JPH0317118B2 - - Google Patents

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JPH0317118B2
JPH0317118B2 JP58098452A JP9845283A JPH0317118B2 JP H0317118 B2 JPH0317118 B2 JP H0317118B2 JP 58098452 A JP58098452 A JP 58098452A JP 9845283 A JP9845283 A JP 9845283A JP H0317118 B2 JPH0317118 B2 JP H0317118B2
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JP
Japan
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water
condensate
water supply
feed water
condensed
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Kazuhiko Sato
Minoru Akita
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00Steam 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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/34Steam 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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being of extraction or non-condensing type; Use of steam for feed-water heating
    • F01K7/40Use of two or more feed-water heaters in series
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22DPREHEATING, OR ACCUMULATING PREHEATED, FEED-WATER FOR STEAM GENERATION; FEED-WATER SUPPLY FOR STEAM GENERATION; CONTROLLING WATER LEVEL FOR STEAM GENERATION; AUXILIARY DEVICES FOR PROMOTING WATER CIRCULATION WITHIN STEAM BOILERS
    • F22D11/00Feed-water supply not provided for in other main groups
    • F22D11/006Arrangements of feedwater cleaning with a boiler

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
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  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
  • Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)
  • Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子力発電所における復水・給水装置
に係り、タービンから抽出した蒸気を給水の加熱
に使用するための給水加熱器を持つた復水・給水
装置に関する。
〔発明の背景〕 第1図に沸騰水型原子力発電所を一例とした従
来装置の系統図を示す。
原子炉1で発生した蒸気は、高圧タービン2、
低圧タービン4を駆動し、復水器6に排気凝縮さ
れる。また、図に示すように高温蒸気系から各給
水加熱器11〜16に供給された抽出蒸気は給水
を昇温した後、凝縮して、図に破線で示した様に
低温側の給水加熱器へ連続的に通水して、復水器
6へ送られる。
復水器6の凝縮水は、復水ポンプ7で昇圧さ
れ、ろ過器8、脱塩器9、給水加熱器16〜12
を通り、給水ポンプ10、給水加熱器11で再び
昇圧昇温され、原子炉1へ供給される。
以上に示した従来装置では次に述べる問題点が
ある。
(i) 抽出蒸気は給水加熱器により復水となり、さ
らに給水として原子炉に供給されるが、この抽
出蒸気が凝縮した復水は、全給水量の約40%を
占める。
この復水が、最終段給水加熱器である第6給
水加熱器16を流出した時にはまだ温度が高
く、この復水が全給水量の約40%を占め、その
熱量は膨大である。
従来装置では、この膨大なる熱量(約1.0×
108kcal/h)が復水器6で放出されるので、
熱損失が大きく熱効率が悪いものとなつてい
た。
(ii) 第6給水加熱16より排出される凝縮水は、
数段の給水加熱器により凝縮されたものである
ため、クラツドの混入が多い。
