(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電プラントの復水補給設備において、常用給水負荷の水源である常用復水貯蔵槽と非常用炉心冷却設備等の水源である非常用復水貯蔵槽を別個に設置して前記常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽を給水ラインで結ぶと共に、前記非常用復水貯蔵槽に貯留されている復水を使用済燃料プール水等の冷却と浄化用の燃料プール浄化設備におけるろ過脱塩装置へ移送する移送ラインと、前記移送ラインの途中に接続されサプレッションプールに貯留されている貯留水を前記ろ過脱塩装置へ移送するラインと、前記ろ過脱塩装置と前記非常用復水貯蔵槽及びサプレッションプールとを結ぶ戻りラインを設けたことを特徴とする原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置。
【請求項２】
原子力発電プラントの復水補給設備において、常用給水負荷の水源である常用復水貯蔵槽と非常用炉心冷却設備等の水源である非常用復水貯蔵槽を別個に設置して前記常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽を給水ラインで結ぶと共に、前記非常用復水貯蔵槽に貯留されている復水を使用済燃料プール水等の冷却と浄化用の燃料プール浄化設備におけるろ過脱塩装置へ移送する移送ラインと、前記移送ラインの途中に接続されサプレッションプールに貯留されている貯留水を前記ろ過脱塩装置へ移送するラインと、前記ろ過脱塩装置とサプレッションプール及び機器仮置プールとを結ぶ戻りラインと、前記非常用復水貯蔵槽とサプレッションプールとを結ぶドレンライン及び放射性廃棄物処理設備とを結ぶ戻りラインを設けたことを特徴とする原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力プラントにおける復水貯蔵槽に係り、特に非常用水源の非常用復水貯蔵槽において長期間貯溜する復水の浄化を行う原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力プラントにおける復水に関する各種設備としては、サプレッションプールに貯蔵した復水の浄化をするサプレッションプール浄化設備や、使用済燃料プールにおける復水の浄化を目的に設置されている燃料プール浄化設備、さらに原子炉内の炉水を浄化する原子炉冷却材浄化設備と、原子力プラント運転中又は定期検査中に発生する放射性廃棄物の浄化及び処理を目的とする放射性廃棄物処理設備がある。
【０００３】
また復水補給設備として、原子炉の炉水水位が配管破断等の事故により低下した時に、原子炉圧力容器内に冷却材を注水する非常用炉心冷却設備と、この非常用炉心冷却設備の水源となる非常用復水貯蔵槽、さらに、原子力プラントの運転中又は定期検査中に復水を必要とする機器や配管等に復水を供給することを目的とする常用復水補給設備と、この常用復水補給設備の水源である常用復水貯蔵槽等が、それぞれ配管及び弁類により接続して形成されている。
【０００４】
図５の系統構成図に示すように、復水補給設備としては復水を貯溜した復水貯蔵槽１が設けられているが、この復水貯蔵槽１においては特に内部を仕切っていないが、上部に復水移送ポンプ吸込配管２を、また下部にサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を取り付けている。
【０００５】
この配管取り付け位置により、復水貯蔵槽１の上部を原子力発電プラント内で復水を必要とする常用の機器や配管等（以下、復水給水負荷４と称する）に復水を供給するための常用水源とすると共に、下部については非常用炉心冷却設備等の非常用補給水を貯溜して非常用水源としている。
【０００６】
従って通常運転時は、この１つの復水貯蔵槽１内にて常用水源と非常用水源の共通した復水は対流等により循環しており、この復水は常用水源より復水給水負荷４へ供給されるが、一旦復水給水負荷４において使用された復水は、放射性廃棄物処理設備５へ移送されて、浄化された後に再び復水貯蔵槽１へ戻される。
【０００７】
原子力発電プラント建屋においては、内部に炉心が形成された原子炉である原子炉圧力容器６の上部には、原子炉ウェル７と機器仮置プール８及び使用済燃料プール９が構築されていて、それぞれの内部には必要に応じてプール水として復水が貯溜される。
また復水としては、前記復水貯蔵槽１における常用水源を水源として、復水貯蔵槽１に接続された復水移送ポンプ吸込配管２から、復水移送ポンプ10により復水給水負荷４に対し、復水補給設備急給水母管11を介して給水する。
【０００８】
復水給水負荷４で使用した復水は、ドレン回収配管12を介してドレンサンプ13にて回収され、さらに、サンプポンプ14によって放射性廃棄物処理設備移送配管15を介して前記放射性廃棄物処理設備５に移送される。
放射性廃棄物処理設備５で浄化処理された後の復水は、放射性廃棄物処理設備戻り配管16を介して再び復水貯蔵槽１に戻すという、放射性廃棄物処理設備５とドレンサンプ13及び配管等を含めた循環ループとなっている。
【０００９】
