JPS6285897A - 沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法Info
- Publication number
- JPS6285897A JPS6285897A JP60224885A JP22488585A JPS6285897A JP S6285897 A JPS6285897 A JP S6285897A JP 60224885 A JP60224885 A JP 60224885A JP 22488585 A JP22488585 A JP 22488585A JP S6285897 A JPS6285897 A JP S6285897A
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- Japan
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- water
- reactor
- concentration
- impurity concentration
- water supply
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- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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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
Landscapes
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
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。
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、沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法
に係り、特に給水系のクラッド濃度を最適にコントロー
ルすることによって再循環系に、）５りるイＡン状放射
能を低く抑えるための制御方法に関づる。
に係り、特に給水系のクラッド濃度を最適にコントロー
ルすることによって再循環系に、）５りるイＡン状放射
能を低く抑えるための制御方法に関づる。
沸騰水型原子炉（Ｂ Ｗ Ｒ）ブラン１−では、第４図
に示すように原子炉１からの蒸気がタービン２に供給さ
れ、タービン２で仕串をした蒸気は復水器３内で復水と
４７る。この復水は復水濾過器４にて浄化され、ざらに
復水脱塩器５を経て浄化された後、給水加熱器６で加温
され、原子炉に導入される。
に示すように原子炉１からの蒸気がタービン２に供給さ
れ、タービン２で仕串をした蒸気は復水器３内で復水と
４７る。この復水は復水濾過器４にて浄化され、ざらに
復水脱塩器５を経て浄化された後、給水加熱器６で加温
され、原子炉に導入される。
このように従来の原子炉給水系においては、給水４中の
クラッドを低減させるために復水濾過器４および復水脱
塩器５により給水からクラッドを除去していた。そして
従来は、第３図に示すように、給水中のクラッドが少な
い程、鉄を主成分としたクラッド放射能の生成が少なく
なるとの観点から給水中のクラッドをできる限り少なく
づる方法が採られていた。
クラッドを低減させるために復水濾過器４および復水脱
塩器５により給水からクラッドを除去していた。そして
従来は、第３図に示すように、給水中のクラッドが少な
い程、鉄を主成分としたクラッド放射能の生成が少なく
なるとの観点から給水中のクラッドをできる限り少なく
づる方法が採られていた。
しかしながら、近年のニッケル合金製配管多用のプラン
１〜では、給水中のクラッドを極端に少なくすると、ク
ラッドによるイオン状放射能の吸着除去陪下Ｊ５よび共
析除去降下が低減し、原子炉の再循環系にお【ノるイオ
ン放射能が増大する結果、再循環系配管などの再循環系
構造物の内表面部にイオン状放射能が蓄積されることが
判った。その結果、原子炉再循環系の点検時に、その点
検作業を行なう作業者の被曝を回避するために、メンテ
ナンスコストの上昇を来たす問題点が生じた。
１〜では、給水中のクラッドを極端に少なくすると、ク
ラッドによるイオン状放射能の吸着除去陪下Ｊ５よび共
析除去降下が低減し、原子炉の再循環系にお【ノるイオ
ン放射能が増大する結果、再循環系配管などの再循環系
構造物の内表面部にイオン状放射能が蓄積されることが
判った。その結果、原子炉再循環系の点検時に、その点
