JPH01291005A - 給水加熱器 - Google Patents
給水加熱器Info
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- JPH01291005A JPH01291005A JP63120495A JP12049588A JPH01291005A JP H01291005 A JPH01291005 A JP H01291005A JP 63120495 A JP63120495 A JP 63120495A JP 12049588 A JP12049588 A JP 12049588A JP H01291005 A JPH01291005 A JP H01291005A
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Classifications
-
- 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
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分野)
本発明は給水加熱器に係り、特に加熱器チューブを改良
した給水加熱器に関する。
した給水加熱器に関する。
(従来の技術)
沸騰水型原子力発電プラントの給水加熱器は復水器から
の復水を給水として加熱し、原子炉知力容器へ導くもの
である。給水の加熱は給水が給水加熱器の加熱器チュー
ブを流通する間に熱交換によってなされる。
の復水を給水として加熱し、原子炉知力容器へ導くもの
である。給水の加熱は給水が給水加熱器の加熱器チュー
ブを流通する間に熱交換によってなされる。
このような加熱器チューブは熱交換効率を高めるために
給水との接液面積が約20000dと大きく構成される
。したがって、腐食防止の観点から従来加熱器チューブ
は腐食され難いオーステナイト系ステンレス鋼によって
形成されている。
給水との接液面積が約20000dと大きく構成される
。したがって、腐食防止の観点から従来加熱器チューブ
は腐食され難いオーステナイト系ステンレス鋼によって
形成されている。
(発明が解決しようとする課題)
このオーステナイト系ステンレス鋼は腐食速度が小さく
腐食量が第4図曲線1に示すように少ないものの、Ni
含有量が多い。なお、第4図はステンレス鋼の腐食量と
試験時間との関係を示している。Niが多いとその不純
物として存在するCOも多くなる。一般にステンレス鋼
から液体中へ溶出するGoの溶出量はステンレス鋼の腐
食速度Ni含有率との積に比例する。したがって、加熱
器チューブを構成するステンレス鋼C)Ni含不楚が多
い場合にはCoが給水中へ溶出する溶出量の増大を意味
することになる。したがって 刃口熱)■チューブがオ
ーステナイト系ステンレス鋼から栖カ号された場合には
給水中のCO濃度が増大する。また、上述のように加熱
器チューブの接液面積が大きいので給水中のco量の9
0%以上がこの加熱器チューブから溶出することになる
。
腐食量が第4図曲線1に示すように少ないものの、Ni
含有量が多い。なお、第4図はステンレス鋼の腐食量と
試験時間との関係を示している。Niが多いとその不純
物として存在するCOも多くなる。一般にステンレス鋼
から液体中へ溶出するGoの溶出量はステンレス鋼の腐
食速度Ni含有率との積に比例する。したがって、加熱
器チューブを構成するステンレス鋼C)Ni含不楚が多
い場合にはCoが給水中へ溶出する溶出量の増大を意味
することになる。したがって 刃口熱)■チューブがオ
ーステナイト系ステンレス鋼から栖カ号された場合には
給水中のCO濃度が増大する。また、上述のように加熱
器チューブの接液面積が大きいので給水中のco量の9
0%以上がこの加熱器チューブから溶出することになる
。
給水中に溶出したCOは給水中のNi、 Fe等ととも
に原子炉圧力容器内の炉心へ導かれて中性子照射を受け
、Co−60+ Mn−54,Co−58等の放射性核
種に変化する。このうち、Co−60は放射線量が他の
核種に比べて著しく大きい。したがって、給水中にGo
が多量に存在すると、Co−60の発生量も増大し、プ
ラントの放射線量が大きくなって、プラント運転員が放
射線で被ばくする恐れがある。
に原子炉圧力容器内の炉心へ導かれて中性子照射を受け
、Co−60+ Mn−54,Co−58等の放射性核
