JP2004012264A

JP2004012264A - 原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備

Info

Publication number: JP2004012264A
Application number: JP2002165246A
Authority: JP
Inventors: Tatsuya Otsu; 大津　辰也
Original assignee: Toshiba Engineering Corp; Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Engineering Corp; Toshiba Corp
Priority date: 2002-06-06
Filing date: 2002-06-06
Publication date: 2004-01-15

Abstract

【課題】原子力発電所の設備の合理化と、設置スペースおよび必要冷却水量等の低減と、熱エネルギー収支の効率化を図る。
【解決手段】原子力発電プラントの所内蒸気および戻り系凝縮水回収設備において、プラント定期検査時の所内暖房用等の熱源として使用される各蒸気使用負荷５（５ｂ〜５ｅ）から排出される凝縮水と蒸気を所内蒸気供給系復水戻り系と所内温水系を一体化したバックアップ熱交換器２２に流入して凝縮し、その凝縮水を凝縮水タンク１０で回収する。回収した凝縮水を凝縮水出口ライン１４を通して補助ボイラ給水タンク１６へ流入し、補助ボイラ設備１へ供給する。
バックアップ熱交換器２２により、各蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）で発生する凝縮水を回収し、所定の温度まで凝縮、冷却させることができ、従来の所内温水系バックアップ熱交換器を削除することができる。
【選択図】　図１

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子力発電プラントにおける所内蒸気戻り系の凝縮水を回収するための原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】
例えばＢＷＲ原子力発電プラントにおいては、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、冬期のプラント定期点検時に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や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等で使用される。
【０００３】
図６により従来の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備における所内蒸気供給・戻り系について説明する。
図６中、符号１は並列配置された複数の補助ボイラ設備で、これらの補助ボイラ設備１から発生した非放射性でかつ清浄な蒸気は、蒸気だめ２から蒸気供給母管３を通して分岐接続母管４（４ａ〜４ｅ）を経て各蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）へ供給されている。
【０００４】
各蒸気使用負荷５とは所内温水系（ＨＷＨ）バックアップ熱交換器（ＨＸ）５ａ、蒸気式空気抽出器（ＳＪＡＥ）５ｂ、高電導度廃液系（ＨＣＷ）濃縮加熱器５ｃ、気体廃棄物系（ＯＧ）排ガス予熱器５ｄ、その他の補助蒸気系（ＨＳ）負荷５ｅ等である。
【０００５】
各蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）の管末にはそれぞれドレン排出の機能を有する蒸気トラップ６（６ａ〜６ｅ）が接続し、蒸気トラップ６（６ａ〜６ｅ）の出口側は凝縮水回収配管７に結束して接続されている。
【０００６】
各蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）で熱源等として使用された蒸気は凝縮し、かつ蒸気供給の途中で配管内においても加熱による凝縮水が発生するが、これらの凝縮水は蒸気トラップ６（６ａ〜６ｅ）により回収される。
【０００７】
蒸気トラップ６（６ａ〜６ｅ）で凝縮された凝縮水は再フラッシュ蒸気を含んでいるため、凝縮水回収配管７を通った凝縮水・再フラッシュ蒸気は所内蒸気供給系復水戻り系の凝縮器（ＨＳＣＲ凝縮器）８に流入して凝縮し、完全凝縮するまで冷却（約８５℃）されて凝縮水９となり、凝縮水タンク１０で回収される。ＨＳＣＲ凝縮器８の冷却源としてはプラント設備内に設けてある冷却水系１１の冷却水を使用する。
【０００８】
凝縮水タンク１０内の凝縮水９は凝縮水タンク１０内のレベルが所定のレベル高の設定値に達すると、並列接続された２台の凝縮水ポンプ１２が起動し、また、所定のレベル低の設定値で凝縮水ポンプ１２は停止の水位制御が行われている。凝縮水ポンプ１２の吐出側には逆止弁１３、調整弁１３ａを介して凝縮水ポンプ出口ライン１４が接続し、凝縮水ポンプ出口ライン１４は止め弁１５を介して補助ボイラ給水タンク１６に接続し、補助ボイラ給水タンク１６はポンプ１７を介して補助ボイラ設備１に接続している。
【０００９】