一方、復水貯蔵槽１における非常用水源としては、冷却材喪失事故に際して緊急に、復水貯蔵槽１の下部から非常用炉心冷却設備給水ポンプ吸込配管17を介し、非常用炉心冷却設備給水ポンプ18により、非常用炉心冷却設備給水配管19を経由して、前記原子炉圧力容器６に注水することにより、安全に炉心の冷却を行うものである。
【００１０】
また、使用済燃料プール９に貯溜した復水の水位が減少した時には、前記復水貯蔵槽１の下部で非常用水源部に接続しているサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を介して、サプレッションプール浄化ポンプ20により復水を、サプレッションプール浄化設備移送配管21と燃料プール給水配管22を経由して使用済燃料プール９に給水する。
【００１１】
原子力発電プラントの定期検査時で炉心における燃料交換を行う際には、サプレッションプール23に接続しているサプレッションプール側吸込配管24を介して、サプレッションプール23内に貯溜された復水を、サプレッションプール浄化ポンプ20によりサプレッションプール浄化設備移送配管21を経由して、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25へ移送する。
【００１２】
この燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25において浄化された復水は、サプレッションプール浄化設備ウェル水張り配管26を介して、前記原子炉ウェル７や機器仮置プール８及び使用済燃料プール９に対して水張りを行う。
【００１３】
なお、原子力発電プラントにおいては、運転中に原子炉圧力容器６内の炉水を循環させて浄化する原子炉冷却材浄化設備を設けているが、この原子炉冷却材浄化設備としては、原子炉圧力容器６の下部に取り付けた原子炉冷却材浄化設備炉水取出配管27に、原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28が接続されている。
【００１４】
また、この原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28から順次、原子炉冷却材浄化設備移送配管29と原子炉冷却材浄化設備非再生熱交換器30、冷却材浄化ポンプ吸込配管31と冷却材浄化ポンプ32、冷却材浄化ポンプ吐出配管33と原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34が接続されている。
【００１５】
さらに、この原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34と接続した原子炉冷却材浄化設備戻り配管35は、原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28と接続され、この原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28からの原子炉冷却材浄化設備原子炉戻り配管36は、原子炉圧力容器６の上部に接続して構成されている。
【００１６】
【発明が解決しようとする課題】
上記した原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却設備においては、地震等の震動に対する強度についても、最も信頼性の高い強度設計がなされている。このために前記復水貯蔵槽１においても、その一部が非常用炉心冷却水源であることから、構築に当たっては非常用炉心冷却設備としての強度が要求される。
【００１７】
しかしながら、常用水源と非常用水源を１つの復水貯蔵槽１としているので、常用水源部についても非常用水源部と同程度の強度等が要求されることから、その構造と設置場所が選択されることにより、建設コストが上昇する要因となっていた。
【００１８】
この建設コストの低減対策として、非常用炉心冷却設備と同様の強度要求がない常用水源専用の復水貯蔵槽（以下、常用復水貯蔵槽と称する）と、非常用水源専用の復水貯蔵槽（以下、非常用復水貯蔵槽と称する）を別個に設ける提案がされた。
【００１９】
この提案によれば、非常用復水貯蔵槽は従来の復水貯蔵槽１と同様に、最も信頼性の高い設計構造で適切な設置場所に設けるが、常用復水貯蔵槽については必要な強度の設計構造として、たとえば建屋上部等に設置する。
これにより、非常用復水貯蔵槽及び常用復水貯蔵槽は、それぞれの形状を小形化されることから、復水の貯溜と供給の機能的に最適な場所に設置することができて、設計の自由度が向上すると共に、建設コストを低減することができる。
【００２０】
なおここで、従来の原子力発電プラントにおいては、１つの復水貯蔵槽１に設置レベルの異なる２つの復水移送ポンプ吸込配管２と、サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を取り付けて、上部を常用水源に下部を非常用水源として使用している。
【００２１】
これにより、復水貯蔵槽１における常用水源部では、放射性廃棄物処理設備５を含む循環ループが形成されているために、この復水の動きにより復水貯蔵槽１に貯溜されている復水は、上部の常用水源と下部の非常用水源とが適度に対流して循環することから、復水貯蔵槽１内の下部に復水が長期間停滞して、いわゆる死水となり水質が劣化する現象の発生を配慮する必要がなかった。
【００２２】
