JPH01185493A - 沸騰水型原子力プラント - Google Patents
沸騰水型原子力プラントInfo
- Publication number
- JPH01185493A JPH01185493A JP63008334A JP833488A JPH01185493A JP H01185493 A JPH01185493 A JP H01185493A JP 63008334 A JP63008334 A JP 63008334A JP 833488 A JP833488 A JP 833488A JP H01185493 A JPH01185493 A JP H01185493A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- line
- heater
- condensate
- iron
- low pressure
- Prior art date
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- Granted
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Sampling And Sample Adjustment (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】
〔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。
力プラント（以下、ＢＷＲプラントと称す）に関する。
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。
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。
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）、ニッケル（Ｎｉ）、
コバルト（ＣＯ）等の腐食生成物（クラッド）が含まれ
ている。これらクラッ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か付着する。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Ｓ４Ｍｎ
、”Ｃｏ、”Ｃｏ になる。これら放射性クラッドの
燃料からのはく離により原子炉−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。
の腐食により生成した鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、
コバルト（ＣＯ）等の腐食生成物（クラッド）が含まれ
ている。これらクラッ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か付着する。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Ｓ４Ｍｎ
、”Ｃｏ、”Ｃｏ になる。これら放射性クラッドの
燃料からのはく離により原子炉−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。
従ってプラントの線量率を低く抑えるには給水より持込
まれるクラッドの低減が有効である。しかしながら、最
近上記クラッ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っ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。
まれるクラッドの低減が有効である。しかしながら、最
近上記クラッ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っ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Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ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Ｆ ｅ
／ Ｎ ｉ比を２以上とする手段を示している。
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Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ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Ｆ ｅ
／ Ｎ ｉ比を２以上とする手段を示している。
Ｎｉ”＋Ｆｅ２Ｏ，＋Ｈ，０−＋ＮｉＦｅ２Ｏ４＋２Ｈ
” ＝４１）ｓｏＣｏ”＋Ｆｅ２Ｏ，＋ Ｈ，Ｏ−
＋”ＣｏＦｅ、０４＋ ２８” −（２）上式により！
′Ｃｏは燃料棒の鉄クラツド（Ｆｅ、 ０４ ）と結合
し、炉水の６０ＣＯは低下する。このことは”Ｃｏにお
いても同様である。
” ＝４１）ｓｏＣｏ”＋Ｆｅ２Ｏ，＋ Ｈ，Ｏ−
＋”ＣｏＦｅ、０４＋ ２８” −（２）上式により！
′Ｃｏは燃料棒の鉄クラツド（Ｆｅ、 ０４ ）と結合
し、炉水の６０ＣＯは低下する。このことは”Ｃｏにお
いても同様である。
Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ比を給水で２以上とするため、復水
器で発生したクラッドを復水浄化系（復水フィルタ又は
、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。
器で発生したクラッドを復水浄化系（復水フィルタ又は
、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。
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
あった。
を任意に変更する能力は有するが、以下において問題が
あった。
（１）Ｆｅ／Ｎｉ比を２以上にするために復水浄化系の
うち復水フィ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、復水脱塩器のクラッドリーク
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。
うち復水フィ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、復水脱塩器のクラッドリーク
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、復水フィルターバイパ
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′＠断事故等の場合、海水
が直接原子炉内へ流れ込むこととなり、回復不能の損逼
を原子炉に与える可能性がある。
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′＠断事故等の場合、海水
が直接原子炉内へ流れ込むこととなり、回復不能の損逼
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。
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。
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、ＢＷＲプラントにおいて放射線被曝低
減の観点から、給水鉄濃度を任意にコントロールできる
ヒータドレン回収ラインを有するＢＷＲプラントを提供
することにある。
減の観点から、給水鉄濃度を任意にコントロールできる
