電プラントにおける放射性廃液処理
としては、一般にろ通説塩処理方式と、蒸発濃縮処理方
式とがある。この２方式の選択は経済性を考慮して、処
理対象廃液の導電率を基準とする。すなわち、設備費に
ついては、ろ通説塩処理方式の方が蒸発濃縮処理方式に
比して約１１５と安価であるが、処理対象廃液の導電率
が高まるにつれ多量のイオン交換樹脂を消費し、運転コ
ス１〜が高騰Ｊ−る。第４図は前記２方式について処理
対象廃液の導電率とコストとの関係をそれぞれ示すグラ
フであり、横軸は処理対象廃液導電率を、縦軸は設備費
と運転費を含めたコストをそれぞれ示している。すなわ
ち、ろ過器塩処理方式は導電率に比例してコスト高とな
り、蒸発濃縮方式は導電率の値に拘らずコストは一定で
ある。しかも、導電率が約７００　Ｉｔ　Ｓ　／　ｃｍ
未満の廃液についてはろ逸脱塩処理が、それ以上の廃液
については蒸発濃縮処理がより経済的であることを示し
ている。

次に、先行沸騰水型１１００ＭＷｅＡプラントの運転実
績による高電導度廃液系各廃液の導電率および年間発生
量を次表に示す。この表にＪ：ると、高電導度廃液の総
括導電率が１５００〜２０００μＳ　／　ｃｍ程度であ
るので、第４図を勘案すれば従来の高電導度廃液処理に
は、蒸発濃縮処理方式がより経済的であったことが明ら
かである。

〔背景技術の問題点〕

このような事情を考慮すると、従来の高電導度廃液系Ｂ
の廃液性状では、蒸発濃縮処理方式が最適であった。

しかしながら、高電導度廃液の蒸発濃縮処理は、濃縮廃
液の持つ強い腐食性により、過去においては濃縮装置の
腐食故障が頻繁に生じる等信頼性が低かった。また、近
年ではこのような腐食故障防止のために耐食性に優れた
非常に高価な材料を系統に使用しており、このために、
かえって設備費が高騰するという傾向にあった。

また、本方式では加熱処理を要するため系統の起動等に
時間を要したり、待機運転を必要とする等運転性が悪く
、しかも発電プラントの全使用量の２５％を占める加熱
蒸気を必要とする等、運転費の高騰を招いていた。

〔発明の目的〕

本発明はこれらの事情に鑑みてなされたもので、高電導
度廃液の性状を改善する水処理装置を有し、従来例に比
して信頼性、運転性が向上し、しかも、設備費、運転費
を低減させる原子力発電プラントを提供覆ることを目的
とする。

〔発明の概要〕

本発明は従来例の問題点が、復水ＩＢ２塩装置の再生廃
液が高電導度廃液の導電率を高めていたことに起因して
いる点に着目してなされたもので、次のように構成され
る。タービン復水系と放射性廃棄物処理設備どを有する
原子力発電プラントにおいて、上記タービン復水系のタ
ービン復水器と給オン交換樹脂の再生処理を行なわずに
未使用品と交換可能に構成した非再生式復水脱塩装置を
介装し、上記放射性廃棄物処理設備にて高電導度廃液の
脱塩処理を行なう廃液脱塩装置へ上記非再生式復水脱塩
装置から使用済イオン交換樹脂を排出させると共に、こ
のイオン交換樹脂を充填した廃液脱塩装置にて高電導度
廃液の脱塩処理を行なうようにしたことにある。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を第１図および第２図に基づいて
説明する。なお、第１図および第２図中、第３図と同一
部分には同一符号を付してその重複した部分の説明は省
略する。