種に変化する。このうち、Co−60は放射線量が他の
核種に比べて著しく大きい。したがって、給水中にGo
が多量に存在すると、Co−60の発生量も増大し、プ
ラントの放射線量が大きくなって、プラント運転員が放
射線で被ばくする恐れがある。
そこで、作業従事者の被ばく低減の観点から、Niを含
有しないフェライト系ステンレス鋼を給水加熱器チュー
ブに適用することが検討されている。
有しないフェライト系ステンレス鋼を給水加熱器チュー
ブに適用することが検討されている。
オーステナイト系ステンレス鋼およびフェライト系ステ
ンレス鋼のいずれの場合であっても、この加熱器チュー
ブとしては、素管からピルガ−圧延機で冷間圧延された
継目無しステンレス鋼冷牽管が用いられる。冷間圧延工
程中の中間焼なましおよび終了後の最終焼なましは大気
炉中で行ない。
ンレス鋼のいずれの場合であっても、この加熱器チュー
ブとしては、素管からピルガ−圧延機で冷間圧延された
継目無しステンレス鋼冷牽管が用いられる。冷間圧延工
程中の中間焼なましおよび終了後の最終焼なましは大気
炉中で行ない。
その後鋼管表面のスケールを除去するため、酸洗。
中和、水洗の工程がとられている。給水加熱器本体の内
部に配設される加熱管チューブの内外面の表面粗さはJ
ISの最大高さ(Rmax)で表示して508であり、
50倍の光学顕微鏡で見てエッチビットの存在が認めら
れた。
部に配設される加熱管チューブの内外面の表面粗さはJ
ISの最大高さ(Rmax)で表示して508であり、
50倍の光学顕微鏡で見てエッチビットの存在が認めら
れた。
原子力発電プラント作業従事者の被ばく低減の観点から
、Niを含有しないフェライト系ステンレス鋼を給水加
熱器チューブに適用することが望ましいが、しかしなが
ら、第4図曲線3に示すごとく、フェライト系ステンレ
ス鋼の腐食量はオーステナイト系ステンレス鋼(曲線1
)のそれに比べて極めて多く、鋼種の変更のみをもって
しては。
、Niを含有しないフェライト系ステンレス鋼を給水加
熱器チューブに適用することが望ましいが、しかしなが
ら、第4図曲線3に示すごとく、フェライト系ステンレ
ス鋼の腐食量はオーステナイト系ステンレス鋼(曲線1
)のそれに比べて極めて多く、鋼種の変更のみをもって
しては。
腐食生成物低減あるいは前述の作業従事者の被ばく低減
に大きな効果を期待することはできない。
に大きな効果を期待することはできない。
本発明は上記事実を考慮してなされたものであり、原子
力発電プラントにおける放射線量を大巾に抑制すること
ができる給水加熱器を提供することを目的とする。
力発電プラントにおける放射線量を大巾に抑制すること
ができる給水加熱器を提供することを目的とする。
(課題を解決するための手段)
本発明は、原子力発電プラントの給水系に設置され、本
体内部に多数の加熱器チューブが配設されて構成され、
給水は上記加熱器チューブ内を通過する間に熱交換され
、加熱される給水加熱器において、前記加熱器チューブ
は光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステンレス鋼
から形成されていることを特徴とする。
体内部に多数の加熱器チューブが配設されて構成され、
給水は上記加熱器チューブ内を通過する間に熱交換され
、加熱される給水加熱器において、前記加熱器チューブ
は光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステンレス鋼
から形成されていることを特徴とする。
(作用)
加熱器チューブの内外両面にCr、Oa、 FeCr2
O4を含む酸化皮膜が形成され、その結果、加熱器チュ
ーブから給水中への構成元素の溶出量が減少し、炉心に
おける放射性核種の生成量を低減させる。
O4を含む酸化皮膜が形成され、その結果、加熱器チュ
ーブから給水中への構成元素の溶出量が減少し、炉心に
おける放射性核種の生成量を低減させる。
(実施例)
本発明に係る給水加熱器の実施例を図面に基づいて説明
する。第1図は本発明に係る給水加熱器の一実施例で、
第2図は第1図における給水加熱器をヒータドレンフォ
ワードポンプアップ方式の給水系に組込んだ第1の例の
沸騰水型原子力発電プラントを示す系統図である。
する。第1図は本発明に係る給水加熱器の一実施例で、
第2図は第1図における給水加熱器をヒータドレンフォ
ワードポンプアップ方式の給水系に組込んだ第1の例の
