JPH0212096A - 原子力発電所の補助ボイラ設備 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （作業上の利用分野） 本発明は、原子炉蒸気とは別に発電所内に清浄な蒸気を
供給する原子力発電所の補助ボイラ設備に関する。

（従来の技術） 一般に原子力発電所においては、所内の暖房、プラント
起動停止時のタービングランドシール、排ガス系、及び
放射性廃棄物処理系等で使用する蒸気を供給する目的で
放射能を含む原子炉蒸気とは別に、放射能を含まない清
浄な蒸気を発生させ、プラントに供給する補助ボイラ設
備を有してる。

補助ボイラは、給水タンク、給水ポンプ、ボイラ、及び
それらを接続づる配管、弁により構成されている。

一般にボイラは、高温、高圧の運転状態となるため、ボ
イラ本体の腐食を防止する目的で、薬品注入による水質
管理がなされている。

ボイラに注入される薬品は、ボイラの腐食につながる水
の性状、すなわち、ＰＨ１溶存酸素、スケールに対する
水質調整剤から選択され、一般的にも種々の薬品が用い
られている。

ボイラの水質管理上の重要なことの一つに、ボイラ内の
溶存酸素を除去する点がめる。これは、ボイラ内の溶存
酸素は、高温状態でボイラ本体と反応し、ボイラ本体が
腐食され易くなるためでおる。このため、ボイラの水質
管理上でも、脱気器及び脱酸素剤の注入による溶存酸素
の除去を行なっている。脱酸素剤の注入量は、少な過ぎ
れば、溶存酸素の完全除去ができず、過多であれば、ボ
イラの蒸気に混入し、負荷側へ混入づるため、注入量及
びボイラ中の残留濃度を設定し、その設定を維持するた
めに厳しい管理が要求される。

ここで、原子力発電所の補助ボイラについて、以下、第
２図に示１原子力発電所の補助ボイラの系統構成図を参
照して説明する。

ボイラ４は、ボイラ給水タンク１を水源としており、ボ
イラ４とボイラ給水タンク１は、ボイラ給水ポンプ２と
給水流量調節弁３が配設された給水管２４によって接続
されている。そして、給水ポンプ２により昇圧された給
水は、給水管２４を通り、ボイラ４の入口に設置された
脱気器５を介してボイラ４に流入する構成になっている
。

ボイラ４で発生した蒸気は、蒸気供給管２０を介して発
電所内の蒸気を使用する負荷７及び負荷８へ供給される
。

負荷７で熱交換された蒸気は凝縮して凝縮水となり凝縮
水回収管２１を介して凝縮水回収設備１０に回収される
。

凝縮水回収設備１０は、凝縮水ポンプ１１が配設された
凝縮水移送管２２によってボイラ給水タンク１に接続さ
れている。

凝縮水回収設備１０にて回収された凝縮水は、凝縮水ポ
ンプ１１を介してボイラ給水タンク１に移送することに
より、再びボイラ４の給水として再使用される。

ボイラ４の運転は、ボイラ４の出口の蒸気供給管２０に
設置された圧力調節器３０により調節される。

すなわち、負荷７、負荷８では、負荷側に必要な蒸気量
を蒸気調節弁９により調節する。このためこの蒸気量の
変動によって蒸気供給管２０の圧力が変動し、この変動
を圧力調節器３０により検出し、圧力が一定となるよう
にボイラ４の出力を調節することにより、負荷７及び負
荷８の蒸気使用に追従していくものである。

原子力発電所の補助ボイラが蒸気を供給している蒸気使
用負荷には負荷７のように熱交換後の凝縮水を回収する
負荷７と回収せずに負荷側系統に流入する負荷８とがあ
る。

負荷８で使用された蒸気は回収できないため、これを補
うために純水タンク１２から、純水補給水管２３により
、ボイラ給水タンク１に水源を補給するラインが設けら
れている。

つまり、負荷８で蒸気が使用されると、その蒸気は回収
されないため、補助ボイラ系の保有水が減少する。この
ため、ボイラ給水タンク１の水位が低下することを、水
位検出器３１にて検出し、純水タンク１２から純水が補
給される。

