JPS62212596A - 原子力発電設備 - Google Patents
原子力発電設備Info
- Publication number
- JPS62212596A JPS62212596A JP61055941A JP5594186A JPS62212596A JP S62212596 A JPS62212596 A JP S62212596A JP 61055941 A JP61055941 A JP 61055941A JP 5594186 A JP5594186 A JP 5594186A JP S62212596 A JPS62212596 A JP S62212596A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- condensate
- piping
- drain
- nuclear power
- water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- 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
- Supply And Distribution Of Alternating Current (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (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】
（発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子力発電設備に係り、とりわけ定期点検時等
に各機器および配管より迅速に水を排水し回収すること
ができる原子力発電設備に関する。
に各機器および配管より迅速に水を排水し回収すること
ができる原子力発電設備に関する。
（従来の技術）
原子力発電設備においては、原子炉に持ら込まれた腐蝕
生成物等の不純物が放射化され、この放射性核種の影響
で原子力発電設備の従業者に対する被曝が問題となる。
生成物等の不純物が放射化され、この放射性核種の影響
で原子力発電設備の従業者に対する被曝が問題となる。
また原子ノＪＪ？電設備の復水系統の上流で発生した腐
蝕生成物が復水フィルタの負担を増加させており、この
ことは復水フィルタの維持管理上問題となっている。
蝕生成物が復水フィルタの負担を増加させており、この
ことは復水フィルタの維持管理上問題となっている。
原子力発？ｔｆ設備の信頼性、安全性を向上させるうえ
で従業者に対する被曝の低減、復水フィルタに対する負
担を軽減することが求められてａ３す、そのために原子
炉に持ら込まれる腐蝕生成物および復水系統に流入する
腐蝕生成物を可能な限り低減することが小型である。原
子力発電設備の復水器ホラトウ１ル等の各機器および配
管の内部で発生する腐蝕生成物は、プラント運転中はも
とより、プラント停止中に発生する割合も高い。従って
プラント停止中においても、十分な腐蝕低減対策、防錆
対策を実１ｉＡ１゛る必要がある。
で従業者に対する被曝の低減、復水フィルタに対する負
担を軽減することが求められてａ３す、そのために原子
炉に持ら込まれる腐蝕生成物および復水系統に流入する
腐蝕生成物を可能な限り低減することが小型である。原
子力発電設備の復水器ホラトウ１ル等の各機器および配
管の内部で発生する腐蝕生成物は、プラント運転中はも
とより、プラント停止中に発生する割合も高い。従って
プラント停止中においても、十分な腐蝕低減対策、防錆
対策を実１ｉＡ１゛る必要がある。
原子力発電設備において、定期点検時等のプラント停止
時には給水系および復水系いずれも停止状態となるため
、給水系および復水系の各機器・配管の内部はいずれも
脱気水満水状態となっている。各機器および配管の材質
はほとんど炭素鋼であるが、炭素鋼の脱気水満水保管状
態における腐蝕率警よ３００〜５００ ｍｄｍといわれ
ている。ここテｍｄｎ＋ ト４．ｉｍａ／ｄｍ” −ｍ
ｏｎｔｈ （７）略ｔ’アリ、１０ＣＩｌ×１０ｃｍ面
積の１ケ月当りの腐蝕率を表わしている。一方、炭素鋼
の水扱き保管状態における腐蝕率は１０〜５Ｑｎ＋ｄｉ
