JP7564136B2 - 原子力プラントおよびタービン装置 - Google Patents
原子力プラントおよびタービン装置 Download PDFInfo
- Publication number
- JP7564136B2 JP7564136B2 JP2022005552A JP2022005552A JP7564136B2 JP 7564136 B2 JP7564136 B2 JP 7564136B2 JP 2022005552 A JP2022005552 A JP 2022005552A JP 2022005552 A JP2022005552 A JP 2022005552A JP 7564136 B2 JP7564136 B2 JP 7564136B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- water
- gland
- external water
- gland steam
- 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.)
- Active
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
- F01D—NON-POSITIVE DISPLACEMENT MACHINES OR ENGINES, e.g. STEAM TURBINES
- F01D11/00—Preventing or minimising internal leakage of working-fluid, e.g. between stages
- F01D11/02—Preventing or minimising internal leakage of working-fluid, e.g. between stages by non-contact sealings, e.g. of labyrinth type
- F01D11/04—Preventing or minimising internal leakage of working-fluid, e.g. between stages by non-contact sealings, e.g. of labyrinth type using sealing fluid, e.g. steam
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
- F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
- F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
- F01K7/16—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
- G21D5/06—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium circulating through reactor core
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F05—INDEXING SCHEMES RELATING TO ENGINES OR PUMPS IN VARIOUS SUBCLASSES OF CLASSES F01-F04
- F05D—INDEXING SCHEME FOR ASPECTS RELATING TO NON-POSITIVE-DISPLACEMENT MACHINES OR ENGINES, GAS-TURBINES OR JET-PROPULSION PLANTS
- F05D2240/00—Components
- F05D2240/60—Shafts
- F05D2240/63—Glands for admission or removal of fluids from shafts
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Turbine Rotor Nozzle Sealing (AREA)
Description
本発明は、原子力プラントおよびタービン装置に関する。
原子力プラントに設置されるタービン装置に関する技術として、下記特許文献１に開示の技術がある。この特許文献１には、「…前記主蒸気ヘッダ４を介して供給される高温の蒸気により、ＣＳＴタンク６から供給した水を加熱することにより、清浄な蒸気を発生させる。この清浄な蒸気は、グランド蒸気蒸化器５と高圧、又は低圧のタービン１のそれぞれの軸受部とに連結された蒸気シールヘッダ７を介して、タービン１の軸８とタービンケーシング９とのすき間であるグランド部へと供給される。…一方、タービン１の外部へと流れた蒸気は、高圧、又は低圧のそれぞれのタービン１の軸シール部と連結している若干負圧の蒸気バッキング排気ヘッダ１１へと移行する。当該蒸気バッキング排気ヘッダ１１は、グランド蒸気復水器１２の胴側に連結されており、当該復水器１２において、排気ヘッダ１１を介して流れてきた蒸気は復水される。この復水される時に発生する非凝縮性ガスは、排風器１３に導かれた後、排気筒から放出される。」と記載されている。
