JPS6223840B2 - - Google Patents
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- JPS6223840B2 JPS6223840B2 JP55015858A JP1585880A JPS6223840B2 JP S6223840 B2 JPS6223840 B2 JP S6223840B2 JP 55015858 A JP55015858 A JP 55015858A JP 1585880 A JP1585880 A JP 1585880A JP S6223840 B2 JPS6223840 B2 JP S6223840B2
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- Japan
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- reactor
- water
- rhr
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- pump
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physical Water Treatments (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉の冷却装置に係り、特に原子炉
停止時のみに使用する残留熱除去系統（以下
RHR系統と略す。）を投入したときにRHR系統内
のクラツドが炉水内に持ち込まれないようにする
のに好適な冷却装置に関するものである。
停止時のみに使用する残留熱除去系統（以下
RHR系統と略す。）を投入したときにRHR系統内
のクラツドが炉水内に持ち込まれないようにする
のに好適な冷却装置に関するものである。
RHR系統は、原子炉の稼動中は待機状態と
し、原子炉を停止したときに原子炉を冷却した
り、あるいは、非常時の安全確保のために設けら
れているものである。ところで、この系統には炭
素鋼よりなる配管が用いられており、待機中は、
冷却水（本発明では保管水という。）を満水して
静止させた状態にして保管するのが一般的であ
る。このため、待機中に鉄やコバルト等の腐食生
成物が保管水中に溶出しており、原子炉停止によ
りRHR系統投入時に、この保管水をそのままに
しておくと、RHR系統投入と同時に高濃度の鉄
やコババルト等のクラツドが炉水内に持ち込ま
れ、炉水の透明度が低下し、燃料交換作業に困難
をきたすようになる。さらに、持ち込まれた鉄や
コバルトは、原子炉浄化系統によつても容易に除
去されないので、炉内にたい積することになる。
そのため、原子炉起動後に、これらのクラツドが
燃料棒表面に付着して放射化し、プラントの放射
線量率の上昇の原因になる。
し、原子炉を停止したときに原子炉を冷却した
り、あるいは、非常時の安全確保のために設けら
れているものである。ところで、この系統には炭
素鋼よりなる配管が用いられており、待機中は、
冷却水（本発明では保管水という。）を満水して
静止させた状態にして保管するのが一般的であ
る。このため、待機中に鉄やコバルト等の腐食生
成物が保管水中に溶出しており、原子炉停止によ
りRHR系統投入時に、この保管水をそのままに
しておくと、RHR系統投入と同時に高濃度の鉄
やコババルト等のクラツドが炉水内に持ち込ま
れ、炉水の透明度が低下し、燃料交換作業に困難
をきたすようになる。さらに、持ち込まれた鉄や
コバルトは、原子炉浄化系統によつても容易に除
去されないので、炉内にたい積することになる。
そのため、原子炉起動後に、これらのクラツドが
燃料棒表面に付着して放射化し、プラントの放射
線量率の上昇の原因になる。
次に、第１図に示した原子炉一次系の概要系統
図を用いて従来技術について説明する。第１図に
おいて、１は原子炉圧力容器、２は再循環配管、
３は再循環ポンプで、配管２とポンプ３で圧力容
器１内の炉水を強制循環する再循環系統を構成し
ている。ところで、上記した問題を解決するた
め、従来は、再循環系統に並設した吸込側配管
４、RHRポンプ５、熱交換器６より構成された
RHR系統を投入する場合は、RHRテストライン
７を用い、圧力抑制室８のプール水を使用して
RHRポンプ５でテスト運転を行つてフラツシン
グ状態にして洗い、その後、補給水系配管９より
脱塩水を供給して、これと置換するようになし、
なお、置換による排出水は、ブローダウンライン
１０よりラドウエスト系に導びき、処理するよう
にしていた。
