JP3597683B2 - 原子力発電プラント - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉への給水中に含まれる溶存酸素濃度を一定範囲内になるようにした原子力発電プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子力発電プラントは、例えば図１３に示すように構成されたものがある。図１３において、原子炉１で発生した主蒸気は、高圧タービン２および低圧タービン３で仕事をした後に復水器４において凝縮され、復水となる。この復水は復水ポンプ５によって昇圧され、低圧給水加熱器６，７において加熱され、復水管８を通って給水ポンプ９に導かれる。すなわち、復水は給水として給水ポンプ９で昇圧され、高圧給水加熱器１０，１１でより高温に加熱された後、給水管１２を通って原子炉１に供給される。
【０００３】
一方、低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１へは、高圧タービン２および低圧タービン３からの抽気がそれぞれ抽気管１３ａ，１３ｂ，１３ｃを通って供給され、低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１内において復水または給水と熱交換することによって凝縮してドレンが生成する。低圧給水加熱器６，７で生じたドレンは、低圧ドレンタンク１４で一時滞留した後、低圧ドレンポンプ１５で昇圧され、復水管８に供給されて復水と混合されるように構成されている。他方、高圧給水加熱器１０，１１で生じたドレンは、高圧ドレンタンク１６で一時滞留した後、高圧ドレンポンプ１７で昇圧され、復水管８に供給されて復水と混合されるように構成されている。
【０００４】
低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１へ供給される抽気蒸気には、酸素などの不凝縮ガスが多量に含まれており、この不凝縮ガスが器内に滞留すると、伝熱性能を低下させることから、各器内の不凝縮ガスはベント管１８を通じて復水器４へ排出されるように構成されている。
【０００５】
さらに、高圧ドレンタンク１６および低圧ドレンタンク１４へは、それぞれ高圧給水加熱器群および低圧給水加熱器群の最低圧加熱器ならびにそれよりも１段圧力の高い加熱器からのドレンが独立して流入するように構成されており、各タンク１４，１６の器内圧力は、それぞれ対応する最低圧加熱器の器内圧力と均圧されるようにバランス管１９，２０で連通されている。
【０００６】
また、高圧タービン２と低圧タービン３との間には、湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３が設置され、これら湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３は、高圧タービン２の排気から湿分を除去し、その後高圧タービン抽気および主蒸気の２段階で加熱する機器であり、除去した湿分はドレンとして湿分分離器ドレンタンク２４で一時滞留させた後、高圧ドレンタンク１６へ排出するように構成されている。そして、２段の加熱器２２，２３内で発生したドレンは、それぞれ第１段加熱器ドレンタンク２５および第２段加熱器ドレンタンク２６で一時滞留させた後、最も圧力の高い高圧給水加熱器１０へ排出されるようになっている。
【０００７】
また、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３は、器内での凝縮流動を安定させるため、それぞれベント管２７を通じて最も圧力の高い高圧給水加熱器１０へ掃気を行うように構成されている。さらに、最も圧力の高い高圧給水加熱器１０が使用できない場合に備えて、ベント管２７と復水器４を連結する非常用ベント管２８が設けられており、弁２９と弁３０を操作することによって掃気先を復水器４に切替可能に構成されている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、原子炉１への給水中に含まれる溶存酸素濃度は、プラントの水質基準などである一定範囲内となるように規定されている。これは溶存酸素濃度が高くなると、炭素鋼の腐食速度が急激に上昇し、また溶存酸素濃度が低くなると、炭素鋼のエロージョン，コロージョンが促進することから、溶存酸素濃度の基準値としては、例えば１５〜２００ｐｐｂとなるように規定している。
【０００９】
原子炉内では、水が中性子照射により分解されるため、タービン排気蒸気中および抽気蒸気中には、多量の酸素が含まれている。タービン２，３の排気蒸気に関しては、そのまま復水器４に流入し、真空脱気されることにより、復水中に残る溶存酸素濃度は、基準値内の下限値内または下限値以下まで低くなる。下限値以下となった場合は、別途酸素注入系から強制的に酸素を供給することにより、水質をコントロールし支障なく運転できるようになっている。
【００１０】
また、抽気蒸気についても各熱交換器において不凝縮ガスを復水器４へ連続的に抽出することで、ドレン水中の溶存酸素濃度を数１００ｐｐｂ程度のオーダーまで低減させることができ、さらにドレンカスケードプラントでは、最終的に復水器４へ回収されることから、タービン排気蒸気と同様に復水器４で真空脱気されることで、基準値レベルまで溶存酸素濃度を下げることができる。
【００１１】
しかしながら、近年の原子力発電プラントにおいては、プラントの高効率化を達成するために、前述したようにドレンポンプアップ方式を採用していることから、従来プラントにおいて数１００ｐｐｂ程度の溶存酸素濃度となっているヒータドレンを復水に注入すると、ドレン注入点より下流側での基準値の確保は困難となる。
【００１２】
さらに、湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３による再熱サイクルを採用した場合、高圧給水加熱器１０，１１のドレン量が増加することから、ドレンポンプアップ方式では給水溶存酸素濃度に対するドレン水質の影響の割合が大きくなるとともに、ヒータドレン系へ持ち込まれる酸素ガスの絶対量が増加することになり、給水溶存酸素濃度を基準値内に収めることはますます困難であるという課題があった。
【００１３】
本発明は、上記した事情を考慮してなされたもので、原子炉への給水中に含まれる溶存酸素濃度を一定範囲内に収めるようにした原子力発電プラントを提供することを目的とする。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
上述した課題を解決するために、請求項１の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路に減圧手段を設けたことを特徴とする。
【００１５】
本発明によれば、第２の管路に減圧手段を設けたことにより、第１の熱交換器の器内圧力が下がり、これに伴ってタンク内の圧力も低下する。タンクに流入する凝縮水のうちタンクと均圧している第１の熱交換器よりも圧力の高い第２の熱交換器の凝縮水は、タンク内の圧力が下がると、フラッシュ量が増加する。
【００１６】
ここで、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度は、飽和状態においてヘンリーの法則に従ってタンク内の酸素分圧に比例する。そして、フラッシュ量が増加したことにより、タンク内の蒸気分圧が増え、相対的に酸素分圧は低下することになり、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００１７】
請求項２の発明は、請求項１記載の原子力発電プラントにおいて、減圧手段に変えて圧力調節手段を設けたことを特徴とする。
【００１８】
本発明によれば、請求項１の発明と同様にタンク内の圧力を下げることで、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度を低下させることができるとともに、減圧量を調節することで、溶存酸素濃度の低下量を加減することができる。
【００１９】
請求項３の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記原子炉で発生した主蒸気を前記タービンに供給する主蒸気管から主蒸気注入管を分岐し、この主蒸気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２０】
本発明によれば、主蒸気をタンク内に導入することにより、タンク内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００２１】
