JP2002156491A - 原子力発電所の所内蒸気回収設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子力発電所の設備の合理化、配置スペースの
低減化および熱エネルギー収支の効率向上を図る。 【解決手段】ボイラ１で発生した蒸気を蒸気だめ３から
蒸気供給母管７を通し分岐接続配管８を介して各蒸気負
荷10〜14へ供給する。ＳＪＡＥ（蒸気式空気抽出器）10
を除く各蒸気負荷11〜14の出口側に蒸気トラップ15を接
続し、蒸気トラップ15の出口側を凝縮水回収配管16に接
続し、この回収配管16の下流側を共用熱交換器27のシェ
ル側入口に接続する。共用熱交換器のシェル側出口を凝
縮水タンク21に接続する。共用熱交換器27のチューブ側
に冷却水ライン22を接続し、冷却水ライン22に所内温水
供給ライン17を接続する。所内温水供給ライン17には暖
房用空調加熱器19を有している。凝縮水タンク21と凝縮
水回収配管16とを共用熱交換器バイパスライン28により
接続する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は補助ボイラ設備で発
生する所内蒸気とその凝縮水を回収するための原子力発
電所の所内蒸気回収設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントでは原子炉
とは別に蒸気を発生する補助ボイラ設備を設置してい
る。補助ボイラ設備で発生した所内蒸気は冬期プラント
における定期検査時の所内暖房用として所内温水系で使
用されたり、また、プラントの停止，起動時にタービン
グランドシール，排ガス系および放射性廃棄物処理系等
の蒸気使用負荷に使用されている。

【０００３】図４により従来の原子力発電所における所
内蒸気および戻り系の所内蒸気回収設備を説明する。図
４において、符号１はボイラで、このボイラ１の出口
側、つまり下流側には止め弁２を介して蒸気だめ３が接
続し、ボイラ１の入口側、つまり上流側にはポンプ４を
介してボイラ給水タンク５が接続している。ボイラ１を
中心とする蒸気だめ３およびボイラ給水タンク５までを
補助ボイラ設備という。

【０００４】蒸気だめ３の下流側には止め弁６を介して
蒸気供給母管７が接続しており、蒸気供給母管７の下流
側に並列に複数の分岐接続配管８が接続している。分岐
接続配管８には蒸気使用負荷が接続される。

【０００５】蒸気使用負荷としては、上から順にＨＷＨ
（所内温水系）バックアップ熱交換器（Ｈｘ）９，ＳＪ
ＡＥ（蒸気式空気抽出器）10，ＨＣＷ（高電導度廃液
系）濃縮加熱器11，ＯＧ（気体廃棄物処理系）排ガス予
熱器12，管末ドレン配管13およびその他のＨＳ（補助蒸
気系）負荷14である。

【０００６】これらの蒸気使用負荷の入口側は分岐接続
配管８に並列接続されており、ＳＪＡＥ10を除く各蒸気
使用負荷11〜14の出口側には蒸気トラップ15が接続し、
各々の蒸気トラップ15の下流側は凝縮水回収配管16に並
列接続して集合している。

【０００７】ＨＷＨバックアップ熱交換器９はシェルア
ンドチューブ型熱交換器で、そのシェル側にはＨＷＨ系
所内温水供給ライン17がループ状に接続し、この所内温
水供給ライン17にはＨＷＨ系ループポンプ18が直列接続
し、複数の空調加熱器19が並列接続している。チューブ
側には分岐接続配管８と蒸気トラップ15の入口側が直列
接続する。

【０００８】凝縮水回収配管16の下流側にはＨＳＣＲ
（所内蒸気供給系復水戻り系）凝縮器20のシェル側が接
続し、ＨＳＣＲ凝縮器20のシェル側の下流側には凝縮水
タンク21が接続されている。ＨＳＣＲ凝縮器20のチュー
ブ側には冷却水ライン22が接続している。

【０００９】凝縮水タンク21の下流側は２基の凝縮水移
送ポンプ23が並列接続し、この移送ポンプ23の下流側は
逆止弁24，調整弁25および止め弁26を介してボイラ給水
タンク５に接続している。

【００１０】所内蒸気および戻り系は、ボイラ１で発生
した非放射性でかつ、清浄な蒸気を、蒸気だめ３から蒸
気供給母管７を通り分岐接続配管８を経て各蒸気使用負
荷９〜14へ供給している。

