JPH068905B2 - 沸騰水型原子炉の冷却水供給装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子炉の冷却水供給装置に関するも
のである。

〔発明の背景〕

従来の沸騰水型原子炉の冷却水供給装置を、第２図に基
づいて説明する。第２図に示す冷却水供給装置は、「タ
ービン・発電機講座」、ｐ２９〜３３、昭和５３年４月
（社団法人 火力発電技術協会）に示されているもので
ある。

沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、
主蒸気配管２０により高圧タービン２及び低圧タービン
４に導かれてそれらを駆動した後に、復水器６により凝
縮される。３は、湿分分離器である。復水器６で得られ
た蒸気の凝縮水（沸騰水型原子炉の冷却水）は、低圧復
水ポンプ７で昇圧されてろ過器８、復水脱塩器９を通
り、再び高圧復水ポンプ１０で昇圧されて低圧給水加熱
器１２，１３，１４及び１５で順次昇温される。その
後、低圧給水加熱器１５から吐出された冷却水は、給水
ポンプ１１でさらに昇圧されて高圧給水加熱器１６及び
１７で昇温され、原子炉圧力容器１へ供給される。

低圧給水加熱器１２〜１５には、低圧タービン４から抽
気された蒸気が供給される。この抽気蒸気は、低圧給水
加熱器１２〜１５に供給される冷却水（前述した蒸気の
凝縮水）の加熱源になつている。高圧給水加熱器１６及
び１７には、高圧タービン２または主蒸気配管２０から
抽気した蒸気を冷却水の加熱用として供給されている。
高圧給水加熱器１６及び１７から吐出された抽気蒸気の
ドレン及び湿分分離器３にて分離された湿分のドレン
は、ドレンタンク１８に導かれてポンプ１９にて昇圧さ
れ、給水ポンプ１１と低圧給水加熱器１４との間の冷却
水供給管２１に導入されている。このように高圧給水加
熱器１６及び１７から吐出された抽気蒸気のドレン（高
温）を低圧給水加熱器１５の下流側で冷却水供給管２１
に供給しているので、沸騰水型原子炉の熱効率の向上が
図れる。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、熱効率が高くしかも原子炉容器内への
放射化される物質の持込み量を低減できる沸騰水型原子
炉の冷却水供給装置を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、給水ポンプより下流側にある高圧給水
加熱器のドレンを、不純物除去手段を介して給水ポンプ
のサクシヨン側に戻すことにある。

本発明は、従来の沸騰水型原子炉の冷却水供給装置を検
討することによつてなされたものである。

従来の冷却水供給装置では、高圧給水加熱器のドレン水
を給水ポンプの上流側で冷却水供給管に直接戻してく
る。このため、高圧給水加熱器のシエル側（冷却水は高
圧給水加熱器の伝熱管内を通る）で発生した鉄クラツド
等の不純物が原子炉圧力容器内に持込まれる。原子炉圧
力容器内に入つた鉄クラツドが、炉心の燃料棒表面に付
着して放射化される。放射化された鉄クラツドが、燃料
棒表面から離れて、原子炉圧力容器内面または再循環系
配管の内面に付着してそれらの表面線量率を上昇させる
原因となる。このように本発明は、鉄クラツド等の炉心
内で放射化される物質が高圧給水加熱器内で腐食等によ
り生じることに着目してなされたものである。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例である沸騰水型原子炉の冷却水供給装置
を第１図に基づいて説明する。

原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気配管２０に
より、高圧タービン２、湿分分離器３及び低圧タービン
４へと送られる。５は、発電機である。低圧タービン４
から排出された蒸気は、復水器６で凝縮されて冷却水と
して冷却水供給管２１により原子炉圧力容器１に戻され
る。冷却水供給管２１は、原子炉圧力容器１及び復水器
６に接続され、それらの間では低圧復水ポンプ７、ろ過
器（ろ過脱塩器）８、復水脱塩器９、高圧復水ポンプ１
０、低圧給水加熱器１２〜１５、給水ポンプ１１、高圧
給水加熱器１６及び１７をこの順序で順次連絡してい
る。冷却水供給管２１内を流れる冷却水は、低圧給水加
熱器１２〜１５及び高圧給水加熱器１６及び１７内を通
つて加熱される。低圧給水加熱器１２〜１５のシエル側
には、抽気管２２〜２５によつて低圧タービン４から抽
気された蒸気が、冷却水の加熱用として供給される。高
圧給水加熱器１６のシエル側には、抽気管２６によつて
主蒸気配管２０より抽気された蒸気が供給される。高圧
給水加熱器１７のシエル側には、抽気管２７によつて高
圧タービン２より抽気された蒸気が供給される。