しかしながら、例えば沸騰水型の原子力プラントの場合、ＣＳＴタンク（復水貯蔵タンク：Condensate Storage Tank）に貯蔵される水は、原子炉圧力容器で発生させた主蒸気を凝縮させた一次冷却水と継続的に交換される。このため、ＣＳＴタンクから供給される水は、運転中の原子力プラントの炉心で常時に生成されるトリチウムを含有し、したがってＣＳＴタンクから供給した水を加熱して発生させた「清浄な蒸気」もトリチウムを含有することになる。ここで、トリチウムは、フィルタやイオン吸着樹脂で除去されないという特徴がある。このため、グランド部から排出され、グランド蒸気復水器で凝縮しきれずに排気筒から放出される非凝縮性ガスがトリチウムを含有する場合、放射性物質であるトリチウムは非凝縮性ガスと共に大気中に放出されることになる。
そこで本発明は、放射性物質の大気放出を防止することが可能な原子力プラント、およびこの原子力プラントに設置されるタービン装置を提供することを目的とする。
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉と、前記原子炉で発生した主蒸気によって駆動する蒸気タービンと、前記蒸気タービンのグランド部にグランド蒸気を供給するグランド蒸気供給装置とを備え、前記グランド蒸気供給装置は、前記主蒸気および前記主蒸気の復水に対して独立した外部水を加熱して前記グランド蒸気を発生させるグランド蒸気発生器を有する原子力プラントである。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉と、前記原子炉で発生した主蒸気によって駆動する蒸気タービンと、前記蒸気タービンのグランド部にグランド蒸気を供給するグランド蒸気供給装置とを備え、前記グランド蒸気供給装置は、前記主蒸気および前記主蒸気の復水に対して独立した外部水を加熱して前記グランド蒸気を発生させるグランド蒸気発生器を有する原子力プラントである。
本発明によれば、放射性物質の大気放出を防止することが可能な原子力プラント、およびこの原子力プラントに設置されるタービン装置を提供することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下側の実施の形態の説明により明らかにされる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下側の実施の形態の説明により明らかにされる。
図１は、実施形態に係る原子力プラント１の構成を示す模式図であって、沸騰水型の原子力プラント（Boiling Water Reactor：ＢＷＲ）に本発明を適用した図である。本発明の原子力プラント１は、図示した沸騰水型の原子力プラントのような、一次冷却材を沸騰させて主蒸気を生成する原子力プラントに好適な構成である。以下この図に基づいて、実施形態に係る原子力プラント１の構成を説明する。
図１に示すように、原子力プラント１は、原子炉１０、タービン装置２０、およびタービン建屋３０を備える。これらは次のようである。
≪原子炉１０≫
原子炉１０は、例えば沸騰水型のものであって、原子炉１０内の一次冷却水を直接沸騰させて蒸気を発生させる。原子炉１０内で発生させた蒸気は、タービン装置２０を駆動するための主蒸気として、主蒸気配管１１を介してタービン装置２０に送られる。タービン装置２０において水に戻された主蒸気は、復水配管１２を介して原子炉１０に戻される。
原子炉１０は、例えば沸騰水型のものであって、原子炉１０内の一次冷却水を直接沸騰させて蒸気を発生させる。原子炉１０内で発生させた蒸気は、タービン装置２０を駆動するための主蒸気として、主蒸気配管１１を介してタービン装置２０に送られる。タービン装置２０において水に戻された主蒸気は、復水配管１２を介して原子炉１０に戻される。
≪タービン装置２０≫
タービン装置２０は、主蒸気配管１１および復水配管１２を介して原子炉１０と接続されている。図２は、実施形態に係る原子力プラント１に設置されるタービン装置２０を示す図である。先の図１および図２に示すように、タービン装置２０は、蒸気タービン２１、復水器２２、グランド蒸気供給装置２３を備える。これらは、次のような構成のものである。
タービン装置２０は、主蒸気配管１１および復水配管１２を介して原子炉１０と接続されている。図２は、実施形態に係る原子力プラント１に設置されるタービン装置２０を示す図である。先の図１および図２に示すように、タービン装置２０は、蒸気タービン２１、復水器２２、グランド蒸気供給装置２３を備える。これらは、次のような構成のものである。
＜蒸気タービン２１＞
蒸気タービン２１は、ケーシング２１ａ内にタービン（図示省略）を収容したものであって、原子炉１０に接続された主蒸気配管１１からケーシング２１ａ内に供給された主蒸気によってタービンを回転させ、ここでの図示を省略した発電機を駆動させる。蒸気タービン２１のケーシング２１ａは、タービン軸受け２１ｂを有する。タービン軸受け２１ｂは、タービンの回転軸との間にグランド部２１ｃと称する隙間を設けてタービンの回転軸を支持する。このグランド部２１ｃは、ラビリンスパッキンと称される圧力差緩衝機構を有する。