ざらに、葭記ボイラ４には水質管理のために薬注タンク
１３が薬注ポンプ１４を介して接続されている。

このような補助ボイラ設備にあって、前記のようなボイ
ラの水質管理は、次のようにおこなっていた。

前記のように、ボイラの水質管理上重要なことに、ボイ
ラ中の溶存酸素の除去が挙げられるが、ボイラに流入す
る溶存酸素は、給水によりボイラに持ち込まれる。従っ
て、給水の流量が変動する場合、ボイラに持ち込まれる
溶存酸素量も変動するため、必要なＩＢ２酸素剤量も変
動することになる。

この変動に対処するためには、脱酸素剤の注入量を給水
流量の変動により調節する必要がある。

原子力発電所の補助ボイラの運転は、前述のように、蒸
気使用負荷の蒸気使用に追従してボイラ出力を調節して
いる。

補助ボイラの蒸気使用負荷は数多いため、蒸気使用負荷
の運転状態によって、ボイラ出力の変動はおよそ十数％
から百％にわたる。

又、補助ボイラの負荷には前記負荷８のようにボイラに
回収されない負荷も含まれている。

補助ボイラの水源は、ボイラ給水タンク１であある。こ
の内、凝縮水回収設備１０からの回収水は、ボイラ１か
ら発生した蒸気が凝縮水したものであるから溶存酸素は
非常に少く、わずか１ｏｏｐｐｂ程度である。これに対
し、純水タンク１２から補給される純水は、純水タンク
１２内で大気に開放されているため溶存酸素が非常に多
く飽和の状態では、８０００ｐｐｂに達する。

ずなわち、補助ボイラの水源は、溶存酸素量の大きく異
る２種類の水源から成り立っている。

ここで、補助ボイラの運転を考えてみると、負荷変動の
際、及び負荷８のような回収されない負荷が運転された
際には、純水タンク１２から純水の補給が多くなり、ボ
イラ給水中の溶存酸素は増加する。

すなわち、補助ボイラの負荷変動は、給水流量の変動の
みならず、給水中の溶存酸素量の変動にもなっている。

これに対し、補助ボイラでは、給水入口部に脱気器５を
設置し、給水中の溶存酸素を機械的に脱気しているが、
ボイラ入口の脱気器では、ボイラ内と同じ圧力下での脱
気であり、脱気性能とじては、数百ｐｐｂが限度とされ
ている。

ここで、前記の水源による溶存酸素量の幅と考え合わせ
ると、ボイラに流入する溶存酸素は、給水流量の変動と
相乗し、大きく変動することになる。このため、ボイラ
に注入する脱酸素剤の必要量も大きく変動することにな
り、水質管理を繁雑なものにしている。

（発明が解決しようとする課題） 以上説明したように、従来の原子力発電所の補助ボイラ
設置では、ボイラの運転において、運転上の負荷変動及
び水源による溶存酸素の変動が大きく、ボイラへの脱酸
素剤の必要量が変動プることから、ボイラ水の維持を難
しくしているという問題点があった。

本発明の目的は、上記ボイラへ流入する溶存酸素量を安
定ｄせ、ボイラの脱酸素剤の注入を容易にすることによ
り、水質維持の向上を図ることのできる原子力発電所の
補助ボイラ設備を得ることにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明においては、原子力
発電所内に清浄な蒸気を蒸気供給管を介して供給するボ
イラと、このボイラに導入される補給水を貯溜するボイ
ラ給水タンクと、前記ボイラから発生した清浄な蒸気を
使用する各負荷から発生した凝縮水を回収する凝縮水回
収設備と、前記ボイラ給水タンクの補給用の給水を貯溜
する給水補給設備と、前記凝縮水回収設備及び給水補給
設備から補給水を導入し補給水の溶存酸素量を制御して
前記ボイラ給水タンクに導入させる脱気器とから成るこ
とを特徴と１６原子力発電所の補助ボイラ設備を提供す
る。

（作　用） このように構成された原子力発電所の補助ボイラ設備に
おいては、ボイラ入口に設置していた脱気器をボイラ給
水タンク部に設置することにより、脱気性能の向上を図
り、回収水と純水タンクからの補給水を共にボイラ給水
タンク入部で脱気することにより、ボイラ給水の溶存酸
素を安定さぜることができる。