しかしながら、若し復水貯蔵槽１を２つに分割専用化して、常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽とを設置する様式とした場合には、当然のことながら非常用水源である非常用復水貯蔵槽における復水は、通常の原子炉運転時と定期検査時には全く使用されず、原子力発電プラントおいて万一冷却材喪失事故が発生して、非常用炉心冷却設備等の起動時にのみ使用されるものである。
【００２３】
このために、非常用復水貯蔵槽における復水については、当初貯溜してから冷却材喪失事故が発生しない限り、そのまま長期間貯溜されることが想定され、この間に死水となって水質が劣化する懸念があった。
【００２４】
本発明の目的とするところは、常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽を別個に設けると共に、既設の浄化装置により前記非常用復水貯蔵槽における復水の浄化を行う原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置を提供することにある。
【００２５】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため請求項１記載の発明に係る原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置は、原子力発電プラントの復水補給設備において、常用給水負荷の水源である常用復水貯蔵槽と非常用炉心冷却設備等の水源である非常用復水貯蔵槽を別個に設置して前記常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽を給水ラインで結ぶと共に、前記非常用復水貯蔵槽に貯留されている復水を使用済燃料プール水等の冷却と浄化用の燃料プール浄化設備におけるろ過脱塩装置とへ移送する移送ラインと、前記移送ラインの途中に接続されサプレッションプールに貯留されている貯留水を前記ろ過脱塩装置へ移送するラインと、前記ろ過脱塩装置前記非常用復水貯蔵槽及びサプレッションプールとを結ぶ戻りラインを設けたことを特徴とする。
【００２６】
非常用復水貯蔵槽に貯溜した復水を燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置にて浄化し、戻りラインにより非常用復水貯蔵槽へ戻すことにより、定期的に非常用復水貯蔵槽の復水は浄化される。
さらに、非常用復水貯蔵槽には、適宜、常用復水貯蔵槽から給水ラインにより、浄化済みの復水を供給して水張りする。
【００２７】
請求項２記載の発明に係る原子力発電所の復水貯蔵槽浄化装置は、原子力発電プラントの復水補給設備において、常用給水負荷の水源である常用復水貯蔵槽と非常用炉心冷却設備等の水源である非常用復水貯蔵槽を別個に設置して前記常用復水貯蔵槽と非常用復水貯蔵槽を給水ラインで結ぶと共に、前記非常用復水貯蔵槽に貯留されている復水を使用済燃料プール水等の冷却と浄化用の燃料プール浄化設備におけるろ過脱塩装置へ移送する移送ラインと、前記移送ラインの途中に接続されサプレッションプールに貯留されている貯留水を前記ろ過脱塩装置へ移送するラインと、前記ろ過脱塩装置とサプレッションプール及び機器仮置プールとを結ぶ戻りラインと、前記非常用復水貯蔵槽とサプレッションプールとを結ぶドレンライン及び放射性廃棄物処理設備とを結ぶ戻りラインを設けたことを特徴とする。
【００２８】
定期検査時の燃料交換に際して原子炉ウェル等の水張りは、サプレッションプールの復水により水張りを行うが、この時に非常用復水貯蔵槽に貯溜された復水をドレンラインにてサプレッションプールに移送して原子炉ウェル等の水張り水として運用する。
【００２９】
また、前記原子炉ウェル等の水張り水は、機器仮置プールと結ぶ戻りラインを経由して放射性廃棄物処理設備にて浄化してから、戻りラインで非常用復水貯蔵槽に戻すことにより定期的に非常用復水貯蔵槽の復水が浄化される。
さらに、非常用復水貯蔵槽には、適宜、常用復水貯蔵槽から給水ラインにより、浄化済みの復水を供給して水張りする。
【００３４】
【発明の実施の形態】
本発明の一実施の形態について図面を参照して説明する。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については、同一符号を付して詳細な説明を省略する。
また、各部配管に介挿された弁類については図示せず、その作動についても説明を省略すると共に、下記各実施の形態について特徴とする要部構成を重点にして説明する。
【００３５】
第１実施の形態は請求項１に係り、サプレッションプール浄化設備を用いて、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置により、非常用復水貯蔵槽に貯溜した復水の浄化を行うものである。
図１の系統構成図に示すように、復水の貯蔵槽として非常用水源の非常用復水貯蔵槽37と、常用水源である常用復水貯蔵槽38とを別個に設けている。
【００３６】
前記非常用復水貯蔵槽37においては、下部にサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を取り付けると共に、サプレッションプール浄化ポンプ20を介挿したサプレッションプール浄化設備移送配管21により、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25と接続している。