と脱気水満水保管状態に比べて非常に小さくなっている
。従ってブランｉ・運転停止時に各Ｉａ器および配管内
の腐蝕低減を行うためには、脱気水満水状態を極力避り
てすみやかに水抜き排水を行ない、水抜き保管状態に移
行することが重要である。
時には給水系および復水系いずれも停止状態となるため
、給水系および復水系の各機器・配管の内部はいずれも
脱気水満水状態となっている。各機器および配管の材質
はほとんど炭素鋼であるが、炭素鋼の脱気水満水保管状
態における腐蝕率警よ３００〜５００ ｍｄｍといわれ
ている。ここテｍｄｎ＋ ト４．ｉｍａ／ｄｍ” −ｍ
ｏｎｔｈ （７）略ｔ’アリ、１０ＣＩｌ×１０ｃｍ面
積の１ケ月当りの腐蝕率を表わしている。一方、炭素鋼
の水扱き保管状態における腐蝕率は１０〜５Ｑｎ＋ｄｉ
と脱気水満水保管状態に比べて非常に小さくなっている
。従ってブランｉ・運転停止時に各Ｉａ器および配管内
の腐蝕低減を行うためには、脱気水満水状態を極力避り
てすみやかに水抜き排水を行ない、水抜き保管状態に移
行することが重要である。
定期点検等のプラント運転停止時に水扱き排水を行うこ
とができる原子力発電設備として、従来、復水器ホット
ウェル等の各機器および配管内の水を複数のドレン配管
で排水し一旦すンブに受け、このサンプポンプで廃棄物
処理系に移送しン濾過脱塩等の処理を行ない復水貯蔵タ
ンクに回収するらのが知られている。
とができる原子力発電設備として、従来、復水器ホット
ウェル等の各機器および配管内の水を複数のドレン配管
で排水し一旦すンブに受け、このサンプポンプで廃棄物
処理系に移送しン濾過脱塩等の処理を行ない復水貯蔵タ
ンクに回収するらのが知られている。
しかしながら、このような従来の原子力発電設備におい
ては、廃棄物処理系でのｉ濾過脱塩等の処理に長時間を
要することおよびナンブボンブの移送能力が小さいこと
等から迅速な水抜きおよび回収作業が困難となっていた
。そのために、原子力発電設備の各ｍ器および配管内を
水抜き保管状態とするまでに長時間を要し、この間に腐
蝕が進行するという問題があった。
ては、廃棄物処理系でのｉ濾過脱塩等の処理に長時間を
要することおよびナンブボンブの移送能力が小さいこと
等から迅速な水抜きおよび回収作業が困難となっていた
。そのために、原子力発電設備の各ｍ器および配管内を
水抜き保管状態とするまでに長時間を要し、この間に腐
蝕が進行するという問題があった。
（発明が解決しようとする問題点）
以上説明したように、従来の原子力発電設備では、廃棄
物処理系の水処理能力およびサンプポンプの移送能力等
の問題から水抜きおよび回収作業を迅速に行うことがで
きず、各機器および配管内に腐蝕が進行するという恐れ
があった。
物処理系の水処理能力およびサンプポンプの移送能力等
の問題から水抜きおよび回収作業を迅速に行うことがで
きず、各機器および配管内に腐蝕が進行するという恐れ
があった。
本発明はこのような点を考慮してなされたものであり、
定期点検等のプラント運転の停止時に迅速に排水して回
収し、各ｍｓ！！および配管内の腐蝕生成物の発生を抑
制することができる原子力発電設備を提供することを目
的としている。
定期点検等のプラント運転の停止時に迅速に排水して回
収し、各ｍｓ！！および配管内の腐蝕生成物の発生を抑
制することができる原子力発電設備を提供することを目
的としている。
（問題点を解決するための手段）
本発明は、原子炉で発生した蒸気がタービンを回転ざ往
て復水する復水器ホラ（・ウェルに、ドレン配管を介し
てドレン回収タンクが接続され、かつ前記復水器ホット
ウェルに復水ポンプ、復水フィルタＪ３よび復水ＩＢ２
ｊＯ塔が順次配管で接続された原子力発電設備であって
、前記ドレン回収タンクに回収ポンプを接続し回収ポン
プの出側配管を前記復水フィルタの入側配管に接続し、
かつ前記復水脱塩塔の出側配管に一端が復水貯蔵タンク
に接続された配管の他端を接続したことを特徴としてい
る。
て復水する復水器ホラ（・ウェルに、ドレン配管を介し
てドレン回収タンクが接続され、かつ前記復水器ホット
ウェルに復水ポンプ、復水フィルタＪ３よび復水ＩＢ２
ｊＯ塔が順次配管で接続された原子力発電設備であって
、前記ドレン回収タンクに回収ポンプを接続し回収ポン
