JPH0335483B2 - - Google Patents

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JPH0335483B2
JPH0335483B2 JP58246498A JP24649883A JPH0335483B2 JP H0335483 B2 JPH0335483 B2 JP H0335483B2 JP 58246498 A JP58246498 A JP 58246498A JP 24649883 A JP24649883 A JP 24649883A JP H0335483 B2 JPH0335483 B2 JP H0335483B2
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Japan
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condenser
condensate
water level
pump
water
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Noboru Kikuna
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Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Publication of JPH0335483B2 publication Critical patent/JPH0335483B2/ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Pipeline Systems (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、原子力発電プラントの蒸気タービン
の復水系統における復水器ホツトウエル等の如き
複数の機器の水位均一化配管装置に関する。
〔発明の技術的背景およびその問題点〕
一般に、1つの機器に流体が流入してそこで溜
められた後、その流体をポンプで排出する場合に
は、機器の水位を機器に設置した水位検出器によ
り検出し、その検出水位を制御器に入力し、制御
器により設定値と検出水位を比較し、制御器より
流量調節弁の開閉信号をポンプ吐出側に設けられ
た流量調節弁に送り、その流量調節弁により液体
排出量が調節され、機器の水位が一定値に保持さ
れる。
また、2つの機器に液体が流入し、その機器内
に溜つた液体を1つのポンプで排出する場合に
は、各機器への流入量が等しくかつ各機器よりポ
ンプまでの配管形状が同一で、さらに各機器の内
圧が同一であれば、両機器内の水位は同一とな
る。また、その水位は、両機器に設置した水位検
出器により検出し、その2つの検出水位の平均値
を制御器に入力し、制御器により設定値と検出水
位を比較し、制御器より流量調節弁の開閉信号を
ポンプ吐出側に設けられた流量調節弁に送り、そ
の流量調節弁により液体排出量が調節され、機器
の水位が一定値に保たれる。
しかし、2つの機器への液体流入量および各機
器からポンプまでの配管形状が異なる場合には、
各機器からポンプまでの配管圧力損失の相違によ
り各機器に水位差が生じ、機器からポンプまでの
配管圧力損失が大きい方の機器の水位レベルが高
く、配管圧力損失が小さい方の機器の水位レベル
は低くなる。
さらに、3つの機器に液体が流入し、その各機
器内に溜つた液体を1つのポンプで排出する場合
には、各機器からポンプまでの配管形状を平面的
に同一にすることが一般的に困難であるため、各
機器からポンプまでの配管圧力損失の相違により
3つの機器の水位は異なり、機器からポンプまで
の配管圧力損失が大きい順に水位も高くなり、互
いに異なつた一定水位に保たれる。
すなわち、1個または偶数個の機器内の液体を
1個のポンプによつて排出する場合には、各機器
からポンプまでの配管形状を平面的に同一にする
ことが可能であり、各機器からポンプまでの配管
圧力損失を同一にでき、各機器への液体流入量お
よび各機器の内圧力が同一ならば、各機器の水位
を同一にすることは可能である。しかし、1を除
く奇数個の機器が設けられている場合には、各機
器から1個のポンプまでの配管形状を平面的に同
一とすることが困難であり、一般に各機器からポ
ンプまでの配管圧力損失に差が生じ、その圧力損
失の相違によつて各機器に水位差が生ずる。