そのため、前記凝縮水を直接、給水として戻
すと、給水の水質を悪化させるので従来装置で
は給水加熱器16、復水器6、ろ過器8と通水
させて給水としての水質を満足させ、原子炉1
に供給している。
しかし、前記凝縮水は、復水器6の復水のよ
うに海水で冷却されてはいないので、脱塩器9
に通水する必要はないにもかかわらず、従来は
前記凝縮水を復水器6に戻しているため、その
凝縮水も脱塩器6を通さなければならず、よつ
て脱塩器9の容量は凝縮水を含む全給水を処理
しなければならず、大容量のものとなる。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、系統の熱効率の改善及び、脱
塩器容量の低減を計るようにした原子力発電所に
おける復水・給水装置を得ることにある。
〔発明の概要〕
本発明の特徴は、タービンと、タービンの下流
に設けられた復水器と、復水器の下流に設けられ
た脱塩装置と、脱塩装置の下流に設けられた給水
加熱器とを備える発電所における復水・給水設備
において、前記給水加熱器で凝縮された復水を脱
塩装置下流の給水配管に戻す管路を設けた点にあ
る。
上記の様な構成上の特徴を有することによつて
本発明では次の作用、効果が得られる。
(i) 熱効率の改善 従来装置では、給水加熱器で凝縮された復水
の持つ熱量を復水器へ放出していることに着目
し、本発明では前記復水を脱塩器下流の給水配
管に直接戻し、給水温度を上昇させる。このこ
とにより系統の熱量を有効活用でき、熱効率が
改善される。
(ii) 脱塩器の容量低減 復水器は大容量の構造物であり、材質は炭素
鋼を使用しており、しかも海水によつて冷却さ
れているので、機器・配管を保護するために復
水器の凝縮水を脱塩して原子炉へ供給してい
る。
従つて、従来装置では、給水総量を脱塩可能
とする容量(100%)の脱塩器が必要である。
給水加熱器で凝縮された復水は脱塩器への通
水が不要であることに着目し、本発明では給水
総量の内、復水器より供給される給水だけを脱
塩処理可能な容量(60%)の脱塩器でよい。
これにより、脱塩器の容量を低減(40%)す
ることができる。
〔発明の実施例〕
第2図、第3図に沸騰水型原子力発電所を一例
として本発明の一実施例を示す。
従来装置は第1図に示した様に最終段給水加熱
器である第6給水加熱器16を出た復水が、復水
器6に流入していたが、本発明では第2図に示す
とおり、ドレンポンプ20、ろ過器21を設置し
て、脱塩器9下流の給水配管に復水を戻せるよう
にした。
ドレンポンプ20は、復水を昇圧させ、ろ過器
21に通水させた後、復水ポンプ7で昇圧されて
いる給水に復水を円滑に供給するために設置して
いる。
また、ろ過器21は給水加熱器11〜16など
から復水に混入するクラツドを除去するために設
置している。
なお、第3図に示す本発明との比較のため、第
4図に従来装置の構成を示した。
上記本発明の一実施例によれば次の効果が得ら
れる。
(i) 熱効率向上の効果 第5図に従来装置における熱精算図、第6図
には本発明の一実施例における熱精算図を示し
た。
なお、熱精算図中の数値は、現在、沸騰水型
原子力発電所の標準的な電気出力である110万
キロワツト級原子炉の概略値を使用した。
両図において、原子炉1出口蒸気条件、給水
加熱に消費する熱量、復水器6出口給水条件は
同じとする。
従来(第5図)の給水条件は、復水器6より
第6給水加熱器16まで入熱がないものとする
と、第6給水加熱器16入口では、温度33℃、
エンタルピ33kcal/Kgであり、次に6段の加熱
器で昇温され、第1給水加熱器11出口におい
ては温度215℃、エンタルピ221kca/Kgとな
る。この場合、原子炉1出口蒸気熱量に対する
給水の加熱熱量、つまり熱回収の割合は約33.4
%となる。
これに対して本発明(第6図)の給水条件
は、復水器6出口では従来と同じであるが、脱
塩器9下流に、全給水量の約40%を占める量の
給水加熱器11〜16で凝縮された復水(温度
42℃、エンタルピ42kcal/Kg)が加わる。この
ため第6給水加熱器16入口では、温度37℃、
エンタルピ37kacl/Kg、第1給水加熱器11出
口では、温度219℃、エンタルピ225kcal/Kgと
なる。この場合、熱回収の割合は約34.0%とな
る。
以上の結果より、熱回収の割合は33.4%から
34.0%に上昇することを示したが、熱量で表わ
すと以下となる。
従来の回収熱量 6410G×221h 本発明の回収熱量 6410G×225h (G;流量 h;エンタルピ(水)) ゆえに、回収熱量の差は25640×108kcal/h
となり、換算すると約3万キロワツトとなる。
この値は電気出力110万キロワツトの3%弱と
なる。
なお、第3図、第4図中の記号は次のことを
示している。
G;流量(ton/hr)H;エンタルピ
(kcal/Kg)(蒸気) h;エンタルピ(kcal/Kg)(水) (ii) 脱塩器容量の低減 従来(第4図)のろ過器8の容量、脱塩器9
の容量をそれぞれ100%とすると、本発明(第
3図)では、復水器6よりの給水だけに脱塩器
9が必要なので、脱塩器9は60%容量に低減で
きる。
また、ろ過器は全給水容量が必要となるが、
ろ過器8に60%容量、ろ過器21に40%容量に
分配することで全体としては100%容量となり
従来と同じである。
