JPS61218703A - 沸騰水型原子力発電プラントのタ−ビン用軸封装置 - 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】 ［発明の技術分野］ 本発明は発電効率の低下を来たすことなくタービングラ
ンド部を確実にシールすることが可能な沸騰水型原子力
発電プラントのタービン用軸封装置に関する。

［発明の技術的背Ｅｌ］ 以下第５図を参照して従来例を説明する。第５図は従来
の原子力発電プラントのタービン用軸封装置の構成を示
す図である。図中符号１は原子炉圧力容器を示す。この
原子炉圧力容器１内には図示しない炉心が収容されてお
り、冷却水はどの炉心を上方に向って流通し、その際炉
心の核反応熱により昇温しで水と蒸気との二層流状前と
なる。

二層流状前となった冷却水は炉心の上方に設置された気
水分離器により水と蒸気に分離され、分離された蒸気は
蒸気乾燥器にて乾燥されて乾燥蒸気となり、主蒸気管２
を介して高圧タービン３に移送される。そこで高圧ター
ビン３を駆動させた蒸気は、ざらに低圧タービン４に移
送され、該低圧タービン４を駆動する。この低圧タービ
ン４の下方には復水器５が設けられており、上記低圧タ
ービン４を駆動させた蒸気はこの復水器５内に導入され
て凝縮されて復水６となる。この復水６は復水ポンプ７
、グランド蒸気復水器８、低圧給水加熱器９、給水ポン
プ１０および高圧給水加熱器１１を介挿した給水配管１
２を介して前記原子炉圧力容器１内に戻される。なお図
中符号１３は上記低圧タービン４に駆動軸１４を介して
連結された発１！機を示す。

上記構成においてタービン運転時には、高圧タービン３
の内部蒸気圧力は大気圧より高くなり、これに対して低
圧タービン４の排気圧および復水器５内の圧力は大気圧
以下となる。この為上記高圧タービン３のグランド部２
１からは蒸気が外部へ漏出し、低圧タービン４のグラン
ド部２２からは大気が内部へ侵入する可能性がある。そ
こでかかる蒸気の漏出および大気の侵入を防止するため
に上記グランド部２１および２２にグランドシール装置
を設けている。以下このグランドシール装置の構成につ
いて説明する。

従来沸騰水型原子力発電プラントのタービン軸封は、例
えば高圧タービンの漏洩蒸気を低圧タービンの軸封部に
送気し、ここからグランド蒸気復水器を介してグランド
排風器で大気に放出するといった方式が採用さていた。

しかしながら一般に沸騰水型原子力発電プラントでは原
子炉圧力容器１から主蒸気管２を介して供給される蒸気
の中には、原子炉圧力容器１内で発生する各種の放射性
物質が含有されている。よって大気への放射性ガスの放
出低減という意味では好ましい方法とはいえなかった。

そこで前記グランドシール装置はかかる点に着目して放
射性物質の外部への流出を防止できるような構成となっ
ている。以下説明する。

図中符号３１は蒸気発生器を示す。この蒸気発生器３１
内にて放射性物質を殆ど含有しない復水３２（例えば復
水貯蔵タンク内の水）を、主蒸気あるいは低圧タービン
４からの抽気蒸気を加熱源として沸騰蒸発させ、この発
生した蒸気を蒸気管３３、ヘッダ３４および蒸気管３５
を介して前記グランド部２１および２２に供給してグラ
ンド部のシールをなしている。上記グランド部２１およ
び２２に供給された蒸気は、グランド部２１および２２
に侵入する大気と共にリーク蒸気として大気圧より低い
圧力に保持され、戻り管３６、ヘッダ３７および戻り管
３８を介して前記グランド蒸気復水器８に戻される。

上記グランド蒸気復水器８に導入されたリーク蒸気は凝
縮されてドレン水となり、配管３９を介して前記復水器
５に回収される。一方侵入した大気等の非圧縮性気体は
排気管４１および排気筒４２を介して大気中に放出され
る。また上記蒸気発生器３１にて加熱源とて使用された
油気蒸気は、配管４３を介して低圧給水加熱器９内に導
入され、そこで凝縮してドレン水となり、配管４４を介
して上記復水器４に回収される。また前記高圧給水加熱
器１１には前記低圧タービン３の抽気蒸気が配管４５を
介して導入され、そこで凝縮してドレン水となり、配管
４６を介して上記低圧給水加熱器９内に移送され、上記
配管４４を介して復水器４内に回収される。