沸騰水型原子力発電プラントを示す系統図である。
第2図において、m子炉圧力容器1内で発生した蒸気は
主蒸気ライン3を通って高圧蒸気タービン5へ導かれタ
ービンロータを駆動する。高圧蒸気タービン5で仕事を
した蒸気は湿分分離再熱器7を経て低圧蒸気タービン9
へ導かれ、タービンロータを駆動する。湿分分離再熱器
7は原子炉圧力容器1からの蒸気を導いて、高圧蒸気タ
ービン5にて仕事をした蒸気の湿分を除去し再熱するも
のである。
主蒸気ライン3を通って高圧蒸気タービン5へ導かれタ
ービンロータを駆動する。高圧蒸気タービン5で仕事を
した蒸気は湿分分離再熱器7を経て低圧蒸気タービン9
へ導かれ、タービンロータを駆動する。湿分分離再熱器
7は原子炉圧力容器1からの蒸気を導いて、高圧蒸気タ
ービン5にて仕事をした蒸気の湿分を除去し再熱するも
のである。
低圧蒸気タービン9へ導かれて仕事をした蒸気は復水器
11内で冷却凝縮され復水となる。この復水は復水浄化
系13へ導かれてろ過および脱塩処理され、給水系15
へ送られて給水となる。給水系15には上流側から順次
低圧給水加熱器17、高圧給水加熱器19が設置される
。給水はこれらの給水加熱器17.19によって段階的
に加熱された後、原子炉圧力容器1へ導かれる。
11内で冷却凝縮され復水となる。この復水は復水浄化
系13へ導かれてろ過および脱塩処理され、給水系15
へ送られて給水となる。給水系15には上流側から順次
低圧給水加熱器17、高圧給水加熱器19が設置される
。給水はこれらの給水加熱器17.19によって段階的
に加熱された後、原子炉圧力容器1へ導かれる。
高圧給水加熱器19内で給水と熱交換してこの給水を加
熱する加熱媒体は湿分分離再熱器7において加熱媒体と
して機能し流出した蒸気が用いられる。また、低圧給水
加熱器17の加熱媒体は湿分分離再熱器7にて加熱され
て低圧蒸気タービン9へ導かれる蒸気の一部が使用され
る。これらの高圧。
熱する加熱媒体は湿分分離再熱器7において加熱媒体と
して機能し流出した蒸気が用いられる。また、低圧給水
加熱器17の加熱媒体は湿分分離再熱器7にて加熱され
て低圧蒸気タービン9へ導かれる蒸気の一部が使用され
る。これらの高圧。
低圧給水加熱器19.17から流出した加熱媒体は各々
高圧ドレン回収ライン20、低圧ドレン回収ライン18
を介して高圧給水加熱器19、低圧給水加熱器17の上
流側の給水ラインへそれぞれ送られ給水となる。給水と
なった加熱媒体は他の給水とともに高圧給水加熱器19
.低圧給水加熱器17にて加熱され、原子炉圧力容器1
へ導かれる。このように低圧および高圧給水加熱器17
.19の加熱媒体を浄化処理することなく直接給水ライ
ンへ導く給水系をヒータドレンフォワードポンプアップ
方式給水系という。
高圧ドレン回収ライン20、低圧ドレン回収ライン18
を介して高圧給水加熱器19、低圧給水加熱器17の上
流側の給水ラインへそれぞれ送られ給水となる。給水と
なった加熱媒体は他の給水とともに高圧給水加熱器19
.低圧給水加熱器17にて加熱され、原子炉圧力容器1
へ導かれる。このように低圧および高圧給水加熱器17
.19の加熱媒体を浄化処理することなく直接給水ライ
ンへ導く給水系をヒータドレンフォワードポンプアップ
方式給水系という。
上述の低圧、高圧給水加熱器17.19は第1図に示す
ように、本体21内部に多数本の加熱器チューブ23が
配設されて構成されたものである。つまり、本体21は
筒形状の本体胴25と、この本体JJq25の両端部に
取り付けられた上流側氷室鏡板27および下流側水室鏡
板29から構成される。これら上流側および下流側氷室
鏡板27.29と本体胴25との境界にそれぞれ管板3
1.33が配設される。管板31および上流側氷室鏡板
27に囲まれて入口側水室35が、管板33および下流
側氷室鏡板29に囲まれて出口側水室37が形成される
。
ように、本体21内部に多数本の加熱器チューブ23が
配設されて構成されたものである。つまり、本体21は
筒形状の本体胴25と、この本体JJq25の両端部に
取り付けられた上流側氷室鏡板27および下流側水室鏡
板29から構成される。これら上流側および下流側氷室
鏡板27.29と本体胴25との境界にそれぞれ管板3
1.33が配設される。管板31および上流側氷室鏡板
27に囲まれて入口側水室35が、管板33および下流
側氷室鏡板29に囲まれて出口側水室37が形成される
。
多数の加熱器チューブ23の端部は両管板31.33に