第１図は本発明に係る沸騰水型の原子力発電プラントの
一実施例におけるタービン復水系Ａおよび放射性廃棄物
処理設備の高電導度廃液系Ｂを示す。

タービン復水系Ａはタービン復水器２に給水加熱器４を
接続する復水配管の途中に介装した非再−〇　　　　− 生成復水脱塩装置２０により、復水の脱塩処理を行なう
。本実施例にお（）るこの非再生式復水脱塩装置２０は
非再生方式を採用しており規定水はを脱塩処理した時点
で、使用済のイオン交換樹脂を全量排出し、未使用の新
品のイオン交換樹脂に交換することで脱塩処理能力を回
復させる。したがって、この非再生式復水脱塩装＠２０
からは従来の再生式復水脱塩装置３（第３図参照）のよ
うに薬液再生処理時に生じていた再生廃液は発生しなく
なる。

また、非再生式復水脱塩装置２０より排出される使用済
イオン交換樹脂は、海水リーク等の異常事態を考虞して
、脱塩処理能力を用尺せずに、一般に相当の脱塩処理能
力を残しておく。そして、この使用済イオン交換樹脂を
放射性廃棄物処理設備の高電導度廃液系Ｂにて再使用す
る。

一方、放射性廃棄物処理設備の高電導度廃液系Ｂは床ド
レンおよびホットラボドレンのみを収集、処理する系統
であり、主に収集タンク７、ろ過装置２１、廃液脱塩装
置２２、ザンプルタンク１１−　　　ｂ　　　　− を有する。

前記非再生式復水脱塩装置２０より排出された使用済イ
オン交換樹脂は、高電導度廃液系Ｂの廃液脱塩装置２２
もしくは低電導痕廃液系の脱塩装＠（図示省略）へ移送
、充填されて再使用される。

この高電導度廃液系Ｂの運転は、収集タンク７に収集し
た廃液を収集ポンプ２３にてろ過装置２１および廃液脱
塩装＠２１をそれぞれ透過させてろ過膜塩処理した後、
サンプルタンク１１内に収容し、水質分析後、サンプル
ポンプ２４によりプラント内にて再使用するか、もしく
は外部に放出する。

また、ろ過装置２１で捕捉された懸濁物と、廃液脱塩装
置２２にて発生ずる破過した使用済イオン交換樹脂とは
、それぞれ貯蔵減衰させた後、焼却もしくは同化、安定
化処理をそれぞれ行なう。

そして、高電導度廃液系Ｂの廃液は床ドレンおよびホッ
トラボドレンであるため、前記表によれば、導電率は４
０〜４００μＳ　／　ｃｍ稈度である。したがって、第
４図より明らかなように高電導度廃液系Ｂの廃液処理に
おいては、本実施例で行なうろ逸脱塩処理の方が経済的
である。

すなわち、本実施例では腐食の問題を持つ従来例の濃縮
装置８（Ｍ３図参照）等を省略することにより腐食事故
を確実に防止でき、高電導度廃液系Ｂの信頼性を向上す
ることができる。また、タービン復水系Ａの非再生式復
水脱塩装Ｎ　２０においては、繁雑な薬液再生操作が不
要となるほか、放射性廃棄物処理設備においても、中和
前処理を不要とし、しかも、ろ逸脱塩処理が常湿で行な
い得るため起動、停止等負荷追従が容易となる等運転性
を向上できる。

さらに、第３図で示す従来例の復水脱塩装置３のイオン
交換樹脂を再生するための再生装置５と高電導度廃液系
Ｂの濃縮装置８とその下流の中間タンク９、中間ポンプ
、濃縮前処理用中和装置１２および濃縮廃液系Ｃの濃縮
廃液タンク１３、ポンプ１４等を省略することができ、
設備費を大幅に低減することができる。

さらにまた、本実施例は、濃縮装＠８と、これ８に供給
する加熱用の加熱蒸気を省略できる等、設備費、運転費
共に大幅なコスト低減を図ることができる。しかも、高
電導度廃液系Ｂにおいて処理コストの多くを占めるイオ
ン交換樹脂に、非再生復水脱塩装置２０にて使用された
ものを再使用しているために、一層のロス１〜低減を図
ることができる。