請求項４の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路および第３の管路のいずれか一方から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２２】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気蒸気をタンクに導くことにより、タンク内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００２３】
請求項５の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記タービンを接続する抽気管から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２４】
本発明によれば、請求項４の発明と同様の作用となる。
【００２５】
請求項６の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に設けた凝縮水冷却手段と、この凝縮水冷却手段を通った凝縮水を前記タンクに供給する第４の管路と、この第４の管路に接続され前記凝縮水冷却手段を迂回する凝縮水バイパス管とを有したことを特徴とする。
【００２６】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気で加熱している第２の熱交換器の凝縮水は、凝縮水冷却手段を通過することで過冷却されているものの、凝縮水冷却手段を迂回してきた飽和水と混合するで、過冷却度が少なくなり、タンクに流入してきた時のフラッシュ蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００２７】
請求項７の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に凝縮水冷却手段を設け、前記第２の熱交換器の初温度差を５．６℃よりも大きく設定したことを特徴とする。
【００２８】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気で加熱している第２の熱交換器の過冷却度が少なくなることから、請求項６の発明と同様の作用により、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００３１】
請求項８の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、この第３の熱交換器と前記タンクとを第７の管路で接続したことを特徴とする。
【００３２】
本発明によれば、凝縮水から脱気された酸素を第７の管路によってタンクと均圧されている第１の熱交換器よりも圧力の低い第３の熱交換器に直接排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができるとともに、酸素に伴って抽出された蒸気の熱量を排出先の第３の熱交換器の加熱源として利用することができる。
【００３３】
請求項９の発明は、原子炉に前記タービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段と、前記タービンの排気蒸気の凝縮水にする復水器と、前記加熱手段に接続され不凝縮ガスを前記第２の熱交換器に供給する第８の管路に設置された第１の弁と、前記第８の管路から分岐して前記復水器に接続した第９の管路に設置された第２の弁とを有し、予め規定した発電機未満では前記第１の弁を閉、前記第２の弁を開とする一方、それ以上では前記第１の弁を開、前記第２の弁を閉とするインターロックを構成したことを特徴とする。
【００３４】
本発明によれば、規定した発電機未満では、加熱蒸気中に含まれる酸素ガスの大部分を第９の管路により直接復水器に排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００３５】
請求項１０の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記第３の熱交換器とを第８の管路で接続したことを特徴とする。
【００３６】
本発明によれば、加熱蒸気中に含まれる酸素ガスの大部分を第８の管路によりタンクと均圧されている第１の熱交換器よりも圧力の低い第３の熱交換器に直接排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができるとともに、酸素に伴って抽出された蒸気の熱量を排出先の第３の熱交換器の加熱源として利用することができる。
【００３７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。なお、従来の構成と同一または対応する部分には図１３と同一の符号を用い、その重複する説明を省略する。
【００３８】
［第１実施形態］
図１は本発明に係る原子力発電プラントの第１実施形態を示す系統図である。
【００３９】
図１に示すように、原子炉１で発生した主蒸気は、高圧タービン２および低圧タービン３で仕事をした後に復水器４において凝縮され、復水となる。この復水は復水ポンプ５によって昇圧され、低圧給水加熱器６，７において加熱され、第１の管路としての復水管８を通って給水ポンプ９に導かれる。
【００４０】
また、原子炉１に高圧タービン２および低圧タービンの排気蒸気の凝縮水を供給する復水管８には、第１の熱交換器としての高圧給水加熱器１１が設置され、この高圧給水加熱器１１は、第２の管路としての抽気管１３ｂにより高圧タービン２の抽気口と接続されている。
【００４１】
さらに、復水管８には、高圧給水加熱器１１と直列にかつその下流側に第２の熱交換器としての高圧給水加熱器１０が設置され、この高圧給水加熱器１０は、高圧給水加熱器１１と接続された高圧タービン２の抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路としての抽気管１３ａにより接続されている。
【００４２】
そして、高圧給水加熱器１０，１１の凝縮水（以下、ドレンとも言う。）は、それぞれ高圧ドレンタンク１６に溜められ、この高圧ドレンタンク１６内の凝縮水が圧送手段としての高圧ドレンポンプ１７により復水管８に圧送されて復水と混合される。高圧ドレンタンク１６は、バランス管１９を通して高圧給水加熱器１１と均圧されている。
【００４３】
ところで、本実施形態では、図１に示すように高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１が設置されている。
【００４４】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００４５】
高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１を設置することで、高圧給水加熱器１１入口における抽気蒸気圧力が下がり、これに伴って高圧給水加熱器１１と均圧されている高圧ドレンタンク１６の器内圧力も低下する。
【００４６】
高圧ドレンタンク１６へ流入する他のドレンとしては、高圧給水加熱器１０のドレンおよび湿分分離加熱器２１のドレンがあるが、減圧装置３１を設置してもこれらのドレンのエンタルピーは、ほとんど変わらないため、高圧ドレンタンク１６の器内圧力が低下すると、フラッシュ蒸気量が増加することになる。
【００４７】
特に、湿分分離加熱器２１のドレン中には、溶存酸素がほとんど含まれていないことが知られていることから、これらのドレンのフラッシュ蒸気量が増加すると、高圧ドレンタンク１６内の蒸気分圧が増加し、酸素分圧が減少する。ここで、高圧ドレンタンク１６内のドレンの溶存酸素濃度は、飽和状態においてヘンリーの法則に従って高圧ドレンタンク１６内の酸素分圧に比例する。
【００４８】
これにより、高圧ドレンタンク１６内のドレン中に溶け込むことができる酸素の量がヘンリーの法則により減少することになり、結果的にドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００４９】
このように本実施形態によれば、高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１を設置することにより、高圧ドレンタンク１６内のドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００５０】
したがって、そのドレンを復水系へポンプアップしている原子力発電プラントにおいて、給水中の溶存酸素濃度を基準値に収められることから、炭素鋼の腐食速度およびエロージョン，コロージョンの進展を適正な範囲内で保持することができる。