【００１１】各蒸気使用負荷９〜14で熱源等として使用
された分の蒸気は凝縮し、かつ蒸気供給の途中での配管
内においても放熱による凝縮水が発生するため、蒸気使
用負荷の出口および供給配管の管末ドレン13にドレン水
排出の機能を持つ蒸気トラップ15および凝縮水回収配管
16を接続している。

【００１２】蒸気トラップ15から排出され凝縮水回収配
管16を通った凝縮水ないし再フラッシュ蒸気はＨＳＣＲ
凝縮器20に流入し、完全凝縮するまで冷却（約85℃程
度）された上で凝縮水タンク21に回収される。ＨＳＣＲ
凝縮器20の冷却源としてはプラント設備内に設けてある
冷却水ライン22を用いる。

【００１３】凝縮水タンク21内の凝縮水は、凝縮水タン
ク21内レベルがあるレベル高の設定値に達すると、凝縮
水移送ポンプ23は起動、あるレベル低の設定値で凝縮水
移送ポンプ23は停止の水位制御が行なわれている。この
凝縮水移送ポンプ23の起動で補助ボイラ設備のボイラ給
水タンク５へ移送され、再び補助ボイラ設備の給水とし
て使用される。

【００１４】この凝縮水回収設備の主構成機器つまり、
凝縮水タンク21，ＨＳＣＲ凝縮器20，凝縮水移送ポンプ
23は建屋の最地下階に設けられており、各蒸気使用負荷
９〜14から凝縮水タンク21までの凝縮水回収配管16は下
り勾配で施工され、重力還水されるように設置されてい
る。

【００１５】また、所内温水系は原子力発電所のプラン
ト運転時に原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）から発生する
排熱を回収し、換気空調系へ暖房用の温水を供給する設
備である。

【００１６】なお、プラント定期検査時等で原子炉冷却
材浄化系（ＣＵＷ）からの排熱を回収できない場合に
は、原子力発電所に設置される所内蒸気系の所内蒸気を
熱源とし、ＨＷＨバックアップ熱交換器９で加熱された
温水を暖房用として換気空調系空気加熱器19へ供給する
設備である。ＨＷＨ系温水供給ライン（以下、所内温水
供給ラインと記す）17はＨＷＨ系温水ループポンプ18を
設けており、閉ループ構成となっている。

【００１７】

【発明が解決しようとする課題】この所内蒸気系ならび
に所内温水系には、以下の課題がある。 （1）所内蒸気および戻り系凝縮水回収設備の仕様を決
定する場合、各回収量の総量を算定するが、冬期のプラ
ント定期検査時にのみ蒸気を使用するＨＷＨバックアッ
プ熱交換器９からの戻り量が支配的であり、ＨＷＨバッ
クアップ熱交換器９のためにＨＳＣＲ凝縮器20が設けら
れているので、プラント全体が複雑な構成となってい
る。

【００１８】（2）ＨＷＨバックアップ熱交換器９は蒸
気の潜熱で水を加熱し、所内蒸気および戻り系ＨＳＣＲ
凝縮器20はＨＷＨバックアップ熱交換器９から排出され
た100℃の温水をさらに冷却水を用いて85℃程度まで下
げることから、熱エネルギーの収支および加熱（ＨＷＨ
バックアップ熱交換器９）と冷却（ＨＳＣＲ凝縮器20）
の２つの熱交換器を設けるという設備面からもかなりの
無駄がある。

【００１９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、所内蒸気の回収ドレンの総和熱量、空調加熱
器の必要熱量および冷却水量をＨＳＣＲバックアップ熱
交換器とＨＷＨバックアップ熱交換器の機能を併せ持つ
１台の共用熱交換器で制御する機能を有する所内蒸気系
凝縮水回収設備を設けることで、原子力発電所の設備の
合理化，配置スペースの低減化および熱エネルギー収支
の効率向上を図ることができる原子力発電所の所内蒸気
回収設備を提供することにある。

【００２０】

【課題を解決するための手段】請求項１に係る発明は、
ボイラと、このボイラの出口側に蒸気だめを介して接続
した蒸気供給母管と、この蒸気供給母管に並列接続した
複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気使用負荷の出口
側にそれぞれ蒸気トラップを介して集合接続した凝縮水
回収配管と、この凝縮水回収配管の下流側にそのシェル
側流入口が接続したシェルアンドチューブ型共用熱交換
器と、この共用熱交換器のチューブ側の流入出口に接続
した冷却水ラインと、前記共用熱交換器のシェル側流出
口に接続した凝縮水タンクと、この凝縮水タンクの出口
側に接続した凝縮水移送ポンプと、この凝縮水移送ポン
プの吐出側に接続し前記ボイラに給水するボイラ給水タ
ンクと、前記冷却水ラインの冷却水流入出配管に前記シ
ェルアンドチューブ型共用熱交換器の出口側と入口側を
ループ状に接続した所内温水供給ラインと、前記複数の
蒸気使用負荷に設けた管束ドレン配管に前記蒸気トラッ
プをバイパスして接続し第１温度調節弁を有する管束ド
レンバイパスラインと、前記凝縮水回収配管と前記凝縮
水タンクとの間に設けた第２温度調節弁を有する共用熱
交換器バイパスラインと、前記所内温水供給ラインに並
列接続した複数の空調加熱器とを具備したことを特徴と
する。

【００２１】この発明によれば、プラント通常運転時お
よび夏期プラントの定期検査時における所内蒸気の回収
ドレンの総和熱量、空調加熱器の必要熱量および冷却水
量をＨＳＣＲバックアップ熱交換器とＨＷＨバックアッ
プ熱交換器の機能を併せ持つ１台の共用熱交換器で制御
する機能を有している。これにより、被加熱流体と冷却
水の切り替えを行うことができ、設備の合理化と熱エネ
ルギー収支の効率向上を図ることができる。

【００２２】請求項２に係る発明は、前記冷却水ライン
の冷却水流入出配管にそれぞれ調節弁を設けるととも
に、前記冷却水流入出配管に接続する所内温水供給ライ
ンに調節弁を設けてなることを特徴とする。

【００２３】この発明によれば、厳冬期のプラント定期
検査において、空調加熱器の熱源として所内蒸気の回収
ドレンの総和熱量のみでは不足する場合、管末ドレンの
バイパスラインから所内蒸気を通気させて必要熱量分を
補うことができる。

【００２４】空調加熱器の被加熱流体の温度を検出し、
管末ドレンのバイパスラインを通気する所内蒸気と凝縮
タンクに直接回収される所内蒸気の回収ドレン量を制御
することができる。

【００２５】請求項３に係る発明は、前記所内温水供給
ラインに温度検出器を取り付け、この温度検出器の温度
信号を入力し、前記第１温度調節弁および前記第２温度
調節弁へ制御信号を出力する温度調節器を設けてなるこ
とを特徴とする。

【００２６】この発明によれば、暖冬期のプラント定期
検査において、所内蒸気の回収ドレンの総和熱量が空調
加熱器の必要熱量より多い場合、所内蒸気の回収ドレン
の一部を直接凝縮水に回収することができる。

【００２７】

【発明の実施の形態】図１により本発明に係る原子力発
電所の所内蒸気回収設備の第１の実施の形態を説明す
る。なお、図１中、図４と同一部分には同一符号を付し
て重複する部分の説明は省略する。

【００２８】本実施の形態が図４に示した従来例と異な
る主な点は、蒸気使用負荷としてのＨＷＨバックアップ
熱交換器９と、この熱交換器９に接続した蒸気トラップ
15およびＨＳＣＲ凝縮器20を削除し、ＨＳＣＲ凝縮器20
の代りに、ＨＳＣＲ／ＨＷＨバックアップ熱交換器（以
下、共用熱交換器という）27を設け、凝縮水回収配管16
から分岐して凝縮水タンク21に接続する共用熱交換器バ
イパスライン28を設け、また管末ドレン配管13に蒸気ト
ラップ15の上流側と下流側を接続して蒸気トラップ15を
バイパスする管末ドレンバイパスライン29を設けたこと
にある。

【００２９】管末ドレンバイパスライン29には空気作動
式の第１温度調節弁30が設けられ、共用熱交換器バイパ
スライン28には空気作動式の第２温度調節弁31が設けら
れている。第１および第２の温度調節弁30，31は温度調
節器32に信号ケーブル33，34により接続している。

【００３０】共用熱交換器27のチューブ側には冷却水ラ
イン22が接続し、冷却水ライン22の冷却水流入出配管に
は所内温水供給ライン17がループ状に接続されている。
所内温水供給ライン17の冷却水出口側には温度検出器35
が取り付けられ、温度検出器35は信号線36により温度調
節器32に接続している。

【００３１】ここで、図１はプラント通常運転時および
夏期のプラント定期検査時を示し、太線および太い破線
で所内蒸気，再フラッシュ蒸気ないしは凝縮水，冷却水
の流れを示している。

【００３２】本実施の形態においては、プラント通常運
転時および夏期のプラント定期検査時では暖房用の空調
加熱器19は稼動しないため、従来の所内蒸気系凝縮水回
収設備と同様にＨＳＣＲ凝縮器向けとして共用熱交換器
27に流入し、約100℃の再フラッシュ蒸気ないし凝縮水
が完全凝縮され、かつ85℃程度まで冷却された後、凝縮
水タンク21に回収される。また、共用熱交換器27は被加
熱流体と冷却水の通水の切り替えを行うことができ、所
内温水系のバックアップ機能を有している。

【００３３】つぎに図２により本発明の第２の実施の形
態を説明する。本実施の形態は冬期プラント定期検査
時、とくに厳冬期に適した例であり、図２中、図１と同
一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略
する。なお、太線および太い破線で所内蒸気，再フラッ
シュ蒸気ないし凝縮水，冷却水の流れを示している。

【００３４】本実施の形態が第１の実施の形態と異なる
点は、冷却水ライン22の冷却水流入出配管にそれぞれ第
１および第２調整弁37，38を設けるとともに、前記冷却
水流入出配管に接続する所内温水供給ライン17に第３お
よび第４調整弁39，40を設けたことにある。また、所内
温水供給ライン17はそれぞれ空調加熱器19を通流して共
用熱交換器27のチューブ側を通流するような循環経路と
することにある。

【００３５】厳冬期のプラント定期検査期間には暖房用
の空調加熱器19は高い稼働率で運転することになる。所
内蒸気負荷から回収された再フラッシュ蒸気ないし凝縮
水（約100℃）の総和熱量のみでは、空調加熱器19の必
要熱量が不足する。

【００３６】この場合、所内温水供給ライン17における
空調加熱器19出口の被加熱流体温度を温度検出器35によ
り検知して、温度調節器32からの出力信号により管末ド
レンバイパスライン29に取り付けた第１温度調節弁30の
開度制御を行い、必要な熱量分の所内蒸気を管末ドレン
配管13のトラップ15の下流側で合流させて、共用熱交換
器27に流入させる。

【００３７】共用熱交換器27で所定温度以下（約85℃程
度）まで凝縮，冷却したドレン水は凝縮水タンク21に回
収され、従来の技術と同様に凝縮水移送ポンプでボイラ
給水タンク５に移送され、ボイラ１への給水として使用
される。

【００３８】つぎに図３により本発明に係る第３の実施
の形態を説明する。図３中、図２と同一部分には同一符
号を付して重複する部分の説明は省略する。本実施の形
態は第２の実施の形態に準じ、暖冬期におけるプラント
の定期検査に適した例で、図３は本実施の形態における
冬期プラント定期検査時、とくに暖冬期を示している。
なお、太線および太い破線で再フラッシュ蒸気ないし凝
縮水，冷却水の流れを示している。

【００３９】暖冬期のプラント定期検査期間は、暖房用
の空調加熱器19は低い稼働率で運転することになる。所
内蒸気負荷11〜14から回収された再フラッシュ蒸気ない
し凝縮水（約100℃）の総和熱量が、空調加熱器19の必
要熱量に対して余る場合は、所内温水供給ライン17にお
ける空調加熱器19出口の被加熱流体温度を温度検出器35
により検知して、共用熱交換器バイパスライン28に取り
付けた第２の温度調節弁31の開度制御を行い、必要な熱
量分の回収ドレンを共用熱交換器27に流入させる。

【００４０】余剰ドレン分は共用熱交換器27をバイパス
して直接凝縮水タンクに回収され、共用熱交換器27で所
定温度以下（約85℃程度）まで凝縮，冷却したドレン水
と混合されることとなる。

【００４１】従来の技術では再フラッシュ蒸気の完全凝
縮を目的に、回収ドレン水全量まで所定温度以下まで冷
却していたが、本実施の形態に示したように回収ドレン
の一部を凝縮水タンク21に回収しても、バイパスするド
レン水は凝縮水タンク21内で水封された状態で85℃のド
レン水と混合することから、問題なく再フラッシュ蒸気
は完全凝縮することになる。