［背景技術の問題点］ 上記構成によると以下のような問題があった。

（１）まず従来の場合にはグランド部２１．２２のシー
ル用蒸気として放射性物質を殆ど含有していない復水３
２を使用しており、よって排気筒４２を介して排気され
る排気ガス中の放射性物質の量は無視できる程度の微量
なものである。しかしながら一般的に原子力発電所から
放出される放射性物質の量は種々の規制に対して充分に
低く維持されており、かかる点において上記構成はある
意味で過剰設備といえる。

（２）またシール用の蒸気を発生させるための蒸気発生
器３１の加熱源として、主蒸気あるいは低圧タービン４
からの抽気蒸気を使用しており（前記従来例の場合には
油気蒸気）、かかる蒸気の量は主蒸気全体の０．２％に
達している。これは発電のために有効に使用される蒸気
量がそれだけ少なくなることを意味するもので、発電出
力に換算しておよそ０．１２％程度の低下であり、その
改善が要求されていた。

［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、放射性物質の外部への放出量を充分に低
減させて環境汚染を確実に防止することができるととも
に、発電効率の低下を来たすことのない沸騰水型原子力
発電プラントのタービン用軸封装置を提供することにあ
る。

［発明の概要］ すなわち本発明による沸騰水型原子力発電プラントのタ
ービン用軸封装置は、原子炉圧力容器内にて発生した蒸
気を主蒸気管を介してタ４−ビン系に移送して発電に供
せしめ、仕事をなした蒸気を復水器に導入して凝縮して
復水とし、この復水を給水系を介して前記原子炉圧力容
器内に戻す沸騰水型原子力発電プラントにおいて、プラ
ントのドレン水又は給水を減圧沸騰タンク内に導入して
減圧沸騰させ、その際発生する蒸気を前記タービン系の
グランド部に供給してシールをなすようにしこ Ｅ２を特徴とするものである。

つまり従来のように主蒸気あるいはタービン系からの抽
気蒸気を加熱源して復水貯蔵タンク内の復水等を蒸発さ
せるのではなく、プラントのドレン水又は給水を減圧沸
騰タンク内に導入して減圧沸騰させて蒸気を発生させ、
該蒸気をタービン系のグランド部に供給してシールをな
すものである。

［発明の実施例］ 以下第１図を参照して本発明の第１の実施例を説明する
。なお従来と同一部分には同一符号を付して示し、その
説明は省略する。図中符号１０１は減圧沸騰タンクを示
し、この減圧沸騰タンク１０１にはドレン配管１０２を
介して高圧給水加熱器１１内にて発生したドレン水ａが
導入される。

上記ドレン配管１０２には圧力調整弁１０３が介挿され
ている。上記ドレン配管１０２を介して減圧沸騰タンク
１０１内に導入されたドレン水ａは、減圧沸騰タンク１
０１内にて蒸発し、発生した蒸気は蒸気管１０４を介し
て前記ヘッダ３４に導入され（図中■−■で示す）、ざ
らに蒸気管３５を介してグランド部２１および２２に供
給される。

一方減圧沸騰タンク１０１内にて蒸発しなかったドレン
水（図中符号すで示す）は配管１０５を介して低圧給水
加熱器９内に導入され、ドレン配管４４を介して前記復
水器５内に回収される。またグランド部２１および２２
に供給された蒸気は蒸気管３６、ヘッダ３７および蒸気
管３８を介してグランド蒸気復水器８内に導入され、そ
こで凝縮されてドレン水となり（図中符号Ｃで示す）、
配管３９を介して上記復水器５内に回収される。またグ
ランド蒸気復水器８内にて発生した排気ガスは、排気管
４１を介して排気筒４２より大気に放出される。なお上
記減圧沸騰タンク１０１内の圧力は、上記圧力調整弁１
０３の開度を調節することにより制御される。

上記構成によると、高圧給水加熱器１１に供給された高
圧タービン３からの抽気蒸気は給水を加熱した後、凝縮
してドレン水ａとなる。このドレン水ａは通常運転状態
では、圧力が２５Ｋｔｉ／ｃｄｇで、温度が約２００°
Ｃであり、高温・高圧の状態にある。このドレン水ａを
減圧沸騰タンク１０１内に導入する。その時上記減圧沸
騰タンク１０１内は、シール蒸気として必要な圧力”Ｉ
ＫＩ／ｃｔ／ｌにＪに保持されている。ここで減圧沸騰
現象がおこり、上記ドレン水ａの内約１５％程度のドレ
ン水ａは気化して約１２０℃の蒸気となる。そして残り
のドレン水ａは温度約１２０’Ｃのドレン水すとなる。

発生した蒸気はグランド部２１および２２に導入されて
、シール機能をなす。一方ドレン水すは低圧給水加熱器
９内に導入されて、ざらに冷却・減圧されて熱回収され
た後、配管４４を介して復水器５内に回収される。

以上本実施例によると次のような効果を奏することがで
きる。

（１）まずシール用蒸気を得るために、従来のように主
蒸気あるいはタービン系からの抽気蒸気を加熱源として
使用する構成ではなく、高圧給水加熱器１１のドレン水
を減圧沸騰タンク１０１内に導入して、そこで減圧沸騰
させて発生した蒸気を使用するようにしているので、従
来加熱源として使用していた蒸気を発電に供せしめる事
が可能となり、その結果従来のように発電効率の低下を
来たすことな（、グランド部２１および２２のシールを
なす事が可能となる。

（２）またその際排気筒４２を介して大気に放出される
排気ガス中の放射性物質の量は極めて少なく、基準を下
回ることは勿論のこ・と、環境に対しても何等影響を与
えるものではない。これをざらに詳細に説明する。

まず前記高圧タービン３から高圧給水加熱器１１に抽気
される蒸気中には、原子炉圧力容器１内にて発生した各
種の放射性物質が含有されている。この内環境汚染に対
して懸念されるのは、キセノン（Ｘｅ）、クリプトン（
Ｋｒ　＞等の希ガス類と、よう素〈１〉である。この内
希ガス類については、水に溶解しにくいために、高圧給
水加熱器１１内にて抽気蒸気が凝縮する際にドレン水ａ
中には殆ど含まれず、他の非凝縮性ガスと共に図示しな
い配管系を介して復水器５内に回収される。

一方よう素については水に溶解し易く、大部分がドレン
水ａ中に溶解してしまう。したがって減圧沸騰タンク１
１内に導入されるドレン水ａ中には含有されているが、
減圧沸騰タンク１０１内にて蒸発する蒸気中にはよう素
は殆ど含有されることはなく、ドレン水す中に含有され
た状態で、低圧給水加熱器９を介して復水器５内に回収
される。

このようにグランド部２１Ｊ′３よび２２をシールする
ためのシール蒸気中には放射性物質は殆ど含有されてお
らず、よって最終的に排気筒４１を介して大気中に放出
される排気ガス中の放射性物質の量は極めて微量であり
、環境汚染の心配は全っくないといえる。

次に第２図を参照して第２の実施例を説明する。

すなわち前記第１の実施例の場合には、高圧給水加熱器
１１のドレン水を減圧沸騰タンク１０１内に導入して減
圧沸騰させて蒸気を発生させていたが、この第２の実施
例の場合には、高圧給水加熱器１１の後流側の給水配管
１２から給水の一部を配管１１１を介して減圧沸騰タン
ク１０１内に導入して減圧沸騰させる。その際発生する
蒸気を蒸気管１０４を介してヘッダ３４に供給する（図
中符号■−■で示す）。他の構成は前記第１の実施例と
同様であってその説明は省略する。

この第２の実施例によると前記第１の実施例と同様の効
果を奏することができるのは勿論のこと、原子炉給水は
圧力・温度共に安定している為、タービンの広い出力範
囲に亘ってシール蒸気を安定した状態で得ることができ
る。また原子炉給水には放射性物質は殆ど含まれていな
いので、グランド部２１および２２に供給されるシール
蒸気中ざらには排気筒４１を介して排気される排気ガス
中にも放射性物質が殆ど含まれず、前記第１の実施例同
様環境汚染に対する懸念は解消される。

次に第３図を参照して第３の実施例を説明する。

この第３の実施例は高圧タービン３の排気側に湿分分離
器１２１が設置されている場合の例であり、この湿分分
離器１２１から発生するドレン水をドレン配管１２２を
介して減圧沸騰タンク１０１内に導入して（図中符号■
−■で示す）、減圧沸騰させ蒸気を得る構成であり、他
の構成は前記第１の実施例と同様であってその説明は省
略する。