図を用いて従来技術について説明する。第１図に
おいて、１は原子炉圧力容器、２は再循環配管、
３は再循環ポンプで、配管２とポンプ３で圧力容
器１内の炉水を強制循環する再循環系統を構成し
ている。ところで、上記した問題を解決するた
め、従来は、再循環系統に並設した吸込側配管
４、RHRポンプ５、熱交換器６より構成された
RHR系統を投入する場合は、RHRテストライン
７を用い、圧力抑制室８のプール水を使用して
RHRポンプ５でテスト運転を行つてフラツシン
グ状態にして洗い、その後、補給水系配管９より
脱塩水を供給して、これと置換するようになし、
なお、置換による排出水は、ブローダウンライン
１０よりラドウエスト系に導びき、処理するよう
にしていた。
しかし、この方法によれば、RHRポンプ５に
よるテスト運転時に、RHR系統の汚れた保管水
がRHRテストライン７を経て圧力制御室８に入
り、プール水を汚す。ところで、現在のところ、
圧力抑制室８内のプール水を浄化する装置を設け
てないため、圧力抑制室８の保守点検や補修を行
うときの作業性を悪くする原因になつている。
よるテスト運転時に、RHR系統の汚れた保管水
がRHRテストライン７を経て圧力制御室８に入
り、プール水を汚す。ところで、現在のところ、
圧力抑制室８内のプール水を浄化する装置を設け
てないため、圧力抑制室８の保守点検や補修を行
うときの作業性を悪くする原因になつている。
一方、上記によりRHR系統が脱塩水で置換さ
れたときは、この脱塩水が復水貯蔵タンク水であ
るため、溶存酸素濃度が飽和濃度となつており、
３〜9ppmに達している。ところで、実機プラン
トでの調査によれば、RHR系統投入時にこの溶
存酸素が高濃度の脱塩水が圧力容器１内に入る
と、炉水中の溶存酸素濃度が一時的に高温度炉水
中で0.2ppm以上の高濃度になることが明らかに
なつており、このような条件では、原子炉一次系
を構成しているオーステナイトスチレン鋼の鋭敏
化部分において、応力腐食割れの感受性を高める
という問題を生じる。
れたときは、この脱塩水が復水貯蔵タンク水であ
るため、溶存酸素濃度が飽和濃度となつており、
３〜9ppmに達している。ところで、実機プラン
トでの調査によれば、RHR系統投入時にこの溶
存酸素が高濃度の脱塩水が圧力容器１内に入る
と、炉水中の溶存酸素濃度が一時的に高温度炉水
中で0.2ppm以上の高濃度になることが明らかに
なつており、このような条件では、原子炉一次系
を構成しているオーステナイトスチレン鋼の鋭敏
化部分において、応力腐食割れの感受性を高める
という問題を生じる。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、この目
的とするところは、原子炉停止により残留熱除去
系統を投入するとき、投入前に残留熱除去系統内
の冷却材を浄化することができる原子炉の冷却装
置を提供することにある。
的とするところは、原子炉停止により残留熱除去
系統を投入するとき、投入前に残留熱除去系統内
の冷却材を浄化することができる原子炉の冷却装
置を提供することにある。
本発明の特徴は、原子炉停止時にRHR系統を
原子炉圧力容器に投入する前に上記RHR系統内
の冷却材を真空脱気装置を有する主復水器と復水
脱塩装置からなる脱気装置および脱塩装置を含む
系統を通して循環させる手段を具備した構成とし
て、上記冷却材を浄化するとともに、溶存酸素濃
度を低減するようにした点にある。
原子炉圧力容器に投入する前に上記RHR系統内
の冷却材を真空脱気装置を有する主復水器と復水
脱塩装置からなる脱気装置および脱塩装置を含む
系統を通して循環させる手段を具備した構成とし
て、上記冷却材を浄化するとともに、溶存酸素濃
度を低減するようにした点にある。
以下本発明を第２図、第５図に示した実施例お
よび第３図、第４図を用いて詳細に説明する。
よび第３図、第４図を用いて詳細に説明する。
第２図は本発明の装置の一実施例を示す系統図
である。第２図において、第１図と同一部分は同
じ符号で示し、第１図を用いて説明したものは、
その説明を省略する。
である。第２図において、第１図と同一部分は同
じ符号で示し、第１図を用いて説明したものは、
その説明を省略する。
原子炉を停止したときは、給水系の弁１１が閉
となり、主復水器１２のホツトウエル水１３は、
復水ポンプ１４により復水脱塩装置１５に導びか
れ、ここで浄化された後給水加熱器１６を通つ
て、パルプ１７、給水再循環ライン１８を介して
主復水器１２に戻る。この時点では、主復水器１
２の真空度を真空装置１９により高真空度に維持
しておく。これにより、ホツトウエル水１３や復