固定され、入口側および出口側氷室35.37に開口し
て設けられる。また、上流側氷室鏡板27には給水入口
39が、下流側氷室鏡板29には給水出口41がそれぞ
れ形成される。さらに、本体胴25には加熱媒体を流入
し、排出する加熱媒体入口43および加熱媒体出口45
が形成される。したがって、給水人口39から入口側水
室35内へ導かれた給水は加熱器チューブ23内を通過
する間加熱媒体人口43がら本体胴25内へ導かれた加
熱媒体としての蒸気によって熱交換されて加熱され、出
口側水室37を経て給水出口41から流出する。また、
本体胴25内へ導かれた加熱媒体としての蒸気は熱交換
されて冷却され、加熱媒体出口45から流出する。
固定され、入口側および出口側氷室35.37に開口し
て設けられる。また、上流側氷室鏡板27には給水入口
39が、下流側氷室鏡板29には給水出口41がそれぞ
れ形成される。さらに、本体胴25には加熱媒体を流入
し、排出する加熱媒体入口43および加熱媒体出口45
が形成される。したがって、給水人口39から入口側水
室35内へ導かれた給水は加熱器チューブ23内を通過
する間加熱媒体人口43がら本体胴25内へ導かれた加
熱媒体としての蒸気によって熱交換されて加熱され、出
口側水室37を経て給水出口41から流出する。また、
本体胴25内へ導かれた加熱媒体としての蒸気は熱交換
されて冷却され、加熱媒体出口45から流出する。
加熱器チューブ23はフェライト系ステンレス鋼5US
434から構成される。この加熱器チューブ23は従来
例と同様に素管からピルガ−圧延機で冷間圧延された継
目無しステンレス鋼冷牽管を用いるが、冷間圧延工程中
の中間焼なましおよび終了後の最終節なましは大気炉を
用いずアンモニア分解ガスの還元性雰囲気中で光輝焼な
まし処理を行なう。鋼種はS U S 434を用い焼
なまし温度は780〜820℃、アンモニア分解ガスの
露点−30℃で熱処理する。冷却は水冷あるいは急冷を
行なわずアンモニア分解ガス中で徐冷した。
434から構成される。この加熱器チューブ23は従来
例と同様に素管からピルガ−圧延機で冷間圧延された継
目無しステンレス鋼冷牽管を用いるが、冷間圧延工程中
の中間焼なましおよび終了後の最終節なましは大気炉を
用いずアンモニア分解ガスの還元性雰囲気中で光輝焼な
まし処理を行なう。鋼種はS U S 434を用い焼
なまし温度は780〜820℃、アンモニア分解ガスの
露点−30℃で熱処理する。冷却は水冷あるいは急冷を
行なわずアンモニア分解ガス中で徐冷した。
ピルガ−圧延機の溝ロールおよびマンドレルの研磨番号
を600〜800番と細かくし、圧延速度も従来速度の
1/2と遅くして加工した後、光輝焼なまし仕上げした
製品の表面粗さは最大高さ(Rmax)で表示して12
.55が得られる。
を600〜800番と細かくし、圧延速度も従来速度の
1/2と遅くして加工した後、光輝焼なまし仕上げした
製品の表面粗さは最大高さ(Rmax)で表示して12
.55が得られる。
従来例による大気炉焼なましプラス酸洗仕上げの製品と
本発明で使用する光輝焼なまし仕上げの製品との表面酸
化皮膜をX線解析装置で解析したところ、前者からはα
−Fe回折線のほかα−Fe、 O。
本発明で使用する光輝焼なまし仕上げの製品との表面酸
化皮膜をX線解析装置で解析したところ、前者からはα
−Fe回折線のほかα−Fe、 O。
回折線が認められるが、後者からはCr、 O,と少量
のFeCr、 04の存在が認められる。
のFeCr、 04の存在が認められる。
本実施例ではアンモニア分解ガスを用い、はぼN、:H
1=3:1に選択するが、N2ガス+H2ガスの混合ガ
スを用いることにより混合比を変えられるメリットがあ
る。
1=3:1に選択するが、N2ガス+H2ガスの混合ガ
スを用いることにより混合比を変えられるメリットがあ
る。
S U S 434よりもさらに高温安定な加熱器チュ
ーブとしてTL=12XC〜1.0%とMn =0.1
〜0.6%を含むフェライトステンレス鋼5US439
(A I S IXM−8)の採用が望ましいが、こ
の場合にはNetH2を含んだガスを用いるとTiが窒
化物または水素化物を形成して脆化するので避けなけれ
ばならない、真空炉で焼なましする場合には真空度を0
.5torr以下にする必要がある。
ーブとしてTL=12XC〜1.0%とMn =0.1
〜0.6%を含むフェライトステンレス鋼5US439
