JPH0631817B2 - 沸騰水型原子力プラント - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明はヒータドレン回収ラインを備えた沸騰水型原子
力プラント(以下、ＢＷＲプラントと称す)に関する。

〔従来の技術〕

ＢＷＲ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（以下、定検と称す）時の
作業員被曝の観点より支障をきたすので、この線量率の
増加を極力低くおさえることが望まれている。

ＢＷＲプラントにおいては線量率の増加は次の機構によ
り生ずる。

まず、原子炉へ供給される給水中にはプラント構造材料
の腐食により生成した鉄(Ｆｅ)，ニツケル(Ｎｉ)，コバ
ルト(Ｃｏ)等の腐食生成物(クラツド）が含まれてい
る。これらクラツドが原子炉に持込まれ、このクラッド
が燃料被覆管の沸騰表面に付着する。この付着中に燃料
棒からの放射線により放射化しそれぞれ⁵⁴Ｍｎ,⁵⁸Ｃ
ｏ，⁶⁰Ｃｏになる。これら放射性クラツドの燃料からの
はく離により原子炉一次系の機器・配管の内表面に付着
し線量率上昇の原因となる。

従つてプラントの線量率を低く抑えるには給水より持込
まれるクラツドの低域が有効である。しかしながら、最
近上記クラツドのうち鉄クラツドを極端に低くした場合
は、鉄クラツドにともなつて燃料棒に吸着されるＮｉ，
Ｃｏが付着しなくなり、結果として原子炉水の放射能濃
度を上昇してしまうことが判明した。

特開昭62−85897 号公報記載の「沸騰水型原子炉給水系
の不純物濃度制御方法」は上記の事実から給水中のＦｅ
／Ｎｉ比を調整することにより、炉水の放射能を低下す
るとしている。つまり下式からＦｅ／Ｎｉ比を２以上と
する手段を示している。

Ｎｉ²⁺＋Ｆｅ₂Ｏ₃＋Ｈ₂Ｏ→NiFe₂O₄＋２Ｈ^２ …(1)⁶⁰ Ｃｏ²⁺＋Ｆｅ₂Ｏ₃＋Ｈ₂Ｏ→⁶⁰CoFe₂O₄＋２Ｈ⁺…(2) 上式により⁶⁰Ｃｏは燃料棒の鉄クラツド(Fe₂O₄)と結合
し、炉水の⁶⁰Ｃｏは低下する。このことは⁵⁸Ｃｏにおい
ても同様である。

Ｆｅ／Ｎｉ比を給水で２以上とするため、復水器で発生
したクラツドを復水浄化系(復水フイルタ又は、復水脱
塩器)のバイパスにより給水鉄濃度を増加させる方法又
は、給水系へ鉄クラツドを注入する設備を設けることと
している。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術は、放射能上昇抑制のため、Ｆｅ／Ｎｉ比
を任意に変更する能力は有するが、以下において問題が
あつた。

(1)Ｆｅ／Ｎｉ比を２以上にするために復水浄化系のう
ち復水フイルターをバイパスした場合は、十分な鉄供給
量を確保するためには、復水脱塩器のクラツドリークを
期待せねばならず、脱塩器の除鉄性能はプラントにより
６０〜９５％と一定におらず、一定量必要な時期に得る
ことはできない。

(2)上記要因を取り除くため、復水フイルターバイパス
のほかに、復水脱塩器のバイパスも考えられるが、この
場合、復水器内海水冷却管破断事故等の場合、海水が直
接原子炉内へ流れ込むことなり、回復不能の損傷を原子
炉に与える可能性がある。

(3)上記復水浄化系バイパスによる鉄濃度上昇のほかに
鉄クラツドを直接給水系へ注入する方法がある。

この場合は、他の障害がなく注入することが出来るが、
鉄注入設備系統が必要となりプラント系統構成が複雑に
なるばかりか、後述するようにプラント運転寿命４０年
間にわたり必要な設備でもないため、遊休設備となる。

本発明の目的は、設備を増大することなしに給水鉄濃度
を制御して、放射線被爆を低減できるＢＷＲプラントを
提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するために、本発明は、原子炉、タービ
ン、復水器、復水浄化装置、低圧給水ヒータ、及び高圧
給水ヒータを備えた沸騰水型電子力プラントにおいて、
前記復水浄化装置は、復水ろ過装置と、その下流側に位
置する復水脱塩器とからなり、前記低圧給水ヒータのド
レン水を前記復水ろ過装置と復水脱塩器との間に戻す第
１のラインと、該ドレン水を該復水脱塩器の下流側に戻
す第２のラインとを備えると共に、前記第１及び第２の
ラインの夫々に流量調整弁を備えたものである。