凝縮水９は凝縮水ポンプ１２の起動で補助ボイラ給水タンク１６へ移送され、再び補助ボイラ設備１の給水として使用される。ＨＳＣＲ凝縮器８、凝縮水タンク１０および凝縮水ポンプ１２からなる凝縮水回収設備は建屋の最地下階に設けられており、各蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）から凝縮水タンク１０までの凝縮水回収配管７は下り勾配で施工され、重力還水される。
【００１０】
また、所内温水供給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。また、プラント定期検査時等において、ＣＵＷ系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、図６中の各蒸気使用負荷５におけるＨＷＨバックアップ熱交換器５ａにより加熱された温水を暖房用として換気空調系空調加熱器１８へ供給する設備である。
【００１１】
ＨＷＨ系温水供給ライン１９は温水ループポンプ２０を設けており、閉ループ構成となっている。なお、図６中、符号２１は管末ドレン管で、各蒸気使用負荷５の一種である。つまり、管末ドレン管２１の上流側は分岐接続母管４を介することなく蒸気供給母管３に直接接続し、下流側は蒸気トラップ６ｄを介して凝縮水回収配管７に接続している。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
従来の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備で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系バックアップ熱交換器５ａからの戻り量が支配的であり、ＨＷＨ系バックアップ熱交換器５ａのためにＨＳＣＲ凝縮器８を設けなければならない。
【００１３】
（２）　ＨＷＨバックアップ熱交換器５ａは蒸気の潜熱で水を加熱し、所内蒸気及び戻り系ＨＳＣＲ凝縮器８はＨＷＨ系バックアップ熱交換器５ａから排出された１００℃の温水を更に冷却水を用いて８５℃程度まで下げることから、熱エネルギーの収支及び加熱側ＨＷＨバックアップ熱交換器５ａと冷却側ＨＳＣＲ凝縮器８の２基の熱交換器を設ける必要があり、設備の合理化や設置スペース等の改善が要望される。
【００１４】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、所内蒸気供給系、戻り系凝縮水回収設備のドレン凝縮と冷却機能に加え、空調加熱器の熱源温水の供給制御機能を有し、必要冷却水量等の低減と熱エネルギー収支の効率向上を図ることができ、原子力発電所全体の設備の合理化、設置スペースの低減を図ることができる原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備を提供することにある。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
請求項１に係る発明は、補助ボイラと、この補助ボイラに接続された蒸気供給母管と、この蒸気供給母管に分岐して並列接続された複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気使用負荷の下流側をそれぞれ集合して接続する凝縮水回収配管と、この凝縮水回収配管の下流側に接続する一次側入口を有するバックアップ熱交換器と、このバックアップ熱交換器の一次側出口に接続された凝縮水タンクと、前記バックアップ熱交換器の二次側に冷却水を流入出する冷却水ラインと、この冷却水ラインに接続された空調加熱器に温水を供給させる温水ループポンプを有する所内温水供給系と、前記凝縮水タンクに凝縮水ポンプを介して接続された凝縮水ポンプ出口ラインと、この凝縮ポンプ出口ラインに接続され前記補助ボイラに給水する補助ボイラ給水タンクと、前記凝縮水回収配管に一端が分岐接続し他端が前記凝縮水タンクにバイパス弁を介して接続されたバックアップ熱交換器バイパスラインとを具備したことを特徴とする。
【００１６】
請求項２に係る発明は、前記複数の蒸気使用負荷に管末ドレンを設け、この管末ドレンの下流側に蒸気トラップを接続し、前記蒸気トラップと前記凝縮水回収配管との間および前記管末ドレンの上流側から分岐して管末ドレンバイパスラインを設け、この管末ドレンバイパスラインに管末ドレンバイパス弁を取り付け、前記バックアップ熱交換器バイパスラインにバックアップ熱交換器バイパス弁を取り付け、前記所内温水供給系の温水戻り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各々のバイパス弁に開度信号を出力する温度制御装置を設けてなることを特徴とする。
【００１７】
請求項３に係る発明は、補助ボイラと、この補助ボイラに接続された蒸気供給母管と、この蒸気供給母管に分岐して並列接続された複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気使用負荷の下流側をそれぞれ集合して接続する凝縮水回収配管と、この凝縮水回収配管に接続された所内蒸気供給系復水戻り系の凝縮器と、この凝縮器に接続された凝縮水タンクと、この凝縮水タンクに凝縮水ポンプを介して接続された凝縮水ポンプ出口ラインと、この凝縮水ポンプ出口ラインに水位調節弁および止め弁を介して接続された補助ボイラ給水タンクと、前記凝縮水ポンプ出口ラインに分岐接続され温度調節弁および空調加熱器が直列接続された空調加熱器温水供給ラインと、前記空調加熱器の温水出口側と前記凝縮水タンクとを接続する凝縮水タンク戻りラインとを具備したことを特徴とする。
