JPS6324207B2 - - Google Patents
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- JPS6324207B2 JPS6324207B2 JP56113457A JP11345781A JPS6324207B2 JP S6324207 B2 JPS6324207 B2 JP S6324207B2 JP 56113457 A JP56113457 A JP 56113457A JP 11345781 A JP11345781 A JP 11345781A JP S6324207 B2 JPS6324207 B2 JP S6324207B2
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- condensate
- water
- pump
- piping
- cooling water
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- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、蒸気発生プラントに係り、特に、沸
騰水型原子炉プラントの停止時の給水配管の腐食
を防止するのに好適な蒸気発生プラントに関する
ものである。
騰水型原子炉プラントの停止時の給水配管の腐食
を防止するのに好適な蒸気発生プラントに関する
ものである。
従来の沸騰水型原子炉プラントの系統構成を第
１図によつて説明する。
１図によつて説明する。
原子炉圧力容器１８内で発生した蒸気は、主蒸
気管５５を通つてタービン５６に供給される。
気管５５を通つてタービン５６に供給される。
タービン５６の排気蒸気および、給水加熱器ド
レンは、サイドストリーム式の復水器１内で凝縮
され、冷却水として復水器１内の第１ホツトウエ
ル２に入る。第１ホツトウエル２の冷却水は、ヘ
ツダ３に流出し、復水浄化ポンプ４により昇圧さ
れ、復水浄化系配管２２を通つて過脱塩装置５
および脱塩装置６に送られ、そこで浄化された
後、タービン及び、弁のグランド部の封入蒸気を
凝縮するグランド蒸気復水器７および、復水器１
内の非凝縮気体を抽出するために使用される蒸気
式エゼクタの排出蒸気を凝縮させる空気抽出器８
へ送られる。
レンは、サイドストリーム式の復水器１内で凝縮
され、冷却水として復水器１内の第１ホツトウエ
ル２に入る。第１ホツトウエル２の冷却水は、ヘ
ツダ３に流出し、復水浄化ポンプ４により昇圧さ
れ、復水浄化系配管２２を通つて過脱塩装置５
および脱塩装置６に送られ、そこで浄化された
後、タービン及び、弁のグランド部の封入蒸気を
凝縮するグランド蒸気復水器７および、復水器１
内の非凝縮気体を抽出するために使用される蒸気
式エゼクタの排出蒸気を凝縮させる空気抽出器８
へ送られる。
グランド蒸気復水器７および空気抽出器８での
熱交換により温度上昇した冷却水は、ヘツダ１０
およびサイドストリームタンク水位制御弁１１を
介して、復水器１内の第２ホツトウエル２１に導
かれる。
熱交換により温度上昇した冷却水は、ヘツダ１０
およびサイドストリームタンク水位制御弁１１を
介して、復水器１内の第２ホツトウエル２１に導
かれる。
第２ホツトウエル２１内の冷却水は、ヘツダ１
２より給水配管２４に流入し、復水ポンプ１３で
昇圧され、低圧給水加熱器１４で昇温され、さら
に給水ポンプ１５により昇圧され、高圧給水加熱
器１６によりさらに加熱された後、原子炉圧力容
器１８に供給される。
２より給水配管２４に流入し、復水ポンプ１３で
昇圧され、低圧給水加熱器１４で昇温され、さら
に給水ポンプ１５により昇圧され、高圧給水加熱
器１６によりさらに加熱された後、原子炉圧力容
器１８に供給される。
復水浄化系配管２２内の冷却水流量と、給水配
管２２内の冷却水流量の差分は、第２ホツトウエ
ル２１の上部よりオーバーフローして第１ホツト
ウエル２に戻される。
管２２内の冷却水流量の差分は、第２ホツトウエ
ル２１の上部よりオーバーフローして第１ホツト
ウエル２に戻される。
中間貯槽９は、復水浄化系配管２２に、静水頭
によつて圧力印加を行い、水柱分離再結合を防止
する事を目的として設置されている。中間貯槽９
内の水位は水位制御弁１１の操作によつて一定に
保たれる。
によつて圧力印加を行い、水柱分離再結合を防止
する事を目的として設置されている。中間貯槽９
内の水位は水位制御弁１１の操作によつて一定に
保たれる。
従来、沸騰水型原子炉プラントの定期点検等に
よる運転停止中は、復水浄化系配管２２および給
水配管２４の内部に冷却水を充満させたままにし
ている。これは、これらの配管内の冷却水量が膨
大な量でその冷却水を引抜くことが放射性廃棄物
処理系統の著しい負荷増大となり、また、水抜き
に長時間を要するという不都合を生じることによ
る。
よる運転停止中は、復水浄化系配管２２および給
水配管２４の内部に冷却水を充満させたままにし
ている。これは、これらの配管内の冷却水量が膨
大な量でその冷却水を引抜くことが放射性廃棄物
処理系統の著しい負荷増大となり、また、水抜き
に長時間を要するという不都合を生じることによ
る。
しかしながら、タービン５６から排気された蒸
気の凝縮によつて得られる冷却水を復水器１から
原子炉圧力容器１８に導く流路である復水浄化系
配管２２および給水配管２４等の配管、さらに給
水配管２４に設けられる給水加熱器を、満水、停
滞流のまま、保管することは配管および機器の腐
食を進行させ、ひいては、沸騰水型原子炉プラン
トが負荷運転に入ると、原子炉圧力容器１８内に
腐食生成物が持ち込まれ、放射化し、放射線量が
増加してしまう。
気の凝縮によつて得られる冷却水を復水器１から
原子炉圧力容器１８に導く流路である復水浄化系
配管２２および給水配管２４等の配管、さらに給
水配管２４に設けられる給水加熱器を、満水、停
滞流のまま、保管することは配管および機器の腐
食を進行させ、ひいては、沸騰水型原子炉プラン
トが負荷運転に入ると、原子炉圧力容器１８内に
腐食生成物が持ち込まれ、放射化し、放射線量が
増加してしまう。
本発明の目的は、蒸気発生プラントの給水系の
腐食を抑制制御することにある。
腐食を抑制制御することにある。
沸騰水型原子炉プラントの運転停止中、復水浄
化系配管２２および給水配管２４は、その中に冷
却水が充満された状態で保持される。このような
条件下では、純水である冷却水の水質は悪化し
（例えば導電率は1μs／cm程度）、溶存酸素濃度も
大気（復水器に真空度低下のために大気が注入さ
れる）中の酸素が飽和濃度まで溶解するので、炭
素鋼（復水浄化系配管２２および給水配管２４
等）の腐食は加速される。鉄の腐食生成物として
クラツド（Fe2O3，Fe3O4，FeOOH等）が多量に
発生し、保管中の冷却水の水質の悪化と同時に、
これらの鉄クラツドが、プラント起動時に原子炉
圧力容器に持込まれる。このため、誘導放射能と
しての腐食生成物核種（Co-60，Mn-54，Fe-59）
等が原子炉圧力容器内で生成され、原子炉一次系
の機器にこれらの核種が付着してプラントの表面
線量率を高め、プラントの点検作業に長時間を要
するようになる。
化系配管２２および給水配管２４は、その中に冷
却水が充満された状態で保持される。このような
条件下では、純水である冷却水の水質は悪化し
（例えば導電率は1μs／cm程度）、溶存酸素濃度も
大気（復水器に真空度低下のために大気が注入さ
れる）中の酸素が飽和濃度まで溶解するので、炭
素鋼（復水浄化系配管２２および給水配管２４
等）の腐食は加速される。鉄の腐食生成物として
クラツド（Fe2O3，Fe3O4，FeOOH等）が多量に
発生し、保管中の冷却水の水質の悪化と同時に、
これらの鉄クラツドが、プラント起動時に原子炉
圧力容器に持込まれる。このため、誘導放射能と
しての腐食生成物核種（Co-60，Mn-54，Fe-59）
等が原子炉圧力容器内で生成され、原子炉一次系
の機器にこれらの核種が付着してプラントの表面
線量率を高め、プラントの点検作業に長時間を要
するようになる。
本発明は、上記した沸騰水型原子炉プラントの
給水系の腐食を抑制するために種々の検討を行な
つた上でなされたものである。
給水系の腐食を抑制するために種々の検討を行な
つた上でなされたものである。
炭素鋼は、室温水中で大気開放条件であれば、
著しい腐食をもたらすことは、よく知られてい
る。しかし、なんらかの形で、炭素鋼表面に、酸
化皮膜を形成すれば、その皮膜の性能に応じた腐
食が可能となる。従来室温条件での防食機構は、
明確にされていなかつた。発明者等は、実験に基
づいて超純水条件（導電率で0.3μs／cm以下〜
0.055μs／cm）では、鉄の腐食化学反応が抑制さ
れるため、大気中の溶存酸素濃度がこの反応を助
け、鉄表面に良好な不働態酸化皮膜を形成するこ
とを見つけた。更に、安定した酸化皮膜を維持し
つづけるには、配管内に満されている純水を適切
な流動条件下におくことが必要であることが判明
した。
著しい腐食をもたらすことは、よく知られてい
る。しかし、なんらかの形で、炭素鋼表面に、酸
化皮膜を形成すれば、その皮膜の性能に応じた腐
食が可能となる。従来室温条件での防食機構は、
明確にされていなかつた。発明者等は、実験に基
づいて超純水条件（導電率で0.3μs／cm以下〜
0.055μs／cm）では、鉄の腐食化学反応が抑制さ
れるため、大気中の溶存酸素濃度がこの反応を助
け、鉄表面に良好な不働態酸化皮膜を形成するこ
とを見つけた。更に、安定した酸化皮膜を維持し
つづけるには、配管内に満されている純水を適切
な流動条件下におくことが必要であることが判明
した。
これらの実験結果を以下に説明する。
第２図は、沸騰水型原子炉プラントの運転停止
中における配管内に保管される冷却水の導電率と
配管（炭素鋼製）の腐食速度の関係を示すもの
で、導電率が0.3μs／cmを超えると炭素鋼の腐食
速度は著しく大きくなることから、0.3μs／cm以
下にすることが必要である。また下限は、純水の
理論導電率が0.055μs／cmであるから、これ以下
にはならない。したがつてタービン５６から排気
された蒸気の凝縮によつて得られる冷却水を復水
器１から原子炉圧力容器１８に導く流路、すなわ
ち、復水浄化系配管２２、第２ホツトウエル２１
および給水配管２４等にプラントの停止時に滞在
している冷却水の導電率の好適な範囲としては
0.055μs／cmから、0.3μs／cmである。
中における配管内に保管される冷却水の導電率と
配管（炭素鋼製）の腐食速度の関係を示すもの
で、導電率が0.3μs／cmを超えると炭素鋼の腐食
速度は著しく大きくなることから、0.3μs／cm以
下にすることが必要である。また下限は、純水の
理論導電率が0.055μs／cmであるから、これ以下
にはならない。したがつてタービン５６から排気
された蒸気の凝縮によつて得られる冷却水を復水
器１から原子炉圧力容器１８に導く流路、すなわ
ち、復水浄化系配管２２、第２ホツトウエル２１
および給水配管２４等にプラントの停止時に滞在
している冷却水の導電率の好適な範囲としては
0.055μs／cmから、0.3μs／cmである。
一方、溶存酸素濃度が高い冷却水中ではもし冷
却水の第３図は、冷却水の流速と炭素鋼の腐食速
度の関係を示すものである。流動条件の主要支配
因子として冷却水の流速があり、その流速は、鉄
の酸化皮膜境界面の酸素拡散層を均一に保持でき
る条件を満足しなければならない。室温条件で
は、冷却水の流速を0.2cm／sec以上確保すれば、
炭素鋼の腐食速度を低く押えることができる。し
たがつて、復水器１で蒸気の凝縮によつて生じる
冷却水を原子炉圧力容器１８内に導く流路、すな
わち給復水系の配管（復水浄化系配管２２および
給水配管２４等）のプラント停止中における腐食
抑制のために、給復水系配管内の冷却水の導電率
を0.055〜0.3μs／cmの範囲にし、冷却水の流速を
0.2cm／sec以上にすることが望ましい。
却水の第３図は、冷却水の流速と炭素鋼の腐食速
度の関係を示すものである。流動条件の主要支配
因子として冷却水の流速があり、その流速は、鉄
の酸化皮膜境界面の酸素拡散層を均一に保持でき
る条件を満足しなければならない。室温条件で
は、冷却水の流速を0.2cm／sec以上確保すれば、
炭素鋼の腐食速度を低く押えることができる。し
たがつて、復水器１で蒸気の凝縮によつて生じる
冷却水を原子炉圧力容器１８内に導く流路、すな
わち給復水系の配管（復水浄化系配管２２および
給水配管２４等）のプラント停止中における腐食
抑制のために、給復水系配管内の冷却水の導電率
を0.055〜0.3μs／cmの範囲にし、冷却水の流速を
0.2cm／sec以上にすることが望ましい。
沸騰水型原子炉プラントに適用した本発明の好
適な一実施例を第４図により説明する。第１図と
同一の構成は同一符号で示す。沸騰水型原子炉プ
ラントの通常運転時の動作は、前述した通りであ
る。プラント停止中における本実施例の作用を以
下に説明する。プラント停止中には、バルブ４
１、水位制御弁１１、バルブ４４，４８および５
８が閉鎖され、バルブ５９，６０，４７，２６お
よび１７が開いている。さらに、復水浄化ポンプ
４、復水ポンプ１３および給水ポンプ１５は停止
しており、復水循環保管ポンプ２７が起動され
る。
適な一実施例を第４図により説明する。第１図と
同一の構成は同一符号で示す。沸騰水型原子炉プ
ラントの通常運転時の動作は、前述した通りであ
る。プラント停止中における本実施例の作用を以
下に説明する。プラント停止中には、バルブ４
１、水位制御弁１１、バルブ４４，４８および５
８が閉鎖され、バルブ５９，６０，４７，２６お
よび１７が開いている。さらに、復水浄化ポンプ
４、復水ポンプ１３および給水ポンプ１５は停止
しており、復水循環保管ポンプ２７が起動され
る。
第１ホツトウエル２内の冷却水は、ヘツダ３を
介して復水循環保管ポンプ２７により汲出されて
昇圧され、過脱塩装置５の上流に送られる。こ
の冷却水は、過脱塩装置５、復水脱塩装置６に
より、浄化されて導電率が0.3μs／cm以下に低下
されグランド蒸気復水器７、空気抽出器８を通つ
て降水配管２９に流入する。２８は流量調節弁で
ある。復水浄化ポンプ４出口には、逆止弁４２が
有るので、復水浄化ポンプ４への冷却水の逆流は
ない。冷却水は、中間貯槽９の静水頭の作用によ
りヘツダ１０から降水配管２９を通り給水配管２
４に流入する。さらに冷却水は、給水配管２４を
流れて低圧給水加熱器１４を通り。給水ポンプ１
５をバイパスしてバルブ２６を通り、高圧給水加
熱器１６を通つて戻り配管５７に流入する。冷却
水は、戻り配管５７を通つて復水器１内の第１ホ
ツトウエル２に戻る。このように循環する冷却水
の流速は、0.5cm／ｓである。復水ポンプ１３お
よび給水ポンプ１５の吐出側には、それぞれ、逆
止弁４５および４９があるため各々のポンプへの
冷却水の逆流はない。復水循環保管ポンプ２７の
容量は、復水浄化ポンプ４復水ポンプ１３および
給水ポンプ１５の容量よりも極めて小さく、後者
の３つのポンプは吐出量約3500t／ｈであり、前
者のポンプ吐出量は約200t／ｈにすぎない。この
ように復水循環保管ポンプ２７の容量が小さくで
きるのは、循環させる冷却水の流速を0.2cm／ｓ
と著しく遅くできることによる。
介して復水循環保管ポンプ２７により汲出されて
昇圧され、過脱塩装置５の上流に送られる。こ
の冷却水は、過脱塩装置５、復水脱塩装置６に
より、浄化されて導電率が0.3μs／cm以下に低下
されグランド蒸気復水器７、空気抽出器８を通つ
て降水配管２９に流入する。２８は流量調節弁で
ある。復水浄化ポンプ４出口には、逆止弁４２が
有るので、復水浄化ポンプ４への冷却水の逆流は
ない。冷却水は、中間貯槽９の静水頭の作用によ
りヘツダ１０から降水配管２９を通り給水配管２
４に流入する。さらに冷却水は、給水配管２４を
流れて低圧給水加熱器１４を通り。給水ポンプ１
５をバイパスしてバルブ２６を通り、高圧給水加
熱器１６を通つて戻り配管５７に流入する。冷却
水は、戻り配管５７を通つて復水器１内の第１ホ
ツトウエル２に戻る。このように循環する冷却水
の流速は、0.5cm／ｓである。復水ポンプ１３お
よび給水ポンプ１５の吐出側には、それぞれ、逆
止弁４５および４９があるため各々のポンプへの
冷却水の逆流はない。復水循環保管ポンプ２７の
容量は、復水浄化ポンプ４復水ポンプ１３および
給水ポンプ１５の容量よりも極めて小さく、後者
の３つのポンプは吐出量約3500t／ｈであり、前
者のポンプ吐出量は約200t／ｈにすぎない。この
ように復水循環保管ポンプ２７の容量が小さくで
きるのは、循環させる冷却水の流速を0.2cm／ｓ
と著しく遅くできることによる。
以上により、過脱塩装置５、脱塩装置６に通
水することにより導電率を0.3μs／cm以下する事
ができ、容量の小さな復水循環保管ポンプを設置
する事により、腐食防止の為の流速0.2cm／ｓ以
上が確保できる。
水することにより導電率を0.3μs／cm以下する事
ができ、容量の小さな復水循環保管ポンプを設置
する事により、腐食防止の為の流速0.2cm／ｓ以
上が確保できる。
従来方式では、復水浄化ポンプ４（2200kW）
と、復水ポンプ１３（4200kW）を運転する必要
があつたが、本実施例によれば、復水循環保管ポ
ンプ２７（20kW）を運転するだけで、循環保管
運転が可能となる。
と、復水ポンプ１３（4200kW）を運転する必要
があつたが、本実施例によれば、復水循環保管ポ
ンプ２７（20kW）を運転するだけで、循環保管
運転が可能となる。
さらに、復水浄化ポンプ４、復水ポンプ１３お
よび給水ポンプ１５の保守点検は、バルブ４１，
４３，４４，４６，４８および５０を閉鎖するこ
とにより、冷却水の循環保管運転中も可能とな
る。
よび給水ポンプ１５の保守点検は、バルブ４１，
４３，４４，４６，４８および５０を閉鎖するこ
とにより、冷却水の循環保管運転中も可能とな
る。
また、給復水系配管内の冷却水を廃棄物処理系
で処理する必要もない。
で処理する必要もない。
本実施例によれば、復水給水系の配管及び機器
の腐食防止に効果があり、被爆低減、及び、廃棄
物低減に効果がある。
の腐食防止に効果があり、被爆低減、及び、廃棄
物低減に効果がある。
更に、もう一つの効果として、従来は、復水浄
化ポンプ４の運転停止中において、原子炉圧力容
器１８に設けられる制御棒を駆動する制御棒駆動
装置（図示せず）の駆動水は、復水貯蔵タンク２
０内の溶存酸素の多い冷却水を用いていたが、本
実施例によれば、復水循環保管ポンプ２７を運転
することにより、復水過装置５、復水脱塩装置
６にて浄化されたクリーンな冷却水を、CRDポ
ンプ３２を有する配管５９を通して制御棒駆動装
置に供給できる。
化ポンプ４の運転停止中において、原子炉圧力容
器１８に設けられる制御棒を駆動する制御棒駆動
装置（図示せず）の駆動水は、復水貯蔵タンク２
０内の溶存酸素の多い冷却水を用いていたが、本
実施例によれば、復水循環保管ポンプ２７を運転
することにより、復水過装置５、復水脱塩装置
６にて浄化されたクリーンな冷却水を、CRDポ
ンプ３２を有する配管５９を通して制御棒駆動装
置に供給できる。
沸騰水型原子炉プラントの通常運転時には、バ
ルブ５９，６０，４７，２６および１７が閉鎖さ
れ、バルブ４１，４３，水位制御弁１１，バルブ
４４，４６，４８，５０および５８が開かれる。
復水循環保管ポンプ２７は停止され、他のポンプ
は駆動される。
ルブ５９，６０，４７，２６および１７が閉鎖さ
れ、バルブ４１，４３，水位制御弁１１，バルブ
４４，４６，４８，５０および５８が開かれる。
復水循環保管ポンプ２７は停止され、他のポンプ
は駆動される。
なお、沸騰水型原子炉プラント停止中も復水浄
化ポンプ４および復水ポンプ１３を運転し、バル
ブ４７を閉じてバルブ１７を開き、冷却水を復水
浄化系配管２２、給水配管２４および戻り配管５
７を循環させることが考えられる。これによつ
て、冷却水が配管内に停滞することがないので、
腐食進行をおさえることができるが、この様に大
きなポンプを約100日にもおよぶ定検期間中に運
転することは、プラント停止中における所内動力
の増加となる。さらに、これらのポンプのモータ
等の冷却用の冷却水系も運転が必要となる。さら
に、復水浄化ポンプ４および復水ポンプ１３も定
期点検が必要であるのでこの方法の実施は困難で
ある。
化ポンプ４および復水ポンプ１３を運転し、バル
ブ４７を閉じてバルブ１７を開き、冷却水を復水
浄化系配管２２、給水配管２４および戻り配管５
７を循環させることが考えられる。これによつ
て、冷却水が配管内に停滞することがないので、
腐食進行をおさえることができるが、この様に大
きなポンプを約100日にもおよぶ定検期間中に運
転することは、プラント停止中における所内動力
の増加となる。さらに、これらのポンプのモータ
等の冷却用の冷却水系も運転が必要となる。さら
に、復水浄化ポンプ４および復水ポンプ１３も定
期点検が必要であるのでこの方法の実施は困難で
ある。
第４図に示す実施例では、このような問題は生
じない。
じない。
次に本発明の他の実施例を第５図によつて説明
する。
する。
第５図は、第４図におけるヘツダ３とヘツダ１
２とを連結するサクシヨンヘツダ３０を設置した
ものである。サクシヨンヘツダ３０にはバルブ６
０が設けられる。
２とを連結するサクシヨンヘツダ３０を設置した
ものである。サクシヨンヘツダ３０にはバルブ６
０が設けられる。
第１ホツトウエル２および、第２ホツトウエル
２１内の冷却水は、復水循環保管ポンプ２７によ
つて汲出され、過脱塩装置５、復水脱塩装置６
により浄化された後、スピルオーバ弁１９を通
り、復水貯蔵タンク２０に回収される。
２１内の冷却水は、復水循環保管ポンプ２７によ
つて汲出され、過脱塩装置５、復水脱塩装置６
により浄化された後、スピルオーバ弁１９を通
り、復水貯蔵タンク２０に回収される。
従来は、復水器１のホツトウエル内の冷却水
は、復水浄化ポンプ４等の大きいポンプでは
NPSH上、全て抜きさる事はできず、ドレン弁
３１より抜き、廃棄物処理設備にて処理していた
が、本実施例によれば、第１ホツトウエル２、第
２ホツトウエル２１の清掃を行う場合にホツトウ
エルの復水を、廃棄物処理設備に送らなくてすむ
ので、廃棄物処理系の負荷低減となる。
は、復水浄化ポンプ４等の大きいポンプでは
NPSH上、全て抜きさる事はできず、ドレン弁
３１より抜き、廃棄物処理設備にて処理していた
が、本実施例によれば、第１ホツトウエル２、第
２ホツトウエル２１の清掃を行う場合にホツトウ
エルの復水を、廃棄物処理設備に送らなくてすむ
ので、廃棄物処理系の負荷低減となる。
以上により、復水器ホツトウエル内の復水を抜
く場合において、約700m3の復水が、廃棄物処理
系の負荷低減となる。
く場合において、約700m3の復水が、廃棄物処理
系の負荷低減となる。
前述した各々の実施例は蒸気発生器である沸騰
水型原子炉プラントの原子炉圧力容器の給復水系
配管に適用したものであるが、本発明は他の蒸気
発生プラントへも適用できる。すなわち、加圧水
型原子炉プラントおよび高速増殖炉プラントの蒸
気発生器に連絡される給復水系配管、火力発電プ
ラント等に用いられる蒸気発生器であるボイラに
連絡される給復水系配管に本発明を適用すること
ができる。
水型原子炉プラントの原子炉圧力容器の給復水系
配管に適用したものであるが、本発明は他の蒸気
発生プラントへも適用できる。すなわち、加圧水
型原子炉プラントおよび高速増殖炉プラントの蒸
気発生器に連絡される給復水系配管、火力発電プ
ラント等に用いられる蒸気発生器であるボイラに
連絡される給復水系配管に本発明を適用すること
ができる。
本発明によれば、プラント停止中における給復
水系配管および機器の腐食を防止できるので、被
爆低減、廃棄物低減の効果が有る。
水系配管および機器の腐食を防止できるので、被
爆低減、廃棄物低減の効果が有る。
第１図は沸騰水型原子炉プラントの系統図、第
２図は冷却水の導電率と炭素鋼の腐食速度比との
関係を示す特性図、第３図は冷却水の流速と炭素
鋼の腐食速度比との関係を示す、第４図は沸騰水
型原子炉プラントに適用した本発明の好適な一実
施例の系統図、第５図は沸騰水型原子炉プラント
に適用した本発明の他の実施例の系統図である。 １……復水器、２……第１ホツトウエル、４…
…復水浄化ポンプ、５……過脱塩装置、６……
脱塩装置、１１……水位制御弁、１３……復水ポ
ンプ、１５……給水ポンプ、１８……原子炉圧力
容器、２１……第２ホツトウエル、２２……復水
浄化系配管、２４……給水系配管、２７……復水
循環保管ポンプ、２９……降水配管。
２図は冷却水の導電率と炭素鋼の腐食速度比との
関係を示す特性図、第３図は冷却水の流速と炭素
鋼の腐食速度比との関係を示す、第４図は沸騰水
型原子炉プラントに適用した本発明の好適な一実
施例の系統図、第５図は沸騰水型原子炉プラント
に適用した本発明の他の実施例の系統図である。 １……復水器、２……第１ホツトウエル、４…
…復水浄化ポンプ、５……過脱塩装置、６……
脱塩装置、１１……水位制御弁、１３……復水ポ
ンプ、１５……給水ポンプ、１８……原子炉圧力
容器、２１……第２ホツトウエル、２２……復水
浄化系配管、２４……給水系配管、２７……復水
循環保管ポンプ、２９……降水配管。
Claims (1)
- １ 蒸気発生器と、前記蒸気発生器で発生した蒸
気を供給されるタービンと、前記タービンから排
気される蒸気を凝縮して液体にする復水器と、前
記液体を前記蒸気発生器に導く復水浄化系配管及
び給水配管を含む第１流路と、前記第１流路に設
けられる復水浄化ポンプおよび浄水装置と、前記
浄化装置から吐出された前記液体を前記蒸気発生
器の運転停止時に前記第１流路より前記復水器に
導く戻り配管とを有する蒸気発生プラントにおい
て、前記復水浄化ポンプより小容量の復水循環保
管ポンプを前記復水浄化ポンプと並列に配置し、
前記蒸気発生器の運転が停止されている時に前記
復水器内の液体を前記復水循環保管ポンプおよび
前記浄化装置を通して前記戻り配管に導く制御手
段を設けたことを特徴とする蒸気発生プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56113457A JPS5815196A (ja) | 1981-07-22 | 1981-07-22 | 蒸気発生プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56113457A JPS5815196A (ja) | 1981-07-22 | 1981-07-22 | 蒸気発生プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5815196A JPS5815196A (ja) | 1983-01-28 |
| JPS6324207B2 true JPS6324207B2 (ja) | 1988-05-19 |
Family
ID=14612718
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56113457A Granted JPS5815196A (ja) | 1981-07-22 | 1981-07-22 | 蒸気発生プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5815196A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7284100B2 (en) | 2003-05-12 | 2007-10-16 | International Business Machines Corporation | Invalidating storage, clearing buffer entries, and an instruction therefor |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6027914B2 (ja) * | 1977-10-24 | 1985-07-02 | チヤ−ルス・ダブリユ−・リ−ド | 蒸気原動プラントの復水精製装置 |
| JPS6015209B2 (ja) * | 1978-04-25 | 1985-04-18 | 株式会社東芝 | 復水装置 |
| JPS55164081A (en) * | 1979-06-08 | 1980-12-20 | Hitachi Ltd | Method for protection of metal in contact with water from corrosion |
-
1981
- 1981-07-22 JP JP56113457A patent/JPS5815196A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5815196A (ja) | 1983-01-28 |
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