蒸気タービン２１は、ケーシング２１ａ内にタービン（図示省略）を収容したものであって、原子炉１０に接続された主蒸気配管１１からケーシング２１ａ内に供給された主蒸気によってタービンを回転させ、ここでの図示を省略した発電機を駆動させる。蒸気タービン２１のケーシング２１ａは、タービン軸受け２１ｂを有する。タービン軸受け２１ｂは、タービンの回転軸との間にグランド部２１ｃと称する隙間を設けてタービンの回転軸を支持する。このグランド部２１ｃは、ラビリンスパッキンと称される圧力差緩衝機構を有する。
なお、図面において、タービン軸受け２１ｂは、ケーシング２１ａの一方のみに設けられた構成を示しているが、タービン軸受け２１ｂはケーシング２１ａの両側に設けられ、ケーシング２１ａの両側においてタービンの回転軸を支持する。
また図面においては、１つの蒸気タービン２１のみを図示したが、原子力プラント１は、複数の蒸気タービンを備えていてもよい。原子力プラント１に設けられる複数の蒸気タービンは、高圧タービン、中圧タービン、および低圧タービンなどであり、原子炉１０からの主蒸気が高圧側から順に直列で供給される構成となっている。
＜復水器２２＞
復水器２２は、主蒸気配管１１を介して原子炉１０から蒸気タービン２１に供給された主蒸気を凝縮して水に変換し、変換した水を一時冷却材として復水配管１２を介して原子炉１０に供給する。
復水器２２は、主蒸気配管１１を介して原子炉１０から蒸気タービン２１に供給された主蒸気を凝縮して水に変換し、変換した水を一時冷却材として復水配管１２を介して原子炉１０に供給する。
＜グランド蒸気供給装置２３＞
グランド蒸気供給装置２３は、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃにグランド蒸気を供給する。ここで、グランド蒸気とは、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに供給する蒸気であって、タービン軸受け２１ｂとタービンの軸との間の隙間を維持するとともに、ケーシング２１ａ内を封止するためのシール蒸気である。このようなグランド蒸気を供給するためのグランド蒸気供給装置２３は、グランド蒸気発生器２０１、外部水供給管２０２、グランド蒸気供給管２０３、グランド蒸気回収管２０４、グランド蒸気復水器２０５、外部水回収管２０６、および貯水タンク２０７を備えている。
グランド蒸気供給装置２３は、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃにグランド蒸気を供給する。ここで、グランド蒸気とは、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに供給する蒸気であって、タービン軸受け２１ｂとタービンの軸との間の隙間を維持するとともに、ケーシング２１ａ内を封止するためのシール蒸気である。このようなグランド蒸気を供給するためのグランド蒸気供給装置２３は、グランド蒸気発生器２０１、外部水供給管２０２、グランド蒸気供給管２０３、グランド蒸気回収管２０４、グランド蒸気復水器２０５、外部水回収管２０６、および貯水タンク２０７を備えている。
［グランド蒸気発生器２０１］
グランド蒸気発生器２０１は、グランド部２１ｃに供給するためのグランド蒸気Ｇ１を発生させる。このようなグランド蒸気発生器２０１は、次に説明する外部水供給管２０２から供給された外部水Ｌ１を加熱することで、外部水Ｌ１を蒸気化したグランド蒸気を生成する。ここで外部水Ｌ１とは、原子炉１０で使用する一次冷却材としての水、および原子炉１０で発生させた主蒸気とは独立した外部水源から導入された水であって、例えば水道水であることとする。
グランド蒸気発生器２０１は、グランド部２１ｃに供給するためのグランド蒸気Ｇ１を発生させる。このようなグランド蒸気発生器２０１は、次に説明する外部水供給管２０２から供給された外部水Ｌ１を加熱することで、外部水Ｌ１を蒸気化したグランド蒸気を生成する。ここで外部水Ｌ１とは、原子炉１０で使用する一次冷却材としての水、および原子炉１０で発生させた主蒸気とは独立した外部水源から導入された水であって、例えば水道水であることとする。
グランド蒸気発生器２０１において、外部水Ｌ１を加熱するための熱源は、特に限定されることはないが、典型的にはタービンを回すための主蒸気を用いることができる。この場合、主蒸気配管１１から分岐するように設けられた配管の中間部を、グランド蒸気発生器２０１内に敷設し、配管の先端を復水器２２に接続させて主蒸気を復水器２２に戻す。
［外部水供給管２０２］
外部水供給管２０２は、供給ポンプ２０２ｐを備え、外部水源からグランド蒸気発生器２０１に外部水Ｌ１を供給する。なお、外部水源とは、原子炉１０に対して独立した水源であればよく、ここでは以降に説明する貯水タンク２０７であることとする。このような外部水供給管２０２は、グランド蒸気発生器２０１と、外部水源である貯水タンク２０７とに接続され、中間部に設けた供給ポンプ２０２ｐにより、貯水タンク２０７内の外部水Ｌ１をグランド蒸気発生器２０１に供給する。
外部水供給管２０２は、供給ポンプ２０２ｐを備え、外部水源からグランド蒸気発生器２０１に外部水Ｌ１を供給する。なお、外部水源とは、原子炉１０に対して独立した水源であればよく、ここでは以降に説明する貯水タンク２０７であることとする。このような外部水供給管２０２は、グランド蒸気発生器２０１と、外部水源である貯水タンク２０７とに接続され、中間部に設けた供給ポンプ２０２ｐにより、貯水タンク２０７内の外部水Ｌ１をグランド蒸気発生器２０１に供給する。