(A I S IXM−8)の採用が望ましいが、こ
の場合にはNetH2を含んだガスを用いるとTiが窒
化物または水素化物を形成して脆化するので避けなけれ
ばならない、真空炉で焼なましする場合には真空度を0
.5torr以下にする必要がある。
本発明において、ステンレス冷産管を加工した後の最終
節なまし温度として700〜1050’Cとすることが
好ましく、さらに好ましくは、750〜ioo。
節なまし温度として700〜1050’Cとすることが
好ましく、さらに好ましくは、750〜ioo。
℃である。熱処理温度が700℃未満では耐鋭敏化特性
が劣り、また他方1050’Cを超える温度で熱処理す
ると機械的性質、特に耐カ、引張り強さが劣るため好ま
しくない。
が劣り、また他方1050’Cを超える温度で熱処理す
ると機械的性質、特に耐カ、引張り強さが劣るため好ま
しくない。
光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステンレス鋼S
U S 434の腐食速度はO、f trg / a
l / 20daysであり、酸洗上りのそれは0 、
6 mg / aJ / 20daysである。(第4
図曲112)従って、光輝焼なまし仕上げをすることに
より溶出量は1/6に減少する。
U S 434の腐食速度はO、f trg / a
l / 20daysであり、酸洗上りのそれは0 、
6 mg / aJ / 20daysである。(第4
図曲112)従って、光輝焼なまし仕上げをすることに
より溶出量は1/6に減少する。
前述表面酸化皮膜のX線回折結果が示すごとく、光輝焼
なまし処理を施した製品表面にみられるコランダムタイ
プのCr酸化物皮膜が耐食機能をもつものと判断される
。
なまし処理を施した製品表面にみられるコランダムタイ
プのCr酸化物皮膜が耐食機能をもつものと判断される
。
ここで、第4図曲線2は光輝焼なまし処理を施したフェ
ライト系ステンレス鋼を1曲線3は酸洗上リフエライト
系ステンレス鋼を、曲線1はオーステナイト系ステンレ
ス鋼を腐食試験における腐食量の経時変化でそれぞれ示
している。試験水中の溶存酸素濃度は約50ppbであ
り、試験温度は280℃である。
ライト系ステンレス鋼を1曲線3は酸洗上リフエライト
系ステンレス鋼を、曲線1はオーステナイト系ステンレ
ス鋼を腐食試験における腐食量の経時変化でそれぞれ示
している。試験水中の溶存酸素濃度は約50ppbであ
り、試験温度は280℃である。
しかして、光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステ
ンレス鋼を用いた加熱器チューブ23では酸洗上りのフ
ェライト系ステンレス鋼を用いた場合に比べ、給水への
腐食生成物発生量が1/6に減少することから、原子炉
圧力容器1内の炉心で生成される放射性核種の生成量も
大幅に低減する。
ンレス鋼を用いた加熱器チューブ23では酸洗上りのフ
ェライト系ステンレス鋼を用いた場合に比べ、給水への
腐食生成物発生量が1/6に減少することから、原子炉
圧力容器1内の炉心で生成される放射性核種の生成量も
大幅に低減する。
その結果、原子力発電プラントにおける放射線量が減少
し、作業者の被ばく量の低減化が可能となる。
し、作業者の被ばく量の低減化が可能となる。
また、給水および蒸気中への腐食生成物が少なくなるこ
とから、給水系をヒータードレインフォワードポンプア
ップ方式とすることができる。したがって、低圧および
高圧給水加熱器17.19の加熱媒体を復水浄化系13
を経ることなく直接給水加熱器17.19へ導いて加熱
することができる。その結果、加熱媒体を復水器11へ
導いて冷却凝固した後、復水浄化系13へ導く後述のカ
スケード方式の給水系(第3図)に比べ熱経済上有利と
なる。
とから、給水系をヒータードレインフォワードポンプア
ップ方式とすることができる。したがって、低圧および
高圧給水加熱器17.19の加熱媒体を復水浄化系13
を経ることなく直接給水加熱器17.19へ導いて加熱
することができる。その結果、加熱媒体を復水器11へ
導いて冷却凝固した後、復水浄化系13へ導く後述のカ
スケード方式の給水系(第3図)に比べ熱経済上有利と
なる。
上記構成に係る給水加熱器をカスケード方式の給水系に
組込んだ第2の例を説明する。この第2の例では、加熱
器チューブ23が前述したように酸化皮膜を付与したフ