第1図および第2図は、それぞれ複数の機器内
の液体をポンプにより排出する排出系統が使用さ
れている代表的な例を示す、原子力発電プラント
の概略系統図である。
すなわち、第1図において符号1は原子炉圧力
容器であつて、その原子炉圧力容器1内の冷却水
は、再循環ポンプ2の駆動によつて再循環系配管
3を通つて原子炉圧力容器1内に配設されている
炉心部4に導入される。上記炉心部4に導入され
た冷却水は、その炉心部4を上昇する間に加熱さ
れ蒸気となり、この蒸気は主蒸気流量計5および
主蒸気加減弁6を有する主蒸気管7を通つて高圧
タービン8に供給され、さらに湿分分離器9を経
て複数の低圧タービン10に供給され、各タービ
ンで仕事を行ない発電機11を駆動する。
低圧タービン10から排気された蒸気は、復水
器12内でそれぞれ凝縮され、この凝縮水は復水
器ホツトウエル13内に貯溜される。上記復水器
ホツトウエル13内の凝縮水は、給水として給水
配管14を通つて原子炉圧力容器1内に供給され
る。
すなわち、復水器ホツトウエル13内の凝縮水
は、集合管15を経て低圧復水ポンプ16により
汲み出され、給水浄化装置類17を通つて高圧復
水ポンプ18に送り込まれ、そこで加圧された給
水は低圧給水加熱器19で加熱され、タービン駆
動給水ポンプ20およびモータ駆動給水ポンプ2
1に送り込まれる。タービン駆動給水ポンプ20
およびモータ駆動給水ポンプ21により加圧され
た給水は、高圧給水加熱器22により加熱され、
その後給水流量計23を経て原子炉圧力容器1に
供給される。なお、符号24は給水流量調節弁で
ある。また、上記タービン駆動給水ポンプ20の
タービンは、主蒸気管7に接続されている抽気管
25によつて抽気され抽気加減弁26を経た蒸気
によつて駆動される。
給水配管14の給水浄化装置類の出口部には給
水逃し管27が分岐されており、給水の一部は給
水逃し流量調節弁28を通つて復水貯蔵タンク2
9に導かれ、さらに復水貯蔵タンク29から復水
器補給水として復水器補給水管30を通り復水器
補給水流量調節弁31を経て復水器ホツトウエル
13に導かれる。また、原子炉圧力容器1には原
子炉圧力容器水位計32が取付けられており、各
復水器ホツトウエル13にはそれぞれ復水器ホツ
トウエル水位計33が取付けられている。
原子炉圧力容器1への給水流量制御は三要素制
御によつて制御される。
すなわち、原子炉圧力容器1に設けられている
原子炉圧力容器水位計32、主蒸気管7に設けら
れている主蒸気流量計5、および給水配管14に
設けられている給水流量計23のそれぞれの測定
値信号32a,5a,23aが給水制御装置35
に入力され、その給水制御装置35からの出力信
号35aにより、タービン駆動給水ポンプ20の
駆動蒸気の供給量を調節する抽気加減弁26の開
度が調節される。また、タービン駆動給水ポンプ
20の予備機であるモータ駆動給水ポンプ21が
駆動されている場合には、給水制御装置35から
の出力信号35aを給水流量調節弁24に加え、
その給水流量調節弁24の開度調節によつて給水
流量が制御される。
一方、各復水器ホツトウエル13の給水液面水
位は、その復水器ホツトウエル13に設けられて
いる復水器ホツトウエル水位計33により測定さ
れる。この復水器ホツトウエル水位計33のそれ
ぞれの測定値信号33aは、水位制御装置36に
入力され、設定値LSと比較される。なお、給水液
面水位の制御方式は次のように行なわれる。すな
わち、復水器ホツトウエル13の水位をそれぞれ
L1、L2、L3とすると、各水位の水位差が50mm以
下の場合、すなわち|L1−L2|、|L2−L3|、|
L3−L2|の値が50mm以下の場合には、3つの水
位の平均値L1+L2+L3/3と設定値LSとが比較され る。また各水位の水位差が50mmを超える場合に
は、L1、L2およびL3のうち最少の水位と設定値
LSとが比較される。なお、水位差の50mmの根拠に
ついては低水位の機器からの空気の吸込み、ポン
プの必要押込水頭の確保、および水位変動の大き
さ等から、ポンプの運転および機器の水位制御性
を考慮して決定されている。したがつて、設定値
LSよりもこれらの水位が高い場合には、水位制御
装置36からの出力信号36aが給水逃し流量調
節弁28に加えられ、その開度が調節され復水器
ホツトウエル13の給水が復水貯蔵タンク29に
導かれる。
また、設定値LSよりもこれらの水位が低い場合
には、水位制御装置36からの出力信号36aに