【００１８】
請求項４に係る発明は、前記複数の蒸気使用負荷に蒸気トラップを有する管末ドレン管を設け、この管末ドレン管の蒸気供給側と前記蒸気トラップの出口側との間に管末ドレンバイパスラインを設け、この管末ドレンバイパスラインに管末ドレンバイパス弁を取り付け、前記凝縮水タンク戻りラインに温度検出器を取り付け、前記凝縮水タンクにタンクレベル検出計を取り付け、このタンクレベル検出計のレベル信号と前記温度検出器の温度信号を入力し前記管末ドレンバイパス弁、前記水位調節弁および前記温度調節弁に開度信号を入力する温度水位演算器を設けてなることを特徴とする。
【００１９】
請求項５に係る発明は、前記空調加熱器へ流入する被加熱温水の温度を検知し、前記管末ドレンバイパスラインを通気する所内蒸気と前記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温度制御装置を設けてなることを特徴とする。
【００２０】
請求項６に係る発明は、前記冷却水ラインに複数の空調加熱器が並列接続された閉ループの所内温水系温水供給ラインを設け、この所内温水系温水供給ラインに温水ループポンプを設けてなることを特徴とする。
【００２１】
【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系凝縮水回収設備の第１の実施の形態を説明する。
図１中、図６と同一部分には同一符号を付して重複する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。本実施の形態は従来のＨＳＣＲ凝縮器８の代りに所内蒸気供給系復水戻り系（ＨＳＣＲと記す）と所内温水系（ＨＷＨと記す）を一体化したＨＳＣＲ／ＨＷＨ一体型バックアップ熱交換器（以下、バックアップ熱交換器と記す）２２を使用する。
【００２２】
バックアップ熱交換器２２の一次側入口に凝縮水回収配管７の下流側を接続し、前記バックアップ熱交換器２２の一次側出口に凝縮水タンク１０を接続する。前記バックアップ熱交換器２２の冷却水を流入出する冷却水ライン１１を接続し、この冷却水ライン１１に２台の空調加熱器１８が並列接続されたＨＷＨ系温水供給ライン１９をループ接続する。ＨＷＨ系温水供給ライン１９には空調加熱器１８にバックアップ熱交換器２２の二次側出口から排出される温水を導く温水ループポンプ２０が設けられている。
【００２３】
さらに、凝縮水回収配管７の下流側には分岐して凝縮水タンク１０内に導かれ、空気作動式のバックアップ熱交換器バイパス弁２３を有するバックアップ熱交換器バイパスライン２４が設けられている。
【００２４】
また、管末ドレン管２１に管末ドレンバイパス弁２６を有する管末ドレンバイパスライン２５を蒸気トラップ６ｄの出口側にわたり設け、バックアップ熱交換器バイパス弁２３と管末ドレンバイパス弁２６とを信号ライン２７、２８を介して温度制御装置（ＴＣ）２９に電気的に接続する。さらに、所内温水系の温水ライン１９に温度検出器（ＴＥ）３０を設け、第１の温度検出器３０を信号線３１を介して温度制御装置２９に接続する。
【００２５】
ここで、図１は本実施の形態におけるプラントの通常運転時および夏期のプラント定期検査時を示したもので、太線および太い破線は所内蒸気、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。
【００２６】
本実施の形態によれば、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１８は稼働しないため、従来の所内蒸気系凝縮水回収設備と同様にバックアップ熱交換器２２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うえで、凝縮水タンク１０に回収される。
【００２７】
また、バックアップ熱交換器２２により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る。さらに、加熱側ＨＷＨバックアップ熱交換器５ａと冷却側ＨＳＣＲ凝縮器８の２基の熱交換器を設ける必要がなく、設備の合理化を図ることができる。
【００２８】
つぎに、図２により本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第２の実施の形態を説明する。
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。本実施の形態が第１の実施の形態と異なる部分は管末ドレンバイパスライン２５の管末ドレンバイパス弁２６を管末ドレンバイパスライン２５に蒸気供給母管３から蒸気を流入できるようにしたことにある。
【００２９】
図２は冬期プラント定期検査時で厳冬期を示したもので、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。厳冬期のプラント定期検査期間は、暖房用の空調加熱器１８は高い稼働率で運転することになる。