また、前記サプレッションプール浄化設備移送配管21は、燃料プール給水配管22により使用済燃料プール９と接続している。
【００３７】
なお、前記サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３は、非常用炉心冷却設備給水ポンプ吸込配管17を介して、非常用炉心冷却設備給水ポンプ18を介挿した非常用炉心冷却設備給水配管19により、原子炉圧力容器６に接続している。
【００３８】
さらに前記非常用復水貯蔵槽37は、給水ラインである復水補給設備補給配管39により復水補給設備給水母管11と接続されており、また、戻りラインであるサプレッションプール浄化設備非常用復水貯蔵槽戻り配管40により、前記燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25と接続している。
【００３９】
一方の常用復水貯蔵槽38においては、下部に取り付けた復水移送ポンプ吸込配管２と、復水移送ポンプ10を介挿した前記復水補給設備給水母管11により復水給水負荷４と接続している。
【００４０】
また、前記燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25においては、サプレッションプール浄化設備サプレッションプールへの戻り配管41により、サプレッションプール23と接続していて、このサプレッションプール23は、サプレッションプール側吸い込み配管24により、前記サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３と接続して構成されている。
【００４１】
次に、上記構成による作用について説明する。サプレッションプール浄化設備として、サプレッションプール23に貯溜されている復水は、原子炉の通常運転時にサプレッションプール23からサプレッションプール浄化ポンプ吸込配管24を介して、サプレッションプール浄化ポンプ20によりサプレッションプール浄化設備移送配管21を経由して燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25に移送される。
【００４２】
燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25において浄化された復水は、サプレッションプールへの戻り配管41を経由して、再びサプレッションプール23に戻されることから、常に循環して浄化されている。
【００４３】
一方、このサプレッションプール設備においては、使用済燃料プール９への通常の給水設備の喪失と、使用済燃料プール９におけるプール水の漏洩時には、非常用復水貯蔵槽37に取り付けられたサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３から、非常用復水貯蔵槽37の復水をサプレッションプール浄化ポンプ20により、サプレッションプール浄化設備移送配管21と燃料プール給水配管22を経由して使用済燃料プール９への給水を行う。
【００４４】
これにより、燃料プールろ過脱塩装置25と非常用復水貯蔵槽37がサプレッションプール浄化設備非常用復水貯蔵槽戻り配管40により、接続されていることから、この非常用復水貯蔵槽37に貯溜されている復水ついても、サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を介してサプレッションプール浄化ポンプ20により、サプレッションプール浄化設備移送配管21を経由して燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25に移送される。
【００４５】
この燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25で浄化された後は、サプレッションプール浄化設備非常用復水貯蔵槽戻り配管40を経由して、再び非常用復水貯蔵槽37に戻すことができる。
以上の運転を定期的に行うことにより、非常用復水貯蔵槽37に貯溜された復水は浄化されて循環するので、非常用水源として長期間使用されずにいても死水となって水質が劣化することはない。
【００４６】
本第１実施の形態によれば、専用の非常用復水貯蔵槽37を設置した原子力発電プラントにおいて、燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置25と非常用復水貯蔵槽37を接続する戻りラインである、サプレッションプール浄化設備非常用復水貯蔵槽戻り配管40を設けたことにより、非常用復水貯蔵槽37に対して死水対策専用の浄化装置を新規に設置することなく貯溜する復水の浄化が行える。
【００４７】
第２実施の形態は請求項２に係り、放射性廃棄物処理設備を用いて、非常用復水貯蔵槽に貯溜した復水の浄化を行うものである。
図２の系統構成図に示すように、復水の貯蔵槽として非常用水源の非常用復水貯蔵槽37と、常用水源である常用復水貯蔵槽38とを別個に設けている。
【００４８】
前記非常用復水貯蔵槽37においては、下部にサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を取り付けると共に、サプレッションプール浄化ポンプ20を介挿したサプレッションプール浄化設備移送配管21により、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25と接続している。