【００５１】
［第２実施形態］
図２は本発明に係る原子力発電プラントの第２実施形態を示す系統図である。なお、前記第１実施形態と同一の部分には同一の符号を付して説明する。以下の各実施形態でも同様である。
【００５２】
本実施形態では、図２に示すように第１実施形態の減圧装置３１に変えて、圧力調節手段としての圧力調節装置３２およびコントローラ３３が設置されている。すなわち、本実施形態は、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１への加熱蒸気を供給している第２の管路としての抽気管１３ｂに、圧力調節手段としての圧力調節装置３２およびコントローラ３３が設置されている。
【００５３】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００５４】
高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに圧力調節装置３２およびコントローラ３３を設置することで、高圧給水加熱器１１入口における抽気蒸気圧力を下げることができ、図１に示す第１実施形態と同様の作用および効果を得ることができる。
【００５５】
また、圧力調節装置３２およびコントローラ３３で高圧給水加熱器１１の減圧量を調節することにより、高圧ドレンタンク１６内でのドレンフラッシュ量を加減することができ、結果的にドレン中の溶存酸素濃度を加減することができる。
【００５６】
［第３実施形態］
図３は本発明に係る原子力発電プラントの第３実施形態を示す系統図である。
【００５７】
本実施形態では、図３に示すように原子炉１で発生した主蒸気を高圧タービン２に供給する主蒸気管３４から主蒸気注入管３５を分岐し、この主蒸気注入管３５を高圧ドレンタンク１６に接続している。
【００５８】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００５９】
主蒸気注入管３５を高圧ドレンタンク１６に接続することにより、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させ、その高圧ドレンタンク１６内の酸素分圧を下げることができる。また、高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１から高圧ドレンタンク１６へ流入してくるドレンは、理想的には飽和水となるが、現実には過冷却水であり、これを主蒸気注入管３５からの主蒸気で飽和状態まで加熱することにより、過冷却水に溶け込んでいた酸素を脱気することができる。
【００６０】
以上２つの作用により、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができることから、前記第１実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００６１】
［第４実施形態］
図４は本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態を示す系統図である。
【００６２】
本実施形態では、図４に示すように第３の管路としての抽気管１３ａから抽気注入管３６を分岐し、この抽気注入管３６を高圧ドレンタンク１６へ接続している。そして、抽気管１３ａは、高圧タービン２において高圧給水加熱器１１と接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口に接続されている。
【００６３】
これにより、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ抽気管１３ｂにより供給している抽気圧力以上の圧力を高圧ドレンタンク１６に供給し、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させることができる。
【００６４】
すなわち、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ供給している抽気よりも高い圧力の抽気蒸気を高圧ドレンタンク１６に導くことにより、この高圧ドレンタンク１６内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができる。これにより、前記第３実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００６５】
［第４実施形態の変形例］
図５および図６は、それぞれ本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第１および第２変形例を示す系統図である。
【００６６】
図５に示す第１変形例では、高圧タービン２の抽気を加熱する加熱手段としての第１段加熱器２２への抽気管１３ｄから、図６に示す第２変形例では、高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１への抽気管１３ｂからそれぞれ抽気注入管３６を分岐し、この抽気注入管３６を高圧ドレンタンク１６に接続することにより、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させることができる。これにより、前記第３実施形態と同様の作用および効果を得ることができる。
【００６７】
［第５実施形態］
図７は本発明に係る原子力発電プラントの第５実施形態を示す系統図である。
【００６８】
図７に示すように高圧給水加熱器１０には、通常凝縮水冷却手段としてのドレン冷却部３７が内蔵されており、高圧給水加熱器１０内において加熱蒸気を給水と熱交換して発生したドレンは、そこでさらに給水と熱交換を行って過冷却水となる。ここでは、ドレン冷却部３７へ流入する前のドレンを取り出せるように高圧給水加熱器１０に凝縮水バイパス管としてのドレン冷却部バイパス管３８が接続され、このバイパス管３８がドレン冷却部３７を通ったドレンが流れる第４の管路としての高圧ドレン管３９に接続されている。
【００６９】
したがって、過冷却していないドレンをドレン冷却部バイパス管３８を通じて過冷却水と混合させることにより、ドレンの過冷却度を低減させることになる。このドレンを高圧ドレンタンク１６へ流入させると、フラッシュ蒸気量が増加し、器内の酸素分圧が低下するため、ドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７０】
すなわち、本実施形態では、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１よりも高い圧力の抽気で加熱している高圧給水加熱器１０のドレンは、ドレン冷却部３７を通過することで過冷却されているものの、ドレン冷却部３７をバイパスしてきた飽和水と混合することにより、過冷却度が少なくなり、高圧ドレンタンク１６に流入してきた時のフラッシュ蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７１】
［第６実施形態］
図８は本発明に係る原子力発電プラントの第６実施形態を示す系統図である。
【００７２】
本実施形態では、図８に示すように高圧給水加熱器１０のドレン冷却部３７出口のドレン温度Ｔ２と高圧給水加熱器１０へ流入する給水の温度Ｔ１との差を初温度差（ドレンクーリングゾーンアプローチ）と呼んでいる。高圧給水加熱器１０を設計する上で従来上記初温度差は５．６℃となるように伝熱面積を決定しているが、本実施形態ではこれを例えば８．０℃となる高圧給水加熱器１０を設置している。
【００７３】
したがって、高圧給水加熱器１０の初温度差を５．６℃よりも高く設定したことにより、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１よりも高い圧力の抽気で加熱している高圧給水加熱器１０のドレンの過冷却度が低減し、図７に示す前記第５実施形態と同様な作用により高圧ドレンタンク１６内における溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７４】
［第７実施形態］
図９は本発明に係る原子力発電プラントの第７実施形態を示す系統図である。
【００７５】
本実施形態では、図９に示すように高圧ドレンタンク１６と復水器４とが第５の管路としてのドレンタンクベント管４０により接続されている。
【００７６】
高圧ドレンタンク１６で脱気された酸素ガスは、通常バランス管１９を通じて高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１へ排出され、さらにベント管１８を通って復水器４へ排出される。
【００７７】