【００３０】
所内蒸気使用負荷５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１８の必要熱量が不足する場合は、ＨＷＨ系温水供給ライン１９における空調加熱器１８の出口の被加熱流体温度を温度検出器３０により検知して管末ドレン管２１のバイパスライン２５の管末ドレンバイパス弁２６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トラップ下流側で合流させて、バックアップ熱交換器２２に流入させる。
【００３１】
バックアップ熱交換器２２で所定温度以下（約８５℃程度）まで凝縮および冷却したドレン水は凝縮水タンク１０に回収され、従来の技術と同様に凝縮水ポンプ１２で補助ボイラ給水タンク１６に移送され、補助ボイラ設備１へ給水として使用する。
【００３２】
本実施の形態によれば、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に、管末ドレンのバイパスラインから所内蒸気を通気させ、必要熱量分を補うことができる。
【００３３】
つぎに、図３により本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第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。本実施の形態が第２の実施の形態と異なる点は、暖冬期のプラント定期検査期間は暖房用の空調加熱器１８は低い稼働率で運転することにある。図３は冬期プラント定期検査時の暖冬期を示している。太線および太い破線で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。
【００３４】
所内蒸気使用負荷５（５ａ〜５ｅ）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１８の必要熱量に対して余る場合は、ＨＷＨ系温水供給ライン１９における空調加熱器１８の出口の被加熱流体温度を温度検出器３０により検知してバックアップ熱交換器バイパスライン２４の空気作動式バイパス弁２３の開度制御を行い、必要な熱量分の回収ドレンをバックアップ熱交換器２２に流入させる。
【００３５】
余剰ドレン分はバックアップ熱交換器２２をバイパスして直接、凝縮水タンク１０に回収され、バックアップ熱交換器２２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。
【００３６】
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、本実施の形態では、回収ドレンの一部を凝縮水タンク１０に回収しても、バイパスして流入してきたドレン水が凝縮水タンク１０の容量の約１／５０以下程度の小量であり、かつ凝縮水タンク１０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、凝縮水タンク１０自体の放熱で相殺されるので、問題を生じることはない。
【００３７】
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総和熱量が空調加熱器の必要熱量より多い場合に、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。
【００３８】
つぎに、図４により本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第４の実施の形態を説明する。
図４中、図１および図６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。本実施の形態が図６に示した従来例と異なる部分は、管末ドレン管２１に管末ドレンバイパス弁２６を有する管末ドレンバイパスライン２５を設け、凝縮水ポンプ出口ライン１４に水位調節弁３２を取り付け、この水位調節弁３２の上流側で凝縮水ポンプ出口ライン１４から分岐して空調加熱器温水供給ライン３３が接続され、この空調加熱器温水供給ライン３３の下流側に温度調節弁３４を介して空調加熱器１８が接続している。
【００３９】
空調加熱器１８と凝縮水タンク１０とは凝縮水タンク戻りライン３５により接続されている。凝縮水タンク戻りライン３５には第２の温度検出器３６が取り付けられ、また、凝縮水タンク１０にはタンクレベル検出計３７が取り付けられている。
【００４０】
管末ドレンバイパス弁２６、水位調節弁３２、温度調節弁３４、第２の温度検出器３６およびタンクレベル検出計３７はそれぞれ信号線２７、３８、３９、４０、４１を介して温度，水位演算器（コントローラ）４２に接続している。
【００４１】
なお、図４ではプラント通常運転時および夏期のプラントの定期検査時を示している。太線および太い破線は所内蒸気、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。
【００４２】