【００４９】
また、前記サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３は、サプレッションプール側吸い込み配管24によりサプレッションプール23と接続すると共に、非常用復水貯蔵槽37とサプレッションプール23は、重力ドレンラインであるサプレッションプールへのドレン配管42により接続している。
さらに、非常用復水貯蔵槽37は、戻りラインである非常用復水貯蔵槽戻り配管43により放射性廃棄物処理設備５と接続すると共に、給水ラインである復水補給設備補給配管39を介して復水補給設備給水母管11に接続している。
【００５０】
一方の常用復水貯蔵槽38においては、下部に取り付けた復水移送ポンプ吸込配管２と、復水移送ポンプ10を介挿した前記復水補給設備急給水母管11により復水給水負荷４と接続している。
前記燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25は、サプレッションプール23とサプレッションプールへの戻り配管41により接続しているが、さらに、サプレッションプール浄化設備ウェル水張り配管26により機器仮置プール８と接続している。
【００５１】
また、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25は、燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置移送配管44と、燃料プール冷却浄化ポンプ45を介挿したウェル水抜配管46を介して、原子炉ウェル７と接続している。
さらに前記原子炉ウェル７は、ウェル戻りドレン配管47によりドレンサンプ13と接続されていて、このドレンサンプ13はサンプポンプ14と放射性廃棄物処理設備移送配管15により放射性廃棄物処理設備５と接続して構成されている。
【００５２】
次に、上記構成による作用について説明する。原子炉圧力容器６内の炉心における燃料交換時に、原子炉ウェル７に対する水張りは、サプレッションプール23に貯溜されたプール水の復水を、サプレッションプール浄化ポンプ吸込配管24から、サプレッションプール浄化ポンプ20により、サプレッションプール浄化設備移送配管21を経由して、燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置25へ移送する。
【００５３】
燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置25で浄化された復水は、サプレッションプール浄化設備ウェル水張り配管26を経由して、原子炉ウェル７と機器仮置きプール８及び使用済燃料プール９に給水されて行われる。
この際に、非常用復水貯蔵槽37に貯溜されている復水は、サプレッションプールへのドレン配管42を経由して重力によってドレンを行い、サプレッションプール23における復水の補充をする。
【００５４】
また、前記原子炉ウェル７における水抜きの際には、原子炉ウェル７に接続しているウェル水抜き配管46から、燃料プール冷却浄化ポンプ45により燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置移送配管44を経由して、燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置25へ移送する。
この原子炉ウェル７から移送された復水は、燃料プール冷却浄化設備ろ過脱塩装置25で浄化された後に、サプレッションプール浄化設備サプレッションプールへの戻り配管41によりサプレッションプール23へ戻される。
【００５５】
なお、前記原子炉ウェル７におけるプール水の残量が、前記燃料プール冷却浄化ポンプ45による水抜きが不可能な少量となった時には、ウェル戻りドレン配管47から、重力にてドレンサンプ13に導き、サンプポンプ14により放射性廃棄物処理設備移送配管15を経由して放射性廃棄物処理設備５へ移送する。
また、放射性廃棄物処理設備５において浄化した復水は、非常用復水貯蔵槽戻り配管43により非常用復水貯蔵槽37に戻される。
【００５６】
一方の常用復水貯蔵槽38に貯溜している復水は、復水移送ポンプ吸込配管２から復水移送ポンプ10により、復水補給設備給水母管11と復水補給設備補給配管39を経由して、非常用復水貯蔵槽37へ補給が可能なようにしてある。
【００５７】
従って、炉心における燃料交換時の原子炉ウェル７に対する水張りは、前記サプレッションプール23を水源とする復水により行うが、この際に、非常用復水貯蔵槽37からサプレッションプール23へサプレッションプールへのドレン配管42を介して、重力による復水の移送を行なって非常用復水貯蔵槽37に貯溜する復水をウェル水張り水として運用する。
【００５８】
また定期検査時には、前記原子炉ウェル７の水張り水を、放射性廃棄物処理設備５で浄化した後に、非常用復水貯蔵槽37に戻すことにより、定期的に非常用復水貯蔵槽37で貯溜する復水の張り替えが行われる。
【００５９】