しかしながら、バランス管１９の設置位置の制約により、効果的な酸素ガスの排出が阻害されたり、ベント管１８の容量が不十分である場合などから高圧ドレンタンク１６に酸素ガスが滞留してしまう可能性がある。
【００７８】
このような不具合を防止するためにドレンタンクバランス管４０により、高圧ドレンタンク１６内の酸素滞留部から直接復水器４へ酸素ガスを排出することにより、ドレン中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００７９】
［第８実施形態］
図１０は本発明に係る原子力発電プラントの第８実施形態を示す系統図である。
【００８０】
図１０に示すように、復水管８には、高圧給水加熱器１１と直列にかつその上流側に第３の熱交換器としての低圧給水加熱器６が設置され、この低圧給水加熱器６は、高圧給水加熱器１１に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路である抽気管１３ｃにより接続されている。
【００８１】
そして、本実施形態では、高圧ドレンタンク１６と低圧給水加熱器６とが第７の管路としてのドレンタンクベント管４１により接続されている。
【００８２】
このドレンタンクベンナト管４１を通じて高圧ドレンタンク１６内の酸素ガスを排出することにより、図９に示す前記第７実施形態と同様な作用および効果が得られるとともに、酸素ガスに伴って排出した蒸気の熱量を低圧給水加熱器６の加熱源として利用することができる。
【００８３】
［第９実施形態］
図１１は本発明に係る原子力発電プラントの第９実施形態の制御系を示す回路図である。なお、第９実施形態の原子力発電プラントにおける系統の構成は、図１３と同様であるので省略する。
【００８４】
図１１において、４２はＮＯＴ回路、４３はＯＲ回路、（ＷＯ）はＷＩＰＥ ＯＵＴ回路である。本実施形態は、これらの回路を組み合わせ、発電機出力α％未満の状態では、加熱手段としての第１段，第２段加熱器２２，２３の第８の管路としてのベント管２７に設置された第１の弁である弁２９が閉、第１段，第２段加熱器２２，２３の第９の管路としての非常用ベント管２８に設置された第２の弁である弁３０が開することにより、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３のベント先が復水器４に切替わるようなインターロックに構成されている。
【００８５】
ここで、第１段，第２段加熱器２２，２３は、高圧タービン２の抽気を加熱し、ベント管２７を介して第２の熱交換器としての高圧給水加熱器１０と接続され、発生した不凝縮ガスを高圧給水加熱器１０に供給する。また、ベント管２７から非常用ベント管２８が分岐され、この非常用ベント管２８は復水器４と接続されている。
【００８６】
これにより、高圧給水加熱器１０へ流入する酸素ガスの絶対量が減少し、高圧ドレンタンク１６へ流入する酸素ガスの絶対量が減少することで、高圧ドレンタンク１６中の溶存酸素濃度を低減することができる。
【００８７】
また、発電機出力αを１００％以下にしておけば、定格運転時にはベント先を高圧給水加熱器１０に戻すことができ、ベント蒸気の熱量を有効利用することができる。これは、部分負荷帯において高圧ドレンタンク１６のドレン中の溶存酸素濃度が定格負荷時よりも高くなることから、部分負荷帯での溶存酸素濃度の低減に対して有効である。
【００８８】
［第１０実施形態］
図１２は本発明に係る原子力発電プラントの第１０実施形態を示す系統図である。
【００８９】
本実施形態では、図１２に示すように第１段加熱器２２および第２段加熱器２３の第８の管路としてのベント管２７が第３の熱交換器としての低圧給水加熱器６と接続されている。
【００９０】
このように構成することより、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３のベント蒸気を全て低圧給水加熱器６へ排出することができ、高圧給水加熱器１０および高圧ドレンタンク１６へ流入する酸素ガスの絶対量が減少することで、高圧ドレンタンク１６中の溶存酸素濃度を低減することができるとともに、酸素ガスに伴って抽出した蒸気の熱量を低圧給水加熱器６の加熱源として利用することができる。
【００９１】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、ドレンタンク内のドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができ、そのドレンを復水系へポンプアップしている原子力発電プラントにおいて、給水中の溶存酸素濃度を基準値に収められることから、炭素鋼の腐食速度およびエロージョン，コロージョンの進展を適正な範囲内で保持することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの第１実施形態を示す系統図。
【図２】本発明に係る原子力発電プラントの第２実施形態を示す系統図。
【図３】本発明に係る原子力発電プラントの第３実施形態を示す系統図。
【図４】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態を示す系統図。
【図５】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第１変形例を示す系統図。
【図６】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第２変形例を示す系統図。
【図７】本発明に係る原子力発電プラントの第５実施形態を示す系統図。
【図８】本発明に係る原子力発電プラントの第６実施形態を示す系統図。
【図９】本発明に係る原子力発電プラントの第７実施形態を示す系統図。
【図１０】本発明に係る原子力発電プラントの第８実施形態を示す系統図。
【図１１】本発明に係る原子力発電プラントの第９実施形態の制御系を示す回路図。
【図１２】本発明に係る原子力発電プラントの第１０実施形態を示す系統図。
【図１３】従来の原子力発電プラントを示す系統図。
【符号の説明】
１ 原子炉
２ 高圧タービン
３ 低圧タービン
４ 復水器
５ 復水ポンプ
６，７ 低圧給水加熱器
８ 復水管（第１の管路）
９ 給水ポンプ
１０ 高圧給水加熱器（第２の熱交換器）
１１ 高圧給水加熱器（第１の熱交換器）
１２ 給水管
１３ａ 抽気管（第３の管路）
１３ｂ 抽気管（第２の管路）
１３ｃ 抽気管（第６の管路）
１３ｄ 抽気管
１４ 低圧ドレンタンク
１５ 低圧ドレンポンプ
１６ 高圧ドレンタンク
１７ 高圧ドレンポンプ（圧送手段）
１８ ベント管
１９，２０ バランス管
２１ 湿分分離加熱器
２２ 第１段加熱器（加熱手段）
２３ 第２段加熱器
２４ 湿分分離器ドレンタンク
２５ 第１段加熱器ドレンタンク
２６ 第２段加熱器ドレンタンク
２７ ベント管（第８の管路）
２８ 非常用ベント管（第９の管路）
２９，３０ 弁
３１ 減圧装置（減圧手段）
３２ 圧力調節装置（圧力調節手段）
３３ コントローラ
３４ 主蒸気管
３５ 主蒸気注入管
３６ 抽気注入管
３７ ドレン冷却部
３８ ドレン冷却部バイパス管（凝縮水バイパス管）
３９ 高圧ドレン管（第４の管路）
４０ ドレンタンクベント管（第５の管路）
４１ ドレンタンクベント管（第７の管路）
４２ ＮＯＴ回路
４３ ＯＲ回路
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉への給水中に含まれる溶存酸素濃度を一定範囲内になるようにした原子力発電プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子力発電プラントは、例えば図１３に示すように構成されたものがある。図１３において、原子炉１で発生した主蒸気は、高圧タービン２および低圧タービン３で仕事をした後に復水器４において凝縮され、復水となる。この復水は復水ポンプ５によって昇圧され、低圧給水加熱器６，７において加熱され、復水管８を通って給水ポンプ９に導かれる。すなわち、復水は給水として給水ポンプ９で昇圧され、高圧給水加熱器１０，１１でより高温に加熱された後、給水管１２を通って原子炉１に供給される。
【０００３】
一方、低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１へは、高圧タービン２および低圧タービン３からの抽気がそれぞれ抽気管１３ａ，１３ｂ，１３ｃを通って供給され、低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１内において復水または給水と熱交換することによって凝縮してドレンが生成する。低圧給水加熱器６，７で生じたドレンは、低圧ドレンタンク１４で一時滞留した後、低圧ドレンポンプ１５で昇圧され、復水管８に供給されて復水と混合されるように構成されている。他方、高圧給水加熱器１０，１１で生じたドレンは、高圧ドレンタンク１６で一時滞留した後、高圧ドレンポンプ１７で昇圧され、復水管８に供給されて復水と混合されるように構成されている。
【０００４】
低圧給水加熱器６，７および高圧給水加熱器１０，１１へ供給される抽気蒸気には、酸素などの不凝縮ガスが多量に含まれており、この不凝縮ガスが器内に滞留すると、伝熱性能を低下させることから、各器内の不凝縮ガスはベント管１８を通じて復水器４へ排出されるように構成されている。
【０００５】
さらに、高圧ドレンタンク１６および低圧ドレンタンク１４へは、それぞれ高圧給水加熱器群および低圧給水加熱器群の最低圧加熱器ならびにそれよりも１段圧力の高い加熱器からのドレンが独立して流入するように構成されており、各タンク１４，１６の器内圧力は、それぞれ対応する最低圧加熱器の器内圧力と均圧されるようにバランス管１９，２０で連通されている。
【０００６】
また、高圧タービン２と低圧タービン３との間には、湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３が設置され、これら湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３は、高圧タービン２の排気から湿分を除去し、その後高圧タービン抽気および主蒸気の２段階で加熱する機器であり、除去した湿分はドレンとして湿分分離器ドレンタンク２４で一時滞留させた後、高圧ドレンタンク１６へ排出するように構成されている。そして、２段の加熱器２２，２３内で発生したドレンは、それぞれ第１段加熱器ドレンタンク２５および第２段加熱器ドレンタンク２６で一時滞留させた後、最も圧力の高い高圧給水加熱器１０へ排出されるようになっている。
【０００７】
また、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３は、器内での凝縮流動を安定させるため、それぞれベント管２７を通じて最も圧力の高い高圧給水加熱器１０へ掃気を行うように構成されている。さらに、最も圧力の高い高圧給水加熱器１０が使用できない場合に備えて、ベント管２７と復水器４を連結する非常用ベント管２８が設けられており、弁２９と弁３０を操作することによって掃気先を復水器４に切替可能に構成されている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、原子炉１への給水中に含まれる溶存酸素濃度は、プラントの水質基準などである一定範囲内となるように規定されている。これは溶存酸素濃度が高くなると、炭素鋼の腐食速度が急激に上昇し、また溶存酸素濃度が低くなると、炭素鋼のエロージョン，コロージョンが促進することから、溶存酸素濃度の基準値としては、例えば１５〜２００ｐｐｂとなるように規定している。
【０００９】
原子炉内では、水が中性子照射により分解されるため、タービン排気蒸気中および抽気蒸気中には、多量の酸素が含まれている。タービン２，３の排気蒸気に関しては、そのまま復水器４に流入し、真空脱気されることにより、復水中に残る溶存酸素濃度は、基準値内の下限値内または下限値以下まで低くなる。下限値以下となった場合は、別途酸素注入系から強制的に酸素を供給することにより、水質をコントロールし支障なく運転できるようになっている。
【００１０】
また、抽気蒸気についても各熱交換器において不凝縮ガスを復水器４へ連続的に抽出することで、ドレン水中の溶存酸素濃度を数１００ｐｐｂ程度のオーダーまで低減させることができ、さらにドレンカスケードプラントでは、最終的に復水器４へ回収されることから、タービン排気蒸気と同様に復水器４で真空脱気されることで、基準値レベルまで溶存酸素濃度を下げることができる。
【００１１】
しかしながら、近年の原子力発電プラントにおいては、プラントの高効率化を達成するために、前述したようにドレンポンプアップ方式を採用していることから、従来プラントにおいて数１００ｐｐｂ程度の溶存酸素濃度となっているヒータドレンを復水に注入すると、ドレン注入点より下流側での基準値の確保は困難となる。
【００１２】
さらに、湿分分離加熱器２１および第１段加熱器２２，第２段加熱器２３による再熱サイクルを採用した場合、高圧給水加熱器１０，１１のドレン量が増加することから、ドレンポンプアップ方式では給水溶存酸素濃度に対するドレン水質の影響の割合が大きくなるとともに、ヒータドレン系へ持ち込まれる酸素ガスの絶対量が増加することになり、給水溶存酸素濃度を基準値内に収めることはますます困難であるという課題があった。
【００１３】
本発明は、上記した事情を考慮してなされたもので、原子炉への給水中に含まれる溶存酸素濃度を一定範囲内に収めるようにした原子力発電プラントを提供することを目的とする。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
上述した課題を解決するために、請求項１の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路に減圧手段を設けたことを特徴とする。
【００１５】
本発明によれば、第２の管路に減圧手段を設けたことにより、第１の熱交換器の器内圧力が下がり、これに伴ってタンク内の圧力も低下する。タンクに流入する凝縮水のうちタンクと均圧している第１の熱交換器よりも圧力の高い第２の熱交換器の凝縮水は、タンク内の圧力が下がると、フラッシュ量が増加する。
【００１６】
ここで、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度は、飽和状態においてヘンリーの法則に従ってタンク内の酸素分圧に比例する。そして、フラッシュ量が増加したことにより、タンク内の蒸気分圧が増え、相対的に酸素分圧は低下することになり、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００１７】
請求項２の発明は、請求項１記載の原子力発電プラントにおいて、減圧手段に変えて圧力調節手段を設けたことを特徴とする。
【００１８】
本発明によれば、請求項１の発明と同様にタンク内の圧力を下げることで、タンク内の凝縮水の溶存酸素濃度を低下させることができるとともに、減圧量を調節することで、溶存酸素濃度の低下量を加減することができる。
【００１９】
請求項３の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記原子炉で発生した主蒸気を前記タービンに供給する主蒸気管から主蒸気注入管を分岐し、この主蒸気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２０】
本発明によれば、主蒸気をタンク内に導入することにより、タンク内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００２１】
請求項４の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路および第３の管路のいずれか一方から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２２】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気蒸気をタンクに導くことにより、タンク内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を低下させることができる。
【００２３】
請求項５の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記タービンを接続する抽気管から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする。
【００２４】
本発明によれば、請求項４の発明と同様の作用となる。
【００２５】
請求項６の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に設けた凝縮水冷却手段と、この凝縮水冷却手段を通った凝縮水を前記タンクに供給する第４の管路と、この第４の管路に接続され前記凝縮水冷却手段を迂回する凝縮水バイパス管とを有したことを特徴とする。
【００２６】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気で加熱している第２の熱交換器の凝縮水は、凝縮水冷却手段を通過することで過冷却されているものの、凝縮水冷却手段を迂回してきた飽和水と混合するで、過冷却度が少なくなり、タンクに流入してきた時のフラッシュ蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００２７】
請求項７の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に凝縮水冷却手段を設け、前記第２の熱交換器の初温度差を５．６℃よりも大きく設定したことを特徴とする。
【００２８】
本発明によれば、タンクと均圧されている第１の熱交換器よりも高い圧力の抽気で加熱している第２の熱交換器の過冷却度が少なくなることから、請求項６の発明と同様の作用により、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００３１】
請求項８の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、この第３の熱交換器と前記タンクとを第７の管路で接続したことを特徴とする。
【００３２】
本発明によれば、凝縮水から脱気された酸素を第７の管路によってタンクと均圧されている第１の熱交換器よりも圧力の低い第３の熱交換器に直接排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができるとともに、酸素に伴って抽出された蒸気の熱量を排出先の第３の熱交換器の加熱源として利用することができる。
【００３３】
請求項９の発明は、原子炉に前記タービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段と、前記タービンの排気蒸気の凝縮水にする復水器と、前記加熱手段に接続され不凝縮ガスを前記第２の熱交換器に供給する第８の管路に設置された第１の弁と、前記第８の管路から分岐して前記復水器に接続した第９の管路に設置された第２の弁とを有し、予め規定した発電機未満では前記第１の弁を閉、前記第２の弁を開とする一方、それ以上では前記第１の弁を開、前記第２の弁を閉とするインターロックを構成したことを特徴とする。
【００３４】
本発明によれば、規定した発電機未満では、加熱蒸気中に含まれる酸素ガスの大部分を第９の管路により直接復水器に排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００３５】
請求項１０の発明は、原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記第３の熱交換器とを第８の管路で接続したことを特徴とする。
【００３６】
本発明によれば、加熱蒸気中に含まれる酸素ガスの大部分を第８の管路によりタンクと均圧されている第１の熱交換器よりも圧力の低い第３の熱交換器に直接排出することができるので、凝縮水中の溶存酸素濃度を下げることができるとともに、酸素に伴って抽出された蒸気の熱量を排出先の第３の熱交換器の加熱源として利用することができる。
【００３７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。なお、従来の構成と同一または対応する部分には図１３と同一の符号を用い、その重複する説明を省略する。
【００３８】
［第１実施形態］
図１は本発明に係る原子力発電プラントの第１実施形態を示す系統図である。
【００３９】
図１に示すように、原子炉１で発生した主蒸気は、高圧タービン２および低圧タービン３で仕事をした後に復水器４において凝縮され、復水となる。この復水は復水ポンプ５によって昇圧され、低圧給水加熱器６，７において加熱され、第１の管路としての復水管８を通って給水ポンプ９に導かれる。
【００４０】
また、原子炉１に高圧タービン２および低圧タービンの排気蒸気の凝縮水を供給する復水管８には、第１の熱交換器としての高圧給水加熱器１１が設置され、この高圧給水加熱器１１は、第２の管路としての抽気管１３ｂにより高圧タービン２の抽気口と接続されている。
【００４１】
さらに、復水管８には、高圧給水加熱器１１と直列にかつその下流側に第２の熱交換器としての高圧給水加熱器１０が設置され、この高圧給水加熱器１０は、高圧給水加熱器１１と接続された高圧タービン２の抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路としての抽気管１３ａにより接続されている。
【００４２】
そして、高圧給水加熱器１０，１１の凝縮水（以下、ドレンとも言う。）は、それぞれ高圧ドレンタンク１６に溜められ、この高圧ドレンタンク１６内の凝縮水が圧送手段としての高圧ドレンポンプ１７により復水管８に圧送されて復水と混合される。高圧ドレンタンク１６は、バランス管１９を通して高圧給水加熱器１１と均圧されている。
【００４３】
ところで、本実施形態では、図１に示すように高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１が設置されている。
【００４４】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００４５】
高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１を設置することで、高圧給水加熱器１１入口における抽気蒸気圧力が下がり、これに伴って高圧給水加熱器１１と均圧されている高圧ドレンタンク１６の器内圧力も低下する。
【００４６】
高圧ドレンタンク１６へ流入する他のドレンとしては、高圧給水加熱器１０のドレンおよび湿分分離加熱器２１のドレンがあるが、減圧装置３１を設置してもこれらのドレンのエンタルピーは、ほとんど変わらないため、高圧ドレンタンク１６の器内圧力が低下すると、フラッシュ蒸気量が増加することになる。
【００４７】
特に、湿分分離加熱器２１のドレン中には、溶存酸素がほとんど含まれていないことが知られていることから、これらのドレンのフラッシュ蒸気量が増加すると、高圧ドレンタンク１６内の蒸気分圧が増加し、酸素分圧が減少する。ここで、高圧ドレンタンク１６内のドレンの溶存酸素濃度は、飽和状態においてヘンリーの法則に従って高圧ドレンタンク１６内の酸素分圧に比例する。
【００４８】
これにより、高圧ドレンタンク１６内のドレン中に溶け込むことができる酸素の量がヘンリーの法則により減少することになり、結果的にドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００４９】
このように本実施形態によれば、高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに減圧装置３１を設置することにより、高圧ドレンタンク１６内のドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００５０】
したがって、そのドレンを復水系へポンプアップしている原子力発電プラントにおいて、給水中の溶存酸素濃度を基準値に収められることから、炭素鋼の腐食速度およびエロージョン，コロージョンの進展を適正な範囲内で保持することができる。
【００５１】
［第２実施形態］
図２は本発明に係る原子力発電プラントの第２実施形態を示す系統図である。なお、前記第１実施形態と同一の部分には同一の符号を付して説明する。以下の各実施形態でも同様である。
【００５２】
本実施形態では、図２に示すように第１実施形態の減圧装置３１に変えて、圧力調節手段としての圧力調節装置３２およびコントローラ３３が設置されている。すなわち、本実施形態は、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１への加熱蒸気を供給している第２の管路としての抽気管１３ｂに、圧力調節手段としての圧力調節装置３２およびコントローラ３３が設置されている。
【００５３】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００５４】
高圧給水加熱器１１へ加熱蒸気を供給している抽気管１３ｂに圧力調節装置３２およびコントローラ３３を設置することで、高圧給水加熱器１１入口における抽気蒸気圧力を下げることができ、図１に示す第１実施形態と同様の作用および効果を得ることができる。
【００５５】
また、圧力調節装置３２およびコントローラ３３で高圧給水加熱器１１の減圧量を調節することにより、高圧ドレンタンク１６内でのドレンフラッシュ量を加減することができ、結果的にドレン中の溶存酸素濃度を加減することができる。
【００５６】
［第３実施形態］
図３は本発明に係る原子力発電プラントの第３実施形態を示す系統図である。
【００５７】
本実施形態では、図３に示すように原子炉１で発生した主蒸気を高圧タービン２に供給する主蒸気管３４から主蒸気注入管３５を分岐し、この主蒸気注入管３５を高圧ドレンタンク１６に接続している。
【００５８】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００５９】
主蒸気注入管３５を高圧ドレンタンク１６に接続することにより、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させ、その高圧ドレンタンク１６内の酸素分圧を下げることができる。また、高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１から高圧ドレンタンク１６へ流入してくるドレンは、理想的には飽和水となるが、現実には過冷却水であり、これを主蒸気注入管３５からの主蒸気で飽和状態まで加熱することにより、過冷却水に溶け込んでいた酸素を脱気することができる。
【００６０】
以上２つの作用により、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができることから、前記第１実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００６１】
［第４実施形態］
図４は本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態を示す系統図である。
【００６２】
本実施形態では、図４に示すように第３の管路としての抽気管１３ａから抽気注入管３６を分岐し、この抽気注入管３６を高圧ドレンタンク１６へ接続している。そして、抽気管１３ａは、高圧タービン２において高圧給水加熱器１１と接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口に接続されている。
【００６３】
これにより、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ抽気管１３ｂにより供給している抽気圧力以上の圧力を高圧ドレンタンク１６に供給し、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させることができる。
【００６４】
すなわち、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１へ供給している抽気よりも高い圧力の抽気蒸気を高圧ドレンタンク１６に導くことにより、この高圧ドレンタンク１６内の蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができる。これにより、前記第３実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００６５】
［第４実施形態の変形例］
図５および図６は、それぞれ本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第１および第２変形例を示す系統図である。
【００６６】
図５に示す第１変形例では、高圧タービン２の抽気を加熱する加熱手段としての第１段加熱器２２への抽気管１３ｄから、図６に示す第２変形例では、高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１への抽気管１３ｂからそれぞれ抽気注入管３６を分岐し、この抽気注入管３６を高圧ドレンタンク１６に接続することにより、高圧ドレンタンク１６内の蒸気量を増加させることができる。これにより、前記第３実施形態と同様の作用および効果を得ることができる。
【００６７】
［第５実施形態］
図７は本発明に係る原子力発電プラントの第５実施形態を示す系統図である。
【００６８】
図７に示すように高圧給水加熱器１０には、通常凝縮水冷却手段としてのドレン冷却部３７が内蔵されており、高圧給水加熱器１０内において加熱蒸気を給水と熱交換して発生したドレンは、そこでさらに給水と熱交換を行って過冷却水となる。ここでは、ドレン冷却部３７へ流入する前のドレンを取り出せるように高圧給水加熱器１０に凝縮水バイパス管としてのドレン冷却部バイパス管３８が接続され、このバイパス管３８がドレン冷却部３７を通ったドレンが流れる第４の管路としての高圧ドレン管３９に接続されている。
【００６９】
したがって、過冷却していないドレンをドレン冷却部バイパス管３８を通じて過冷却水と混合させることにより、ドレンの過冷却度を低減させることになる。このドレンを高圧ドレンタンク１６へ流入させると、フラッシュ蒸気量が増加し、器内の酸素分圧が低下するため、ドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７０】
すなわち、本実施形態では、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１よりも高い圧力の抽気で加熱している高圧給水加熱器１０のドレンは、ドレン冷却部３７を通過することで過冷却されているものの、ドレン冷却部３７をバイパスしてきた飽和水と混合することにより、過冷却度が少なくなり、高圧ドレンタンク１６に流入してきた時のフラッシュ蒸気量が増加し、酸素分圧が低下するので、高圧ドレンタンク１６内におけるドレンの溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７１】
［第６実施形態］
図８は本発明に係る原子力発電プラントの第６実施形態を示す系統図である。
【００７２】
本実施形態では、図８に示すように高圧給水加熱器１０のドレン冷却部３７出口のドレン温度Ｔ２と高圧給水加熱器１０へ流入する給水の温度Ｔ１との差を初温度差（ドレンクーリングゾーンアプローチ）と呼んでいる。高圧給水加熱器１０を設計する上で従来上記初温度差は５．６℃となるように伝熱面積を決定しているが、本実施形態ではこれを例えば８．０℃となる高圧給水加熱器１０を設置している。
【００７３】
したがって、高圧給水加熱器１０の初温度差を５．６℃よりも高く設定したことにより、高圧ドレンタンク１６と均圧された高圧給水加熱器１１よりも高い圧力の抽気で加熱している高圧給水加熱器１０のドレンの過冷却度が低減し、図７に示す前記第５実施形態と同様な作用により高圧ドレンタンク１６内における溶存酸素濃度を低減させることができる。
【００７４】
［第７実施形態］
図９は本発明に係る原子力発電プラントの第７実施形態を示す系統図である。
【００７５】
本実施形態では、図９に示すように高圧ドレンタンク１６と復水器４とが第５の管路としてのドレンタンクベント管４０により接続されている。
【００７６】
高圧ドレンタンク１６で脱気された酸素ガスは、通常バランス管１９を通じて高圧ドレンタンク１６と均圧している高圧給水加熱器１１へ排出され、さらにベント管１８を通って復水器４へ排出される。
【００７７】
しかしながら、バランス管１９の設置位置の制約により、効果的な酸素ガスの排出が阻害されたり、ベント管１８の容量が不十分である場合などから高圧ドレンタンク１６に酸素ガスが滞留してしまう可能性がある。
【００７８】
このような不具合を防止するためにドレンタンクバランス管４０により、高圧ドレンタンク１６内の酸素滞留部から直接復水器４へ酸素ガスを排出することにより、ドレン中の溶存酸素濃度を下げることができる。
【００７９】
［第８実施形態］
図１０は本発明に係る原子力発電プラントの第８実施形態を示す系統図である。
【００８０】
図１０に示すように、復水管８には、高圧給水加熱器１１と直列にかつその上流側に第３の熱交換器としての低圧給水加熱器６が設置され、この低圧給水加熱器６は、高圧給水加熱器１１に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路である抽気管１３ｃにより接続されている。
【００８１】
そして、本実施形態では、高圧ドレンタンク１６と低圧給水加熱器６とが第７の管路としてのドレンタンクベント管４１により接続されている。
【００８２】
このドレンタンクベンナト管４１を通じて高圧ドレンタンク１６内の酸素ガスを排出することにより、図９に示す前記第７実施形態と同様な作用および効果が得られるとともに、酸素ガスに伴って排出した蒸気の熱量を低圧給水加熱器６の加熱源として利用することができる。
【００８３】
［第９実施形態］
図１１は本発明に係る原子力発電プラントの第９実施形態の制御系を示す回路図である。なお、第９実施形態の原子力発電プラントにおける系統の構成は、図１３と同様であるので省略する。
【００８４】