本実施の形態によれば、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１８は稼働しないため、従来の所内蒸気系凝縮水回収設備と同様にＨＳＣＲ凝縮器８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うえで凝縮水タンク１０に回収され、従来の技術と同様に凝縮水ポンプ１２で補助ボイラ給水タンク１６に移送され、補助ボイラ給水として使用することができる。
【００４３】
つぎに、図５により本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第５の実施の形態を説明する。
図５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。図５は冬期プラント定期検査時の厳冬期ないしは冬期を示している。太線および太い破線は所内蒸気、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。厳冬期のプラント定期検査期間は暖房用の空調加熱器１８は高い稼働率で運転することになる。
【００４４】
所内蒸気使用負荷から回収された再フラッシュ凝縮水（約１００℃）の総和熱量のみでは、空調加熱器１８の必要熱量が不足する場合は、凝縮水ポンプ出口ライン１４から分岐した空調加熱器温水供給ライン３３の温度検出器３４により検知して管末ドレンバイパスライン２５の管末ドレンバイパス弁（ＴＶ）２６の開度制御を行い、必要な熱量分の管末ドレン水をドレントラップ下流側で合流させて、凝縮水タンク１０に流入させる。
【００４５】
空調加熱器１８で必要とされる熱量を保有した凝縮水９は凝縮水タンク１０を介し凝縮水ポンプ１２により移送され、凝縮水ポンプ出口ライン１４から分岐した空調加熱器温水供給ライン３３の空調加熱器１８に供給される。
【００４６】
空調加熱器１８への温水制御は空調加熱器１８出口の第２の温度検出器３６および温度，水位演算器４２で空調加熱器温水供給ライン３３の温度調節弁３４の開度制御を行う。
【００４７】
空調加熱器１８で熱交換された凝縮水は凝縮水タンク戻りライン３５を通して凝縮水タンク１０に戻される。凝縮水タンク１０では管末ドレン管２１からの高温の凝縮水と空調加熱器１８からの戻り凝縮水の両方が戻ることになる。このため、凝縮水タンク１０内の水位が上昇するので、凝縮水タンク１０内水位をタンクレベル検出計３７で検出し、その水位信号を温度，水位演算器４２に入力する。そして、凝縮水ポンプ出口ライン１４の水位調節弁（ＬＣＶ）３２を開度制御して、余剰凝縮水を補助ボイラ給水タンク１６に移送する。
【００４８】
また、所内蒸気使用負荷から回収された凝縮水（約１００℃）の総和熱量で、空調加熱器１８の必要熱量が満足する冬期の場合は、回収された凝縮水を凝縮水ポンプ１２により移送し、凝縮水ポンプ出口ライン１４から分岐した空調加熱器温水供給ライン３３の空調加熱器１８に供給される。
【００４９】
空調加熱器１８への温水制御は空調加熱器出口側の凝縮水タンク戻りライン３５に取り付けた第２の温度検出器３６および温度，水位演算器４２で空調加熱器温水供給ライン３３の温度調節弁３４の開度制御を行う。
【００５０】
空調加熱器１８で熱交換された凝縮水は凝縮水タンク戻りライン３５を通して凝縮水タンク１０に戻される。凝縮水タンク１０では所内蒸気使用負荷５からの凝縮水と空調加熱器１８からの戻り凝縮水の両方が戻ることになるため、凝縮水タンク１０内の水位は上昇することになる。
【００５１】
本実施の形態によれば、凝縮水タンク１０内水位をタンクレベル検出計３７で検出し、その水位信号を温度、水位演算器４２に入力してその出力信号により凝縮水ポンプ出口ライン１４の水位調節弁（ＬＣＶ）３２を開度制御する。これにより、余剰ドレン水を補助ボイラ給水タンク１６に移送することができる。
【００５２】
【発明の効果】
本発明によれば、所内蒸気供給系復水戻り系（ＨＳＣＲ）ドレンの凝縮と冷却機能に加え、空調加熱器に熱源温水の供給制御機能を設けるため、原子力発電所全体の設備構成の合理化や、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向上を図ることができる。
【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系凝縮水回収設備の第１の実施の形態を説明するための装置配管系統図。
【図２】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第２の実施の形態を説明するための装置配管系統図。
【図３】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第３の実施の形態を説明するための装置配管系統図。
【図４】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第４の実施の形態を説明するための装置配管系統図。
【図５】本発明に係る原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備の第５の実施の形態を説明するための装置配管系統図。
【図６】従来の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備を説明するための装置配管系統図。
【符号の説明】