給水が脱気され、100ppb以下の低溶存酸素濃度
水となる。そこで、本発明においては、吸込側配
管４、RHRポンプ５、熱交換器６より構成され
たRHR系統の吸込配管４の部分を復水脱塩装置
１５の出口側に配管２０で弁２１を介して接続
し、また、熱交換器６の出口側を配管２２により
弁２３を介して弁１１の主復水器１２側の給水配
管２４に接続し、原子炉停止時にRHR系統を原
子炉圧力容器１に投入する前に、RHR系統内の
保管水を６−２２−２３−２４−１８−１２−１
３−１４−１５−２０−２１−４−５−６の経路
で強制循環させるようにした。この場合、弁２
５，２６は閉としておく。
となり、主復水器１２のホツトウエル水１３は、
復水ポンプ１４により復水脱塩装置１５に導びか
れ、ここで浄化された後給水加熱器１６を通つ
て、パルプ１７、給水再循環ライン１８を介して
主復水器１２に戻る。この時点では、主復水器１
２の真空度を真空装置１９により高真空度に維持
しておく。これにより、ホツトウエル水１３や復
給水が脱気され、100ppb以下の低溶存酸素濃度
水となる。そこで、本発明においては、吸込側配
管４、RHRポンプ５、熱交換器６より構成され
たRHR系統の吸込配管４の部分を復水脱塩装置
１５の出口側に配管２０で弁２１を介して接続
し、また、熱交換器６の出口側を配管２２により
弁２３を介して弁１１の主復水器１２側の給水配
管２４に接続し、原子炉停止時にRHR系統を原
子炉圧力容器１に投入する前に、RHR系統内の
保管水を６−２２−２３−２４−１８−１２−１
３−１４−１５−２０−２１−４−５−６の経路
で強制循環させるようにした。この場合、弁２
５，２６は閉としておく。
これにより、RHR系統の熱交換器６や配管系
が洗浄され、また、その洗浄水は主復水器１２で
脱気され、復水脱塩装置１５で浄化される。した
がつて、この状態で数時間運転すると、RHR系
統内の保管水は、浄化され、かつ、脱気された冷
却水で置換され、しかも、配管内のクラツドはほ
とんど除去される。このようにして、RHR系統
の洗浄が完了したら、弁２１，２３を閉とし、
RHR系統の原子炉圧力容器１への投入準備完了
後、弁２５，２６を開とし、RHRポンプ５を駆
動して、RHR系統を投入し、炉水を熱交換器６
で冷却して再び圧力容器１に戻す循環を継続し
て、原子炉を冷却する。
が洗浄され、また、その洗浄水は主復水器１２で
脱気され、復水脱塩装置１５で浄化される。した
がつて、この状態で数時間運転すると、RHR系
統内の保管水は、浄化され、かつ、脱気された冷
却水で置換され、しかも、配管内のクラツドはほ
とんど除去される。このようにして、RHR系統
の洗浄が完了したら、弁２１，２３を閉とし、
RHR系統の原子炉圧力容器１への投入準備完了
後、弁２５，２６を開とし、RHRポンプ５を駆
動して、RHR系統を投入し、炉水を熱交換器６
で冷却して再び圧力容器１に戻す循環を継続し
て、原子炉を冷却する。
上記した本発明の実施例によれば、RHR系統
の保管状態で生成したクラツドを復水浄化系で浄
化できるので、RHR系統投入により、炉内に持
ち込まれるクラツドが少なくなり、炉水の透明度
を維持できる。また、従来のように、保管水をラ
ドウエストにブローダウンする必要がないので、
ラドウエスト処理の負荷を大幅に軽減できる。さ
らに、保管水を圧力抑制室８（第１図参照）に落
す量が減少するため、プール水の汚れを低減でき
る。しかも、主復水器１２で脱気された冷却水で
RHR系統内の保管水が置換されるので、RHR系
統投入時に圧力容器１内の高温炉水（約180℃）
中の溶存酸素濃度が0.2ppm以上になることがな
い。
の保管状態で生成したクラツドを復水浄化系で浄
化できるので、RHR系統投入により、炉内に持
ち込まれるクラツドが少なくなり、炉水の透明度
を維持できる。また、従来のように、保管水をラ
ドウエストにブローダウンする必要がないので、
ラドウエスト処理の負荷を大幅に軽減できる。さ
らに、保管水を圧力抑制室８（第１図参照）に落
す量が減少するため、プール水の汚れを低減でき
る。しかも、主復水器１２で脱気された冷却水で
RHR系統内の保管水が置換されるので、RHR系
統投入時に圧力容器１内の高温炉水（約180℃）
中の溶存酸素濃度が0.2ppm以上になることがな
い。
第３図は本発明の効果を説明するための炉水温
度と炉水クラツド（鉄）濃度との関係を示す線図
で、原子炉を停止（Ａ点）すると、炉水温度が低
下するにしたがつて鉄濃度が変化するが、従来の
場合は、実線Ｃのように、RHR系統投入（Ｂ
点）と同時に鉄濃度が1ppmまで上昇し、その後