［グランド蒸気供給管２０３］
グランド蒸気供給管２０３は、グランド蒸気発生器２０１で発生させたグランド蒸気Ｇ１を、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに供給する。このようなグランド蒸気供給管２０３は、グランド蒸気発生器２０１とタービン軸受け２１ｂとに接続した状態で設けられている。原子力プラント１が複数の蒸気タービンを備えていている場合、各蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに対して並列にグランド蒸気供給管２０３が接続される構成であってよい。なお、グランド蒸気供給管２０３は、グランド部２１ｃからの主蒸気の漏れ出しおよびケーシング２１ａ内へのグランド蒸気Ｇ１の漏れ込みを防止しつつ、グランド部２１ｃを封止可能な所定の圧力でグランド蒸気Ｇ１を供給するための制御機構を備えていることとする。このようなグランド部２１ｃにおいては、グランド蒸気Ｇ１と主蒸気との接触が防止されることとする。
グランド蒸気供給管２０３は、グランド蒸気発生器２０１で発生させたグランド蒸気Ｇ１を、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに供給する。このようなグランド蒸気供給管２０３は、グランド蒸気発生器２０１とタービン軸受け２１ｂとに接続した状態で設けられている。原子力プラント１が複数の蒸気タービンを備えていている場合、各蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに対して並列にグランド蒸気供給管２０３が接続される構成であってよい。なお、グランド蒸気供給管２０３は、グランド部２１ｃからの主蒸気の漏れ出しおよびケーシング２１ａ内へのグランド蒸気Ｇ１の漏れ込みを防止しつつ、グランド部２１ｃを封止可能な所定の圧力でグランド蒸気Ｇ１を供給するための制御機構を備えていることとする。このようなグランド部２１ｃにおいては、グランド蒸気Ｇ１と主蒸気との接触が防止されることとする。
［グランド蒸気回収管２０４］
グランド蒸気回収管２０４は、グランド部２１ｃを通過したグランド蒸気Ｇ１であって、グランド部２１ｃから漏れ出すリーク蒸気を回収し、次に説明するグランド蒸気復水器２０５に供給する。このようなグランド蒸気回収管２０４は、タービン軸受け２１ｂとグランド蒸気復水器２０５とに接続した状態で設けられている。原子力プラント１が複数の蒸気タービンを備えていている場合、各蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに対して並列にグランド蒸気回収管２０４が接続される構成であってよい。
グランド蒸気回収管２０４は、グランド部２１ｃを通過したグランド蒸気Ｇ１であって、グランド部２１ｃから漏れ出すリーク蒸気を回収し、次に説明するグランド蒸気復水器２０５に供給する。このようなグランド蒸気回収管２０４は、タービン軸受け２１ｂとグランド蒸気復水器２０５とに接続した状態で設けられている。原子力プラント１が複数の蒸気タービンを備えていている場合、各蒸気タービン２１のグランド部２１ｃに対して並列にグランド蒸気回収管２０４が接続される構成であってよい。
［グランド蒸気復水器２０５］
グランド蒸気復水器２０５は、グランド蒸気回収管２０４から供給されたグランド蒸気Ｇ１を凝縮して外部水Ｌ１に戻す。グランド蒸気復水器２０５の冷却源は、特に限定されることはないが、典型的には外部からの冷却水（例えば水道水）を用いることができる。この場合、ここでの図示は省略した水道配管の中間部を、グランド蒸気復水器２０５内に敷設すればよい。
グランド蒸気復水器２０５は、グランド蒸気回収管２０４から供給されたグランド蒸気Ｇ１を凝縮して外部水Ｌ１に戻す。グランド蒸気復水器２０５の冷却源は、特に限定されることはないが、典型的には外部からの冷却水（例えば水道水）を用いることができる。この場合、ここでの図示は省略した水道配管の中間部を、グランド蒸気復水器２０５内に敷設すればよい。
また、このグランド蒸気復水器２０５には、外部水Ｌ１として復水されずに残った非凝縮性ガスを、外部に放出するための排気設備（図示省略）を有する。
［外部水回収管２０６］
外部水回収管２０６は、回収ポンプ２０６ｐを備え、グランド蒸気復水器２０５で冷却して液化した外部水Ｌ１を、次に説明する貯水タンク２０７に回収する。このような外部水回収管２０６は、グランド蒸気復水器２０５と、外部水源である貯水タンク２０７とに接続されている。そして、この外部水回収管２０６は、中間部に設けた回収ポンプ２０６ｐにより、グランド蒸気復水器２０５内の外部水Ｌ１を貯水タンク２０７に回収する。
外部水回収管２０６は、回収ポンプ２０６ｐを備え、グランド蒸気復水器２０５で冷却して液化した外部水Ｌ１を、次に説明する貯水タンク２０７に回収する。このような外部水回収管２０６は、グランド蒸気復水器２０５と、外部水源である貯水タンク２０７とに接続されている。そして、この外部水回収管２０６は、中間部に設けた回収ポンプ２０６ｐにより、グランド蒸気復水器２０５内の外部水Ｌ１を貯水タンク２０７に回収する。
［貯水タンク２０７］