よって主蒸気あるいはタービン系からの油気蒸気を加熱
源として蒸気を発生させる構成ではなく、また湿分分離
器１２１からのドレン水およびこれを減圧沸騰させて得
るシール蒸気は共に放射性物質の量が極めて少ないこと
等から（上記ドレン水中には前述したようによう粗が含
有されているが、減圧沸騰タンク１０１内にて分離され
ドレン水す中に溶解してしまう）、前記第１および第２
の実施例と同様の効果を奏する事ができる。

次に第４図を参照して第４の実施例を説明する。

この第４の実施例は高圧タービン３の排気側に蒸気再熱
器１３１が設けられた構成において、この蒸気再熱器１
３１にて発生するドレン水を減圧沸騰タンク１０１に導
入して、減圧沸騰させ蒸気を得るもので、他の構成は前
記第１乃至第３の実施例と同様でおり、その説明は省略
する。

したがって発電効率の低下を来たすことなくグランド部
のシールをなすことが可能とり、また排気筒１４１から
外部に放出する排気ガス中の放射性物質の量も充分に低
減されている等前記第１乃至第３の実施例と同様の効果
を奏することができる。

［発明の効果］ 以上詳述したように本発明による沸騰水型原子力発電プ
ラントのタービン用軸封装置によると、発電効率の低下
を来たすことなくタービングランド部のシールを確実に
なすことができ、また外部に放出される放射性物質の量
も充分に低減され、環境汚染は確実に防止される。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１の実施例によるタービン用軸封装
置の構成を示す系統図、第２図は第２の実施例を示すタ
ービン用軸封装置の系統図、第３図は第３の実施例を示
すタービン用軸封装置の系統図、第４図は第４の実施例
を示すタービン用軸封装置の系統図、第５図は従来のタ
ービン用軸封装置の系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・主蒸気管、３・・・
高圧タービン、４・・・低圧タービン、５・・・復水器
、６・・・復水、７・・・復水ポンプ、８・・・グラン
ド蒸気復水器、９・・・低圧給水加熱器、１０・・・給
水ポンプ、１１・・・高圧給水加熱器、１２・・・給水
管、２１．２２・・・グランド部、３４．３７・・・ヘ
ッダ、３５．３６・・・蒸気管、３８・・・戻り管、３
９，４４，４５．４６・・・配管、４１・・・排気管、
４２・・・排気筒、１０１・・・減圧沸騰タンク、１０
２・・・ドレン配管、１０３・・・圧力調整弁、１０４
・・・蒸気管、１０５・・・配管。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 手続補正書 昭和　　４０．　”ｑ２７　　日 特許庁長官　志　賀　　　学　　殿 １、事件の表示 特願昭６０−５９８６９号 ２、発明の名称 沸騰水型原子力発電プラントのタービン用軸封装置３、
補正をする者 事件との関係　特許出願人 （３０７）　　株式会社　東芝 ４、代理人 東京都港区虎ノ門１丁目２６番５号　第１７森ビルへ＼ ７、補正の内容 （１）明細書第５頁第１８行目の「非圧縮性気体」を「
非凝縮性気体」と訂正する。 （２）明細書第６頁第４行目の「低圧タービン」を「高
圧タービン」と訂正する。 （３）明細書第１２頁第１５行目、および第１３頁第１
７行目の「排気筒４１」を「排気筒４２」と訂正する。 （４）明細書第１４頁第１３行目の「よう粗」を「よう
素」と訂正する。

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉圧力容器内にて発生した蒸気を主蒸気管を
   介してタービン系に移送して発電に供せしめ、仕事をな
   した蒸気を復水器に導入して凝縮して復水とし、この復
   水を給水系を介して前記原子炉圧力容器内に戻す沸騰水
   型原子力発電プラントにおいて、プラントのドレン水又
   は給水を減圧沸騰タンク内に導入して減圧沸騰させ、そ
   の際発生する蒸気を前記タービン系のグランド部に供給
   してシールをなすようにしたことを特徴とする沸騰水型
   原子力発電プラントのタービン用軸封装置。
2. （２）上記ドレン水は給水系に介挿された高圧給水加熱
   器にて発生するドレン水であることを特徴とする特許請
   求の範囲第１項記載の原子力発電プラントのタービン用
   軸封装置。
3. （３）前記ドレン水は前記タービン系に設置された湿分
   分離器内にて発生するドレン水であることを特徴とする
   特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子力発電プラン
   トのタービン用軸封装置。
4. （４）前記ドレン水は前記タービン系に設けられた蒸気
   再熱器内にて発生したドレン水であることを特徴とする
   特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子力発電プラン
   トのタービン用軸封装置。