より給水逃し流量調節弁28が閉じられ、復水器
補給水流量調節弁31の開度が調節され、復水貯
蔵タンク29内の補給水が復水器ホツトウエル1
3に導かれる。このようにして、復水器ホツトウ
エル13の水位が設定値LSに保持される。
また、第2図は、原子炉圧力容器への給水量の
100%について復水の清浄化を行なうことができ、
また給水ポンプ等のトリツプ事故を削減できるよ
うに、給水処理系統を発電プラントの主系統より
独立させたサイドストリーム式復水系統を有する
発電プラントの概略系統図であり、各復水器12
が復水器一次ホツトウエルと復水器二次ホツトウ
エルとを有し、さらに全ての復水が一時的に溜え
られる復水タンクが設けられている。
すなわち、各復水器12の下部には隔壁40に
よつて仕切られた復水器一次ホツトウエル41お
よび復水器二次ホツトウエル42が形成されてお
り、復水器12で凝縮された復水は復水器一次ホ
ツトウエル41に貯溜される。上記復水器一次ホ
ツトウエル41内の復水は集合管15Aを経て復
水浄化ポンプ43の駆動により復水浄化装置44
に送られ、さらに復水浄化配管45を通つて復水
タンク46に送給されそこで一時的に貯溜され
る。復水タンク46内の復水は復水タンク水位調
節弁47を有する復水タンク出口管48を通つて
前記復水器二次ホツトウエル42に導入され、こ
の復水器二次ホツトウエル42で隔壁40をオー
バーフローした復水は復水器一次ホツトウエル4
1に流入する。
一方、上記復水器二次ホツトウエル42内の復
水は、集合管15Bを通り高圧復水ポンプ18等
の作動により給水配管14を経て原子炉容器1に
供給される。
また、復水器一次ホツトウエル41の復水液面
水位は第1図に示すものと同様に復水器ホツトウ
エル水位制御装置36の作動により制御される。
さらに、復水器二次ホツトウエル42の水位は、
復水器二次ホツトウエル42にそれぞれ設けられ
ている復水器二次ホツトウエル水位計49により
測定され、この測定信号49aは復水器二次ホツ
トウエル水位制御装置50に入力され、そこで許
容最低水位LHと比較される。すなわち、各復水
器二次ホツトウエル水位計49により測定される
水位L4,L5,L6の最低水位と許容最低水位LH
が比較され、これらの水位が許容最低水位よりも
低い場合には、上記復水器二次ホツトウエル水位
制御装置50により再循環ポンプ2が停止せしめ
られる。なお、復水器二次ホツトウエル42の復
水の流入、流出量は、定常状態において復水器一
次ホツトウエル41より復水浄化装置44を経て
復水器二次ホツトウエル42に流入する復水量
が、復水器二次ホツトウエル42から原子炉圧力
容器1に給水する流出量に対し約110%となつて
いる。そのため常に復水器二次ホツトウエル42
内の浄化された復水は、復水器一次ホツトウエル
41と復水器二次ホツトウエル42の間に設けら
れた隔壁40を越えて復水器一次ホツトウエル4
1に10%程度の復水が流入する。しかして、復水
器二次ホツトウエル42の水位はそのホツトウエ
ルへの流入量と、原子炉圧力容器1側への流出
量、および復水器二次ホツトウエル42から復水
一次ホツトウエル41に隔壁40から流出するオ
ーバーフロー量によつて決まり、また各復水器二
次ホツトウエルから復水ポンプ18までの配管圧
力損失の違いによつて、各復水器二次ホツトウエ
ル42の水位はそれぞれ異なつた水位L4、L5
L6となる。しかして、この最低水位が復水器二
次ホツトウエル水位制御装置50で許容最低水位
と比較される。
他方、復水タンク46の水位は、復水タンク4
6に設けられた復水タンク水位計51により測定
され、この測定信号51aが復水タンク水位制御
装置52に入力せしめられ、こゝで設定値LF
比較される。そしてその偏差信号が復水タンク水
位調節弁47に加えられ、その開度が調節されて
復水器タンクの水位L7が設定値LFに保たれる。
ところで、第3図は第1図に示した原子力発電
プラントにおける復水器ホツトウエルから低圧復
水ポンプまでの配管装置の拡大図であり、各復水
器ホツトウエル13A,13B,13Cの底部中
央には復水出口箱55A,55B,55Cが取付
けられており、この復水出口箱55A,55B,
55Cにはそれぞれ2本の復水出口管56A,5
6B,56Cが接続されている。この復水出口管
56A,56B.56Cは1つの集合管15に接
続され、その集合管15に低圧復水ポンプ16
A,16B,16Cが接続されている。すなわ