貯水タンク２０７は、原子炉１０の一次冷却水および主蒸気とは独立した外部水Ｌ１の水源から導入した外部水Ｌ１を貯水する外部水源として用いられる。この貯水タンク２０７は、外部水供給管２０２および外部水回収管２０６に接続され、供給ポンプ２０２ｐおよび回収ポンプ２０６ｐの駆動によって内部の外部水Ｌ１およびグランド蒸気Ｇ１が、強制循環される。そして、貯水タンク２０７に回収された外部水Ｌ１が、再利用可能な構成となっている。
貯水タンク２０７は、原子炉１０の一次冷却水および主蒸気とは独立した外部水Ｌ１の水源から導入した外部水Ｌ１を貯水する外部水源として用いられる。この貯水タンク２０７は、外部水供給管２０２および外部水回収管２０６に接続され、供給ポンプ２０２ｐおよび回収ポンプ２０６ｐの駆動によって内部の外部水Ｌ１およびグランド蒸気Ｇ１が、強制循環される。そして、貯水タンク２０７に回収された外部水Ｌ１が、再利用可能な構成となっている。
図３は、貯水タンク２０７を拡大した斜視図である。図３に示すように、貯水タンク２０７は、タンク本体２０７ａ、外部水補給管２０７ｂ、貯水量計測器２０７ｃ、制御部２０７ｄを備える。
－タンク本体２０７ａ－
タンク本体２０７ａは、原子炉１０（図１参照）で使用する一次冷却水や原子炉１０で発生させた主蒸気とは独立した水源から採取された外部水Ｌ１を貯水する。このタンク本体２０７ａは、予め所定の必要貯水量Ｗ１が設定されている。この必要貯水量Ｗ１は、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃへのグランド蒸気Ｇ１の供給が滞ることのない値に設定されていることとする。
タンク本体２０７ａは、原子炉１０（図１参照）で使用する一次冷却水や原子炉１０で発生させた主蒸気とは独立した水源から採取された外部水Ｌ１を貯水する。このタンク本体２０７ａは、予め所定の必要貯水量Ｗ１が設定されている。この必要貯水量Ｗ１は、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃへのグランド蒸気Ｇ１の供給が滞ることのない値に設定されていることとする。
このようなタンク本体２０７ａは、例えば図示したような円筒形であって、その側壁に外部水供給管２０２と、外部水回収管２０６とが接続されている。これらの外部水供給管２０２と外部水回収管２０６は、必要貯水量Ｗ１を示す水位よりも下部においてタンク本体２０７ａに接続されていることとする。
－外部水補給管２０７ｂ－
外部水補給管２０７ｂは、外部水Ｌ１の水源からタンク本体２０７ａ内に外部水Ｌ１を補給する。この外部水補給管２０７ｂは、タンク本体２０７ａへの外部水Ｌ１の補給を制御するための開閉弁２０７ｖを備える。このような外部水補給管２０７ｂは、例えば水道管、または水道管に接続される配管であってよい。
外部水補給管２０７ｂは、外部水Ｌ１の水源からタンク本体２０７ａ内に外部水Ｌ１を補給する。この外部水補給管２０７ｂは、タンク本体２０７ａへの外部水Ｌ１の補給を制御するための開閉弁２０７ｖを備える。このような外部水補給管２０７ｂは、例えば水道管、または水道管に接続される配管であってよい。
－貯水量計測器２０７ｃ－
貯水量計測器２０７ｃは、タンク本体２０７ａ内における外部水Ｌ１の貯水量を計測する。この貯水量計測器２０７ｃは、例えば水位計である。水位計における水位の測定方式が限定されることはなく、接触式および非接触式のいずれであってもよい。なお、貯水量計測器２０７ｃからの信号は、原子力プラント１の制御室に送信され、制御室においてタンク本体２０７ａ内の貯水量を確認できる構成としている。
貯水量計測器２０７ｃは、タンク本体２０７ａ内における外部水Ｌ１の貯水量を計測する。この貯水量計測器２０７ｃは、例えば水位計である。水位計における水位の測定方式が限定されることはなく、接触式および非接触式のいずれであってもよい。なお、貯水量計測器２０７ｃからの信号は、原子力プラント１の制御室に送信され、制御室においてタンク本体２０７ａ内の貯水量を確認できる構成としている。
－制御部２０７ｄ－
制御部２０７ｄは、貯水量計測器２０７ｃで測定したタンク本体２０７ａ内の貯水量に基づいて、開閉弁２０７ｖによる外部水補給管２０７ｂの開閉を制御し、タンク本体２０７ａにおける外部水Ｌ１の貯水量を、必要貯水量Ｗ１以上に確保する。
制御部２０７ｄは、貯水量計測器２０７ｃで測定したタンク本体２０７ａ内の貯水量に基づいて、開閉弁２０７ｖによる外部水補給管２０７ｂの開閉を制御し、タンク本体２０７ａにおける外部水Ｌ１の貯水量を、必要貯水量Ｗ１以上に確保する。
なお貯水タンク２０７は、貯水量計測器２０７ｃで計測された貯水量に基づいて必要貯水量Ｗ１を確保する構成としたが、これに限定されることはなく、例えば定水位弁を設けることで必要貯水量Ｗ１となる水位を確保する構成であってもよい。さらに貯水タンク２０７は、特段の制御部２０７ｄを備えていなくてもよい。この場合、作業員が、制御室において貯水量計測器２０７ｃからの信号に基づいてタンク本体２０７ａ内の貯水量を確認し、必要貯水量Ｗ１が確保されるように開閉弁２０７ｖの開閉を実施すればよい。
≪タービン建屋３０≫