図１１において、４２はＮＯＴ回路、４３はＯＲ回路、（ＷＯ）はＷＩＰＥ ＯＵＴ回路である。本実施形態は、これらの回路を組み合わせ、発電機出力α％未満の状態では、加熱手段としての第１段，第２段加熱器２２，２３の第８の管路としてのベント管２７に設置された第１の弁である弁２９が閉、第１段，第２段加熱器２２，２３の第９の管路としての非常用ベント管２８に設置された第２の弁である弁３０が開することにより、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３のベント先が復水器４に切替わるようなインターロックに構成されている。
【００８５】
ここで、第１段，第２段加熱器２２，２３は、高圧タービン２の抽気を加熱し、ベント管２７を介して第２の熱交換器としての高圧給水加熱器１０と接続され、発生した不凝縮ガスを高圧給水加熱器１０に供給する。また、ベント管２７から非常用ベント管２８が分岐され、この非常用ベント管２８は復水器４と接続されている。
【００８６】
これにより、高圧給水加熱器１０へ流入する酸素ガスの絶対量が減少し、高圧ドレンタンク１６へ流入する酸素ガスの絶対量が減少することで、高圧ドレンタンク１６中の溶存酸素濃度を低減することができる。
【００８７】
また、発電機出力αを１００％以下にしておけば、定格運転時にはベント先を高圧給水加熱器１０に戻すことができ、ベント蒸気の熱量を有効利用することができる。これは、部分負荷帯において高圧ドレンタンク１６のドレン中の溶存酸素濃度が定格負荷時よりも高くなることから、部分負荷帯での溶存酸素濃度の低減に対して有効である。
【００８８】
［第１０実施形態］
図１２は本発明に係る原子力発電プラントの第１０実施形態を示す系統図である。
【００８９】
本実施形態では、図１２に示すように第１段加熱器２２および第２段加熱器２３の第８の管路としてのベント管２７が第３の熱交換器としての低圧給水加熱器６と接続されている。
【００９０】
このように構成することより、第１段加熱器２２および第２段加熱器２３のベント蒸気を全て低圧給水加熱器６へ排出することができ、高圧給水加熱器１０および高圧ドレンタンク１６へ流入する酸素ガスの絶対量が減少することで、高圧ドレンタンク１６中の溶存酸素濃度を低減することができるとともに、酸素ガスに伴って抽出した蒸気の熱量を低圧給水加熱器６の加熱源として利用することができる。
【００９１】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、ドレンタンク内のドレン中の溶存酸素濃度を低減させることができ、そのドレンを復水系へポンプアップしている原子力発電プラントにおいて、給水中の溶存酸素濃度を基準値に収められることから、炭素鋼の腐食速度およびエロージョン，コロージョンの進展を適正な範囲内で保持することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの第１実施形態を示す系統図。
【図２】本発明に係る原子力発電プラントの第２実施形態を示す系統図。
【図３】本発明に係る原子力発電プラントの第３実施形態を示す系統図。
【図４】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態を示す系統図。
【図５】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第１変形例を示す系統図。
【図６】本発明に係る原子力発電プラントの第４実施形態の第２変形例を示す系統図。
【図７】本発明に係る原子力発電プラントの第５実施形態を示す系統図。
【図８】本発明に係る原子力発電プラントの第６実施形態を示す系統図。
【図９】本発明に係る原子力発電プラントの第７実施形態を示す系統図。
【図１０】本発明に係る原子力発電プラントの第８実施形態を示す系統図。
【図１１】本発明に係る原子力発電プラントの第９実施形態の制御系を示す回路図。
【図１２】本発明に係る原子力発電プラントの第１０実施形態を示す系統図。
【図１３】従来の原子力発電プラントを示す系統図。
【符号の説明】
１ 原子炉
２ 高圧タービン
３ 低圧タービン
４ 復水器
５ 復水ポンプ
６，７ 低圧給水加熱器
８ 復水管（第１の管路）
９ 給水ポンプ
１０ 高圧給水加熱器（第２の熱交換器）
１１ 高圧給水加熱器（第１の熱交換器）
１２ 給水管
１３ａ 抽気管（第３の管路）
１３ｂ 抽気管（第２の管路）
１３ｃ 抽気管（第６の管路）
１３ｄ 抽気管
１４ 低圧ドレンタンク
１５ 低圧ドレンポンプ
１６ 高圧ドレンタンク
１７ 高圧ドレンポンプ（圧送手段）
１８ ベント管
１９，２０ バランス管
２１ 湿分分離加熱器
２２ 第１段加熱器（加熱手段）
２３ 第２段加熱器
２４ 湿分分離器ドレンタンク
２５ 第１段加熱器ドレンタンク
２６ 第２段加熱器ドレンタンク
２７ ベント管（第８の管路）
２８ 非常用ベント管（第９の管路）
２９，３０ 弁
３１ 減圧装置（減圧手段）
３２ 圧力調節装置（圧力調節手段）
３３ コントローラ
３４ 主蒸気管
３５ 主蒸気注入管
３６ 抽気注入管
３７ ドレン冷却部
３８ ドレン冷却部バイパス管（凝縮水バイパス管）
３９ 高圧ドレン管（第４の管路）
４０ ドレンタンクベント管（第５の管路）
４１ ドレンタンクベント管（第７の管路）
４２ ＮＯＴ回路
４３ ＯＲ回路
Claims (10)
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路に減圧手段を設けたことを特徴とする原子力発電プラント。
- 請求項１記載の原子力発電プラントにおいて、減圧手段に変えて圧力調節手段を設けたことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記原子炉で発生した主蒸気を前記タービンに供給する主蒸気管から主蒸気注入管を分岐し、この主蒸気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の管路および第３の管路のいずれか一方から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記タービンを接続する抽気管から抽気注入管を分岐し、この抽気注入管を前記タンクに接続したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に設けた凝縮水冷却手段と、この凝縮水冷却手段を通った凝縮水を前記タンクに供給する第４の管路と、この第４の管路に接続され前記凝縮水冷却手段を迂回する凝縮水バイパス管とを有したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記第２の熱交換器に凝縮水冷却手段を設け、前記第２の熱交換器の初温度差を５．６℃よりも大きく設定したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、この第３の熱交換器と前記タンクとを第７の管路で接続したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉に前記タービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段と、前記タービンの排気蒸気の凝縮水にする復水器と、前記加熱手段に接続され不凝縮ガスを前記第２の熱交換器に供給する第８の管路に設置された第１の弁と、前記第８の管路から分岐して前記復水器に接続した第９の管路に設置された第２の弁とを有し、予め規定した発電機未満では前記第１の弁を閉、前記第２の弁を開とする一方、それ以上では前記第１の弁を開、前記第２の弁を閉とするインターロックを構成したことを特徴とする原子力発電プラント。
- 原子炉にタービンの排気蒸気の凝縮水を供給する第１の管路に設置されるとともに、前記タービンの抽気口と第２の管路で接続された第１の熱交換器と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその下流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の高い段落に設けられた抽気口と第３の管路で接続された第２の熱交換器と、前記第１の熱交換器および前記第２の熱交換器の凝縮水を溜めるとともに、前記第１の熱交換器と均圧されたタンクと、このタンク内の凝縮水を前記第１の管路に圧送する圧送手段と、前記第１の管路に前記第１の熱交換器と直列にかつその上流側に設置されるとともに、前記第１の熱交換器に接続している抽気口より圧力の低い段落に設けられた抽気口と第６の管路で接続された第３の熱交換器とを備え、前記タービンの抽気を加熱する加熱手段を設け、この加熱手段と前記第３の熱交換器とを第８の管路で接続したことを特徴とする原子力発電プラント。
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