JPH01272997A - 給水加熱器 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、給水加熱器に係り、特に加熱器チューブを改
良した給水加熱器に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子力発電プラントの給水加熱器は、復水器か
らの復水を給水として加熱し、原子炉圧力容器へ導くも
のである。給水の加熱は給水が給水加熱器の加熱器チュ
ーブを流通する間に熱交換によってなされる。

このような加熱器チューブは、熱交換効率を高めるため
に給水との接液面積が約２００００　ｍ　　と大きく構
成される。したがって、腐食防止の観点から加熱器チュ
ーブは腐食されにくいオーステナイト系ステンレス鋼に
よって形成されている。このオーステナイト系ステンレ
ス鋼は腐食速度が小さく腐食量が第４図に示すように少
ないもののへ１含有量が多い。Ｎ１が多いとその不純物
として存在するＣｏも多くなる。

一般に、ステンレス鋼から液体中へ溶出するＣＯの溶出
量は、ステンレス鋼の腐食速度とＮ」含有率との積に比
例する。したがって、加熱器チューブを構成するステン
レス鋼のＮ１含有量が多いことは、ＣＯが給水中へ溶出
する溶出量の増大を意味することになる。加熱器チュー
ブがオーステナイト系ステンレス鋼から構成された場合
には、その結果、給水中Ｃｏ濃度が増大する。

また、」二連のように加熱器チューブの接液面積が大き
いことから、給水中のＣｏ量の９０％以十、がこの加熱
器チューブから溶出したものとなっている。

給水中に溶出したＣｏは、給水中のＮｉ、Ｆｅ等ととも
に原子炉圧力容器内の炉心へ導かれて中性子照射を受け
、Ｃｏ−６０，Ｋｎ−５４，Ｃｏ−５８等の放射性核種
に変化する。このうち、Ｃｏ　−６０は放射線量が他に
比へて著しく太きい。したがって、給水中にＧＯが多量
に存在すると、Ｃｏ−６０の発４ニ量も増大し、プラン
トの放射線量が大きくなって、プラン１〜運転員及び作
業具が被曝する恐れがある。

そこで、これらプラント運転員等の被曝低減の観点から
、Ｎ１を含有しないフェライト系ステンレス鋼が給水加
熱器チューブに、適用検討されるようになってきた。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、第４図に示すごとく、フェライト系ステ
ンレス鋼の腐食量は、オーステティ１〜系ステンレス鋼
のそれに比べて極めて多く、腐食生成物低減あるいは前
述のプランｌ−運転員の被曝低減の観点から好ましくな
い。

本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、その目
的は、原子力発電プラントにおける放射線量を大幅に抑
制することができる給水加熱器を提供することにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明は、上記目的を達成するために、原子力発電プラ
ン１〜の給水系に設置され、本体内部に多数の加熱チュ
ーブが配設され、前記加熱器チューブ内を給水が通過す
る間に熱交換され加熱される給水加熱器において、前記
加熱器チューブはその表面に酸化皮膜を形成させたフエ
ライ１へ系ステンレス鋼から形成されることを特徴とす
るものである。

（作　用） 本発明の給水加熱器によれば、加熱器チューブからの腐
食生成物が大幅に抑制されるので、給水へ溶出する腐食
生成物も甚しく減少し、それに伴なって炉心における放
射性核種の生成斌も低減させることができる。

（実施例） 以下、本発明の実施例を図面に鶏づいて説明する。

第１図は本発明の一実施例の断面図である。

図において、本発明の給水加熱器の本体２Ｉは筒形状の
本体胴２２と、この本体胴２２の両端部に取り付けられ
た上流側氷室鏡板２３および下流側氷室鏡板２４とから
構成されるにれら」二流側および下流側氷室鏡板２３．
２４と本体胴２２との境界にそれぞれ管板２５．２６が
配設される。管板２５および上流側氷室鏡板２３に囲ま
れて入口側水室２８が形成され、また管板２６およびＦ
流側水室鏡板ｚ４に囲まれて出に１側水室２９が形成さ
れる。