なお、前記非常用復水貯蔵槽37から復水をサプレッションプール23へドレンした後は、常に非常用復水貯蔵槽37において所定量の復水が貯溜されるように、前記常用復水貯蔵槽38から非常用復水貯蔵槽37に対して、復水給水負荷４と同様に復水移送ポンプ10により復水補給設備補給配管39を経由して、復水を供給して水張りを行うようにする。
【００６０】
これにより、非常用復水貯蔵槽37に貯溜された復水が、適宜運用されて循環すると共に浄化されるので、非常用水源としての復水が長期間に亘り貯溜されることがないので、死水となって水質が劣化することがない。
さらに、常用復水貯蔵槽38について定期検査時には、原子力発電プラントにおける復水バランス上での運用スペースとして利用することができる。
【００６１】
本第２実施の形態によれば、専用の非常用復水貯蔵槽37を設置した原子力発電プラントにおいて、非常用復水貯蔵槽37からサプレッションプール23への重力ドレンラインであるサプレッションプールへのドレン配管42を設置している。
【００６２】
また、放射性廃棄物処理設備５から非常用復水貯蔵槽37への戻りラインである非常用復水貯蔵槽戻り配管43と、さらに、常用復水貯蔵槽38から非常用復水貯蔵槽37への給水ラインである復水補給設備補給配管39を設けている。
従って、非常用復水貯蔵槽37における死水対策専用の浄化装置を新規に設置することなく、貯溜された復水の浄化が定期的に行える。
【００６３】
第３実施の形態は請求項３に係り、定期検査時に放射性廃棄物処理設備を用いて、非常用復水貯蔵槽に貯溜した復水の浄化を行うものである。
図３の系統構成図に示すように、復水の貯蔵槽として非常用水源の非常用復水貯蔵槽37と、常用水源である常用復水貯蔵槽38とを別個に設けている。
【００６４】
前記非常用復水貯蔵槽37においては、下部にサプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３を取り付けると共に、サプレッションプール浄化ポンプ20を介挿したサプレッションプール浄化設備移送配管21により、燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25と接続している。
さらに、この燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25は、サプレッションプール浄化設備ウェル水張り配管26により機器仮置プール８と接続している。
【００６５】
また、前記サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管３は、サプレッションプール側吸い込み配管24によりサプレッションプール23と接続すると共に、非常用炉心冷却設備給水ポンプ吸込配管17を介して、非常用炉心冷却設備給水ポンプ18を介挿した非常用炉心冷却設備給水配管19により、原子炉圧力容器６に接続している。
【００６６】
なお前記非常用復水貯蔵槽37は、戻りラインである非常用復水貯蔵槽戻り配管43により放射線廃棄物処理設備５と接続していると共に、給水ラインである復水補給設備補給配管39を介して復水補給設備給水母管11に接続されている。
【００６７】
一方の常用復水貯蔵槽38においては、下部に取り付けた復水移送ポンプ吸込配管２と、復水移送ポンプ10を介挿した前記復水補給設備急給水母管11により復水給水負荷４と接続している。
また原子炉ウェル７は、ウェル戻りドレン配管47によりドレンサンプ13と接続されていて、このドレンサンプ13はサンプポンプ14と放射性廃棄物処理設備移送配管15により放射性廃棄物処理設備５と接続して構成されている。
【００６８】
次に、上記構成による作用について説明する。炉心における燃料交換時で、原子炉ウェル７に水張りを行う際には、予め、十分に原子炉圧力容器６において降圧と降温を実施する。
この後に非常用復水貯蔵槽37を水源とした復水を、非常用炉心冷却設備給水ポンプ吸込配管17を介して、非常用炉心冷却設備給水ポンプ18により非常用炉心冷却設備炉心注水配管19を経由し、原子炉圧力容器６に給水することにより原子炉ウェル７の水位を上昇させる。
【００６９】
また、前記サプレッションプール23を水源とした復水については、サプレッションプール側吸い込み配管24とサプレッションプール浄化ポンプ20により、サプレッションプール浄化設備移送配管21を介して燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25に移送する。
この燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置25において浄化した復水は、サプレッションプール浄化設備ウェル水張り配管26にて、機器仮置プール８から原子炉ウェル７に対して水張りを行う。
【００７０】
前記原子炉ウェル７における水抜きに際しては、原子炉ウェル７に接続しているウェル戻りドレン配管47を介してドレンサンプ13へ移送した後に、サンプポンプ14により放射性廃棄物処理設備移送配管15を介して放射性廃棄物処理設備５へ移送する。
この放射性廃棄物処理設備５において浄化された復水は、非常用復水貯蔵槽戻り配管43にて非常用復水貯蔵槽37に再び戻される。
【００７１】
なお、前記常用復水貯蔵槽38からは、復水移送ポンプ吸込配管２と復水補給設備給水母管11、及び復水補給設備補給配管39を経由して、復水移送ポンプ10により適宜、非常用復水貯蔵槽37へ復水の補給を行うことができる。