〔作用〕

本発明にそれば、第２のラインを経由して直接給水系に
戻されるドレン水の流量と、第１のライン及び復水脱塩
器を経由して給水系に戻されるドレン水の流量とを各ラ
インに設けた流量調整弁で調整することにより、給水中
の鉄濃度をプラントを線量率を低く抑えることのできる
範囲に制御できるので、作業者の放射線被爆を低減する
ことができる。

この際、復水脱塩器はドレン水中のクラッドを除去する
ことになるが、クラッド除去により本来のイオン除去性
能は余り低下しないので、復水脱塩器を増設する必要は
ない。また、逆洗処理により復水脱塩器に付着したクラ
ッドは除去できるので、これによっても復水脱塩器のイ
オン除去性能を維持することができる。

また、後述するように、ドレン水中には復水脱塩器で除
去し易いマグネタイトが発生するので、復水脱塩器は十
分なクラッド除去性能を備えており、上述したような給
水鉄濃度の制御が可能となる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。原子
炉１で発生した蒸気は、高圧タービン２で仕事をした
後、再び湿分分離加熱器３にて加熱・除湿された後低圧
タービン４に入り発電機を駆動後、復水器５にて復水と
された後、復水ポンプ６で昇圧され、復水フイルター
７，復水脱塩器８にて、浄化後、低圧ヒータ９，給水ポ
ンプ１０を経て、高圧ヒータにて、２００℃前後まで加
熱して原子炉１に戻される。Ａはヒータドレン回収ライ
ンである。蒸気の一部は、高圧タービン２より給水ヒー
タに給水加熱用熱源として、送られ、これらの凝縮水
(以後高圧ヒータドレン)は、ドレンタンク１６，高圧ド
レンライン１２を経て、給水ポンプ１０入口に回収され
る。湿分分離加熱器３で主蒸気を加熱するために用いら
れた蒸気はドレンとして、高圧給水ヒータ１１、及び高
圧ヒータドレンタンク１６に入り高圧ヒータドレンと混
合され、給水に回収される。また、低圧タービン４から
低圧給水ヒータ９に入り、給水加熱用として使われた蒸
気は凝縮を低圧ヒータドレンタンク１３に入り、低圧ヒ
ータドレンポンプ１４を経たのち、低圧ヒータドレンラ
イン１５を経て、復水脱塩器８の入口ラインに低圧ヒー
タドレンライン１７及び流量調整弁１８を通つて入るラ
インと低圧ヒータドレンライン１９及び流量調整弁２０
を通つて、復水脱塩器８の出口側に接続したラインを設
ける。

流量調整弁１８及び２０は、高圧給水ヒータ１１を経て
原子炉１に至る途中のサンプリングライン２１の給水系
鉄濃度の測定結果により、それぞれの開度を調整するも
のとする。

本発明に係る他の実施例を第２図にて説明する。これ
は、低圧ヒータドレンの復水脱塩塔前後の流量調整弁１
８及び２０を自動的に制御するものである。すなわち高
圧給水ヒータ１１と原子炉１までの給水配管に設置した
鉄濃度測定装置２３からの信号で、制御装置２２により
前記流量調整弁１８，２０を作動するものである。

本発明によれば、任意に給水鉄濃度をコントロールでき
るので、鉄量率低減に著しい効果がある。

第３図は、給水鉄濃度制御による炉水放射能低減を示す
図である。給水鉄濃度をＦｅ／Ｎｉ比を２以上にするこ
とにより、例えばＡプラントでは、炉水放射能の低減、
すなわち、⁶⁰Ｃｏ及び⁵⁸Ｃｏの発生を著しく抑えること
に成功している。

第４図は炉水放射能が低減したことになる原子炉一次系
配管付着放射能について、ガンマスキヤン測定により測
定した結果である。これによれば、Ｆｅ／Ｎｉ制御を開
始したＢプラントの第２サイクル終了後の第２回定検線
量率は、第１図に比べて逆に低くなつており、これはＦ
ｅ／Ｎｉ比制御を実施せず鉄過大持込みのＤプラントと
対比すると一層効果が明瞭である。すなわちＤプラント
の第２回定検日は⁵⁸Ｃｏの増加がみられるばかりか、Ｆ
ｅが親元素となつている⁵⁴Ｍｎ，⁵⁹Ｆｅ等の該種の観測
されている。

本ヒータドレン回収方式によればプラント熱効率は従来
のカスケード方式、すなわちヒータドレンを復水器に回
収する方式に比べて、１３００ＭＷｅ級で４．５ＭＷｅ
のゲインが得られる。