（実施例） 以下、第１図を参照して、本発明の一実施例について説
明する。

第１図は、本発明に係る原子力発電所の補助ボイラの一
実施例を示す図である。第１図において、脱気器２８は
、ボイラ給水タンク１に内蔵又は近接して設置される。

脱気器２８と凝縮水回収設備１０は凝縮水ポンプ１１を
介して凝縮水移送管２２によって接続されている。更に
前記脱気器２８と純水タンクＶは純水補給水管２３によ
って接続されている。又、蒸気供給管２０又は、ボイラ
４から分岐した脱気器用蒸気管２５が、圧力調節弁２６
を介して脱気器５に接続されている。脱気器５には、圧
力検出器２７が設置され、前記圧力調節弁２６を制御す
る構成になっている。

次にこのような構成からなる本実施例の作用について説
明する。

前記に述べたように補助ボイラから発電所に供給された
蒸気は、熱交換され凝縮水となって凝縮水回収管２１を
介して凝縮水回収設備１０に回収される。凝縮水回収設
備１０に回収された凝縮水は、凝縮水ポンプ１１により
ボイラ給水タンク１に移送されるが、この時、脱気器５
にて脱気される。又、補助ボイラの負荷変動及び不回収
蒸気負荷の蒸気使用があった場合には、ボイラ給水タン
ク１の水位低下を水位検出器３１にて検出し純水タンク
１２より純水補給水管２３を通じて、純水が補給される
が、この時、脱気器５にた脱気される。

脱気器５は、蒸気供給管２０又は直接ボイラ４からの蒸
気を用いて脱気器５に流入している凝縮水及び純水補給
水を脱気する。脱気用蒸気の量は、脱気器５の内部圧力
が微正圧となるよう脱気器内圧を圧力検出器２７で検出
し圧力調節弁２６の開度を制御し、脱気器２８への蒸気
供給量を制御する。

本発明によれば、脱気器５がボイラ給水タンク１の入口
部に設置されることにより、微正圧下での脱気ができる
ようになること、すなわち、脱気に必要な飽和温度を低
下させることができる。さらには、ボイラ給水タンク１
で貯水量が確保されるため、脱気器内部での滞留時間を
多くとることができることから、脱気性能が数十ｐｐｂ
にまで向上できる。

なお、脱気器内での滞留時間を多くとるためには、脱気
器５の内部にトレイ４０を設けることで容易に行うこと
ができる。

このことから、従来のようにボイラの負荷変動及び不回
収蒸気負荷による純水補給水の増加があった場合でも、
ボイラ給水中の溶存酸素の量は常に一定にすることがで
きるようになる。

これにより、脱酸素剤の注入は、ボイラの給水流量のみ
により決定することができ、例えば、ボイラ給水管２４
に設けた流量検出器４２により検出した給水流量に対し
て、薬注ポンプ１４の注入量を制御するなど簡単な制御
で安定してボイラ水質管理ができる。

尚、ボイラ起動時の水張り時には、ボイラ蒸気が無いた
め、蒸気による脱気ができなくなるが、符＠４１に示す
電気ヒータを給水タンク１内に挿入し、起動前に給水温
度を上昇させ脱気することもできる。

〔発明の効果〕

上述したように、本発明の一実施例に係る原子力発電所
の補助ボイラ設備によれば、凝縮水回収設備及び純水タ
ンクからボイラ給水タンクに給水する際に、脱気器を介
して給水を脱気する構成にしたので、ボイラの負荷変動
及び不回収蒸気負荷による純水補給水の増加があった場
合でも、ボイラ給水中の溶存酸素の量を常に一定に制御
することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の一実施例に係る原子力発電所の補助
ボイラ設備を示づ概略系統図、第２図は原子力発電所の
補助ボイラ設備の従来例を示す概略系統図である。 １・・・ボイラ給水タンク　　４・・・ボイラ１０・・
・凝縮水回収設備　　　１２・・・純水タンク２０・・
・蒸気供線管　　　　　２５・・・脱気用蒸気管２８・
・・脱気器 代理人　弁理士　則　近　憲　佑 同　　第子丸　健

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子力発電所内に清浄な蒸気を蒸気供給管を介して供給
   するボイラと、このボイラに導入される補給水を貯溜す
   るボイラ給水タンクと、前記ボイラから発生した清浄な
   蒸気を使用する各負荷から発生した凝縮水を回収する凝
   縮水回収設備と、前記ボイラ給水タンクの補充用の給水
   を貯溜する給水補給設備と、前記凝縮水回収設備及び給
   水補給設備から補給水を導入し補給水の溶存酸素量を制
   御して前記ボイラ給水タンクに導入させる脱気器とから
   成ることを特徴とする原子力発電所の補助ボイラ設備。