これにより、非常用復水貯蔵槽37に貯溜された復水が浄化されて循環するので、貯溜した復水が長期間に亘り停滞して死水となり、水質が劣化するということがない。さらに、常用復水貯蔵槽38について定期検査時には、原子力発電プラントにおける復水バランス上での運用スペースとして利用することができる。
【００７２】
本第３実施の形態によれば、定期検査時にて非常用復水貯蔵槽37を水源とする非常用炉心冷却設備給水ポンプ18を用いて、原子炉圧力容器６への注水を行うことにより燃料交換時の原子炉ウェル７の水張り水として運用する。
【００７３】
さらに定期検査終了時には、原子炉ウェル７の水張り水を放射性廃棄物処理設備５にて浄化を行った後に、戻りラインとして設けた非常用復水貯蔵槽戻り配管43から、浄化された復水として非常用復水貯蔵槽37に戻される。
このために、非常用復水貯蔵槽37に貯溜された復水は、定期的に循環して浄化されて水張り替えが行われる。
【００７４】
第４実施の形態は請求項４に係り、定期検査時に原子炉冷却材浄化設備により非常用復水貯蔵槽に貯溜した復水を浄化するものである。
図４の系統構成図に示すように、復水の貯蔵槽として非常用水源の非常用復水貯蔵槽37と、常用水源である常用復水貯蔵槽38とを別個に設けている。
【００７５】
前記非常用復水貯蔵槽37においては、下部に非常用復水貯蔵槽浄化用配管48を取り付けて、原子炉冷却材浄化設備における冷却材浄化ポンプ吸込配管31に接続する。
なお、原子炉冷却材浄化設備としては、原子炉圧力容器６の下部に取り付けた原子炉冷却材浄化設備炉水取出配管27に、原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28が接続されている。
【００７６】
また、この原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28から順次、原子炉冷却材浄化設備移送配管29と原子炉冷却材浄化設備非再生熱交換器30、冷却材浄化ポンプ吸込配管31と冷却材浄化ポンプ32、冷却材浄化ポンプ吐出配管33と原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34が接続されている。
【００７７】
さらに、この原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34と接続した原子炉冷却材浄化設備戻り配管35は、原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28と接続され、原子炉冷却材浄化設備原子炉戻り配管36が原子炉圧力容器６の上部に接続して形成されている。
【００７８】
なお前記非常用復水貯蔵槽37は、給水ラインである復水補給設備補給配管39を介して復水補給設備給水母管11に接続されていると共に、前記原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34と、戻りラインである非常用復水貯蔵槽戻り配管49により接続している。
また、前記常用復水貯蔵槽38においては、下部に取り付けた復水移送ポンプ吸込配管２と、復水移送ポンプ10を介挿した前記復水補給設備給水母管11により復水給水負荷４と接続して構成されている。
【００７９】
次に、上記構成による作用について説明する。原子力発電プラントの運転中に原子炉圧力容器６内の炉水である復水は、原子炉冷却材浄化設備である原子炉冷却材浄化設備炉水取出配管27を介して、原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28へ移送される。
【００８０】
原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28で冷却された炉水は、原子炉冷却材浄化設備移送配管29を介して原子炉冷却材浄化設備非再生熱交換器30に入り、さらに冷却されて冷却材浄化ポンプ吸込配管31を経由し、冷却材浄化ポンプ32により冷却材浄化ポンプ吐出配管33から原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34へ移送される。
【００８１】
この原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34で浄化された炉水は、原子炉冷却材浄化設備戻り配管35を経由して、再び原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器28に入り、加熱されて原子炉冷却材浄化設備原子炉戻り配管36を介して原子炉圧力容器６に戻される。
【００８２】
しかし、この原子炉冷却材浄化設備は、原子力発電プラントが停止している定期検査中は使用しない。従って、この定期検査時を利用して冷却材浄化ポンプ32と原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34を運転して、前記非常用復水貯蔵槽37が貯溜する復水の循環と浄化を行う。
【００８３】
即ち、非常用復水貯蔵槽37に貯溜されている復水は、非常用復水貯蔵槽浄化用配管48と冷却材浄化ポンプ吸込配管31を経由し、冷却材浄化ポンプ32により冷却材浄化設備吐出配管33を介して、原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34に移送される。