多数の加熱器チューブ２７の両端部は、上記両管板２５
．２６に固定され、入「」側および１４冒１側水室２８
゜２９に開「１して設けられる。また、−Ｌ流側氷室鏡
板２３には給水人口３０が、下流側氷室鏡板２４には給
水出口３１がそれぞれ形成される。さらに、本体＋５！
　２２には加熱冷媒を流入し、排出する加熱媒体人口３
２および加熱媒体出口３３が形成される。したがって、
給水人１０３０から入［」測水室２８内へ導かれた給水
は、加熱器チューブ２７内を通過する間に加熱器媒体人
口３２から本体胴２２内へ導かれた加熱媒体としての蒸
気によって熱交換されて加熱され、出［］側氷水室９を
経て給水出口３１から流出する。また、本体胴２２内へ
導かれた加熱媒体としての蒸気は、熱交換されて冷却さ
れ、加熱媒体量１”］　３３から流出する。

」二記加熱器チューブ２７はフェライト系ステンレス鋼
から構成されている。

チューブ表面が特定の温度範囲で生ずるち密かつ強固な
酸化皮膜がバリヤーとして働き、プラント運転時におい
て、給水への腐食生成物の発生を有効に抑制することが
できる。このため、チューブ製作時点において予め積極
的に、チューブ表面に７００〜１１００℃の温度で焼き
なますことによって、ち密で腐食生成物の発生抑制効果
にすぐれた酸化皮膜を形成するようにしたものである。

この様な酸化皮膜の形成は、フェライト系ステンレス鋼
の素材製作過程において行うことができるが、その場合
、その後の部利加工工程として徒来行われている機械加
工あるいは、酸洗いなどによって形成された酸化皮膜を
除去しないことが肝要である。

また、本発明においては上記の様な良好な腐食生成物発
生抑制効果を有する酸化皮膜を得るためには、チューブ
の焼きなまし温度を７００〜１１００″Ｃにすることが
好ましく、更に、好ましくは、７５０℃〜１０５０℃で
ある。

熱処理温度が７００℃未満では、耐鋭敏化特性が劣り、
一方、１０５０℃を越える温度で熱処理すると、機能的
性質、特に耐力、引張り強さが劣るため好ましくない。

１−記の焼きなまし工程は、上記温度範囲で水冷、また
は急冷後完了する。

酸化皮膜を付与したフェライト系ステンレス鋼の腐食速
度は、０．１ｎｙ／　ａ＃／　２０ｄａｙｓであり、付
与しないもののそれは、０．６＋ｎｇ／　ａｉＴ／　２
０ｄａｙｓである。

（第４図参照）従って、皮膜の付与により、溶出量は］
／６に減少する。

ここで、第４図には酸化皮膜を付与したフェライ１へ系
ステンレス鋼と付与しないフェライ１〜系ステンレス鋼
及びオーステナイト系ステンレス鋼との腐食試験におけ
る腐食量の経時変化を示したグラフである。試験水中の
溶存酸素濃度は約５０ｐｐｂであり、試験温度は２８０
°Ｃである。

第２図は本発明に係る給水加熱器を沸騰水型原子力発電
プラン１へのヒータドレンフォワードポンプアップ方式
の給水系に設置した系統図である。

図において、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、主
蒸気ライン２を介して高圧蒸気タービン３へ導かれ、タ
ービンロータを駆動する。高圧蒸気タービン３で仕事を
した蒸気は、湿分分離再熱器４を経て低圧蒸気タービン
５へ導かれ、タービンロータを駆動する。湿分分離再熱
器４は原子炉圧力容器１からの蒸気を導いて、高圧蒸気
タービン３にて仕事をした蒸気の湿分を除去し再熱する
ものである。

低圧蒸気タービン５へ導かれて仕事をした蒸気は、復水
器６内で冷却凝縮され、復水となる。この復水は、復水
浄化系７へ導かれてろ過および脱塩処理され、給水系８
へ送られて給水となる。給水系８には上流側から順次低
圧給水加熱器９、高圧給水加熱器１１が設置される。給
水はこれらの給水加熱器９，１１によって段階的に加熱
された後、原子炉圧力容器１へ導かれる。

高圧給水加熱器１１内で給水と熱交換してこの給水を加
熱する加熱媒体は、湿分分離再熱器４において加熱媒体
として機能し流出した蒸気が用いられる。また、低圧給
水加熱器９の加熱媒体は湿分分離再熱器４にて加熱され
て低圧蒸気タービン５へ導かれる蒸気の一部が使用され
る。これらの高圧、低圧給水加熱器１１，９から流出し
た加熱媒体は、各々高圧ドレン回収ライン１２、低圧１
くレン回収ライン１０を介して高圧給水加熱器１１、低
圧給水加熱器９の上流側の給水ラインへそれぞれ送られ
給水となる。