なお、本発明の実施例では低温フイルタを使
用して、脱塩器9の容量を低減していることに
特徴がある。
(iii) 復水ポンプの容量低減 本発明によりドレンポンプ20が追加となる
が、従来の復水ポンプ7は全給水量を100%と
すると2台運転、1台予備として、3×50%=
150%容量必要であつた。従来の全給水量を100
%とした時、本発明による全給水量は60%であ
るので、本発明において復水ポンプを2台運
転、1台予備とすると、3×30%=90%容量と
なり、復水ポンプの容量の低減が計れる。
本発明の他の実施例を第7図により説明する。
この実施例が前記一実施例(第2図)と異るの
は、高温側給水加熱器11で凝縮された復水を耐
高温性のあるろ過器22に通水して、給水ポンプ
10の吸込側の給水配管に戻していることであ
る。
また、第2図と同様に低温側給水加熱器12〜
16で凝縮された復水は、ドレンポンプ20で昇
圧され、ろ過器21を通水させた後、復水ポンプ
7で昇圧されている給水に円滑に供給される。
凝縮水戻り配管に設置したろ過器21,22
は、給水加熱器11〜16などで復水に混入する
クラツドを除去して、給水としての水質を保持さ
せている。
上記本発明の他の実施例の効果を次に述べる。
(i) ドレンポンプ容量の低減 第7図に示すように高温側給水加熱器11に
より凝縮された復水を給水ポンプ10吸込側給
水配管に戻すことにより、新たにドレンポンプ
を設置しなくてよい。
このことによりドレンポンプ20の容量は、
第6図に示した値よりも、高温側給水加熱器1
1で凝縮された復水の分だけ低減できる。
〔発明の効果〕
本発明は以上述べたように、給水加熱器で凝縮
された復水を脱塩器下流の給水配管に戻すように
しているので、系統の熱効率を改善でき、さらに
脱塩器容量の低減も計れるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来装置の系統図、第2図は本発明装
置の一実施例を示す系統図、第3図は第2図の要
部を詳細に示す要部系統図、第4図は第2図の要
部を詳細に示す要部系統図、第5図は第1図に示
す従来装置における熱精算図、第6図は第2図に
示す本発明装置における熱精算図、第7図は本発
明装置の他の実施例を示す要部の系統図である。 1……原子炉、2……高圧タービン、3……湿
分分離器、4……低圧タービン、5……発電機、
6……復水器、7……復水ポンプ、8……ろ過器
(常温用)、9……脱塩器、10……給水ポンプ、
11……第1給水加熱器、12……第2給水加熱
器、13……第3給水加熱器、14……第4給水
加熱器、15……第5給水加熱器、16……第6
給水加熱器、20……ドレンポンプ、21……ろ
過器(常温用)、22……ろ過器(耐高温用)。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 タービンと、タービンの下流に設けられた復
    水器と、該復水器の下流に設けられた脱塩装置
    と、該脱塩装置の下流に設けられた給水加熱合と
    を備える原子力発電所における復水・給水設備に
    おいて、前記給水加熱器で凝縮された復水を前記
    脱塩装置下流の給水配管に戻す管路を設けたこと
    を特徴とする原子力発電所における復水・給水装
    置。 2 特許請求の範囲第1項において、前記管路
    を、前記脱塩装置と最終段給水加熱器との間の給
    水配管に連通し、前記管路にろ過器を設けたこと
    を特徴とする原子力発電所における復水・給水装
    置。 3 特許請求の範囲の第1項において、前記管路
    にろ過器を設けたことを特徴とする原子力発電所
    における復水・給水装置。
JP58098452A 1983-06-02 1983-06-02 原子力発電所における復水・給水装置 Granted JPS59222793A (ja)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58098452A JPS59222793A (ja) 1983-06-02 1983-06-02 原子力発電所における復水・給水装置
EP19840902077 EP0149677A4 (en) 1983-06-02 1984-06-01 CONDENSATE SUPPLY DEVICE FOR STEAM GENERATOR.
PCT/JP1984/000279 WO1984004952A1 (en) 1983-06-02 1984-06-01 Condensate feed apparatus for steam generator

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JPS59222793A JPS59222793A (ja) 1984-12-14
JPH0317118B2 true JPH0317118B2 (ja) 1991-03-07

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JPS59222793A (ja) 1984-12-14
EP0149677A4 (en) 1985-11-07
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