ェライト系ステンレス鋼から形成された給水加熱器17
.19を第3図に示すカスケード方式の給水系に設置し
たものである。この −カスケード方式の給水系は高圧
給水加熱器19からの加熱媒体を低圧給水加熱器17へ
導いて再び加熱媒体として使用し、低圧給水加熱器17
の加熱媒体を復水!m11へ導き、復水浄化系13で浄
化するように構成したものである。この第2の例の場合
には熱経済上の利点を度外視すれば加熱媒体中の腐食生
成物を復水浄化系13で確実に除去することができる。
組込んだ第2の例を説明する。この第2の例では、加熱
器チューブ23が前述したように酸化皮膜を付与したフ
ェライト系ステンレス鋼から形成された給水加熱器17
.19を第3図に示すカスケード方式の給水系に設置し
たものである。この −カスケード方式の給水系は高圧
給水加熱器19からの加熱媒体を低圧給水加熱器17へ
導いて再び加熱媒体として使用し、低圧給水加熱器17
の加熱媒体を復水!m11へ導き、復水浄化系13で浄
化するように構成したものである。この第2の例の場合
には熱経済上の利点を度外視すれば加熱媒体中の腐食生
成物を復水浄化系13で確実に除去することができる。
そのため、炉心における放射性核種の生成量を一層減少
することができ、プラントの放射線量をより一層低減さ
せることができる。
することができ、プラントの放射線量をより一層低減さ
せることができる。
本発明によれば、本体内部に配設された多数の加熱器チ
ューブが光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステン
レス鋼から形成されたことから、この加熱器チューブか
ら給水中へ溶出する腐食生成物を減少させて、炉心にお
ける放射性核種の生成量を低減させることができる。そ
の結果、原子力発電プラントにおける放射線量を大幅に
抑制することができる。
ューブが光輝焼なまし処理を施したフェライト系ステン
レス鋼から形成されたことから、この加熱器チューブか
ら給水中へ溶出する腐食生成物を減少させて、炉心にお
ける放射性核種の生成量を低減させることができる。そ
の結果、原子力発電プラントにおける放射線量を大幅に
抑制することができる。
第1図は本発明に係る給水加熱器を示す断面図、第2図
は第1図における給水加熱器をヒータドレンフォワード
ポンプアップ方式の給水系に組込んだ第1の例の沸騰水
型原子力発電プラントを示す系統図、第3図は同じく給
水加熱器をカスケード方式の給水系に組込んだ第2の例
の沸騰水型原子力発電プラントを示す系統図、第4図は
本発明に係る光輝焼なまし処理を施したフェライト系ス
テンレス鋼と従来例の酸洗上りのフェライト系ステンレ
ス鋼および酸洗上りのフェライト系ステンレス鋼の腐食
試験における腐食量の経時変化を示す特性図である。 1・・・原子炉圧力容器 5・・・高圧蒸気タービン9
・・・低圧蒸気タービン 15・・・給水系17・・
・低圧給水加熱器 19・・・高圧給水加熱器21・
・・本体 23・・・加熱器チューブ代理人
弁理士 猪股祥晃(ほか1名)第1図 潰食量(rr1g/Cm2)
は第1図における給水加熱器をヒータドレンフォワード
ポンプアップ方式の給水系に組込んだ第1の例の沸騰水
型原子力発電プラントを示す系統図、第3図は同じく給
水加熱器をカスケード方式の給水系に組込んだ第2の例
の沸騰水型原子力発電プラントを示す系統図、第4図は
本発明に係る光輝焼なまし処理を施したフェライト系ス
テンレス鋼と従来例の酸洗上りのフェライト系ステンレ
ス鋼および酸洗上りのフェライト系ステンレス鋼の腐食
試験における腐食量の経時変化を示す特性図である。 1・・・原子炉圧力容器 5・・・高圧蒸気タービン9
・・・低圧蒸気タービン 15・・・給水系17・・
・低圧給水加熱器 19・・・高圧給水加熱器21・
・・本体 23・・・加熱器チューブ代理人
弁理士 猪股祥晃(ほか1名)第1図 潰食量(rr1g/Cm2)
Claims (1)
- 原子力発電プラントの給水系に設置され、本体内部に多
数の加熱器チューブが配設されて構成され、給水は前記
加熱器チューブ内を通過する間に熱交換れさ加熱される
給水加熱器において、前記加熱器チューブは光輝焼なま
し処理を施したフェライト系ステンレス鋼から形成され