給水となった加熱媒体は、他の給水とともに高圧給水加
熱器１１、低圧給水加熱器９にて加熱され、原子炉圧力
容器１へ導かれる。このように、低圧および高圧給水加
熱器９，１１の加熱媒体を浄化処理することなく直接給
水ラインへ導く給水系をヒ一タ１〜レンフォワードポン
ブアノプ方式の給水系という。

即ち、この給水方式では、前述のごとく浄化装置なしに
直接加熱媒体が給水へ送られろために、特に腐食生成物
の低減が望まれる。

ところで、前述したように本発明の給水加熱器では加熱
チューブ２７は酸化皮膜を付与したフェライト系ステン
レス鋼が用いられている。このように酸化皮膜を付与し
たフェライ１へ系ステンレス鋼は酸化皮膜を付与しない
フェライ１〜系ステンレス鋼に比へ、給水への腐食生成
物発生基が１／６に減少することから、原子炉圧力容器
１内の炉心で生成される放射性核種の生成量が大幅に低
減される。

その結果、原子力発電プラントにおける放射線基が減少
し、作業者の被曝量の低減が可能となる。

また、給水および蒸気中への腐食生成物が少なくなるこ
とから、給水系をヒーター１〜レインフォワー１−ポン
プアップ方式とすることができる。

したがって、低圧および高圧給水加熱器９，１１の加熱
媒体を復水浄化系７を経ることなく直接給水加熱器９，
１１へ導いて加熱することができる。

その結果、加熱媒体を復水器６へ導いて冷却凝固した後
復水浄化系７へ導く後述のカスグー１一方式の給水系（
第３図参照）に比べ熱経済」二有利となる。

第３図は本発明の給水加熱器をカスケード方式の給水系
に設置した場合の系統図である。なお、既に説明した第
２図と同一構成部分には同一符号を付してその説明は省
略するものとする。

このカスケード方式の給水系は、高圧給水加熱器１１か
らの加熱媒体を低圧給水加熱器９へ導いて再び加熱媒体
として使用し、低圧給水加熱器９の加熱媒体を復水器６
へ導き、復水浄化系７で浄化するように構成した点が前
記第２図の給水系とは相違する。この方スケート方式の
給水系は熱経済」二の利点を度外視すれば、加熱媒体中
の腐食生成物を復水浄化系７にて確実に除去することが
できるため、炉心における放射性核種の生成量を一層減
少することができ、プラントの放射線量をより一層低減
させることができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明の給水加熱器によれば、本
体内部に配設された多数の給水加熱器チューブが酸化皮
１摸を付与したフェライト系ステンレス鋼から形成され
ているので、この加熱器チューブから給水中へ溶出する
腐食生成物を減少させて、炉心における放射性核種の４
成量を低減させることができ、その結果、原子力発電プ
ラントにおける放射線量を大幅に抑制することができる
という効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の断面図、第２図は本発明の
給水加熱器をヒータドレンフォワードポンプアンプ方式
の給水系に設置した沸騰水型原子力発電プラントの系統
図、第３図は本発明の給水加熱器をカスグー１〜方式の
給水系に設置した沸騰水型原子力発電プランｌ−の系統
図、第４図は酸化皮膜を付与したフェライト系ステンレ
ス鋼と酸化皮膜を付与しないフェライト系ステンレス鋼
及びオーステティ１〜系ステンレス鋼の腐食試験におけ
る腐食量の経時変化を示すグラフである。 １　原子炉圧力容器　　　　３・高圧蒸圧タービン４・
湿分分離再熱器　　　　５　・低圧蒸気タービン６・・
復水器　　　　　　　　７−・復水浄化系８　給水系　
　　　　　　　９・・低圧給水加熱器１０・・高圧ドレ
ン回収ライン　１１・・・高圧給水加熱器１２・低圧ド
レン回収ライン　２１・・・加熱器本体２２・・加熱器
本体胴　　　　　２３．２４・・・氷室鏡板２５．２６
・−管板　　　　　　　２７・加熱器チューブ２８．２
９・・氷室　　　　　　　３０・給水入口３１−・給水
出口　　　　　　　３２・・加熱媒体入口３３　　加熱
媒体出口 （８７３３）　　代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほ
か１名）第４図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １）原子力発電プラントの給水系に設置され、本体内部
   に多数の加熱器チューブが配設され、この加熱器チュー
   ブ内を給水が通過する間に熱交換され加熱される給水加
   熱器において、前記加熱器チューブはその表面に酸化皮
   膜を形成させたフェライト系ステンレス鋼から構成され
   たことを特徴とする給水加熱器。