プの出側配管を前記復水フィルタの入側配管に接続し、
かつ前記復水脱塩塔の出側配管に一端が復水貯蔵タンク
に接続された配管の他端を接続したことを特徴としてい
る。
（作 用）
本発明によれば、ドレン回収タンク内に貯留された排水
を、回収ポンプを経て復水フィルタおよび復水脱塩塔で
通水処理し連続的に復水貯蔵タンク内に回収することが
でき、このため各機器および配管内部の水抜ぎ作業を迅
速かつ簡単に行うことができる。
を、回収ポンプを経て復水フィルタおよび復水脱塩塔で
通水処理し連続的に復水貯蔵タンク内に回収することが
でき、このため各機器および配管内部の水抜ぎ作業を迅
速かつ簡単に行うことができる。
（実施例）
以下、図面を参照して本発明の実施例について説明する
。
。
図は本発明による原子力発電設備の一実施例を示す系統
図である。図において原子力発電設備１０は、原子炉１
１、タービン１３、復水ホラトウ１ル１５、復水ポンプ
１７、復水フィルタ１９、復水脱塩塔２１、給水ヒータ
２３を順次配管１４で接続して構成されている。また、
原子力発電′設備の配管ラインには、復水ポンプ人口弁
１６、復水ポンプ出口弁１８、復水フィルタ出口弁２０
、Ｊ３よび復水脱塩塔出口弁２２がそれぞれ取り付けら
れている。ざらにまた、タービン１３に隣接して、ター
ビン１３の回転力によって発電する発電機１２が、ター
ビン１３と同軸に配設されている。
図である。図において原子力発電設備１０は、原子炉１
１、タービン１３、復水ホラトウ１ル１５、復水ポンプ
１７、復水フィルタ１９、復水脱塩塔２１、給水ヒータ
２３を順次配管１４で接続して構成されている。また、
原子力発電′設備の配管ラインには、復水ポンプ人口弁
１６、復水ポンプ出口弁１８、復水フィルタ出口弁２０
、Ｊ３よび復水脱塩塔出口弁２２がそれぞれ取り付けら
れている。ざらにまた、タービン１３に隣接して、ター
ビン１３の回転力によって発電する発電機１２が、ター
ビン１３と同軸に配設されている。
また、原子力発電設備１０の排水系統として、復水器ホ
ットウェル１５にはポットウェルドレン弁２４を有する
ドレン配管が、復水ポンプ１７の入側配管には復水配管
ドレン弁２５を有する配管が、給水ヒータ２３には給水
ヒータドレン弁２８を有するドレン配管が、給水ヒータ
２３の出側配管には給水配管ドレン弁２９を右するドレ
ン配管が、それぞれ設けられており、これらの各ドレン
配管は集合してドレン回収タンク３１に接続されている
。
ットウェル１５にはポットウェルドレン弁２４を有する
ドレン配管が、復水ポンプ１７の入側配管には復水配管
ドレン弁２５を有する配管が、給水ヒータ２３には給水
ヒータドレン弁２８を有するドレン配管が、給水ヒータ
２３の出側配管には給水配管ドレン弁２９を右するドレ
ン配管が、それぞれ設けられており、これらの各ドレン
配管は集合してドレン回収タンク３１に接続されている
。
ドレン回収タンク３１には回収ポンプ３３が接続され、
回収ポンプ３３の出側配管３４は復水フィルタ１９の入
側配管に接続されている。また、復水フィルタ１９の出
側配管およｑ復水脱塩塔２１の出側配管には、連絡弁２
６．２７をそれぞれ有する配管３５が接続され、配管３
５の先端は復水貯蔵タンク３０に接続されている。さら
にまた、ドレン回収タンク３１にはレベル計３２が取り
付けられ、このレベル計３２の信号によって回収ポンプ
３３の起動・停止を行うことができるようになっている
。
回収ポンプ３３の出側配管３４は復水フィルタ１９の入
側配管に接続されている。また、復水フィルタ１９の出
側配管およｑ復水脱塩塔２１の出側配管には、連絡弁２
６．２７をそれぞれ有する配管３５が接続され、配管３
５の先端は復水貯蔵タンク３０に接続されている。さら
にまた、ドレン回収タンク３１にはレベル計３２が取り
付けられ、このレベル計３２の信号によって回収ポンプ
３３の起動・停止を行うことができるようになっている
。
次にこのような構成からなる本実施例の作用について説
明する。
明する。
プラント運転時においては、原子炉１１で発生した蒸気
によって、タービン１３が回転し発電機１２で発電が行
なわれる。その後、蒸気は水となって復水ポンプ１７、
復水フィルタ１９、復水脱塩塔２１および給水ヒータ２