ていることを特徴とする給水加熱器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63120495A JPH01291005A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 給水加熱器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63120495A JPH01291005A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 給水加熱器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01291005A true JPH01291005A (ja) | 1989-11-22 |
Family
ID=14787611
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63120495A Pending JPH01291005A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 給水加熱器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH01291005A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107407480A (zh) * | 2014-12-12 | 2017-11-28 | 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 | 用于核电站的卧式蒸汽发生器及其组装方法 |
EP3236148A4 (en) * | 2014-12-12 | 2018-11-21 | Joint Stock Company "Experimental And Design Organisation "Gidropress" Awarded The Order of The Red Banner of Labour And Czsr Order of Labour | Steam generator coolant reservoir and method for manufacturing same |
-
1988
- 1988-05-19 JP JP63120495A patent/JPH01291005A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107407480A (zh) * | 2014-12-12 | 2017-11-28 | 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 | 用于核电站的卧式蒸汽发生器及其组装方法 |
EP3236147A4 (en) * | 2014-12-12 | 2018-10-31 | Joint Stock Company "Experimental And Design Organisation "Gidropress" Awarded The Order of The Red Banner of Labour And Czsr Order of Labour | Horizontal steam generator for a nuclear power station and method for assembling same |
EP3236148A4 (en) * | 2014-12-12 | 2018-11-21 | Joint Stock Company "Experimental And Design Organisation "Gidropress" Awarded The Order of The Red Banner of Labour And Czsr Order of Labour | Steam generator coolant reservoir and method for manufacturing same |
CN107407480B (zh) * | 2014-12-12 | 2019-06-21 | 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 | 用于核电站的卧式蒸汽发生器及其组装方法 |
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