第２図は本発明の他の実施例の要部を示しており、本実
施例がＭ１図で示す実施例と異なる主要な点は非再生式
復水脱塩装＠２０と廃液脱塩装置２２とを接続する配管
の途中に、受【」タンク３０および受けポンプ３１を介
装したことにある。

すなわち、本実施例では非再生式復水脱塩装置２０から
排出される使用済のイオン交換樹脂は一旦受けタンク３
０へ移送されて一時保管される。

その後必要に応じて受けポンプ３１の駆動により、この
使用後のイオン交換樹脂を高電導度廃液系Ｂの廃液脱塩
装置２２へ移送し充填される。廃液脱塩装置２２はこの
使用済のイオン交換樹脂の残余の脱塩処理能力により廃
液の脱塩処理を行なう。

したがって、本実施例によれば、非再生式１ｕ水脱塩装
置２０からの使用済イオン交換樹脂の排出時に限らず、
廃液脱塩装置２２の必要に応じて受けタンク３０から使
用済イオン交換樹脂を導入することができる。

〔発明の効果） 以上説明したように、本発明の原子力発電プラントは、
タービン復水系と放射性廃棄物処理設備とを有する原子
力発電プラントにおいて、上記タービン復水系のタービ
ン復水器と給水加熱器とを接続する復水配管の途中に使
用済イオン交ｊｆＩ！樹脂の再生処理を行なわずに未使
用品と交換可能に構成した非再生式復水脱塩装置を介装
し、上記放射性廃棄物処理設備にて高電導度廃液の脱塩
処理を行なう廃液脱塩装置へ上記非再生式復水脱塩装置
から使用済イオン交換樹脂を排出させると共に、このイ
オン交換樹脂を充填した廃液脱塩装置にて高電導度廃液
の脱塩処理を行なうようにした。

したがって、本発明によれば、放射性廃棄物処理設備の
高電導度廃液系では、廃液の蒸発濃縮処即方式からろ通
説塩処理方式に変更することができ、蒸発濃縮処理工程
およびその設備を省略することができる。これにより、
従来例による系統の腐食事故を防止して系統の信頼性お
よび運転性を向上させるど共に、設備費および運転費を
含めて大幅なコスト低減を図ることができる等優れた効
果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子力発電プラントの一実施例の要部
を示す系統図、第２図は本発明の他の実施例の要部を示
す系統図、第３図は従来例の要部゛系統図、第４図は処
理対象廃液の導電率による処理コストを示すグラフであ
る。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・タービン復水器、３
・・・再生式復水脱塩装置、４・・・給水加熱器、５・
・・復水脱塩装置再生設備、６・・・低圧復水ポンプ、
７・・・収集タンク、８・・・濃縮装置、９・・・中間
タンク、廃液脱塩装置、１１・・・サンプルタンク、１
２・・・中和装置、２０・・・非再生式復水脱塩装置、
２１・・・ろ過装置、２２・・・廃液脱塩装置、３０・
・・受りタンク、Ａ・・・タービン復水系、Ｂ・・・放
射性廃棄物処理設備高電導度廃液系。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、タービン復水系と放射性廃棄物処理設備とを有する
   原子力発電プラントにおいて、上記タービン復水系のタ
   ービン復水器と給水加熱器とを接続する復水配管の途中
   に、使用済イオン交換樹脂の再生処理を行なわずに未使
   用品と交換可能に構成した非再生式復水脱塩装置を介装
   し、上記放射性廃棄物処理設備にて高電導度廃液の脱塩
   処理を行なう廃液脱塩装置へ上記非再生式復水脱塩装置
   から使用済イオン交換樹脂を排出させると共に、このイ
   オン交換樹脂を充填した廃液脱塩装置にて高電導度廃液
   の脱塩処理を行なうようにした原子力発電プラント。 ２、非再生式復水脱塩装置は使用済イオン交換樹脂を一
   時保管する受けタンクを介して廃液脱塩装置へ排出する
   ように構成されている特許請求の範囲第１項に記載の原
   子力発電プラント。