【００８４】
この原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34で浄化された復水は、原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置からの非常用復水貯蔵槽戻り配管49を介して、再び非常用復水貯蔵槽37に戻される。
これにより、非常用復水貯蔵槽37に貯溜されている復水は、定期検査時に定期的に循環して浄化される。
【００８５】
また、前記常用復水貯蔵槽38が貯溜している復水は、復水移送ポンプ吸込配管２を介して復水移送ポンプ10により、復水補給設備給水母管11と復水補給設備補給配管39を経由し、適宜非常用復水貯蔵槽37へ補給することが可能である。
【００８６】
以上により、非常用復水貯蔵槽37に貯溜された復水は、専用の浄化装置を設けることなく、定期的に循環して浄化されるので、長期間の停滞により死水となって水質が劣化することがない。
さらに、常用復水貯蔵槽38については、定期検査時に原子力発電プラントにおける復水バランス上での運用スペースとして利用することができる。
【００８７】
本第４実施の形態によれば、原子炉冷却材浄化設備の冷却材浄化ポンプ吸込配管33と非常用復水貯蔵槽37を接続する浄化ラインの非常用復水貯蔵槽浄化用配管48と、非常用復水貯蔵槽37の復水を原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置34に移送して浄化する浄化ラインの非常用復水貯蔵槽戻り配管49を設けている。
これにより、非常用復水貯蔵槽37に専用浄化装置を新規に設置することなく定期的に貯溜させた復水の浄化が行える。
【００８８】
【発明の効果】
以上本発明によれば、原子力発電プラントにおいて、復水貯蔵槽として非常用水源の非常用復水貯蔵槽と、常用水源である常用復水貯蔵槽とを別個に設けることにより、最大の信頼性が要求される非常用復水貯蔵槽が小形化できると共に、常用復水貯蔵槽の設置場所選定の自由度が増して、建設コストを低減できる。
【００８９】
また、使用時期が不明で長期間使用しない非常用復水貯蔵槽の復水を、既設の浄化設備を利用して定期的に浄化すると共に循環させることにより、死水対策専用の浄化装置を新規に設置することなく、長期間の貯溜により水質が劣化することが防止される。
さらに、常用復水貯蔵槽について原子力発電プラントにおける復水バランス上での運用スペースとして利用することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る第１実施の形態の復水貯蔵槽浄化装置の系統構成図。
【図２】本発明に係る第２実施の形態の復水貯蔵槽浄化装置の系統構成図。
【図３】本発明に係る第３実施の形態の復水貯蔵槽浄化装置の系統構成図。
【図４】本発明に係る第４実施の形態の復水貯蔵槽浄化装置の系統構成図。
【図５】従来の復水貯蔵槽浄化装置の系統構成図。
【符号の説明】
１…復水貯蔵槽、２…復水移送ポンプ吸込配管、３…サプレッションプール浄化ポンプ復水貯蔵槽側吸込配管、４…復水給水負荷、５…放射性廃棄物処理設備、６…原子炉圧力容器、７…原子炉ウェル、８…機器仮置プール、９…使用済燃料プール、10…復水移送ポンプ、11…復水補給設備給水母管、12…ドレン回収配管、13…ドレンサンプ、14…サンプポンプ、15…放射性廃棄物処理設備移送配管、16…放射性廃棄物処理設備戻り配管、17…非常用炉心冷却設備給水ポンプ吸込配管、18…非常用炉心冷却設備給水ポンプ、19…非常用炉心冷却設備給水配管、20…サプレッションプール浄化ポンプ、21…サプレッションプール浄化設備移送配管、22…燃料プール給水配管、23…サプレッションプール、24…サプレッションプール側吸込配管、25…燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置、26…サプレッションプール浄化設備ウェル水張配管、27…原子炉冷却材浄化設備炉水取出配管、28…原子炉冷却材浄化設備再生熱交換器、29…原子炉冷却材浄化設備移送配管、30…原子炉冷却材浄化設備非再生熱交換器、31…冷却材浄化ポンプ吸込配管、32…冷却材浄化ポンプ、33…冷却材浄化ポンプ吐出配管、34…原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置、35…原子炉冷却材浄化設備戻り配管、36…原子炉冷却材浄化設備原子炉戻り配管、37…非常用復水貯蔵槽、38…常用復水貯蔵槽、39…復水補給設備補給配管、40…サプレッションプール浄化設備非常用復水貯蔵槽への戻り配管、41…サプレッションプール浄化設備サプレッションプールへの戻り配管、42…サプレッションプールへのドレン配管、43…非常用復水貯蔵槽戻り配管、44…燃料プール浄化設備ろ過脱塩装置移送配管、45…燃料プール冷却浄化ポンプ、46…ウェル水抜配管、47…ウェル戻りドレン配管、48…非常用復水貯蔵槽浄化用配管、49…原子炉冷却材浄化設備ろ過脱塩装置からの非常用復水貯蔵槽戻り配管。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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