原子炉浄化系統（図示せず）によつて漸次減少す
る。これに対して上記した本発明の実施例によれ
ば、破線Ｄのように、RHR系統投入により特に
鉄濃度が増加することがなく、炉水温度の低下に
より多少鉄濃度が増加するだけであり、炉水の透
明度が損われることがない。炉水の透明度が低下
した場合、炉水中での作業を可能とするための浄
化系統によるいわゆる水すましの待時間が数〜数
十時間必要であるが、本発明によれば、上記した
事実から、それを著しく短縮することができる。
度と炉水クラツド（鉄）濃度との関係を示す線図
で、原子炉を停止（Ａ点）すると、炉水温度が低
下するにしたがつて鉄濃度が変化するが、従来の
場合は、実線Ｃのように、RHR系統投入（Ｂ
点）と同時に鉄濃度が1ppmまで上昇し、その後
原子炉浄化系統（図示せず）によつて漸次減少す
る。これに対して上記した本発明の実施例によれ
ば、破線Ｄのように、RHR系統投入により特に
鉄濃度が増加することがなく、炉水温度の低下に
より多少鉄濃度が増加するだけであり、炉水の透
明度が損われることがない。炉水の透明度が低下
した場合、炉水中での作業を可能とするための浄
化系統によるいわゆる水すましの待時間が数〜数
十時間必要であるが、本発明によれば、上記した
事実から、それを著しく短縮することができる。
第４図は炉水温度と溶存酸素濃度との関係を示
す線図で、原子炉運転時のＡ点においては、炉水
の溶存酸素濃度が0.2ppm程度であるが、従来の
場合は、Ａ点で原子炉を停止し、Ｂ点でRHR系
統を投入すると、実線Ｆで示すように、急激にに
溶存酸素濃度が上昇し、ピーク点においては、鋭
敏化したオーステナイトステンレン鋼の応力腐食
割れの感受性を高める領域（斜線を引いてある領
域）Ｇに入つてしまう。これに対して、本発明に
よれば、破線Ｈのように、溶存酸素濃度の増大が
なく、原子炉の再運転時に感受性領域Ｇをさけた
運転が可能となり、応力腐食割れ防止上非常に有
効である。
す線図で、原子炉運転時のＡ点においては、炉水
の溶存酸素濃度が0.2ppm程度であるが、従来の
場合は、Ａ点で原子炉を停止し、Ｂ点でRHR系
統を投入すると、実線Ｆで示すように、急激にに
溶存酸素濃度が上昇し、ピーク点においては、鋭
敏化したオーステナイトステンレン鋼の応力腐食
割れの感受性を高める領域（斜線を引いてある領
域）Ｇに入つてしまう。これに対して、本発明に
よれば、破線Ｈのように、溶存酸素濃度の増大が
なく、原子炉の再運転時に感受性領域Ｇをさけた
運転が可能となり、応力腐食割れ防止上非常に有
効である。
第５図は本発明の他の実施例を示す系統図で、
第１図、第２図と同一部分は同じ符号で示し、説
明を省略する。第５図においては、配管４、
RHRポンプ５、熱交換器６よりなるRHR系統の
配管４の部分を、RHR系統に並設してあるポン
プ２７、熱交換器２８、過脱塩装置２９よりな
る原子炉浄化系統の過脱塩装置２９の出口側に
配管３０で弁２１を介して接続し、また、熱交換
器６の出口側を配管２２により弁２３を介してポ
ンプ２７の吸込側に接続し、原子炉停止時に
RHR系統を原子炉圧力容器１に投入する前に、
RHR系統内の保管水を原子炉浄化系統を通して
強制循環させるようにした。このようにしても、
RHR系統保管時に発生したクラツドを原子炉浄
化系統で除去でき、RHR系統投入時に水が汚
れるのを防止できる。また、その他の効果も第２
図の場合と同様である。
第１図、第２図と同一部分は同じ符号で示し、説
明を省略する。第５図においては、配管４、
RHRポンプ５、熱交換器６よりなるRHR系統の
配管４の部分を、RHR系統に並設してあるポン
プ２７、熱交換器２８、過脱塩装置２９よりな
る原子炉浄化系統の過脱塩装置２９の出口側に
配管３０で弁２１を介して接続し、また、熱交換
器６の出口側を配管２２により弁２３を介してポ
ンプ２７の吸込側に接続し、原子炉停止時に
RHR系統を原子炉圧力容器１に投入する前に、
RHR系統内の保管水を原子炉浄化系統を通して
強制循環させるようにした。このようにしても、
RHR系統保管時に発生したクラツドを原子炉浄
化系統で除去でき、RHR系統投入時に水が汚
れるのを防止できる。また、その他の効果も第２
図の場合と同様である。
以上説明したように、本発明によれば、原子炉
停止により残留熱除去系統を投入するときに、投
入前に残留熱除去系統内の冷却材を浄化し、かつ
溶存酸素濃度を低減できるので、投入時に炉水の
汚れおよび溶存酸素濃度が増大しないようにでき
るという効果がある。
停止により残留熱除去系統を投入するときに、投
入前に残留熱除去系統内の冷却材を浄化し、かつ