３を経て原子炉１１に戻る。
によって、タービン１３が回転し発電機１２で発電が行
なわれる。その後、蒸気は水となって復水ポンプ１７、
復水フィルタ１９、復水脱塩塔２１および給水ヒータ２
３を経て原子炉１１に戻る。
定期点検等のプラント運転停止時に原子力発電設備の各
機器および配管内の水扱きを実施する場合には、ホット
ウェルドレン弁２４、復水配管ドレン弁２５、給水ヒー
タドレン弁２８、および給水配管ドレン弁２９を全開と
し、復水系および給水系からの排水をドレン回収タンク
３１に収集する。同時に、復水ポンプ出口弁１８および
復水脱塩塔出口弁２２を閉とし、連絡弁２６．２７につ
いては連絡弁２６を閉とし連絡弁２７を開としておく。
機器および配管内の水扱きを実施する場合には、ホット
ウェルドレン弁２４、復水配管ドレン弁２５、給水ヒー
タドレン弁２８、および給水配管ドレン弁２９を全開と
し、復水系および給水系からの排水をドレン回収タンク
３１に収集する。同時に、復水ポンプ出口弁１８および
復水脱塩塔出口弁２２を閉とし、連絡弁２６．２７につ
いては連絡弁２６を閉とし連絡弁２７を開としておく。
ドレン回収タンク３１に排水が集ってドレン回収タンク
３１の水位が上界すると、この水位上品をレベル計３２
が検知して回収ポンプ３３へ起動信号を送る。この回収
ポンプ３３の起動によって、ドレン回収タンク３１に集
められた排水は回収ポンプ３３、配管３４、復水フィル
タ１９、復水脱塩塔２１および配管３５を経て復水貯蔵
タンク３０に回収される。この場合、排水は復水フィル
タ１９および復水脱塩塔２１で不純物が除去され、直接
かつ連続的に復水貯蔵タンク３０に回収されることにな
る。
３１の水位が上界すると、この水位上品をレベル計３２
が検知して回収ポンプ３３へ起動信号を送る。この回収
ポンプ３３の起動によって、ドレン回収タンク３１に集
められた排水は回収ポンプ３３、配管３４、復水フィル
タ１９、復水脱塩塔２１および配管３５を経て復水貯蔵
タンク３０に回収される。この場合、排水は復水フィル
タ１９および復水脱塩塔２１で不純物が除去され、直接
かつ連続的に復水貯蔵タンク３０に回収されることにな
る。
このにうに本発明によれば、ドレン回収タンク３１内に
貯留された排水を復水フィルタ１９および復水脱塩塔２
１て・通水処理し連続的に復水貯蔵タンク３０内に回収
することによって、各機器Ｊ３よび配管内部の水仏き作
業を迅速かつ簡単に行うことができる。従って、各機器
および配管内を速やかに水抜き保管状態とすることがで
き腐蝕の進行を防止することができる。
貯留された排水を復水フィルタ１９および復水脱塩塔２
１て・通水処理し連続的に復水貯蔵タンク３０内に回収
することによって、各機器Ｊ３よび配管内部の水仏き作
業を迅速かつ簡単に行うことができる。従って、各機器
および配管内を速やかに水抜き保管状態とすることがで
き腐蝕の進行を防止することができる。
なお、本実施例においては、連絡弁２６を閉とし連絡弁
２７を開として、ドレン回収タンク３１に貯留されｌζ
排水を復水フィルタ１９および復水脱塩塔２１で通水処
理する例を示したが、この他連絡弁２６を開とし連絡弁
２７を閉として、ドレン回収タンク３１に貯留された排
水を復水フィルタ１９のみで通水処理してもよい。この
場合は、復水脱塩塔２１に通水し／、【いので、復水＋
ｒｎ ｚ ｓ２１の負担が減少するとともに、υ１水の
復水貯蔵タンク３０への回収速度も速くなる。
２７を開として、ドレン回収タンク３１に貯留されｌζ
排水を復水フィルタ１９および復水脱塩塔２１で通水処
理する例を示したが、この他連絡弁２６を開とし連絡弁
２７を閉として、ドレン回収タンク３１に貯留された排
水を復水フィルタ１９のみで通水処理してもよい。この
場合は、復水脱塩塔２１に通水し／、【いので、復水＋
ｒｎ ｚ ｓ２１の負担が減少するとともに、υ１水の
復水貯蔵タンク３０への回収速度も速くなる。
（発明の効果）
以上説明したように本発明によれば、定期点検等のプラ
ント運転停止時にドレン回収タンク内に貯留された排水
を、回収ポンプを経て復水フィルタおよび復水脱塩塔で
通水処理し連続的に抛水貯蔵タンク内に回収づることが
でさる。このにうに排水を廃棄物処理系へ移送して処理