低圧給水加熱器１２〜１５の隣接している相互のシエル
は、ドレン配管２８〜３０によつてそれぞれ連絡され
る。ドレンタンク１８Ａは低圧給水加熱器１２のシエル
に連絡される。制御弁３３を有するドレン配管３１は、
ドレンタンク１８Ａと復水器６を接続している。水位計
３７が、ドレンタンク１８Ａに取付けられている。ドレ
ン配管３２の一端は、ドレンタンク１８Ａと制御弁３３
の間のドレン配管３１の部分に接続される。ドレン配管
３２の他端は、復水脱塩器９と高圧復水ポンプ１０との
間の冷却水供給管２１に接続される。制御弁３４、ポン
プ３５及びろ過器３６が、ドレン配管３２に設けられ
る。

高圧給水加熱器１６のシエルと高圧給水加熱器１７のシ
エルは、ドレン配管４６にて連絡される。ドレンタンク
１８は、高圧給水加熱器１６のシエルに接続される。水
位計４４がドレンタンク１８に設けられている。ドレン
配管３９は、ドレンタンク１８と復水器６を連絡してい
る。制御弁４１が、ドレン配管３９に設けられる。ドレ
ンタンク１８と制御弁４１との間のドレン配管３９の部
分に、ドレン配管４０が取付けられる。ドレン配管４０
は、また、低圧給水加熱器１５と給水ポンプ１１との間
の冷却水供給管２１の部分に接続される。制御弁４２、
ポンプ１９及び不純物除去装置４３が、ドレン配管４０
に設けられる。不純物除去装置４３は、高温に耐える必
要があり、例えば電磁フイルタが用いられる。

沸騰水型原子炉の起動時、コントローラ３８及び４５の
作用により制御弁３４及び４２は閉され、制御弁３３及
び４１は開されている。ポンプ３５及び１９は、停止し
ている。このため、低圧給水加熱器１３〜１５に供給さ
れた抽気蒸気は、冷却水を加熱することによつて凝縮さ
れ、ドレン配管２８，２９及び３０を通つて低圧給水加
熱器１２のシエル内に導かれる。抽気管２２及びドレン
配管２８により低圧給水加熱器１２のシエル内に導かれ
た蒸気及びドレンは、低圧給水加熱器１２のドレンとな
つてドレンタンク１８Ａに導かれる。ドレンタンク１８
Ａ内のドレンは、ドレン配管３１により復水器６に排出
される。また、抽気管２７によつて高圧給水加熱器１７
のシエルに供給された蒸気は、ドレンとなつてドレン配
管４６を通して高圧給水加熱器１６のシエル内に導かれ
る。抽気管２６より高圧給水加熱器１６のシエル内に導
かれた抽気された蒸気は、ドレンとなりドレン配管４６
により供給されたドレンとともにドレンタンク１８に排
出される。このドレンタンク１８内のドレンは、ドレン
配管３９を通して復水器６に導かれる。このように沸騰
水型原子炉の起動時にドレンタンク１８及び１８Ａに流
入したドレンは、復水器６に導かれて冷却水（凝縮水）
に混入され、ろ過器８及び復水脱塩器９により浄化され
る。沸騰水型原子炉の起動時においては、抽気蒸気量が
少ないので、各々の給水加熱器のドレンを復水器６に導
入しても支障がない。

沸騰水型原子炉が起動されて原子炉出力が増大するにつ
れて発生する蒸気量が増えしかも原子炉圧力容器１に供
給される冷却水量も増大する。このため、冷却水の加熱
に要する抽気蒸気量も増大し、ドレンタンク１８及び１
８Ａに排出される各給水加熱器のドレン量が増大してド
レンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水位が上昇する。
ドレンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水位は、水位計
４４及び３７にて計測され、計測値がコントローラ４５
及び３８にそれぞれ伝えられる。ドレンタンク１８Ａ内
のドレン水位が所定レベルに達すると、コントローラ３
８は、制御弁３３を閉にし、制御弁３４を開にするとと
もにポンプ３５を駆動させる。ドレンタンク１８内のド
レン水位が所定レベルに達すると、コントローラ４５
は、制御弁４１を閉にし、制御弁４２を開にするととも
にポンプ１９を駆動させる。

ポンプ３５が駆動されるとドレンタンク１８Ａ内のドレ
ン水は、ドレン配管３２によつて復水脱塩器９の下流側
で冷却水供給管２１に供給される。その際、ドレン水に
含まれている鉄クラツド等の不純物は、ろ過器３６によ
つて取除かれる。従つて、ドレン配管３２により冷却水
供給管２１に供給されるドレン水は、不純物を含まない
清浄な状態になつている。ポンプ１９が駆動されると、
ドレンタンク１８内のドレン水は、ドレン配管４０によ
つて低圧給水加熱器１５の下流側で冷却水供給管２１に
供給される。ドレン水内に含まれている鉄クラツド等の
不純物は、不純物除去装置４３で除去される。このよう
な状態は、沸騰水型原子炉が所定の原子炉出力（例えば
定格１００％出力）で運転されている期間の間、継続さ
れる。