【００４２】本実施の形態によれば、暖冬期のプラント
定期検査において、所内蒸気の回収ドレンの一部を直接
凝縮水タンクに回収することができる。

【００４３】

【発明の効果】本発明によれば、１台の熱交換器で所内
蒸気供給系復水戻り系ドレンの凝縮および冷却と空調加
熱器の熱源温水の加熱機能を有することになり、原子力
発電所全体の設備構成の簡略化、合理化、配置スペース
の低減を図ることができる。また、必要冷却水量等の低
減と、熱エネルギー収支の効率アップを図ることができ
るとともに、運転および操作性に優れる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気回収設備
の第１の実施の形態を示す系統図。

【図２】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気回収設備
の第２の実施の形態を示す系統図。

【図３】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気回収設備
の第３の実施の形態を示す系統図。

【図４】従来の原子力発電所の所内蒸気回収設備を示す
系統図。

【符号の説明】

１…ボイラ、２…止め弁、３…蒸気だめ、４…ポンプ、
５…ボイラ給水タンク、６…止め弁、７…蒸気供給母
管、８…分岐接続配管、９…ＨＷＨバックアップ熱交換
器、10…ＳＪＡＥ、11…ＨＣＷ濃縮加熱器、12…ＯＧ排
ガス予熱器、13…管束ドレン配管、14…その他のＨＳ負
荷、15…蒸気トラップ、16…凝縮水回収配管、17…所内
温水供給ライン、18…ＨＷＨ温水ループポンプ、19…空
調加熱器、20…ＨＳＣＲ凝縮器、21…凝縮水タンク、22
…冷却水タンク、23…凝縮水移送ポンプ、24…逆止弁、
25…調整弁、26…止め弁、27…共用熱交換器、28…共用
熱交換器バイパスライン、29…管末ドレンバイパスライ
ン、30…第１温度調節弁、31…第２温度調節弁、32…温
度調節器、33，34…信号ケーブル、35…温度検出器、36
…信号線、37…第１調整弁、38…第２調整弁、39…第３
調整弁、40…第４調整弁。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 ボイラと、このボイラの出口側に蒸気だ
   めを介して接続した蒸気供給母管と、この蒸気供給母管
   に並列接続した複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気
   使用負荷の出口側にそれぞれ蒸気トラップを介して集合
   接続した凝縮水回収配管と、この凝縮水回収配管の下流
   側にそのシェル側流入口が接続したシェルアンドチュー
   ブ型共用熱交換器と、この共用熱交換器のチューブ側の
   流入出口に接続した冷却水ラインと、前記共用熱交換器
   のシェル側流出口に接続した凝縮水タンクと、この凝縮
   水タンクの出口側に接続した凝縮水移送ポンプと、この
   凝縮水移送ポンプの吐出側に接続し前記ボイラに給水す
   るボイラ給水タンクと、前記冷却水ラインの冷却水流入
   出配管に前記シェルアンドチューブ型共用熱交換器の出
   口側と入口側をループ状に接続した所内温水供給ライン
   と、前記複数の蒸気使用負荷に設けた管束ドレン配管に
   前記蒸気トラップをバイパスして接続し第１温度調節弁
   を有する管束ドレンバイパスラインと、前記凝縮水回収
   配管と前記凝縮水タンクとの間に設けた第２温度調節弁
   を有する共用熱交換器バイパスラインと、前記所内温水
   供給ラインに並列接続した複数の空調加熱器とを具備し
   たことを特徴とする原子力発電所の所内蒸気回収設備。
2. 【請求項２】 前記冷却水ラインの冷却水流入出配管に
   それぞれ調節弁を設けるとともに、前記冷却水流入出配
   管に接続する所内温水供給ラインに調節弁を設けてなる
   ことを特徴とする請求項１記載の原子力発電所の所内蒸
   気回収設備。
3. 【請求項３】 前記所内温水供給ラインに温度検出器を
   取り付け、この温度検出器の温度信号を入力し、前記第
   １温度調節弁および前記第２温度調節弁へ制御信号を出
   力する温度調節器を設けてなることを特徴とする請求項
   １記載の原子力発電所の所内蒸気回収設備。