検作業を行なう作業者の被曝を回避するために、メンテ
ナンスコストの上昇を来たす問題点が生じた。
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原
子炉の再循１フ系におけるイオン状放射能イ４ ’１５
を低減させ、点検時に＋５ Ｌノる被曝を低減させるこ
とかで・きる沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方
法を提供することを目的とする。
子炉の再循１フ系におけるイオン状放射能イ４ ’１５
を低減させ、点検時に＋５ Ｌノる被曝を低減させるこ
とかで・きる沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方
法を提供することを目的とする。
〔発明の概要）
上記の１」的を達成するために、本発明に係る沸騰水型
原子炉給水系の不純物濃度制御方法で１よ、沸ｊ渣水型
原子炉の給水系中の鉄濃度とニッケル淵１９との比（Ｆ
ｅ／Ｎｉ）を２以上となるように制御することを特徴と
している。
原子炉給水系の不純物濃度制御方法で１よ、沸ｊ渣水型
原子炉の給水系中の鉄濃度とニッケル淵１９との比（Ｆ
ｅ／Ｎｉ）を２以上となるように制御することを特徴と
している。
以下、本発明の一実滴例を図面に基づいて説明する。
第１図は本発明に係る制御方法を実施するための給水系
のフ［１−を示づ。なお、基本的な系統は第４図に示す
従来の構成と変らないので、図の該当個所に同一符号を
付してその説明を省略する。
のフ［１−を示づ。なお、基本的な系統は第４図に示す
従来の構成と変らないので、図の該当個所に同一符号を
付してその説明を省略する。
この実施例の系統では、原子炉１に給水が導入される０
４の給水系の糸路途中に濁度計７を設り、これによって
検出したクラッド１１１１１からＦｅ１ｌが分析され、
濃度が算出されるようにしている。
４の給水系の糸路途中に濁度計７を設り、これによって
検出したクラッド１１１１１からＦｅ１ｌが分析され、
濃度が算出されるようにしている。
この算出値からＦｅａ度と別途にイオンクロスト計８に
より測定されるＮ ｉ ＋１Ｊ度との比（Ｆｅ／Ｎｉ）
計算機９により締出され、この算出値が、設定値（Ｆｅ
／Ｎ１＝２＞以下となったとき、バイパス系路１０の途
中に設けられたバイパス弁９の開指令信号が出力される
とともに設定値（１：ｅ／Ｎ１＝２）とＦｅ／Ｎｉのり
〕出値との偏ｍ ニＭづいてバイパス弁１１の開度が調
整されるようになっている。この結果、給水中のクラッ
ドは復水濾過器４で捕捉されることなく、給水過熱器６
を鋒て原−ｒ炉１に供給されるとともにバイパス弁１１
の開度調整によって所定のクラッド濃度以下の給水が原
子炉１に供給される。また、同様にバイパス弁１３の開
度の調整によっても復水脱塩器５でクラッドが捕捉され
ることなく所定のクラッド濃度を（ワることができる。
より測定されるＮ ｉ ＋１Ｊ度との比（Ｆｅ／Ｎｉ）
計算機９により締出され、この算出値が、設定値（Ｆｅ
／Ｎ１＝２＞以下となったとき、バイパス系路１０の途
中に設けられたバイパス弁９の開指令信号が出力される
とともに設定値（１：ｅ／Ｎ１＝２）とＦｅ／Ｎｉのり
〕出値との偏ｍ ニＭづいてバイパス弁１１の開度が調
整されるようになっている。この結果、給水中のクラッ
ドは復水濾過器４で捕捉されることなく、給水過熱器６
を鋒て原−ｒ炉１に供給されるとともにバイパス弁１１
の開度調整によって所定のクラッド濃度以下の給水が原
子炉１に供給される。また、同様にバイパス弁１３の開
度の調整によっても復水脱塩器５でクラッドが捕捉され
ることなく所定のクラッド濃度を（ワることができる。
また、このようなバイパス弁１１またはバイパス弁１２
の開度による不純物濃度制御方法とともに、または単独
に次のような方法によっても給水中の不純物濃度を制御
するようになっている。づなわら、濁度計７によって測
定されたクラッド濃度からＦｅ１度が分析されその濃度
が口出される。
の開度による不純物濃度制御方法とともに、または単独
に次のような方法によっても給水中の不純物濃度を制御
するようになっている。づなわら、濁度計７によって測
定されたクラッド濃度からＦｅ１度が分析されその濃度
が口出される。
またイオンクロスｌ−ｆｆ＋８によってＮｉｌｌＪ度が
分析され、その濃度が口出される。この口出値から「ｅ
濃度とＮｉ淵瓜との比Ｆｅ／Ｎｉが算出され、Ｆｅ／Ｎ
ｉの算出値が設定値（Ｆｅ／Ｎ ｉ ＝２）以下にな
ったとき、鉄の酸化物または鉄の水酸化物を水中に懸濁
さＵｏたタンク１３から給水管に接続された配管の途中
に設けられた鉄性入用バルブ１４への開指令信号が出力