また、復水脱塩塔でのクラッド除去性能も良くなる。す
なわち、復水脱塩塔の除去性能がプラント間で異なる最
大の理由は、復水中に存在するクラツドの化学形態が起
因していることは周知の事実である。クラツドの化学形
態は鉄イオンが受ける環境因子により、水酸化鉄(Ｆｅ
(ＯＨ)₂等)となるかマグネタイト(Ｆｅ₃Ｏ₄)，ヘマタイ
ト(Ｆｅ₂Ｏ₃)になるか決定される。復水脱塩塔の除鉄性
能はマグネタイト及びヘマタイトの場合は極めて良く、
水酸化鉄の場合は著しく低下する。しかしながら、本発
明によれば脱塩器で除去しやすいマグネタイトがヒータ
ドレン回収ライン中で発生するためにこのマグネタイト
がヘマタイトを抱き込む形で該脱塩器で除去されるため
に復水脱塩塔でのクラッド除去効率が向上するものであ
る。

第５図はＥプラント及びＦプラントにおけるヒータドレ
ン水及び復水中のクラツドの化学形態をＸ線回折装置に
より測定した結果を示すものである。両プラントにおい
ても復水中の非晶質の水酸化鉄は、６０〜７０％を占め
ているのに対し、ヒータドレン水中では２０〜３０％し
か占めていない。このことは復水脱塩器の除去性能を向
上させる支配因子ともなり、ヒータドレン水を直接脱塩
器に回収する重要なメリツトとなる。本発明によるヒー
タドレンの回収方式によれば復水脱塩塔入口に約８０℃
のドレンを回収することになるため、夏場の海水温度上
昇の時期には、復水温度が４０℃程度になるため、合流
点以後を１０℃上昇させる。すなわち復水脱塩塔入口の
温度が従来の４０℃から５０℃に一時的に上昇させるこ
とになる。この場合の陰イオン交換樹脂に対する影響を
第６図に示す。これは、５年以上にわたり陰イオン交換
樹脂の残留イオン交換容量を測定したもので、これによ
れば、３年で７０％，５年で６０％程度までイオン交換
能力が失われることになる。従つて復水脱塩塔の樹脂量
又はカチオン／陰イオン交換樹脂の比率を考慮する必要
がある。このことは、前記先行例「特願昭58−98452 プ
ラントにおける復水・給水装置」では８０℃の水温にさ
らされることになり、その点では十分改良されたものと
なる。

本ヒータドレン回収システムでは、ヒータドレン水中に
含まれる溶存酸素濃度が２００ppb 程度であることか
ら、復水脱塩塔入口の溶存酸素濃度を８０〜９０ppb に
上昇させることになる。従来のプラントにおいては復水
脱塩塔入口に酸素注入系を設置し、復水の溶存酸素濃度
を２０〜５０ppb 程度まで上昇させている。これは、第
７図に示すように炭素鋼の腐食を低減するためである。

本発明により、これらの酸素注入設備が不要となるばか
りかそれに要する運転中４０年間の酸素ガル及びメンテ
ナンスも不要となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、設備を増大することなしに、復水脱塩
器のクラッド除去性能を利用して、給水鉄濃度をプラン
トの線量率を低く抑える範囲に制御できるので、作業者
の放射線被爆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ＢＷＲプラン
トの系統図、第３図は炉水放射能及び給水鉄濃度とプラ
ントの運転年数との関係を示すグラフ、第４図は原子炉
再循環系のガンマスキヤンのよる線量率の測定結果を示
すグラフ、第５図は実機の復水とヒータドレン水中のク
ラツド化学形態(組成比)を示す図、第６図は陰イオン交
換樹脂の残留交換容量を示す特性図、第７図は溶存酸素
濃度と炭素鋼腐食率の相関を示す特性図である。 １……原子炉、２……高圧タービン、３……湿分分離加
熱器、９……低圧給水ヒータ、１１……高圧給水ヒー
タ、１５……低圧ヒータドレンライン、Ａ……ヒータド
レン回収ライン。

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉、タービン、復水器、復水浄化装
   置、低圧給水ヒータ、及び高圧給水ヒータを備えた沸騰
   水型電子力プラントにおいて、 前記復水浄化装置は、復水ろ過装置と、その下流側に位
   置する復水脱塩器とからなり、 前記低圧給水ヒータのドレン水を前記復水ろ過装置と復
   水脱塩器との間に戻す第１のラインと、該ドレン水を該
   復水脱塩器の下流側に戻す第２のラインとを備えると共
   に、 前記第１及び第２のラインの夫々に流量調整弁を備える
   こと を特徴とする沸騰水型原子力プラント。
2. 【請求項２】特許請求の範囲第１項において、 前記原子炉への給水中の鉄濃度を測定する測定装置と、 該測定結果に基づいて、前記第１のラインの流量調整弁
   および第２のラインの流量調整弁の開度を制御する制御
   装置とを備えること を特徴とする沸騰水型原子力プラント。