沸騰水型原子炉の原子炉出力を低下してその運転を停止
する場合、原子炉出力の低下につれて抽気蒸気量が減少
する。このため、ドレンタンク１８及び１８Ａ内のドレ
ン水位が低下する。それらのドレン水位が、前述の所定
レベルよりも低下すると、コントローラ４５及び３８の
作用によつて制御弁４１及び３３を開にし、ポンプ１９
及び３５を停止させるとともに制御弁４２及び３５を閉
にする。その後、沸騰水型原子炉が停止するまでドレン
タンク１８及び１８Ａ内のドレン水は、ドレン配管３９
及び３１を介して復水器６に排出される。

このような本実施例によれば、以下のような効果が得ら
れる。これらは、電気出力１１０万kWの沸騰水型原子炉
を例にしたものである。

(1) 原子炉の熱効率の向上 本実施例によれば、高圧給水加熱器１６及び１７で発生
したドレン水（温度約１７０℃、エンタルピ約２００kc
al／kg）から給水（原子炉圧力容器１に導かれる冷却
水）に回収される熱量は、約２２０×１０^６kcal／ｈで
あり、低圧給水加熱器１２〜１５で発生するドレン水
（温度約８５℃、エンタルピ約８５kcal／kg）から給水
に回収される熱量は約１４０×１０^６kcal／ｈである。
従つて、沸騰水型原子炉の熱効率が向上する。

(2) 沸騰水型原子炉プラントの表面線量率の低下 従来の冷却水供給装置に比べて低圧及び高圧給水加熱器
のドレン水により冷却水供給管２１内に持込まれる鉄ク
ラツドが減少する。このため、原子炉圧力容器１内に導
入される鉄クラツド量が低減され、再循環系配管等の原
子炉圧力容器１に接続される配管の表面線量率が低下す
る。従つて、配管等の保守点検作業が容易に実施できる
ようになる。

(3) 復水浄化設備の小型化 給水加熱器のドレン水が多量に発生する原子炉の通常運
転時に、ドレン水を復水器６ではなく復水脱塩器９より
下流側で冷却水供給管２１内に導いているので、ろ過器
８及び復水脱塩器９を通過する処理水の量が従来よりも
少なくなる。従つてろ過器８及び復水脱塩器９の処理容
量を低減できるので、これらの復水浄化設備を小型化で
きる。

(4) 低圧給水加熱器の小型化 高圧給水加熱器１６及び１７のドレン水を低圧給水加熱
器１５の下流側に供給しているので、低圧給水加熱器を
通過する冷却水量が少なくなる。このため、低圧給水加
熱器を小型化できる。

(5) ドレン水排出系の小型化 高圧給水加熱器１６及び１７のドレン水を原子炉の運転
状態、すなわちドレン水の発生量の増減に応じてドレン
水を排出する配管を切替えているので、ドレン水の発生
量に対応してドレン水を容易に排出できる。ポンプ１９
はドレン水の発生量の多い状態に基づいて仕様を設定で
きるので、ポンプ１９の運転領域を狭くすることがで
き、ポンプ１９にかかる負担が軽減される。これによ
り、ポンプ１９を小型化できる。このことは、低圧給水
加熱器１２〜１５のドレン水を排出する系統に対しても
同じことが言える。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉の熱効率を向上できるとともに
原子炉圧力容器内への放射化される物質の持込み量を低
減できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例の系統図、第２図は従
来装置の系統図である。 １…原子炉圧力容器、２…高圧タービン、４…低圧ター
ビン、６…復水器、１１…給水ポンプ、１２〜１５…低
圧給水加熱器、１６，１７…高圧給水加熱器、１８，１
８Ａ…ドレンタンク、２１…冷却水供給管、３１，３
２，３９，４０…ドレン配管、３３，３４，４１，４２
…制御弁、３６…ろ過器、４３…不純物除去装置。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉圧力容器と、高圧給水加熱器と、給
   水ポンプと、低圧給水加熱器と、復水器と、前記原子炉
   圧力容器、前記高圧給水加熱器、前記給水ポンプ、前記
   低圧給水加熱器及び前記復水器をこの順序で連絡する冷
   却水供給管と、前記高圧給水加熱器から吐出されるドレ
   ン水を前記給水ポンプと前記低圧給水加熱器との間の前
   記冷却水供給管の部分に導くドレン配管とからなる沸騰
   水型原子炉の冷却水供給装置において、不純物除去手段
   を前記ドレン配管に設けたことを特徴とする沸騰水型原
   子炉の冷却水供給装置。