ち、集合管15より3本の低圧復水ポンプ入口管
57A,57B,57Cが分岐され、各低圧復水
ポンプ入口管57A,57B,57Cに入口弁5
8、ストレーナ59、低圧復水ポンプ16A,1
6B,16Cが設置されている。
しかして、各復水器ホツトウエル13A,13
B,13Cに流入する復水量が同一とすると、各
復水器ホツトウエル13A,13B,13Cから
低圧復水ポンプ16A,16B,16Cまでの配
管長さの相違、および各接続個所の本流の流量の
相違から、各復水器ホツトウエル13A,13
B,13Cより低圧復水ポンプ16A,16B,
16Cまでの配管圧力損失が異なつてくる。その
ため、復水器ホツトウエル13Aより第3図のA
点までの配管圧力損失をHA、復水器ホツトウエ
ル13Bから上記A点までの配管圧力損失をHB
復水器ホツトウエル13CからA点までの配管圧
力損失をHCとすると、配管圧力損失の関係は次
のようになる。HA<HB<HC したがつて、定常状態においては、各復水器ホ
ツトウエル13A,13B,13Cの水位をそれ
ぞれL1、L2、L3とすると、配管圧力損失の大き
い方の水位が高くなるため、各復水器ホツトウエ
ル13A,13B,13Cの水位の関係は次のよ
うに異なる値となる。L1<L2<L3(第4図参照)。
また、第5図は第2図に示した原子力発電プラ
ントにおける復水器ホツトウエル部の配管構成図
であり、復水器一次ホツトウエル41A,41
B,41Cの底部が復水出口管60A,60B,
60Cを介して1つの集合管15Aに接続されて
おり、その集合管15Aから分岐された復水浄化
ポンプ入口管61A,61B,61Cに復水浄化
ポンプ43A,43B,43Cが接続されてい
る。しかして、この場合も各復水器一次ホツトウ
エル41A,41B,41Cと第5図のB点まで
の配管長さおよび集合管15Aとの各合流個所の
本流の流量の相違から、各復水器一次ホツトウエ
ルから復水浄化ポンプ43A,43B,43Cま
での配管圧力損失が異なる。したがつて、復水器
一次ホツトウエル41AからB点までの配管圧力
損失をHA1、復水器一次ホツトウエル41Bから
B点までの配管圧力損失をHB1、復水器一次ホツ
トウエル41CからB点までの配管圧力損失を
HC1とすると、配管圧力損失の関係は、HA1>HB1
>HC1となる。そのため、定常状態において各復
水器一次ホツトウエル41A,41B,41Cの
水位をそれぞれL1、L2、L3とすると(第6図参
照)、配管圧力損失の大きい方のホツトウエルの
水位が高くなるため、復水器一次ホツトウエル4
1A,41B,41Cの水位の関係は次のように
なり、異なる値となる。
L1>L2>L3 一方、復水器二次ホツトウエル42A,42
B,42Cの底部は復水出口管62A,62B,
62Cを介して1つの集合管15Bに接続され、
この集合管15Bに高圧復水ポンプ18A,18
B,18Cがそれぞれ接続されている。したがつ
て、各復水器二次ホツトウエル42A,42B,
42Cから第5図のC点までの配管圧力損失をそ
れぞれHA2、HB2、HC2とすると、配管圧力損失関
係は、HA2<HB2<HC2となり、各復水器二次ホツ
トウエル42A,42B,42Cの水位をそれぞ
れL4、L5、L6とすると、それらの関係はL4<L5
<L6となる。
このように復水器ホツトウエル13A,13
B,13Cに対する配管装置を第3図のように構
成し、また復水器一次ホツトウエル41A,41
B,41Cおよび復水器二次ホツトウエル42
A,42B,42Cに対する配管装置を第5図に
示すように構成した場合には、各ホツトウエルの
水位は均一とはならない。
したがつて、ホツトウエルからポンプまでの配
管圧力損失の差によつて各ホツトウエルの水位差
が発生し、或るホツトウエルの水位が極端に低下
した場合には、空気の吸込み現象が発生し、エロ
ージヨン、コロージヨンによるポンプインペラの
損傷事故、およびポンプの押込み水頭不足によ
り、ポンプにキヤビテーシヨン現象が起こり、振
動および騒音等が発生し、ポンプの運転およびポ
ンプ性能上に問題をきたす場合もあり、プラント
停止に至る可能性がある。また水位が極端に高く
なつたものにおいては、復水器ホツトウエルの上
部に設けられた屋根板に復水が十分に充満し、復
水器ホツトウエルが復水により密閉され当該復水
器ホツトウエルからの復水の排出が十分に行なわ
れなくなり、また復水器冷却水管が復水につかり
熱交換器としての能力を低下する等の可能性もあ