されるとともに、設定値（Ｆｅ／Ｎ１＝２）とＦｅ／Ｎ
ｉの算出値との偏差値に基づいて鉄性入用バルブ１４の
開度が調整される。
分析され、その濃度が口出される。この口出値から「ｅ
濃度とＮｉ淵瓜との比Ｆｅ／Ｎｉが算出され、Ｆｅ／Ｎ
ｉの算出値が設定値（Ｆｅ／Ｎ ｉ ＝２）以下にな
ったとき、鉄の酸化物または鉄の水酸化物を水中に懸濁
さＵｏたタンク１３から給水管に接続された配管の途中
に設けられた鉄性入用バルブ１４への開指令信号が出力
されるとともに、設定値（Ｆｅ／Ｎ１＝２）とＦｅ／Ｎ
ｉの算出値との偏差値に基づいて鉄性入用バルブ１４の
開度が調整される。
このようにして給水中のＰｃ／Ｎｉを２以上にりること
によって炉水中に＋３いて１ ．２＋ ＩＩ ＋Ｆｅ ２０３ ＋ ト−１２０−＋Ｎ
ｉ Ｆｅ ２ ０ ４ −１−２ ト１
・・・ ・・・ （１）
６０ＣＯ２１＋Ｆｅ２Ｏ３＋１−１２０→６０ＣＯＦｅ
Ｏ＋２１−１＋ ２４ ・・・・・・（２）で示される反応
が進行し、６０Ｃｏ２”のイオン放射能が低減される。
によって炉水中に＋３いて１ ．２＋ ＩＩ ＋Ｆｅ ２０３ ＋ ト−１２０−＋Ｎ
ｉ Ｆｅ ２ ０ ４ −１−２ ト１
・・・ ・・・ （１）
６０ＣＯ２１＋Ｆｅ２Ｏ３＋１−１２０→６０ＣＯＦｅ
Ｏ＋２１−１＋ ２４ ・・・・・・（２）で示される反応
が進行し、６０Ｃｏ２”のイオン放射能が低減される。
この点は５８ＣＯの場合も同様である。この場合、給水
中のＦ’ｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放射能濃度との関係
は、第２図に示７−ように、Ｆｅ／Ｎｉが２よりも低い
領域では炉水中のイオン放射能濃度が高いが、給水中の
Ｆｅ／Ｎｉが２以上のとぎは炉水中のイオン放射性濃度
が低いことが認められた。したがって、給水中のＦｅ／
Ｎｉを２以−［に制御することによって、炉水中のイオ
ン放射能濃度が低くなるので、原子炉再循環系のイオン
状放射能の蓄積が大巾に低減されるものである。
中のＦ’ｅ／Ｎｉと炉水中のイオン放射能濃度との関係
は、第２図に示７−ように、Ｆｅ／Ｎｉが２よりも低い
領域では炉水中のイオン放射能濃度が高いが、給水中の
Ｆｅ／Ｎｉが２以上のとぎは炉水中のイオン放射性濃度
が低いことが認められた。したがって、給水中のＦｅ／
Ｎｉを２以−［に制御することによって、炉水中のイオ
ン放射能濃度が低くなるので、原子炉再循環系のイオン
状放射能の蓄積が大巾に低減されるものである。
なお、第１図に示す実施例ではバイパス系路１０および
バイパス弁１１を設けており、このバイパス系路１０ま
たはバイパス弁１１を給水が流通することが多くなるの
で復水濾過器４および復水脱塩器５の寿命を延ぼりこと
ができる。
バイパス弁１１を設けており、このバイパス系路１０ま
たはバイパス弁１１を給水が流通することが多くなるの
で復水濾過器４および復水脱塩器５の寿命を延ぼりこと
ができる。
（発明の効果）
以上のように本発明によれば、給水系のクラッド濃度を
最適にコン１−ロールすることによって炉水中のイオン
放射性濃度が低減し、このため再循環系にお【プるイオ
ン状放射能の蓄積が低減され、再循環系の点検時におけ
る作業者の被曝を大巾に低減させることができる。
最適にコン１−ロールすることによって炉水中のイオン
放射性濃度が低減し、このため再循環系にお【プるイオ
ン状放射能の蓄積が低減され、再循環系の点検時におけ
る作業者の被曝を大巾に低減させることができる。
第１図は本発明を実施づ−るための洲風水ケ′！原子炉
の給水系のフロー図、第２図は給水系のＦｃ！／Ｎｉと
炉水中のイオン放割牲濃磨との関係を承りグラフ、第３
図は給水系のクラッドと炉水中の放射能濃度との関係を
示すグラフ、第４図は沸騰水型原子炉の給水系のフロー
図である。 １・・・原子炉、２・・・タービン、３・・・復水器、
４・・・復水濾過器、５・・・復水脱塩器、６・・・給
水加熱器、７・・・濁度計、８・・・イオンクロスト計
、９・・・Ｓ１紳機、１０・・・バイパス系路、１１・
・・バイパス弁、１３・・・タンク、１４・・・鉄性入
用バルブ。 出願人代理人 波 多 野 久第 ｆ 目 ＨＯ，０／ ０．１ ／２ □ 矛な木、中のＦＣ／Ａ／を 第 ２ 図 ？１ □ 鉛水中のフラッド 第 ３ 目
の給水系のフロー図、第２図は給水系のＦｃ！／Ｎｉと
炉水中のイオン放割牲濃磨との関係を承りグラフ、第３
図は給水系のクラッドと炉水中の放射能濃度との関係を
示すグラフ、第４図は沸騰水型原子炉の給水系のフロー
図である。 １・・・原子炉、２・・・タービン、３・・・復水器、
４・・・復水濾過器、５・・・復水脱塩器、６・・・給
水加熱器、７・・・濁度計、８・・・イオンクロスト計
、９・・・Ｓ１紳機、１０・・・バイパス系路、１１・
・・バイパス弁、１３・・・タンク、１４・・・鉄性入
用バルブ。 出願人代理人 波 多 野 久第 ｆ 目 ＨＯ，０／ ０．１ ／２ □ 矛な木、中のＦＣ／Ａ／を 第 ２ 図 ？１ □ 鉛水中のフラッド 第 ３ 目
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、沸騰水型原子炉の給水系中の鉄濃度とニッケル濃度
との比（Ｆｅ／Ｎｉ）を所定値以上となるように制御す
ることを特徴とする沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度
制御方法。 ２、給水系中のＦｅ／Ｎｉが所定値以下となったときに
給水系路内に鉄の酸化物の懸濁液、鉄の水酸化物の懸濁
液を注入させる特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原
子炉給水系の不純物濃度制御方法。 ３、給水系に設置される復水濾過器と復水脱塩器に対す
るバイパス系路を設け、給水系中のＦｅ／Ｎｉが所定値
以下となつたときに給水を前記バイパス系路内に流通さ
せる特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉給水系
の不純物濃度制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60224885A JPS6285897A (ja) | 1985-10-11 | 1985-10-11 | 沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60224885A JPS6285897A (ja) | 1985-10-11 | 1985-10-11 | 沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6285897A true JPS6285897A (ja) | 1987-04-20 |
Family
ID=16820688
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60224885A Pending JPS6285897A (ja) | 1985-10-11 | 1985-10-11 | 沸騰水型原子炉給水系の不純物濃度制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6285897A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62233796A (ja) * | 1986-04-04 | 1987-10-14 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの放射能低減方法及び原子力プラント |
| US4927598A (en) * | 1987-09-09 | 1990-05-22 | Hitachi, Ltd. | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity |
| US11690520B2 (en) | 2018-06-20 | 2023-07-04 | Samsung Electronics Co., Ltd. | Apparatus and method for measuring bio-information |
-
1985
- 1985-10-11 JP JP60224885A patent/JPS6285897A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62233796A (ja) * | 1986-04-04 | 1987-10-14 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの放射能低減方法及び原子力プラント |
| US4927598A (en) * | 1987-09-09 | 1990-05-22 | Hitachi, Ltd. | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity |
| US11690520B2 (en) | 2018-06-20 | 2023-07-04 | Samsung Electronics Co., Ltd. | Apparatus and method for measuring bio-information |
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