１…補助ボイラ設備、２…蒸気だめ、３…蒸気供給母管、４（４ａ〜４ｅ）…分岐接続母管、５（５ａ〜５ｅ）…各蒸気使用負荷、６（６ａ〜６ｅ）…蒸気トラップ、７…凝縮水回収配管、８…所内蒸気供給系復水戻り系の凝縮器（ＨＳＣＲ凝縮器）、９…凝縮水、１０…凝縮水タンク、１１…冷却水系、１２…凝縮水ポンプ、１３…逆止弁、１３ａ…調整弁、１４…凝縮水ポンプ出口ライン、１５…止め弁、１６…補助ボイラ給水タンク、１７…ポンプ、１８…空調加熱器、１９…ＨＷＨ系温水供給ライン、２０…温水ループポンプ、２１…管末ドレン管、２２…ＨＳＣＲ／ＨＷＨ一体型バックアップ熱交換器（バックアップ熱交換器）、２３…バックアップ熱交換器バイパス弁、２４…バックアップ熱交換器バイパスライン、２５…管末ドレンバイパスライン、２６…管末ドレンバイパス弁、２７，２８，３１…信号線、２９…温度制御装置、３０…第１の温度検出器、３２…水位調節弁、３３…空調加熱器温水供給ライン、３４…温度調節弁、３５…凝縮水タンク戻りライン、３６…第２の温度検出器、３７…タンクレベル検出計、３８，３９，４０，４１…信号線、４２…温度，水位演算器。

Claims

補助ボイラと、この補助ボイラに接続された蒸気供給母管と、この蒸気供給母管に分岐して並列接続された複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気使用負荷の下流側をそれぞれ集合して接続する凝縮水回収配管と、この凝縮水回収配管の下流側に接続する一次側入口を有するバックアップ熱交換器と、このバックアップ熱交換器の一次側出口に接続された凝縮水タンクと、前記バックアップ熱交換器の二次側に冷却水を流入出する冷却水ラインと、この冷却水ラインに接続された空調加熱器に温水を供給させる温水ループポンプを有する所内温水供給系と、前記凝縮水タンクに凝縮水ポンプを介して接続された凝縮水ポンプ出口ラインと、この凝縮ポンプ出口ラインに接続され前記補助ボイラに給水する補助ボイラ給水タンクと、前記凝縮水回収配管に一端が分岐接続し他端が前記凝縮水タンクにバイパス弁を介して接続されたバックアップ熱交換器バイパスライン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系凝縮水回収設備。
前記複数の蒸気使用負荷に管末ドレンを設け、この管末ドレンの下流側に蒸気トラップを接続し、前記蒸気トラップと前記凝縮水回収配管との間および前記管末ドレンの上流側から分岐して管末ドレンバイパスラインを設け、この管末ドレンバイパスラインに管末ドレンバイパス弁を取り付け、前記バックアップ熱交換器バイパスラインにバックアップ熱交換器バイパス弁を取り付け、前記所内温水供給系の温水戻り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各々のバイパス弁に開度信号を出力する温度制御装置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系凝縮水回収設備。
補助ボイラと、この補助ボイラに接続された蒸気供給母管と、この蒸気供給母管に分岐して並列接続された複数の蒸気使用負荷と、この複数の蒸気使用負荷の下流側をそれぞれ集合して接続する凝縮水回収配管と、この凝縮水回収配管に接続された所内蒸気供給系復水戻り系の凝縮器と、この凝縮器に接続された凝縮水タンクと、この凝縮水タンクに凝縮水ポンプを介して接続された凝縮水ポンプ出口ラインと、この凝縮水ポンプ出口ラインに水位調節弁および止め弁を介して接続された補助ボイラ給水タンクと、前記凝縮水ポンプ出口ラインに分岐接続され温度調節弁および空調加熱器が直列接続された空調加熱器温水供給ラインと、前記空調加熱器の温水出口側と前記凝縮水タンクとを接続する凝縮水タンク戻りライン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系凝縮水回収設備。
前記複数の蒸気使用負荷に蒸気トラップを有する管末ドレン管を設け、この管末ドレン管の蒸気供給側と前記蒸気トラップの出口側との間に管末ドレンバイパスラインを設け、この管末ドレンバイパスラインに管末ドレンバイパス弁を取り付け、前記凝縮水タンク戻りラインに温度検出器を取り付け、前記凝縮水タンクにタンクレベル検出計を取り付け、このタンクレベル検出計のレベル信号と前記温度検出器の温度信号を入力し前記管末ドレンバイパス弁、前記水位調節弁および前記温度調節弁に開度信号を入力する温度水位演算器を設けてなることを特徴とする請求項３記載の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備。
前記空調加熱器へ流入する被加熱温水の温度を検知し、前記管末ドレンバイパスラインを通気する所内蒸気と前記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温度制御装置を設けてなることを特徴とする請求項３記載の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備。
前記冷却水ラインに複数の空調加熱器が並列接続された閉ループの所内温水系温水供給ラインを設け、この所内温水系温水供給ラインに温水ループポンプを設けてなることを特徴とする請求項３記載の原子力発電所の所内蒸気系凝縮水回収設備。