る。さらに水位が水位計の測定限界を超えて測定
不可能となり水位制御上の問題が生ずる等の問題
点がある。
そこで、上記問題を解消するためにポンプ入口
管の分岐点等を変更したり或は集合管の口径を大
きくする等の手段も提案されたが、必ずしも十分
な解決策とはならず、また、配管装置は機器およ
びポンプの配置によつて決定されることから、各
機器からポンプまでの配管圧力損失を同一にする
ために配管装置の構成を変更することは非常に困
難な場合が多い。
〔発明の目的〕
本発明はこのような点に鑑み、配管装置の構成
を殆ど変えることなく、複数の復水器ホツトウエ
ル等の機器からポンプまでの配管圧力損失を各々
について均一にし、各機器の水位を同一にし、各
機器の水位差に起因する水位変動を少なくし、機
器の水位の制御性およびポンプ類の運転性を向上
させ、プラントの停止事故等の発生をなくすこと
ができるようにした複数の機器の水位均一化配管
装置を得ることを目的とする。
〔発明の概要〕
本発明は、複数の機器にそれぞれ貯溜された液
体を、集合管を経てポンプにより排出するように
した装置において、各機器の出口管と集合管との
接続部における接続角度を変えることにより各機
器からポンプまでの各圧力損失が等しくなるよう
にし、それによつて各機器の水位を均一化するよ
うにしたものである。
〔発明の実施例〕 以下、第7図および第8図を参照して本発明の
実施例について説明する。
第7図において、復水器ホツトウエル13A,
13B,13Cの底部中央には復水出口箱55
A,55B,55Cが設けられており、その復水
出口箱55A,55B,55Cにはそれぞれ2本
の復水出口管56A,56B,56Cが接続され
ている。これらの復水出口管56A,56B,5
6Cは点A2,B2,C2部において1本の集合
管15に接続され、さらに上記集合管15の一端
部には低圧復水ポンプ入口管57A,57B,5
7Cが導出され、その低圧復水ポンプ入口管57
A,57B,57Cに入口弁58、入口ストレー
ナ59を介して低圧復水ポンプ16A,16B,
16Cが設けられている。
しかして、各復水器ホツトウエル13A,13
B,13C内に貯溜されている液体は、復水出口
管56A,56B,56Cを経て集合管15に合
流され、低圧復水ポンプ16A,16B,16C
によつて図示しない原子炉圧力容器に送給され
る。
ところで、復水器ホツトウエル13Aと集合管
15とを結ぶ復水出口管56Aは集合管15に対
しθAの角度で接続され、復水出口管56Bは上記
θAより小さいθBの角度で集合管15に対し接続さ
れ、さらに復水出口管56Cは上記θBより小さい
角度θCをもつて集合管15に対して接続されてい
る。
ところで、この場合上記復水出口管56A,5
6B,56Cと集合管15との交差角度θA,θB
θCは、各復水器ホツトウエル13A,13B,1
3Cから低圧復水ポンプ入口部Pまでの配管圧力
損失が同一になるように選定されている。
第8図は、上述のように構成した装置におい
て、各復水器ホツトウエル13A,13B,13
Cに均一な復水量が流入し、配管装置内を復水が
流れ、定常状態においての各復水出口箱55A,
55B,55Cから低圧復水ポンプ入口部Pまで
の配管圧力損失について、復水出口管56A,5
6B,56Cと集合管15との接続角度を変化さ
せた場合の配管圧力損失の変化を示した線図であ
る。しかして、上記角度θA,θB,θCを適宜選定す
ることによつて配管圧力損失を全て同じにするこ
とができる。
すなわち、P点からA1点、B1点、C1点までの
配管圧力損失をそれぞれHA,HB,HC、復水出口
管56A,56B,56Cと集合管15との支流
側の合流損失をそれぞれk1fA1(θA)、k2fB1(θB)、
k3fC1(θC)、復水出口管56A,56B,56C
と集合管との本流側の合流損失をそれぞれk4fA2
(θA)、k5fB2(θB)、各復水器ホツトウエルからP
点までの合流損失以外の配管圧力損失をそれぞれ
HOAf(θA)、HOBF(θB)、HOCf(θC)とすると、 HA=HOAf(θA)+k1fA1(θA) HB=HOBf(θB)+k2fB1(θB) +k4fA2(θA) HC=HOCf(θC)+k3fC1(θC) +k4fA2(θA)+k5fB2(θB) 但し、HOA、HOB、HOC、k1、k2、k3、k4、k5
定数 となる。
したがつて、θAを所定値に選定した場合、その
θAを定数としてHA=HBとなるようなθBを選定で
