JPS59216095A - System water recirculation circuit in atomic power plant - Google Patents

System water recirculation circuit in atomic power plant

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JPS59216095A
JPS59216095A JP58090097A JP9009783A JPS59216095A JP S59216095 A JPS59216095 A JP S59216095A JP 58090097 A JP58090097 A JP 58090097A JP 9009783 A JP9009783 A JP 9009783A JP S59216095 A JPS59216095 A JP S59216095A
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Japan
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gas
oxygen gas
power plant
nuclear power
flow rate
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JP58090097A
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Japanese (ja)
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保坂 聖一
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

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系統水循環系に係り、
特に、原子力発電プラントの系統水循環系における腐食
生成物の発生を防止するに好適な原子力発電プラントの
系統水循環系に関する。
[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a system water circulation system of a nuclear power plant,
In particular, the present invention relates to a system water circulation system of a nuclear power plant suitable for preventing the generation of corrosion products in the system water circulation system of a nuclear power plant.

〔発明の技術的背景とその問題点〕[Technical background of the invention and its problems]

沸騰水型原子炉を備えた原子力発電プラントでは、系統
水循環系の復水および給水系配管内面に錆等の腐食生成
物が発生し、この腐食生成物が原子炉圧力容器内に流入
する。この原子炉圧力容器内に流入した腐食生成物は放
射化されて循環し、このため系統水循環系全体が汚染さ
れて、運転員等の被曝線量が増大する恐れがあるという
問題点がある。
In a nuclear power plant equipped with a boiling water reactor, corrosion products such as rust are generated on the inner surfaces of condensate and water supply pipes in the system water circulation system, and these corrosion products flow into the reactor pressure vessel. This corrosion product that has flowed into the reactor pressure vessel becomes radioactive and circulates, which poses the problem of contaminating the entire system water circulation system and potentially increasing the radiation dose to operators and others.

そこで、系統水中に酸素を所定濃度で溶存させ、上記配
管内面に安定な酸化被膜を形成させて錆等の腐食生成物
の発生を防止している。
Therefore, oxygen is dissolved in the system water at a predetermined concentration to form a stable oxide film on the inner surface of the pipe to prevent the generation of corrosion products such as rust.

従来、この系統水中への酸素の供給は復水脱塩装置の下
流側でのみ行ない、その上流側では行なわれていなかっ
た。つまり、復水脱塩装置下流側の配管内面にのみ安定
な酸化被膜を形成し、復水器の上流側配管内に生ずる腐
食生成物は復水脱塩装置で除去するため、この腐食生成
物に対する対策は復水脱塩装置による他格別構しられて
いなかった。
Conventionally, oxygen was supplied to the system water only downstream of the condensate desalination equipment, but not upstream. In other words, a stable oxide film is formed only on the inner surface of the piping on the downstream side of the condensate desalination equipment, and the corrosion products generated inside the piping on the upstream side of the condenser are removed by the condensate desalination equipment. No special countermeasures were taken other than the use of condensate desalination equipment.

ところが、この復水脱塩器での腐食生成物の除去は実際
には完全でなく、約50〜70%の除去に留っている。
However, the removal of corrosion products in this condensate demineralizer is actually not complete, and only about 50 to 70% is removed.

残シの加〜50%の腐食生成物は原子炉圧力容器内に流
入し、放射化されて系統内を循環してしまう。したがっ
て、原子力発電プラントの系統水循環系全体の汚染度が
高まることになシ、運転員等の被曝線量が増大する恐れ
があるという予期せぬ事態が発生することがある。
The remaining corrosion products, which account for 50% of the total, flow into the reactor pressure vessel, become activated, and circulate within the system. Therefore, an unexpected situation may occur in which the degree of contamination of the entire system water circulation system of a nuclear power plant increases, and the exposure dose of operators and the like may increase.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、上記の点を考慮してなされたものであって、
原子力発電プラントにおける運転員等の被曝低減を図る
ことをできる原子力発電プラントの系統水循環系を提供
することを目的とする。
The present invention has been made in consideration of the above points, and includes:
The purpose of the present invention is to provide a system water circulation system for a nuclear power plant that can reduce the exposure of operators, etc. in the nuclear power plant.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