する必要がないので、各機ｖ！Ｉおよび配管内部の水扱
き作業を迅速かつ簡単に行うことができる。従って、各
［９および配管内部は速やかに水抜き保管状態となり、
腐蝕生成物の発生を抑制することができる。
ント運転停止時にドレン回収タンク内に貯留された排水
を、回収ポンプを経て復水フィルタおよび復水脱塩塔で
通水処理し連続的に抛水貯蔵タンク内に回収づることが
でさる。このにうに排水を廃棄物処理系へ移送して処理
する必要がないので、各機ｖ！Ｉおよび配管内部の水扱
き作業を迅速かつ簡単に行うことができる。従って、各
［９および配管内部は速やかに水抜き保管状態となり、
腐蝕生成物の発生を抑制することができる。
図は本発明による原子力発電設備を示す系統図である。
１０・・・原子力発電設備、１１・・・原子炉、１２・
・・発電機、１３・・・タービン、１５・・・復水器ホ
ットウェル、１７・・・復水ポンプ、１９・・・復水フ
ィルタ、２１・・・復水脱塩塔、２３・・・給水ヒ、−
タ、２４・・・ホットウェルドレン弁、２５・・・復水
配管ドレン弁、２６．２７・・・連絡弁、２８・・・給
水ヒータドレン弁、２９・・・給水配管ドレン弁、３０
・・・復水貯蔵タンク、３１・・・ドレン回収タンク、
３２・・・レベル計、３３・・・回収ポンプ。
・・発電機、１３・・・タービン、１５・・・復水器ホ
ットウェル、１７・・・復水ポンプ、１９・・・復水フ
ィルタ、２１・・・復水脱塩塔、２３・・・給水ヒ、−
タ、２４・・・ホットウェルドレン弁、２５・・・復水
配管ドレン弁、２６．２７・・・連絡弁、２８・・・給
水ヒータドレン弁、２９・・・給水配管ドレン弁、３０
・・・復水貯蔵タンク、３１・・・ドレン回収タンク、
３２・・・レベル計、３３・・・回収ポンプ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉で発生した蒸気がタービンを回転させて復水
する復水器ホットウェルに、ドレン配管を介してドレン
回収タンクが接続され、かつ前記復水器ホットウェルに
復水ポンプ、復水フィルタおよび復水脱塩塔が順次配管
で接続された原子力発電設備において、前記ドレン回収
タンクに回収ポンプを接続し回収ポンプの出側配管を前
記復水フィルタの入側配管に接続し、かつ前記復水脱塩
塔の出側配管に一端が復水貯蔵タンクに接続された配管
の他端を接続したことを特徴とする原子力発電設備。 ２、復水脱塩塔の出側配管に接続された配管に弁を取り
付けるとともに、復水フィルタの出側配管に弁を有し一
端が復水貯蔵タンクに接続された配管の他端を接続した
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
電設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61055941A JPS62212596A (ja) | 1986-03-13 | 1986-03-13 | 原子力発電設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61055941A JPS62212596A (ja) | 1986-03-13 | 1986-03-13 | 原子力発電設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62212596A true JPS62212596A (ja) | 1987-09-18 |
Family
ID=13013100
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61055941A Pending JPS62212596A (ja) | 1986-03-13 | 1986-03-13 | 原子力発電設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62212596A (ja) |
-
1986
- 1986-03-13 JP JP61055941A patent/JPS62212596A/ja active Pending
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