き、さらにそのθA、θBを定数としてHA=HB=HC
となるようなθCを選定でき、配管圧力損失を全て
同一にすることができる。
なお、上記各実施例においては、一般的な
BWR型原子力発電プラントの復水器ホツトウエ
ルから低圧復水ポンプまでの配管装置について説
明したが、第2図で示した給水処理系統を発電プ
ラントの主系統より独立させたサイドストリーム
式復水系統を有する発電プラントにおける復水器
一次ホツトウエルより復水浄化ポンプまでの配管
装置および復水器二次ホツトウエルより復水ポン
プまでの配管装置についても適用できる。
また、上記各実施例においては3個の機器が設
けられている場合について説明したが、3個の機
器に限らず何個の機器の場合でも、機器よりポン
プまでの配管圧力損失の相違から起因する水位差
がある場合について適用することができる。
〔発明の効果〕
以上説明したように、本発明においては複数の
機器にそれぞれ貯溜された液体を、集合管を経て
ポンプにより排出するようにした装置において、
各機器からポンプまでの流路中に、各機器の出口
管と集合管との接続部における接続角度を変える
ことにより各圧力損失が等しくなるようにしたの
で、各機器からポンプまでの配管圧力損失が全て
等しくなり、各機器の水位差をなくすことができ
る。しかもこの場合、各機器の出口管を集合管に
対して互いに傾斜させれば、当該部における圧力
損失が少なくなり、配管途中に特に流れ抵抗手段
を設けて圧力損失を増加させることによつて各配
管の圧力損失を等しくさせるものと異なり、全体
的に圧力損失を小さくでき、プラントの効率アツ
プにもつながる。したがつて、機器の水位制御性
を向上させ、ポンプのトリツプ事故をなくし、ポ
ンプの運転性を向上させ、水位レベル安定化によ
り機器の設計通りの機能をはたしプラント全体の
運転を安定かつ安全にし、原子力発電プラント等
の停止事故をなくしてプラントの信頼性の向上を
図ることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図および第2図は、それぞれ一般的な
BWR型原子力発電プラントの概略系統を示す管
路図、第3図は第1図における復水器ホツトウエ
ル部の配管装置の一例を示す平面図、第4図は復
水器ホツトウエル廻りの概略構造を示す断面図、
第5図は第2図の復水器ホツトウエル部の配管装
置の一例を示す平面図、第6図は同上復水器ホツ
トウエル廻りの概略構造を示す断面図、第7図は
本発明の一実施例の復水器ホツトウエルから低圧
復水ポンプまでの配管装置の一実施例を示す平面
図、第8図は第7図に示す装置における接続角度
と圧力損失の関係を示す線図である。 13A,13B,13C…復水器ホツトウエ
ル、15…集合管、16A,16B,16C…低
圧復水ポンプ、55A,55B,55C…復水出
口箱、56A,56B,56C…復水出口管。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 複数の機器にそれぞれ貯溜された液体を、集
    合管を経てポンプにより排出するようにした装置
    において、各機器の出口管と集合管との接続部に
    おける接続角度を変えることにより各機器からポ
    ンプまでの各圧力損失が等しくなるようにしたこ
    とを特徴とする、複数の機器の水位均一化配管装
    置。
JP58246498A 1983-12-27 1983-12-27 複数の機器の水位均一化配管装置 Granted JPS60138493A (ja)

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JP4506353B2 (ja) * 2004-08-25 2010-07-21 株式会社日立製作所 発電プラントにおける蒸気発生器への給水制御装置

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54142618A (en) * 1978-04-28 1979-11-07 Hitachi Ltd Liquid transport piping device
JPS5634911A (en) * 1979-08-30 1981-04-07 Kraftwerk Union Ag Condensed steam cleaning controller

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