JPS58640B2 - 発電プラントの給水装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、沸騰水型原子力発電設備（以下ＢＷＲ発電設
備と略す）において、プラント各設備への給水装置の改
良に関するものである。

従来のＢＷＲ発電設備において原子炉への給水設備に関
する主なる設備についての説明を行なう。

炉心を内蔵する原子炉は、主蒸気配管により、タービン
に連設されている。

タービンはその下部にタービンホットウェルが設けられ
ている。

このタービンホットウェルは、復水給水ラインによって
前記原子炉に接続されている。

この復水給水ラインには復水を浄化する脱塩装置、給水
を昇温せしめる給水加熱器、原子炉へ強制給水するため
のポンプが設けられている。

又、前記復水給水ラインは、脱塩装置下流側で分岐され
て、タービンホットウェルの水位調整さらに他系統の水
源としての機能を有する復水貯蔵タンクと接続され、そ
れは更に、前記タービンホットウェルと接続されて、ス
ピルオーバーラインが構成されている。

前記復水貯蔵タンクは、熱交換器を介してタービン軸シ
ール部へのライン、及び前記原子炉底部に設けられた制
御棒駆動装置の駆動、冷却用の配管が設けられている。

この様な構成において、まず原子炉で発生した主蒸気は
タービンを通り、仕事をしてタービンホットウェルへ送
られる。

ここで蒸気は凝縮された後、復水脱塩装置で浄化され、
給水加熱器で加熱されて原子炉へ再び給水される。

一方原子炉底部に設けられた制御棒駆動装置を冷却する
ため復水貯蔵タンク水が原子炉へ給水されている。

さらに、タービン軸シール（ラビリンスパツキン）への
蒸気補給も、復水貯蔵タンク水を熱交換器を通して行な
ってきた。

しかし、この制御棒駆動水圧装置や熱交換器等の部材は
通常ステンレス鋼が使用されており、水中の溶存酸素濃
度によっては、応力腐食割れの恐れもある。

この応力腐食割れを防ぐためにはこの溶存酸素濃度を数
〜２０ＰＰｂ程度におさえた場合が最も良いことが実験
でも確認されている。

ところが従来設備によれば前述した制御棒駆動水圧装置
や熱交換器へ流入する水として復水貯蔵タンク水が使用
されているが、この水の溶存酸素濃度はかなり高く（約
５０００ＰＰｂ）、ステンレス鋼管内に通水する場合に
は、あまり好ましくないものである。

さらに、前述のように従来設備では、原子炉への給水は
、タービンホットウェルで脱気された溶存酸素の少ない
主復水の他に、制御棒駆動水圧装置からは溶存酸素濃度
の高い復水貯蔵タンク水が使用されるため、炉内の溶存
酸素濃度が高くなり、炉内における各機器等にとっても
好ましくないものである。

本発明は、上述の事情に鑑みてなされたもので、機器、
配管等の材質を変えることなく、制御棒駆動水圧装置や
熱交換器への供給水を溶存酸素濃度の少ない水として、
各機器、配管の安全を向上させかつ原子炉内へ供給され
る水を溶存酸素の少ないものとして、原子炉の安全性を
更に向上させるようにした発電プラントの給水装置を得
ることを目的としたものである。

本発明の構成を添付図面に従って説明する。

第１図は本発明による給水装置の一実施例を示す系統図
、第２図はその空気シールタンクの一実施例を示す断面
図である。

原子炉炉心を内蔵する原子炉１は、タービン３と主蒸気
配管２で接続されている。

前記タービン３はその下部にタービンホットウェル４が
設けられている。

このタービンホットウェル４は、復水給水ライン５によ
り前記原子炉１と結合されている。

この復水給水ライン５には、給水を浄化する脱塩装置６
と、給水を加熱する給水加熱器７及び原子炉１へ強制給
水するための給水ポンプ８が設けられている。

さらに前記復水給水ライン５で脱塩装置６下流からは、
スピルオーバーライン９が復水貯蔵タンク１０に接続さ
れ、このライン中に、空気シールタンク１１が設けられ
ている。

該スピルオーバライン９を空気シールタンク１１上流側
にはタービンホットウェル４の水位をコントロールする
ための流量調整弁１２が設けられ、前記タービンホット
ウェル４に設けられた水位調整器４ａとインターロック
されている。

又、空気シールタンク１１下流側はポンプ１４と流量調
整弁１５が設けられ、該流量調整弁１５は前記空気シー
ルタンク１１に設けられた水位調整器１３とインターロ
ックされている。

前記復水貯蔵タンク１０は前記タービンホットウェル４
と配管１６で接続されている。

この配管１６途中にはポンプ１７、流量調整弁１８が設
けられ、該流量調整弁１８は前記水位調整器４ａ、１３
とインターロックされている。

スピルオーバーライン９のポンプ１４下流で、流量調整
弁１５上流からは熱交換器１９を介し配管２０によって
前記タービン３の軸シール部２１に接続されている。

さらに前記空気シールタンク１１は、ポンプ２２を介し
、配管２３により原子炉底部に設けられた制御棒駆動装
置２４に接続されている。

前記空気シールタンク１１は外殻を構成し端部が密閉さ
れた外筒３０と、この外筒３０内にあって、リング形状
をして、水面に浮かせた浮フープ３１と、タンク水を完
全に空気と隔離するために前記浮フープ３１にかけられ
た気密性の高いダイヤフラム３２と、このダイヤフラム
３２が完全に水面と密着させる為に前記外筒３０と浮フ
ープ３１間に設けられた重錘回転リンク３３より構成さ
れている。

前記ダイヤフラム３２上部には空気がカバー内にたまっ
た場合の為に空気抜ホース３４が設けられている。

この空気シールタンク１１は容量が約２００〜３００ｍ
３の小型タンクとする。

次にこのような構造を持った発電設備における給水装置
の操作方法ならびに作用について説明する。

まず原子炉１から主蒸気配管２によってタービン３に送
られた主蒸気は、タービン３で仕事をした後タービンホ
ットウェル４へ落とされ、凝縮脱気される。

このタービンホットウェル４内の充分脱気された復水は
、従来と同じくほとんどが脱塩装置６で浄化され、給水
加熱器７で加熱された後原子炉１へ戻されるが、その一
部は前記脱塩装置６下流よりスピルオーバライン９によ
り空気シールタンク１１に送られる。

この空気シールタンク１１内の水は浄化され、かつ空気
シールタンク１１が空気と接触をさけた構造であるため
、充分に脱気されて溶存酸素濃度の低い（数〜２０ＰＰ
ｂ）状態で貯蔵されている。

従ってこのような空気シールタンク水は、制御棒駆動装
置２４、およびタービン軸シール部２１へ送られること
になる。

タービン軸シール部２１へ送られる場合は熱交換器１９
で蒸気化される。

次にこのように空気シールタンク１１を用いた発電設備
の給水制御方法について説明を行なう。

まずタービンホットウェル４の水位が下降した場合には
タービンホットウェル４の水位調整器４ａにより、流量
調整弁１８を制御して、復水貯蔵タンク１０の水をポン
プ１７によりタービンホットウェル４に導く。

この場合、復水貯蔵タンク水は、溶存酸素濃度は非常に
高い（約１００００〜５０００ＰＰｂ）が、タービンホ
ットウェル４にて、蒸発、凝縮、脱気される為溶存酸素
濃度は著るしく低くなる。

次にタービンホットウェル４水位が高レベルになった場
合には同じく水位調整器４ａにより、流量調整弁１２を
制御して、空気シールタンク１１へ、タービンホットウ
ェル４内の水を導く。

空気シールタンク１１の水位制御について言えばレベル
高の場合には、空気シールタンク１１の水位調整器１３
により、流量調整弁１５を制御して、空気シールタンク
水を復水貯蔵タンク１０へ送水する。

また逆にレベル低の場合には流量調整弁１８を制御して
、復水貯蔵タンク水を、タービンホットウェル４へ導く
。

このようにすることによって復水貯蔵タンク１０は、空
気シールタンク１１のバックアップ装置として用いるこ
とが出来る。

このような給水設備の効果は下記のとおりである。

まず、制御棒駆動装置２４や、熱交換器１９を通過して
タービン軸シール部２１への水の供給ライン２３，２０
部のステンレス鋼を使用した部分へ供給される水源とし
て、溶存酸素濃度が低く維持された空気シールタンク水
を使用出来る為、ステンレス鋼使用部分（制御棒駆動装
置等）に対して、生ずる恐れのある応力腐蝕割れを防止
することが出来る。

さらに制御棒駆動装置２４より原子炉１へ供給される水
の溶存酸素濃度が低くおさえられている為、炉水への持
ち込み酸素濃度が低減され炉内の機器等の腐蝕を防止す
ることに寄与する。

また、空気シールタンク１１の水位が原子炉１過度運転
時や系統からの漏洩等によって大きく変動した場合のバ
ックアップとして、復水貯蔵タンク１０（２０００〜３
０００ｍ３）を用いることが出来、発電設備全体の冗長
性、安全性の向上がされることになる。

さらに空気シールタンク１１は小容量ですむ為極めて経
済的であり且つ設置場所を任意に選べる利点がある。

以上説明したように本発明による発電プラントの給水装
置によって、極めて低い溶存酸素濃度の水を使うことが
出来、機器、配管等の損傷を低減することが出来る他、
原子炉内への持ち込み酸素も少なくなるため原子炉及び
炉内機器、構造物の腐食も防止出来、原子炉の健全性が
向上される。

更に既設の配管に小容量の空気シールタンクを設けるだ
けで良く経済的に有利な他、復水貯蔵タンクをそのバッ
クアップ装置とすることによって発電設備全体の冗長性
が増し、より安全性が向上されることになる。

以上本発明をその具体例について説明したが本発明はこ
れら特定の実施例に限定されるものではなく、本発明の
精神を逸脱しないで幾多の変化・変形がなし得ることは
勿論である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉給水装置の一実施例を示す系統
図、第２図は第１図に示す空気シールタンクの詳細構造
を示す断面図である。 １・・・原子炉、２・・・主蒸気配管、３・・・タービ
ン、４・・・タービンホットウェル、５・・・復水給水
配管、６・・・脱塩装置、７・・・給水加熱器、８・・
・給水ポンプ、９・・・スピルオーバライン、１０・・
・復水貯蔵タンク、１１・・・空気シールタンク、１２
，１５，１８・・・流量調整弁、１３，４ａ・・・水位
調整器、１４，１７゜２２・・・ポンプ、１９・・・熱
交換器、２１・・・タービン軸シール部、２４・・・制
御棒駆動装置、３０・・・外筒、３１・・・浮フープ、
３２・・・ダイヤフラム、３３・・・重錘回転リング、
３４・・・空気抜ホース。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ タービンを駆動した後、凝縮した復水を貯溜するタ
   ービンホットウェルと、このタービンホットウェルから
   、原子炉へ給水するための給水装置と、該給水装置途中
   より、前記タービンホットウェルの水位制御のため、水
   源としての機能も有する復水貯蔵タンクを介して前記タ
   ービンホットウェルに戻すスピルオーバーラインを有す
   る装置において、前記スピルオーバーライン中で、復水
   貯蔵タンクより上流側に、復水を気密に貯溜する空気シ
   ールタンクを設け、該空気シールタンクより制御棒駆動
   装置およびタービン軸シール部の両方もしくは一方へ溶
   存酸素の少ない復水を供給するようにし、前記復水貯蔵
   タンクをこの空気シールタンクの後備装置としたことを
   特徴とする発電プラントの給水装置。 ２ 空気シールタンクはその水位が規定値を越えた場合
   には復水貯蔵タンクへ送水し、水位が規定値以下になっ
   た場合には補給水タンクよりタービンホットウェルを経
   で、スピルオーバーラインより水を補給するよう必要な
   機器、弁とインターロックされた水位検出装置を備えて
   いることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の発電
   プラントの給水装置。