溶存酸素濃度を低減できるので、投入時に炉水の
汚れおよび溶存酸素濃度が増大しないようにでき
るという効果がある。
第１図は従来技術を説明するための原子炉一次
系の概略系統図、第２図は本発明の冷却装置の一
実施例を示す系統図、第３図、第４図は本発明の
効果を説明するための線図、第５図は本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、４……吸込配管、５…
…RHRポンプ、６……熱交換器、１２……主復
水器、１３……ホツトウエル水、１４……復水ポ
ンプ、１５……復水脱塩装置、１９……真空ポン
プ、２０……配管、２１……弁、２２……配管、
２３……弁、２４……給水配管、２７……ポン
プ、２８……熱交換器、２９……過脱塩装置、
３０……配管。
系の概略系統図、第２図は本発明の冷却装置の一
実施例を示す系統図、第３図、第４図は本発明の
効果を説明するための線図、第５図は本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、４……吸込配管、５…
…RHRポンプ、６……熱交換器、１２……主復
水器、１３……ホツトウエル水、１４……復水ポ
ンプ、１５……復水脱塩装置、１９……真空ポン
プ、２０……配管、２１……弁、２２……配管、
２３……弁、２４……給水配管、２７……ポン
プ、２８……熱交換器、２９……過脱塩装置、
３０……配管。
Claims (1)
- １ 原子炉停止時に前記原子炉を冷却する残留熱
除去系統よりなる冷却装置において、前記残留熱
除去系統を原子炉圧力容器に投入する前に前記残
留熱除去系統内の冷却材を浄化するとともに溶存
酸素濃度を低減させるため該冷却材を真空脱気装
置を有する主復水器と復水脱塩装置からなる脱気
装置および脱塩装置を含む系統を通して循環させ
る手段を具備していることを特徴とする原子炉の
冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1585880A JPS56112690A (en) | 1980-02-12 | 1980-02-12 | Nuclear reactor cooling device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1585880A JPS56112690A (en) | 1980-02-12 | 1980-02-12 | Nuclear reactor cooling device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56112690A JPS56112690A (en) | 1981-09-05 |
| JPS6223840B2 true JPS6223840B2 (ja) | 1987-05-25 |
Family
ID=11900492
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1585880A Granted JPS56112690A (en) | 1980-02-12 | 1980-02-12 | Nuclear reactor cooling device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56112690A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0753189B2 (ja) * | 1988-11-29 | 1995-06-07 | 株式会社タカラ | 感応装置 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6048716B2 (ja) * | 1976-01-07 | 1985-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉配管の腐食防止方法 |
| JPS5941155B2 (ja) * | 1976-11-10 | 1984-10-04 | 株式会社東芝 | 原子炉停止時冷却装置 |
-
1980
- 1980-02-12 JP JP1585880A patent/JPS56112690A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56112690A (en) | 1981-09-05 |
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