図１に戻り、タービン建屋３０は、タービン装置２０を収容する。タービン建屋３０は、タービン装置２０のうちの貯水タンク２０７を除いた他の機械部分を収容する。すなわちタービン建屋３０は、蒸気タービン２１、復水器２２、グランド蒸気供給装置２３うちのグランド蒸気発生器２０１、供給ポンプ２０２ｐ、グランド蒸気復水器２０５、および回収ポンプ２０６ｐの各機械部分を収容する。またタービン建屋３０は、蒸気タービン２１によって駆動される発電機（図示省略）を収容する。ただし、グランド蒸気復水器２０５に設けられた排気設備からの排気は、タービン建屋３０の外部に放出される。
図１に戻り、タービン建屋３０は、タービン装置２０を収容する。タービン建屋３０は、タービン装置２０のうちの貯水タンク２０７を除いた他の機械部分を収容する。すなわちタービン建屋３０は、蒸気タービン２１、復水器２２、グランド蒸気供給装置２３うちのグランド蒸気発生器２０１、供給ポンプ２０２ｐ、グランド蒸気復水器２０５、および回収ポンプ２０６ｐの各機械部分を収容する。またタービン建屋３０は、蒸気タービン２１によって駆動される発電機（図示省略）を収容する。ただし、グランド蒸気復水器２０５に設けられた排気設備からの排気は、タービン建屋３０の外部に放出される。
タービン建屋３０がこれらの機械部分を収容することにより、タービン装置２０を構成する機会部分が風雨にさらされることによって損傷することを防止できる。また、貯水タンク２０７をタービン建屋３０の外部に設けた構成とすることにより、タービン建屋３０の大型化を防止できる。しかも、貯水タンク２０７の設置位置の自由度が確保できるため、作業員によるタンク本体２０７ａ内への外部水Ｌ１の供給の調整が容易となる。
≪実施形態の効果≫
以上説明した原子力プラント１は、主蒸気とは独立した外部水Ｌ１をグランド蒸気発生器２０１で蒸気化したグランド蒸気Ｇ１によって、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃを封止する構成である。これにより、グランド部２１ｃからリークしたグランド蒸気Ｇ１は、主蒸気に対して独立した構成のものであり、主蒸気に含まれる可能性がある放射性物質を含有することがない。
以上説明した原子力プラント１は、主蒸気とは独立した外部水Ｌ１をグランド蒸気発生器２０１で蒸気化したグランド蒸気Ｇ１によって、蒸気タービン２１のグランド部２１ｃを封止する構成である。これにより、グランド部２１ｃからリークしたグランド蒸気Ｇ１は、主蒸気に対して独立した構成のものであり、主蒸気に含まれる可能性がある放射性物質を含有することがない。
したがって、例えばグランド蒸気復水器２０５で凝縮されずれに発生した非凝集性ガスに、放射性物質が含まれることはなく、放射性物質の大気放出を防止することが可能になる。特に、沸騰水型の原子炉１０から供給される主蒸気に含有さるトリチウムは、半減期が約１２年と長く、フィルタやイオン吸着樹脂で除去されないという特徴を有する。しかしながら、本実施形態の原子力プラント１では、このような特徴を有するトリチウムであっても、グランド蒸気Ｇ１を凝縮した際に発生する非凝縮性ガスにトリチウムが含有されることはなく、トリチウムの大気放出を防止することができる。
なお、本発明は上記した実施形態および変形例に限定されるものではなく、さらに様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施形態は本発明をわかりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
１…原子力プラント
１０…原子炉
２０…タービン装置
３０…タービン建屋
２１…蒸気タービン
２２…復水器
２３…グランド蒸気供給装置
２０１…グランド蒸気発生器
２０２…外部水供給管
２０２ｐ…供給ポンプ
２０３…グランド蒸気供給管
２０４…グランド蒸気回収管
２０５…グランド蒸気復水器
２０６…外部水回収管
２０６ｐ…回収ポンプ
２０７…貯水タンク
２０７ａ…タンク本体
２０７ｂ…外部水補給管
２０７ｃ…貯水量計測器
２０７ｄ…制御部
Ｇ１…グランド蒸気
Ｌ１…外部水
１０…原子炉
２０…タービン装置
３０…タービン建屋
２１…蒸気タービン
２２…復水器
２３…グランド蒸気供給装置
２０１…グランド蒸気発生器
２０２…外部水供給管
２０２ｐ…供給ポンプ
２０３…グランド蒸気供給管
２０４…グランド蒸気回収管
２０５…グランド蒸気復水器
２０６…外部水回収管
２０６ｐ…回収ポンプ
２０７…貯水タンク
２０７ａ…タンク本体
２０７ｂ…外部水補給管
２０７ｃ…貯水量計測器
２０７ｄ…制御部
Ｇ１…グランド蒸気
Ｌ１…外部水
Claims (7)
- 原子炉と、
前記原子炉で発生した主蒸気によって駆動する蒸気タービンと、
前記蒸気タービンのグランド部にグランド蒸気を供給するグランド蒸気供給装置とを備え、
前記グランド蒸気供給装置は、前記主蒸気および前記主蒸気の復水に対して独立した外部水を加熱して前記グランド蒸気を発生させるグランド蒸気発生器と、
前記グランド部から漏れ出したグランド蒸気を凝縮して水に戻すグランド蒸気復水器と、
前記グランド蒸気復水器で戻した水を前記外部水として貯留する貯水タンクと、
前記グランド蒸気復水器で戻した水を前記貯水タンクに回収する外部水回収管と、
前記貯水タンク内の外部水を前記グランド蒸気発生器に供給する外部水供給管とを有する
原子力プラント。 - さらに、前記蒸気タービン、前記外部水回収管に設置された回収ポンプ、および前記外部水供給管に設置された供給ポンプを収容するタービン建屋を備えた
