JPS587354B2 - 原子力設備と造水装置との結合プラント - Google Patents
原子力設備と造水装置との結合プラントInfo
- Publication number
- JPS587354B2 JPS587354B2 JP54033608A JP3360879A JPS587354B2 JP S587354 B2 JPS587354 B2 JP S587354B2 JP 54033608 A JP54033608 A JP 54033608A JP 3360879 A JP3360879 A JP 3360879A JP S587354 B2 JPS587354 B2 JP S587354B2
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- Japan
- Prior art keywords
- pressure
- heat
- heat exchanger
- piping system
- nuclear
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- 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 Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子力発電所等で発生する熱を利用する造水装
置への熱媒体を通じての放射能漏洩防止をなしうると同
時に造水装置から原子力発電所等側への有害物質成分漏
洩防止をも達成しうる原子力設備と造水装置との結合プ
ラントに関する。
置への熱媒体を通じての放射能漏洩防止をなしうると同
時に造水装置から原子力発電所等側への有害物質成分漏
洩防止をも達成しうる原子力設備と造水装置との結合プ
ラントに関する。
水需要量に対する水供給資源の慢性的不足を来たしてい
ること乃至開発しうる水資源を水需要量が将来明らかに
上回わることが考えられることから、海水の淡水化が企
図され、その装置の開発も進められている。
ること乃至開発しうる水資源を水需要量が将来明らかに
上回わることが考えられることから、海水の淡水化が企
図され、その装置の開発も進められている。
このような装置の一例として、原子力発電所で発生され
る熱を利用する淡水化装置（造水装置）があるが、原子
力発電所の発生熱を造水装置へ伝える熱輸送系方式は第
１図に示す如き構成になっている。
る熱を利用する淡水化装置（造水装置）があるが、原子
力発電所の発生熱を造水装置へ伝える熱輸送系方式は第
１図に示す如き構成になっている。
原子炉ａで発生した熱即ち例えば１４ｋｇ／ｃｍ２ａｂ
のタービン抽気Ｓの熱は配管系ｂ１中間熱交換器ｃ１例
えば１６ｋｇ／ｃｍ２ａｂ：の熱媒体ｈ１配管系ｄ１
フラッシュタンクｅ１例えば１．５ｋｇ／ｃｍ２の熱媒
体ｈ、配管系ｆ及び造水装置のブラインヒータｇを経て
例えば２ｋｇ／ｃｍ２ａｂの海水ｏへ伝えられる。
のタービン抽気Ｓの熱は配管系ｂ１中間熱交換器ｃ１例
えば１６ｋｇ／ｃｍ２ａｂ：の熱媒体ｈ１配管系ｄ１
フラッシュタンクｅ１例えば１．５ｋｇ／ｃｍ２の熱媒
体ｈ、配管系ｆ及び造水装置のブラインヒータｇを経て
例えば２ｋｇ／ｃｍ２ａｂの海水ｏへ伝えられる。
このような構成において、配管系ｄ中には高圧（１６ｋ
ｇ／ｃｍ２）の熱媒体ｈが環流している故、たとえ中間
熱交換器Ｃ内において伝熱管部分及び伝熱管取付部等の
破損が生じたとしても、１４ｋｇ／ｃｍ２ａｂの放射能
汚染蒸気が配管系ｄへ入ることはなく、従って原子炉側
から造水装置側へ漏洩することはない。
ｇ／ｃｍ２）の熱媒体ｈが環流している故、たとえ中間
熱交換器Ｃ内において伝熱管部分及び伝熱管取付部等の
破損が生じたとしても、１４ｋｇ／ｃｍ２ａｂの放射能
汚染蒸気が配管系ｄへ入ることはなく、従って原子炉側
から造水装置側へ漏洩することはない。
しかしながら、高圧の海水が還流されているブラインヒ
ータｇ内の伝熱管部分及び伝熱管取付部等に破損が生じ
ると、比較的に低圧（１． ５ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）の熱
媒体ｈへ２〜の海水が漏れ、そしてフラッシュタンクｅ
を経て、比較的に高圧の熱媒体ｈが流れている配管系ｄ
に海水が漏れる。
ータｇ内の伝熱管部分及び伝熱管取付部等に破損が生じ
ると、比較的に低圧（１． ５ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）の熱
媒体ｈへ２〜の海水が漏れ、そしてフラッシュタンクｅ
を経て、比較的に高圧の熱媒体ｈが流れている配管系ｄ
に海水が漏れる。
このようにして漏洩して来た海水中の有害物質成分は、
もし中間熱交換器Ｃ内の伝熱管部分及び伝熱管取付部等
に破損が生じた場合には、原子炉ａへ通じる配管系ｂへ
入る。
もし中間熱交換器Ｃ内の伝熱管部分及び伝熱管取付部等
に破損が生じた場合には、原子炉ａへ通じる配管系ｂへ
入る。
このように、造水装置側から原子炉側への漏洩を阻止し
得ない構成となっており、上記の如き漏洩発生でステン
レスの配管系ｂ中へ入って来たクロールイオン（Ｃｌ−
）はこの配管系ｂに腐蝕を生じさせる。
得ない構成となっており、上記の如き漏洩発生でステン
レスの配管系ｂ中へ入って来たクロールイオン（Ｃｌ−
）はこの配管系ｂに腐蝕を生じさせる。
このような訳で、原子炉と造水装置との間でのいづれの
方向へも漏洩防止機能を有する結合プラントの開発が待
望されている。
方向へも漏洩防止機能を有する結合プラントの開発が待
望されている。
本発明の目的は熱発生系から熱利用系への熱輸送に際し
てその途中の熱輸送部分の熱媒体圧をその前後の熱輸送
部分の圧力よりも高めるとともに熱利用系の連結部にお
いては熱利用系の海水圧を熱輸送部分の熱媒体圧よりも
高くすることによりいづれの方向へも有害物質成分の漏
洩防止を達成しうる原子力設備と造水装置との結合プラ
ントを提供するにある。
てその途中の熱輸送部分の熱媒体圧をその前後の熱輸送
部分の圧力よりも高めるとともに熱利用系の連結部にお
いては熱利用系の海水圧を熱輸送部分の熱媒体圧よりも
高くすることによりいづれの方向へも有害物質成分の漏
洩防止を達成しうる原子力設備と造水装置との結合プラ
ントを提供するにある。
本発明によれば、その目的は原子炉側の第一の中間熱交
換器と造水装置側の第二の中間熱交換器との間に循環さ
れる熱媒体圧を、原子炉側のタービン抽気圧及び造水装
置側の熱媒体圧よりも高めるとともに、造水装置を流れ
る海水圧を造水装置側の熱媒体圧より高くする加圧手段
を設けることによって達成される。
換器と造水装置側の第二の中間熱交換器との間に循環さ
れる熱媒体圧を、原子炉側のタービン抽気圧及び造水装
置側の熱媒体圧よりも高めるとともに、造水装置を流れ
る海水圧を造水装置側の熱媒体圧より高くする加圧手段
を設けることによって達成される。
以下、添付図面を参照して本発明の好適実施例を説明す
る。
る。
第２図において、原子力設備蒸気抽出部（原子力発電所
タービンＴ抽気部）１は本発明の熱輸送系２を介しで造
水装置３へ結合されている。
タービンＴ抽気部）１は本発明の熱輸送系２を介しで造
水装置３へ結合されている。
その熱輸送系２は原子力発電所タービン抽気部１の配管
系２ａ、これへ連結された第１の中間熱交換器２ｂ、こ
の第１の中間熱交換器へ連結された配管系２ｃ、配管系
２ｃへ連結された第２の中間熱交換器２ｄ及び第２の中
間熱交榛器２ｄへ連結された配管系２ｅから成っている
。
系２ａ、これへ連結された第１の中間熱交換器２ｂ、こ
の第１の中間熱交換器へ連結された配管系２ｃ、配管系
２ｃへ連結された第２の中間熱交換器２ｄ及び第２の中
間熱交榛器２ｄへ連結された配管系２ｅから成っている
。
Ａ１はポンプであり、配管系２ｃを流れる熱媒体ｈを循
環させるとともに、この熱媒体圧を熱輸送系２中の最高
圧とするように構成されている。
環させるとともに、この熱媒体圧を熱輸送系２中の最高
圧とするように構成されている。
配管系２ｅは造水装置例えば多段フラッシュエバポレー
タ３のブラインヒータ３ａへ連結され、ここにポンプＡ
２により熱媒体ｈを還流するようになっており、このブ
ラインヒータ３ａの伝熱管内へはフラッシュ室Ｆへ導入
する海水ｏがブライン用ポンプＢにより還流させられて
いる。
タ３のブラインヒータ３ａへ連結され、ここにポンプＡ
２により熱媒体ｈを還流するようになっており、このブ
ラインヒータ３ａの伝熱管内へはフラッシュ室Ｆへ導入
する海水ｏがブライン用ポンプＢにより還流させられて
いる。
伝熱管内を流れる海水０の圧力は、ポンプＡ２及びブラ
イン用ポンプＢの調整により、配管系２ｅを流れる熱媒
体圧より高く設定されている。
イン用ポンプＢの調整により、配管系２ｅを流れる熱媒
体圧より高く設定されている。
以上によって、ポンプＡ１，Ａ２及びＢからなる加圧手
段が形成されている。
段が形成されている。
尚、第２図中、Ｒは原子炉、Ｇは発電機、Ｃはファイナ
ルコンデンサ、Ｓは海水用ポンプ、Ｗは造水用ポンプで
ある。
ルコンデンサ、Ｓは海水用ポンプ、Ｗは造水用ポンプで
ある。
上述の如く構成される本発明の熱輸送系２における結合
プラントの動作及び作用を以下に説明する。
プラントの動作及び作用を以下に説明する。
原子力発電所タービン抽気部１から抽気された１４ｋｇ
／ｃｍ２ａｂの蒸気Ｓは配管系２ａを経て第１の中間熱
交換器２ｂへ流れ、その保有する熱エネルギーを中間熱
交換器２ｂにおいてポンプＡ１によって配管系２ｃ中を
還流反せられている熱媒体（１６ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）ｈ
へ与え、そして原子力発電所の復水部へ戻る。
／ｃｍ２ａｂの蒸気Ｓは配管系２ａを経て第１の中間熱
交換器２ｂへ流れ、その保有する熱エネルギーを中間熱
交換器２ｂにおいてポンプＡ１によって配管系２ｃ中を
還流反せられている熱媒体（１６ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）ｈ
へ与え、そして原子力発電所の復水部へ戻る。
配管系２ｃを経て第２の中間熱交換器２ｄへ流れた熱媒
体ｈの熱エネルギーはそこにおいてポンプＡ２によって
配管系２ｅ中を還流させられている、比較的に低圧（１
，５ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）の熱媒体ｈへ与えられる。
体ｈの熱エネルギーはそこにおいてポンプＡ２によって
配管系２ｅ中を還流させられている、比較的に低圧（１
，５ｋｇ／ｃｍ２ａｂ）の熱媒体ｈへ与えられる。
配管系２ｅを経て造水装置３のブラインヒータ３ａへ流
れた臓媒体ｈへと伝えられて来た熱エネルギーはそこに
おいて熱媒体ｈ１りはブライン用ポンプＢの調整によっ
て高圧（２ｋｇ／ｃｍ２）の海水ｏへ与えられて原子力
発電所タービン抽気部１から造水装置３への熱輸送が完
了する。
れた臓媒体ｈへと伝えられて来た熱エネルギーはそこに
おいて熱媒体ｈ１りはブライン用ポンプＢの調整によっ
て高圧（２ｋｇ／ｃｍ２）の海水ｏへ与えられて原子力
発電所タービン抽気部１から造水装置３への熱輸送が完
了する。
このような結合プラントであるから、中間熱交換器２ｂ
及び２ｄが正常に動作しているならば、たとえブライン
ヒーク３ａに故障が生じても、造水装置３から原子力発
電所側への漏洩は全く生じない。
及び２ｄが正常に動作しているならば、たとえブライン
ヒーク３ａに故障が生じても、造水装置３から原子力発
電所側への漏洩は全く生じない。
又、ブラインヒーク３ａ並びに中間熱交換器２ｄ及び２
ｂの故障即ちこれら内部での各流体接触の発生が生じて
も、配管系２ｃ中を還流させられている熱媒体の圧力は
加圧手段によっていづれの側の圧力よりも高く設定維持
させられるように構成されているから、配管系２ａ中に
流れる蒸気に含まれることのある放射性物質が上記の故
障箇所を経て造水装置へ漏洩するということがないと同
時に、海水中のクロールイオン（Ｃｌ−）が又上記故障
箇所を経て原子力発電所側へ漏洩することもない。
ｂの故障即ちこれら内部での各流体接触の発生が生じて
も、配管系２ｃ中を還流させられている熱媒体の圧力は
加圧手段によっていづれの側の圧力よりも高く設定維持
させられるように構成されているから、配管系２ａ中に
流れる蒸気に含まれることのある放射性物質が上記の故
障箇所を経て造水装置へ漏洩するということがないと同
時に、海水中のクロールイオン（Ｃｌ−）が又上記故障
箇所を経て原子力発電所側へ漏洩することもない。
但し、いづれの側に対しても有害でない熱媒体がいづれ
の側へも漏洩はする。
の側へも漏洩はする。
このようなクロールイオンの原子力発電所側への漏洩防
止から原子力発電所側配管系の、それによる腐蝕を除き
うる。
止から原子力発電所側配管系の、それによる腐蝕を除き
うる。
この意味において、造水装置への熱利用を図っても、原
子力発電所側配管系の信頼性が損われることはなくなる
。
子力発電所側配管系の信頼性が損われることはなくなる
。
また、仮に中間熱交換器２ｄ及び２ｂに漏洩を生じター
ビン抽気部１の抽気蒸気Ｓ圧が配管系２ｃ中を還流する
熱媒体ｈ圧より高まったり、或いは中間熱交換器２ｄ及
び２ｂの漏洩と、熱媒体ｈ圧を最高圧としている加圧手
段（例えばポンプ）の停止とが重なったとしても、抽気
蒸気Ｓはブラインヒータ３ａに阻止され配管系２ｃ及び
２ｅに混入するに止まる。
ビン抽気部１の抽気蒸気Ｓ圧が配管系２ｃ中を還流する
熱媒体ｈ圧より高まったり、或いは中間熱交換器２ｄ及
び２ｂの漏洩と、熱媒体ｈ圧を最高圧としている加圧手
段（例えばポンプ）の停止とが重なったとしても、抽気
蒸気Ｓはブラインヒータ３ａに阻止され配管系２ｃ及び
２ｅに混入するに止まる。
更にその際、ブラインヒータ３ａに漏洩があったとして
もブラインヒータ３ａの伝熱管内圧力を配管系２ｅの圧
力より高くしてあるため、抽気蒸気Ｓは造水装置３へは
漏洩せず、海水側への放射性物質の流出が防止できる。
もブラインヒータ３ａの伝熱管内圧力を配管系２ｅの圧
力より高くしてあるため、抽気蒸気Ｓは造水装置３へは
漏洩せず、海水側への放射性物質の流出が防止できる。
上記実施例においては、中間熱交換器を２基設けた場合
について説明したが、直列に３基以上設けてもよく、そ
の場合それ９の間の少なくとも１つの熱媒体圧は熱輸送
箒中の最高圧にする。
について説明したが、直列に３基以上設けてもよく、そ
の場合それ９の間の少なくとも１つの熱媒体圧は熱輸送
箒中の最高圧にする。
この場合に、１つ又はそれ以上の故障した中間熱交換器
をバイパスするように配管系を構成しておくのがよい。
をバイパスするように配管系を構成しておくのがよい。
これは熱輸送系の連続運転を可能にする。これと同趣旨
において、並列に結合プラントを構成しうることは当業
者の容易になしうる事項である。
において、並列に結合プラントを構成しうることは当業
者の容易になしうる事項である。
また、加圧手段としてポンプを例示したがこれに限定さ
れることはなく、要するに上述の圧力条件が維持される
ものであればいずれでもよい。
れることはなく、要するに上述の圧力条件が維持される
ものであればいずれでもよい。
また、各配管系を流れる媒体の圧力を常時監視して最適
圧力条件となるように構成することが望ましい。
圧力条件となるように構成することが望ましい。
以上の説明から明らかな如く、本発明によれば、次のよ
うな効果が得られる。
うな効果が得られる。
（１）熱輸送系を介しての原子力発電所等側への、又造
水装置側への漏洩を阻止しつる。
水装置側への漏洩を阻止しつる。
その漏洩から惹起せしめられる不都合は除き得る。
（２）３基以上の中間熱交換器を設け、且らバイパス等
の手段を付設すれば、（１）の効果を得つつ熱輸送系の
連続運転が可能である。
の手段を付設すれば、（１）の効果を得つつ熱輸送系の
連続運転が可能である。
第１図は従来熱輸送系方式の構成を示す図、第２図は本
発明の結合プラントの構成を示す図である。 図中、１は原子力発電所タービン抽気部、２は配管系２
ａ、第１の中間熱交換器２ｂ、配管系２ｃ、第２の申間
熱交換器２ｄ及び配管系２ｅから成る熱輸送系、３は造
水装置、３ａはブラインヒータ、Ａ１，Ａ２及びＢは加
圧手段の例示であるポンプである。
発明の結合プラントの構成を示す図である。 図中、１は原子力発電所タービン抽気部、２は配管系２
ａ、第１の中間熱交換器２ｂ、配管系２ｃ、第２の申間
熱交換器２ｄ及び配管系２ｅから成る熱輸送系、３は造
水装置、３ａはブラインヒータ、Ａ１，Ａ２及びＢは加
圧手段の例示であるポンプである。
Claims (1)
- １ 原子力設備蒸気抽出部と造水装置のブラインヒータ
とを中間熱交換器を介して結合する熱輸送系において、
少なくとも２つの中間熱交換器を前記原子力設備蒸気抽
出部と前記造水装置との間に介設すると共に前記中間熱
交換器間に流れる熱媒体圧を前記熱輸送系中の最高圧と
し、且つ上記ブラインヒータの伝熱管内を流れる海水圧
を、ブラインヒータとこのブラインヒータ側の中間熱交
換器との間に流れる熱媒体圧より高くする加圧手段を設
けたことを特徴とする原子力設備と造水装置との結合プ
ラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54033608A JPS587354B2 (ja) | 1979-03-22 | 1979-03-22 | 原子力設備と造水装置との結合プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54033608A JPS587354B2 (ja) | 1979-03-22 | 1979-03-22 | 原子力設備と造水装置との結合プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS55127187A JPS55127187A (en) | 1980-10-01 |
| JPS587354B2 true JPS587354B2 (ja) | 1983-02-09 |
Family
ID=12391169
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP54033608A Expired JPS587354B2 (ja) | 1979-03-22 | 1979-03-22 | 原子力設備と造水装置との結合プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS587354B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0316356U (ja) * | 1989-06-28 | 1991-02-19 |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS573096A (en) * | 1980-06-09 | 1982-01-08 | Tokyo Shibaura Electric Co | Atomic power plant |
| JPS58216773A (ja) * | 1982-06-12 | 1983-12-16 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 原子力設備と海水淡水化装置との結合プラント |
| JPS58219982A (ja) * | 1982-06-16 | 1983-12-21 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 原子力設備と海水淡水化装置との結合プラント |
| JPS599597A (ja) * | 1982-07-08 | 1984-01-18 | 株式会社東芝 | 原子炉蒸気による所内熱源供給装置 |
| KR100745963B1 (ko) | 2006-10-27 | 2007-08-02 | 두산중공업 주식회사 | 해수담수화장치 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5311756U (ja) * | 1976-07-14 | 1978-01-31 |
-
1979
- 1979-03-22 JP JP54033608A patent/JPS587354B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0316356U (ja) * | 1989-06-28 | 1991-02-19 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS55127187A (en) | 1980-10-01 |
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