上記目的を達成するために、本発明に係る原子力発電プ
ラントの系統水循環系は、原子力圧力容器で発生する蒸
気をタービンに導いて仕事をさせ、この仕事をした蒸気
を復水器で凝縮して復水とし、脱塩装置を介して原子力
圧力容器へ還流させる原子力発電プラントの系統水循環
系において前記脱塩装置の上流側に、この上流側系統水
中に酸素ガスを注入する酸素ガス注入装置を設けるもの
であり、前記脱塩装置上流側の配管内にも酸化被膜を形
成して、この配管内における腐食生成物の発生を防止し
、前記原子炉圧力容器内への腐食生成物の導入を低減す
るものである。
In order to achieve the above object, the system water circulation system of a nuclear power plant according to the present invention guides steam generated in a nuclear pressure vessel to a turbine to do work, and condenses the steam that has done this work in a condenser. An oxygen gas injection device for injecting oxygen gas into the upstream system water is provided on the upstream side of the desalination device in a system water circulation system of a nuclear power plant in which condensed water is returned to the nuclear pressure vessel via a desalination device. An oxide film is also formed inside the piping on the upstream side of the desalination equipment to prevent the generation of corrosion products in this piping and reduce the introduction of corrosion products into the reactor pressure vessel. It is something to do.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する0 第1図は、本発明に係る原子力発電プラントの系統水循
環系の一実施例を示す系統図である。
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 1 is a system diagram showing an embodiment of the system water circulation system of a nuclear power plant according to the present invention.

図中、符号1は原子炉格納容器2内に収納された原子炉
圧力容器であシ、この原子炉圧力容器1で発生した蒸気
は、主蒸気配管3を介して高圧タービン5に導かれて仕
事をし、仕事をした蒸気は湿分分離器7を経て、低圧タ
ービン9に導入される。高圧タービン5.低圧タービン
9に導入された蒸気は、これらの両タービン5,9で仕
事をし、両タービン5,9と同軸に配列され発電機11
を高速回転させる。
In the figure, reference numeral 1 denotes a reactor pressure vessel housed in a reactor containment vessel 2. Steam generated in this reactor pressure vessel 1 is led to a high-pressure turbine 5 via a main steam pipe 3. Work is done, and the steam that has done the work passes through a moisture separator 7 and is introduced into a low pressure turbine 9. High pressure turbine5. The steam introduced into the low-pressure turbine 9 does work in both of these turbines 5 and 9, and is arranged coaxially with both turbines 5 and 9 to generate a generator 11.
Rotate at high speed.

低圧タービン9には復水器13が連結されている。A condenser 13 is connected to the low pressure turbine 9.

低圧タービン9から導かれる蒸気は、前記復水器13内
で凝縮されて復水となシ、復水器13内下部に設けられ
るホットウェル15中に貯留される。
Steam led from the low-pressure turbine 9 is condensed in the condenser 13 and becomes condensate, which is stored in a hot well 15 provided at the lower part of the condenser 13.

ホットウェル15内の復水は、復水配管16に順次配設
される復水低圧ポンプ17、復水ろ過装置19を経て、
復水脱塩装置21に導かれ、この復水脱塩装置21で処
理され、脱塩される。その後、復水け、給水配管ηに順
次配設される高圧復水ポンプお、給水加熱器5、給水ポ
ンプnを介して、原子炉圧力容器1に還流される。
The condensate in the hot well 15 passes through a condensate low-pressure pump 17 and a condensate filtration device 19, which are sequentially installed in a condensate pipe 16.
The condensate is guided to the condensate desalination device 21, where it is treated and desalted. Thereafter, the water is returned to the reactor pressure vessel 1 via a high-pressure condensate pump, a feedwater heater 5, and a feedwater pump n, which are sequentially arranged in the condensate drain and the water supply pipe η.

一方、低圧タービンで仕事をした蒸気は復水器13内で
凝縮されるとともに脱気さ、れ、この脱気された非凝縮
性ガス(以下「オフガス」という。)が、復水器13に
接続されるオフガス系あに導かれる。
On the other hand, the steam that has done work in the low-pressure turbine is condensed and deaerated in the condenser 13, and this deaerated non-condensable gas (hereinafter referred to as "off gas") is transferred to the condenser 13. It is guided to the connected off-gas system.

上記オフガスには、原子炉圧力容器1内で放射化された
クリプトン、キセノンおよびアルゴンの他、炉水の放射
化分解により生成される多量の酸素ガスおよび水素ガス
が含有されている。
The off-gas contains krypton, xenon, and argon activated within the reactor pressure vessel 1, as well as large amounts of oxygen gas and hydrogen gas generated by activation decomposition of reactor water.

また、前記オフガス系は、上流側から順次配設される空
気抽出器四、スチームジェットポンプ31゜ガス予熱器
お、再給合冊35.波衰タンク43.フィルタ45およ
び活性フィールドアップ装置から構成されている。
The off-gas system includes an air extractor 4, a steam jet pump 31, a gas preheater, and a re-supply unit 35, which are sequentially arranged from the upstream side. Wave decay tank 43. It consists of a filter 45 and an active field up device.

つまシ、空気抽出器四は復水器13に直接連結されて、
復水器13内のオフガスを抽出する。その後、オフガス
は、スチームジェットポンプ31によりガス予熱器おに
導かれて加熱される。更に、再給金器部内で、オフガス
の成分中酸素および水素ガスが触媒によって水とされ、
オフガスの容積が減少する。この容積が減少されたオフ
ガスは次に減衰フィルタ43に導かれ、短半減期核種が
減衰された後、フィルタ45.活性ホールドアツプ装置
47を経て排気筒に送られ、この排気筒から大気中に放
出される。まだ、前記空気抽出器四と復水器13のホッ
トウェル15との間には酸素ガス注入装置51が配設さ
れている。すなわち、この酸素ガス注入装置51は、上
流側から順次配設される、流量調節機構53、元弁55
.および酸素注入ノズル57から構成されている。
The air extractor 4 is directly connected to the condenser 13,
The off-gas in the condenser 13 is extracted. Thereafter, the off-gas is guided to the gas preheater by the steam jet pump 31 and heated. Furthermore, in the refeeder section, oxygen and hydrogen gas in the components of the off-gas are converted to water by a catalyst,
Off-gas volume is reduced. This volume-reduced off-gas is then led to an attenuation filter 43, where short half-life nuclides are attenuated before filter 45. It passes through the active hold-up device 47 and is sent to the exhaust stack, from which it is discharged into the atmosphere. Furthermore, an oxygen gas injection device 51 is disposed between the air extractor 4 and the hot well 15 of the condenser 13. That is, this oxygen gas injection device 51 includes a flow rate adjustment mechanism 53 and a main valve 55, which are arranged sequentially from the upstream side.
.. and an oxygen injection nozzle 57.

第2図は第1図の酸素ガス注入装置を示す回路図であシ
、第1図と同一の部材は同一の符号を附すことにより説
明を省略する。
FIG. 2 is a circuit diagram showing the oxygen gas injection device of FIG. 1, and the same members as those in FIG. 1 are given the same reference numerals and the explanation thereof will be omitted.

この第2図に示される如く、オフガスは、流量調節機構
お内で圧力計59によシ圧力が測定され、その後、6本
の分岐配管61を経て、流量計Bに案内され、この流量
計田でオフガス流量が計測される。分岐配管61には流
量計田の下流側にニードル弁部が配設されて、圧力計5
9および流量計已による測定値をもとに、オフガス流量
が制御される。
As shown in FIG. 2, the pressure of the off-gas is measured by a pressure gauge 59 inside the flow rate adjustment mechanism, and then guided to the flow meter B via six branch pipes 61. The off-gas flow rate is measured in the field. A needle valve part is arranged in the branch pipe 61 on the downstream side of the flow meter field, and the pressure gauge 5
The off-gas flow rate is controlled based on the measured values from 9 and the flow meter.

各分岐配管61はそれぞれ延在されて、3基の復水器1
3の各ホットウェル15に一対づつ接続される。
Each branch pipe 61 is extended and connected to the three condensers 1.
One pair is connected to each hot well 15 of No. 3.

また、各分岐配管61には前述の元弁5が配設されてい
る。この元弁団はグローブ弁等であシ、流量調節機構5
3が正常に作動しない場合に、ホットウェル15内への
オフガスの異常供給を防止するものである。
Further, each branch pipe 61 is provided with the above-mentioned main valve 5. This original valve is a globe valve, etc., and the flow rate adjustment mechanism 5
3 does not operate normally, this prevents abnormal supply of off-gas into the hot well 15.

また、各分岐配管61は、第3図に示される如く、ホッ
トウェル胴板67を貫通してホットウェル15内部に延
在される。このホットウェル15内の分岐配管61は更
に分岐され、その各端部に取シ付けられる酸素ガス注入
ノズル57および後述の支持台91を介して、ホットウ
ェル底板71に固着される。第3図9符号73はホット
ウェル屋根を示す。
Further, each branch pipe 61 extends inside the hot well 15 through the hot well body plate 67, as shown in FIG. The branch pipe 61 in the hot well 15 is further branched and fixed to the hot well bottom plate 71 via an oxygen gas injection nozzle 57 attached to each end thereof and a support stand 91 to be described later. Reference numeral 73 in FIG. 3 indicates a hot well roof.

第4図は酸素ガス注入ノズルを示す半断面図、第5図は
酸素ガス注入ノズルの取付状態を示す側面図である。
FIG. 4 is a half-sectional view showing the oxygen gas injection nozzle, and FIG. 5 is a side view showing the attached state of the oxygen gas injection nozzle.

酸素ガス注入ノズル57は基部パイプ75、発泡筒77
およびエンドプレート79から成る。基部パイプ75は
略丁字形状で流入端部81に分岐配管61の端部が取付
可能とされる。まだ、基部パイプ75の両流出端部83
には、発泡筒77が嵌合固定されている。
The oxygen gas injection nozzle 57 includes a base pipe 75 and a foam tube 77.
and an end plate 79. The base pipe 75 has a substantially T-shape, and the end of the branch pipe 61 can be attached to the inflow end 81. Still, both outflow ends 83 of the base pipe 75
A foam tube 77 is fitted and fixed to the.

この発泡筒77は二重筒構造とされ、内筒85には多数
の貫通孔87が穿設されている。また、外筒89は多孔
質焼結金属で形成され、この外筒89の5μm程度の無
数の孔によってオフガスの気泡が形成される。さらに、
発泡筒770両端部にはエンドプレート79が嵌装され
ている。
This foam tube 77 has a double tube structure, and the inner tube 85 has a large number of through holes 87 formed therein. Further, the outer cylinder 89 is formed of porous sintered metal, and off-gas bubbles are formed by the numerous holes of about 5 μm in the outer cylinder 89. moreover,
End plates 79 are fitted to both ends of the foam tube 770.

第5図に示される如く、ホットウェル底板には、凹形断
面形状の支持台91が固着されている。この支持台91
の凹陥部93は、ホットウェル15中の復水の流れ方向
に直角に延在される。この凹陥部93に酸素ガス注入ノ
ズル57の基部パイプ75および発泡筒77が嵌合され
、バンド95により固定される。これにより、酸素ガス
注入ノズル57は、その長手方向がホットウェル15中
の復水の流れ方向に直角とされて、広範囲の復水中にオ
フガスの注入が可能とされる。
As shown in FIG. 5, a support stand 91 having a concave cross-section is fixed to the hot well bottom plate. This support stand 91
The concave portion 93 extends perpendicularly to the flow direction of the condensate in the hot well 15. The base pipe 75 and foam tube 77 of the oxygen gas injection nozzle 57 are fitted into the recessed portion 93 and fixed by the band 95. As a result, the oxygen gas injection nozzle 57 has its longitudinal direction perpendicular to the flow direction of the condensate in the hot well 15, making it possible to inject off-gas into the condensate over a wide range.

次に作用を説明する。Next, the effect will be explained.

空気抽出器四で抽出された復水器13中のオフガスは、
酸素ガス注入装置51のニードル弁65(第2図参照)
によって流量調節されて、元弁Iを介し、酸素ガス注入
ノズル57に導かれる。酸素ガス注入ノズル57に導か
れたオフガスは、酸素ガス注入ノズル57の発泡筒77
によって気泡とされ、ホットウェル15中の復水に注入
される。注入されたオフガス中の酸素によって、ホット
ウェル15中の復水の溶存酸素濃度が上昇する。これに
より、ホットウェル15から復水脱塩装置21に到る復
水配管16.復水低圧ポンプ17.復水ろ過装置のそれ
ぞれの内壁に酸化被膜が形成され、腐食生成物の生成が
防止される。
The off-gas in the condenser 13 extracted by the air extractor 4 is
Needle valve 65 of oxygen gas injection device 51 (see Figure 2)
The flow rate is adjusted by , and the oxygen gas is guided to the oxygen gas injection nozzle 57 via the main valve I. The off-gas guided to the oxygen gas injection nozzle 57 is passed through the foam tube 77 of the oxygen gas injection nozzle 57.
The bubbles are made into air bubbles and injected into the condensate in the hot well 15. The dissolved oxygen concentration of the condensate in the hot well 15 increases due to the oxygen in the injected off-gas. As a result, condensate piping 16. Condensate low pressure pump 17. An oxide film is formed on each inner wall of the condensate filter to prevent the formation of corrosion products.

ここに、第6図は、腐食生成速度と溶存酸素濃度との関
係を実験によシ求めたグラフである。この実験では、大
型閉ループの水路に導電率0.5μB/cm以下、温度
32℃の水を循環させ、表面積20.1rの試験片(材
質は5B46)を投入し、更に酸素ガスを注入した場合
に、試験片に生成する腐食生成物を、循環水の流速を変
化させて、それぞれ測定したものである。ここに、循環
水の流速は3.5m/s e 1.(1m/s 、 0
.42m/s t 0025m/s  の各場合であシ
、第6図中では、これらの各場合が、実線A1被線B1
一点鎖線Cに点鎖線りによってそれぞれ示される。
Here, FIG. 6 is a graph obtained through experiments to determine the relationship between corrosion formation rate and dissolved oxygen concentration. In this experiment, water with a conductivity of 0.5 μB/cm or less and a temperature of 32°C was circulated in a large closed-loop waterway, a test piece with a surface area of 20.1 r (material: 5B46) was introduced, and oxygen gas was further injected. Second, the corrosion products generated on the test pieces were measured by varying the flow rate of circulating water. Here, the flow rate of circulating water is 3.5 m/s e 1. (1m/s, 0
.. 42m/s t 0025m/s In each case in Fig. 6, solid line A1 covered line B1
Each is indicated by a dashed dotted line C and a dashed dotted line.

このグラフによれば、水の循環流速が上記のいずれの場
合でも、溶存酸素濃度が100ppd付近になると腐食
生成物が急激に減少することがわかる。
According to this graph, it can be seen that when the dissolved oxygen concentration reaches around 100 ppd, the corrosion products decrease rapidly regardless of the above-mentioned circulation flow rate of water.

上記実施例によれば、腐食生成物の減少により、原子炉
圧力容器1内への腐食生成物の流入が減少され、原子力
発電プラントの系統水循環系の汚染が防止されて運転員
等の被曝を低減することができるという効果を有する。
According to the above embodiment, the inflow of corrosion products into the reactor pressure vessel 1 is reduced due to the reduction in corrosion products, and the contamination of the system water circulation system of the nuclear power plant is prevented, thereby reducing the exposure of operators, etc. It has the effect of being able to reduce

第7図は3基の復水器におけるホットウェル中の復水に
酸素ガスを注入したときの酸素ガス注入量と溶存酸素濃
度との関係を示すグラフである。
FIG. 7 is a graph showing the relationship between the amount of oxygen gas injected and the dissolved oxygen concentration when oxygen gas was injected into the condensate in the hot wells in three condensers.

尚、酸素溶解度は2−程度である。In addition, the oxygen solubility is about 2-.

このグラフによれば、復水中の溶存酸素濃度を前述の1
00 ppdとするためには、標準状態で200t/m
ir、の酸素ガスを所定時間注入することが必要となる
。したがって、この割合からすれば、(至)日(1ケ月
)轟シ、標準状態で8640 rrlもの大量の酸素ガ
スが要求され、このための貯蔵設備を備えなければなら
ないことになる。
According to this graph, the dissolved oxygen concentration in the condensate is
00 ppd requires 200t/m under standard conditions.
It is necessary to inject IR oxygen gas for a predetermined period of time. Therefore, considering this ratio, a large amount of oxygen gas of 8640 rrl is required under standard conditions every day (one month), and a storage facility for this must be provided.

ところが、上記実施例によれば、この大量の酸素ガスを
空気抽出器四から分流することにより継続的に得ること
から、酸素を貯蔵する必要がない。
However, according to the above embodiment, this large amount of oxygen gas is continuously obtained by dividing it from the air extractor 4, so there is no need to store oxygen.

このことは、酸素ガスが助燃能ガスであることから、原
子力発電プラントの安全上きわめて良好である。また、
コストの低減を図ることができるという効果もある。
Since oxygen gas is a combustion-enhancing gas, this is extremely beneficial in terms of the safety of nuclear power plants. Also,
Another effect is that costs can be reduced.

尚、上記実施例によれば、畿水器13におけるホットウ
ェル15中の復水中に酸素ガスを注入するものにつき説
明したが、復水器13から復水脱塩装置21に至るまで
の復水配管16、復水ろ過装置17等中の抜水中に注入
するものであってもよい。
In addition, according to the above-mentioned embodiment, explanation has been made regarding the case where oxygen gas is injected into the condensate in the hot well 15 in the water tank 13, but the condensate from the condenser 13 to the condensate desalination device It may also be injected into the pipe 16, condensate filtration device 17, etc. during drainage.

また、上記実施例では、オフガス系路の空気抽出器29
からオフガスを分流するものにつき説明したが、オフガ
ス系のスチームジェットポンプ31゜ガス予熱器お等か
ら分流するものであってもよい。
In addition, in the above embodiment, the air extractor 29 in the off-gas line
Although the explanation has been given on a device that separates the off-gas from the off-gas system, it may also be a device that separates the off-gas from a 31° gas preheater or the like.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上のように、本発明に係る原子力発電プラントの系統
水循環系によれば、原子力発電プラントの系統水循環系
における脱塩装置の上流側に、この上流側系統水中に酸
素ガスを注入する酸素ガス注入装置を設けたことから、
前記脱塩装置上流側の配管内に酸化被膜を形成し、この
配管内における腐食生成物の発生を防止することができ
、したがって、原子炉圧力容器内へ流入する腐食生成物
を減少して、原子炉発電プラント運転員の被曝を確実に
低減させることができる。
As described above, according to the system water circulation system of a nuclear power plant according to the present invention, oxygen gas is injected into the upstream system water upstream of the desalination equipment in the system water circulation system of the nuclear power plant. Since the equipment was installed,
It is possible to form an oxide film in the piping on the upstream side of the desalination equipment and prevent the generation of corrosion products in the piping, thereby reducing the amount of corrosion products flowing into the reactor pressure vessel. It is possible to reliably reduce the radiation exposure of nuclear reactor power plant operators.

また、前記酸素ガスをオフガス系から分流するオフガス
によって得る場合には、原子炉発電プラントに大量の酸
素を貯える貯蔵設備を備える必要がなく、プラント安全
上きわめて良好であるという効果も有する。
Further, when the oxygen gas is obtained by off-gas that is branched from the off-gas system, there is no need to provide a storage facility for storing a large amount of oxygen in the nuclear reactor power plant, which has the effect of being extremely favorable in terms of plant safety.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は本発明に係る原子力発電プラントの系統水循環
系の一実施例を示す系統図、第2図は第1図の酸素ガス
注入装置を示す回路図、第3図は第1図の復水器の一部
を切シ欠いて示す断面図、第4図は第3図の酸素ガス注
入ノズルを示す半断面図、第5図は第4図の酸素ガス注
入ノズルの取付状態を示す側面図、第6図は腐食生成速
度と溶有酸素濃度との関係を示すグラフ、第7図は酸素
ガス注入量と溶存酸素濃度との関係を示すグラフである
。 1・・・原子炉圧力容器、5・・・高圧タービン、9・
・・低圧タービン、13・・・復水器、15・・・ホン
トウェル、16・・・復水配管、21・・・復水脱塩装
置、%・・・オフガス系、四・・・空気抽出器、51・
・・酸素ガス注入装置、53・・・流量調節機構、55
・・・元弁ミ57・・・酸素ガス注入ノズル。
FIG. 1 is a system diagram showing an embodiment of the system water circulation system of a nuclear power plant according to the present invention, FIG. 2 is a circuit diagram showing the oxygen gas injection device of FIG. 1, and FIG. 3 is a reproduction of FIG. 4 is a half sectional view showing the oxygen gas injection nozzle shown in FIG. 3, and FIG. 5 is a side view showing the installation state of the oxygen gas injection nozzle shown in FIG. 4. FIG. 6 is a graph showing the relationship between corrosion formation rate and dissolved oxygen concentration, and FIG. 7 is a graph showing the relationship between oxygen gas injection amount and dissolved oxygen concentration. 1... Nuclear reactor pressure vessel, 5... High pressure turbine, 9...
...Low pressure turbine, 13...Condenser, 15...Hontowell, 16...Condensate piping, 21...Condensate desalination equipment, %...Off gas system, 4...Air extractor, 51.
...Oxygen gas injection device, 53...Flow rate adjustment mechanism, 55
... Main valve Mi57 ... Oxygen gas injection nozzle.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、原子炉圧力容器で発生する蒸気をタービンに導いて
仕事をさせ、仕事をした蒸気を復水器で凝縮して復水と
し、脱塩装置を介して原子炉圧力容器へ還流させる原子
力発電プラントの系統水循環系において、前記脱塩装置
の上流側に、この上流側系統水中に酸素ガスを注入する
酸素ガス注入装置を設けたことを特徴とする原子炉発電
プラントの系統水循環系。 2、前記脱塩装置の上流側系統水は、前記復水器内のホ
ットウェルに貯溜された復水である特許請求の範囲第1
項記載の原子力発電プラントの系統水循環系。 3、前記酸素ガスは、復水器内で発生したオフガスを排
出するオフガス系のオフガスに含まれる酸素ガスである
ことを特徴とする特許請求の範囲第1項又は第2項記載
の原子力発電プラントの系統水循環系。 4、前記オフガスは、前記オフガス系に組み込まれ、前
記復水器に連結される空気抽出器から分流されるもので
あることを特徴とする特許請求の範囲第3項記載の原子
力発電プラントの系統水循環系。 5、前記酸素ガス注入装置は、前記空気抽出器に連結さ
れて、この空気抽出器からのオフガスの圧力・流量を調
節する流量調節機構と、この流量調節機構から前記復水
器のホットウェルまで延在される分岐配管の先端部に設
けられて、前記流量調節機構からのオフガスを気泡化し
て前記ホットウェル中の復水に注入する酸素ガス注入ノ
ズルと、前記分岐配管における前記酸素ガス注入ノズル
と流量調節機構との間に配設されて過剰なオフガスの流
入を防止する元弁とを有することを特徴とする特許請求
の範囲第4項記載の原子力発電プラントの系統水循環系
[Claims] 1. Steam generated in the reactor pressure vessel is guided to a turbine to do work, and the steam that has done work is condensed in a condenser to form condensate, and the reactor pressure is reduced through a desalination device. A nuclear power generation plant characterized in that, in a system water circulation system of a nuclear power plant that is returned to a container, an oxygen gas injection device for injecting oxygen gas into the upstream system water is provided upstream of the desalination device. Systemic water circulation system. 2. Claim 1, wherein the upstream system water of the desalination device is condensate stored in a hot well in the condenser.
The system water circulation system of the nuclear power plant described in Section 1. 3. The nuclear power plant according to claim 1 or 2, wherein the oxygen gas is oxygen gas contained in off-gas of an off-gas system that discharges off-gas generated in a condenser. Systematic water circulation system. 4. The nuclear power plant system according to claim 3, wherein the off-gas is incorporated into the off-gas system and is separated from an air extractor connected to the condenser. water circulation system. 5. The oxygen gas injection device includes a flow rate adjustment mechanism connected to the air extractor to adjust the pressure and flow rate of off-gas from the air extractor, and a flow rate adjustment mechanism from the flow rate adjustment mechanism to the hot well of the condenser. an oxygen gas injection nozzle provided at a tip of the extending branch pipe to bubble off gas from the flow rate adjustment mechanism and inject it into the condensate in the hot well; and an oxygen gas injection nozzle in the branch pipe. A system water circulation system for a nuclear power plant according to claim 4, characterized in that it has a main valve disposed between the flow rate regulating mechanism and the flow control mechanism to prevent the inflow of excessive off-gas.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4820473A (en) * 1984-11-06 1989-04-11 Hitachi, Ltd. Method of reducing radioactivity in nuclear plant

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