請求項１に記載の原子力プラント。 - 前記貯水タンクは、前記タービン建屋の外部に設置されている
請求項２に記載の原子力プラント。 - 前記貯水タンクは、
前記外部水を貯留するタンク本体と、
前記タンク本体の貯水量を計測するための貯水量計測器と、
前記タンク本体に前記外部水を導入するための外部水補給管とを備えた
請求項１～３のうちの何れか１項に記載の原子力プラント。 - 前記貯水タンクは、前記貯水量計測器からの情報に基づいて、前記外部水補給管からの前記タンク本体への前記外部水の導入を制御する制御部を備えた
請求項４に記載の原子力プラント。 - 前記原子炉は、一次冷却材を沸騰させて前記主蒸気を生成する
請求項１～５のうちの何れか１項に記載の原子力プラント。 - 主蒸気によって駆動する蒸気タービンと、
前記蒸気タービンのグランド部にグランド蒸気を供給するグランド蒸気供給装置とを備え、
前記グランド蒸気供給装置は、前記主蒸気および前記主蒸気の復水に対して独立した外部水を加熱して前記グランド蒸気を発生させるグランド蒸気発生器と、
前記グランド部から漏れ出したグランド蒸気を凝縮して水に戻すグランド蒸気復水器と、
前記グランド蒸気復水器で戻した水を前記外部水として貯留する貯水タンクと、
前記グランド蒸気復水器で戻した水を前記貯水タンクに回収する外部水回収管と、
前記貯水タンク内の外部水を前記グランド蒸気発生器に供給する外部水供給管とを有する
タービン装置。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2022005552A JP7564136B2 (ja) | 2022-01-18 | 2022-01-18 | 原子力プラントおよびタービン装置 |
| US18/080,822 US20230230716A1 (en) | 2022-01-18 | 2022-12-14 | Nuclear power plant and turbine apparatus |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2022005552A JP7564136B2 (ja) | 2022-01-18 | 2022-01-18 | 原子力プラントおよびタービン装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2023104520A JP2023104520A (ja) | 2023-07-28 |
| JP7564136B2 true JP7564136B2 (ja) | 2024-10-08 |
Family
ID=87161149
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2022005552A Active JP7564136B2 (ja) | 2022-01-18 | 2022-01-18 | 原子力プラントおよびタービン装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20230230716A1 (ja) |
| JP (1) | JP7564136B2 (ja) |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3153618A (en) * | 1960-03-03 | 1964-10-20 | Sulzer Ag | Cooling system for a nuclear reactor |
| US3604206A (en) * | 1968-07-31 | 1971-09-14 | Gen Electric | Shaft-sealing system for nuclear turbines |
| JPS5246599B2 (ja) * | 1974-08-16 | 1977-11-25 | ||
| US8978386B2 (en) * | 2010-09-30 | 2015-03-17 | Mitsubishi Hitachi Power Systems, Ltd. | Gas turbine system, control device for gas turbine system, and control method for gas turbine system |
| JP2012173244A (ja) * | 2011-02-24 | 2012-09-10 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 原子力発電所建物 |
| KR101985448B1 (ko) * | 2012-04-25 | 2019-06-03 | 대우조선해양 주식회사 | 해양 원자력 플랜트 및 그 시공 방법 |
-
2022
- 2022-01-18 JP JP2022005552A patent/JP7564136B2/ja active Active
- 2022-12-14 US US18/080,822 patent/US20230230716A1/en not_active Abandoned