ヒータドレン回収ラインを有するＢＷＲプラントを提供
することにある。
上記目的は、原子炉、タービン、復水器、復水ろ過装置
、復水脱塩器、低圧給水ヒータ及び高圧給水ヒータを順
次含む沸騰水型原子力プラントにおいて、前記低圧給水
ヒータのドレン水を前記復水器脱塩の上流側及び下流側
の双方に戻すラインからなるヒータドレン回収ラインを
設けたことにより達成可能である。
、復水脱塩器、低圧給水ヒータ及び高圧給水ヒータを順
次含む沸騰水型原子力プラントにおいて、前記低圧給水
ヒータのドレン水を前記復水器脱塩の上流側及び下流側
の双方に戻すラインからなるヒータドレン回収ラインを
設けたことにより達成可能である。
ＢＷＲプラントの給水ニッケル及びコバルト濃度の経年
変化は指数関数的に減少する。これはニッケル及びゴバ
ルトの溶出源となるステンレス鋼等の部材表面に次第に
強固な酸化皮膜形成されることに起因するが、いずれに
しても溶出したニッケル及びコバルト濃度に比例した鉄
クラツドを供給する必要がある。すなわちプラント運転
開始の初期においては鉄クラツド供給を多く供給し、数
年を経てからは鉄の供給を著しく低減させることが必要
であり１本発明は前記ヒータドレン回収ラインによりこ
れを行なうように構成したものである。
変化は指数関数的に減少する。これはニッケル及びゴバ
ルトの溶出源となるステンレス鋼等の部材表面に次第に
強固な酸化皮膜形成されることに起因するが、いずれに
しても溶出したニッケル及びコバルト濃度に比例した鉄
クラツドを供給する必要がある。すなわちプラント運転
開始の初期においては鉄クラツド供給を多く供給し、数
年を経てからは鉄の供給を著しく低減させることが必要
であり１本発明は前記ヒータドレン回収ラインによりこ
れを行なうように構成したものである。
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に入り発電気を即動後、復水器５にて復水とさ
れた後、復水ポンプ６で昇圧され、復水フィルター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人口に回収される。
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に入り発電気を即動後、復水器５にて復水とさ
れた後、復水ポンプ６で昇圧され、復水フィルター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人口に回収される。
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、高圧給水加熱＠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を通って入るライン
と低圧ヒータドレンライン１９及び流量調整弁２０を通
って、復水脱塩器８の出口側に接続したラインを設ける
。
蒸気はドレンとして、高圧給水加熱＠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を通って入るライン
と低圧ヒータドレンライン１９及び流量調整弁２０を通
って、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、高圧給水加熱器１１を出て
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。
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１８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ｉ！２３よりの信号で、制御装置２
２により前記流量調整弁１８．２０を作動するものであ
る。
弁１８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ｉ！２３よりの信号で、制御装置２
２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曇
るので、線量率低減に著しい効果がある。
るので、線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Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ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、！。ＣＯ及び”Ｃ。
図である。給水鉄濃度をＦ ｅ ／ Ｎ ｉ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、！。ＣＯ及び”Ｃ。
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−次系
配管付着放射能について、ガンマスキャン測定により測
定した結果である。これによれば、Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ
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ａｍ率は、第１図に比べて逆に低くなっており、
これはＦ ｅ ／ Ｎ ｉ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”Ｃｏの増加がみら
れるばかりか、Ｆｃが親元素となっている” Ｍ ｎ
＋ ” Ｆ ｅ等の該種も観測されている。
配管付着放射能について、ガンマスキャン測定により測
定した結果である。これによれば、Ｆ ｅ ／ Ｎ ｉ
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ａｍ率は、第１図に比べて逆に低くなっており、
これはＦ ｅ ／ Ｎ ｉ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”Ｃｏの増加がみら
れるばかりか、Ｆｃが親元素となっている” Ｍ ｎ
＋ ” Ｆ ｅ等の該種も観測されている。
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。
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ッドの化学形態が起
因していることは周知の事実である。クラッドの化学形
態は鉄イオンが受ける環境因子により、水酸化鉄（Ｆｅ
（○Ｈ）Ｚ等）となるかマグネタイト（Ｆｅ、Ｏ，）、
ヘマタイト（Ｆ ｅ。
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ッドの化学形態が起
因していることは周知の事実である。クラッドの化学形
態は鉄イオンが受ける環境因子により、水酸化鉄（Ｆｅ
（○Ｈ）Ｚ等）となるかマグネタイト（Ｆｅ、Ｏ，）、
ヘマタイト（Ｆ ｅ。
０３）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。
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ッドの化学形態をＸ線回折装置に
より測定した結果を示すものである０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ットとなる。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°Ｃ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。
ン水及び復水中のクラッドの化学形態をＸ線回折装置に
より測定した結果を示すものである０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ットとなる。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°Ｃ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ワを第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。従っ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。
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。従っ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２０〜５゜ＰＰｂ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。
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２０〜５゜ＰＰｂ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年間の酸素ガス及びメンテ
ナンスも不要となる。
りかそれに要する運転中４０年間の酸素ガス及びメンテ
ナンスも不要となる。
本発明によれば、下記の効果がある。
（１）給水鉄濃度を任意にコントロール出来るので線量
率低減に著しい効果がある。
率低減に著しい効果がある。
（２）本ヒータドレン回収方式によればプラント熱効率
は、従来カスケード方式に比べて１３００Ｍ Ｗ ｅ
＠で４．５ＭＷｅのゲインが得られる。
は、従来カスケード方式に比べて１３００Ｍ Ｗ ｅ
＠で４．５ＭＷｅのゲインが得られる。
（３）ヒータドレン水中鉄クラッドは非晶質分が少いた
め、復水脱塩器の除鉄性能を向上させる。
め、復水脱塩器の除鉄性能を向上させる。
（４）ヒータドレン水中の溶存酸素濃度が２００ＰＰｂ
程度であることから、現在行われている酸素注入”をや
めることが出来、酸素注入設備の設置及び該注入装置の
メンテナンスも不要となる。
程度であることから、現在行われている酸素注入”をや
めることが出来、酸素注入設備の設置及び該注入装置の
メンテナンスも不要となる。
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ャンのよる線量率の測定結果を示
すグラフ、第Ｓ図は実機の復水とヒータドレン水中のク
ラッド化学形態（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。 第 ３ 口 Ｘ １０３ 寅】カエヵ年δフ１ラント
Ｄプラント 奉 ５ の Ｅブラント Ｆフ゛ラント 弗 ６ 【 （％） 乎 ７ 回 （帽７〃橘０） 穀率ｌＬ度
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ャンのよる線量率の測定結果を示
すグラフ、第Ｓ図は実機の復水とヒータドレン水中のク
ラッド化学形態（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。 第 ３ 口 Ｘ １０３ 寅】カエヵ年δフ１ラント
Ｄプラント 奉 ５ の Ｅブラント Ｆフ゛ラント 弗 ６ 【 （％） 乎 ７ 回 （帽７〃橘０） 穀率ｌＬ度
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉、タービン、復水器、復水ろ過装置、復水脱
塩器、低圧給水ヒータ及び高圧給水ヒータを順次含む沸
騰水型原子力プラントにおいて、前記低圧給水ヒータの
ドレン水を前記復水器脱塩の上流側及び下流側の双方に
戻すラインからなるヒータドレン回収ラインを設けたこ
とを特徴とする沸騰水型原子力プラント。 ２、原子炉、タービン、復水器、復水ろ過装置、復水脱
塩、低圧給水ヒータ及び高圧給水ヒータを順次含む沸騰
水型原子力プラントにおいて、前記低圧給水ヒータのド
レン水を前記復水脱塩器の上流側及び下流側の双方に戻
すラインからなるヒータドレン回収ラインを設けると共
に、前記ライン中、脱塩器の上流側ライン及び下流側ラ
インの夫々に流量制御弁を設けたことを特徴とする沸騰
水型原子力プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63008334A JPH0631817B2 (ja) | 1988-01-20 | 1988-01-20 | 沸騰水型原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63008334A JPH0631817B2 (ja) | 1988-01-20 | 1988-01-20 | 沸騰水型原子力プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01185493A true JPH01185493A (ja) | 1989-07-25 |
| JPH0631817B2 JPH0631817B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=11690293
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63008334A Expired - Fee Related JPH0631817B2 (ja) | 1988-01-20 | 1988-01-20 | 沸騰水型原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631817B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007040603A (ja) * | 2005-08-03 | 2007-02-15 | Hitachi Ltd | 給水加熱器ドレンタンクシステム |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51108199A (ja) * | 1975-03-20 | 1976-09-25 | Tokyo Shibaura Electric Co | |
| JPH01118799A (ja) * | 1987-11-02 | 1989-05-11 | Toshiba Corp | 原子力プラントの給水鉄濃度制御方法 |
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1988
- 1988-01-20 JP JP63008334A patent/JPH0631817B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51108199A (ja) * | 1975-03-20 | 1976-09-25 | Tokyo Shibaura Electric Co | |
| JPH01118799A (ja) * | 1987-11-02 | 1989-05-11 | Toshiba Corp | 原子力プラントの給水鉄濃度制御方法 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007040603A (ja) * | 2005-08-03 | 2007-02-15 | Hitachi Ltd | 給水加熱器ドレンタンクシステム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631817B2 (ja) | 1994-04-27 |
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