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20230230716A1 (en) | 2023-07-20 |
| JP2023104520A (ja) | 2023-07-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5876320B2 (ja) | 原子力プラント | |
| US20120294407A1 (en) | Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof | |
| JP6402171B2 (ja) | 原子力発電所の冷却材貯蔵域の受動的冷却装置 | |
| KR20140054266A (ko) | 붕괴열을 이용한 백업 원자로 보조 전력원 | |
| KR101742644B1 (ko) | 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통 | |
| JP7564136B2 (ja) | 原子力プラントおよびタービン装置 | |
| KR101629657B1 (ko) | 초소형 발전 모듈 | |
| KR101278906B1 (ko) | 응축수 혼합 저장탱크를 갖는 열충격 방지장치 | |
| KR100261752B1 (ko) | 가압경수로의 피동형 이차측 응축계통 | |
| JP2011128090A (ja) | カリーナサイクルを用いた原子力発電プラント | |
| JP4926732B2 (ja) | 封水回収設備 | |
| Fütterer et al. | Tritium permeation through helium-heated steam generators of ceramic breeder blankets for DEMO | |
| KR20160097157A (ko) | 초소형 발전 모듈 | |
| JP2013007727A (ja) | 原子炉非常対策方法 | |
| JPS61218703A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントのタ−ビン用軸封装置 | |
| RU2108630C1 (ru) | Энергетическая установка | |
| RU2758159C1 (ru) | Система пассивного отвода тепла | |
| Sviridenko et al. | Passive residual heat removal system for the WWER with thermosiphon heat exchanging equipment | |
| JP2003227893A (ja) | 原子炉格納容器内雰囲気の漏洩抑制装置及び原子炉設備 | |
| JP2015114203A (ja) | アニュラス空気浄化装置及び原子力発電プラント | |
| JPS5963311A (ja) | リポペプチド（Ｌｉｐｏｐｅｐｔｉｄｅｓ）、それらの製造方法及び乳化剤としての利用法 | |
| RU2348994C1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
| JP5628739B2 (ja) | 原子力発電プラント及びその窒素ガス供給方法 | |
| KR102550139B1 (ko) | 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템 | |
| Scheffel et al. | Operating history report for the Peach Bottom HTGR. Volume I. Reactor operating history |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20240126 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20240709 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20240723 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20240823 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20240917 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20240926 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7564136 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| S533 | Written request for registration of change of name |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313533 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |