JPS60198494A - Auxiliary facility for generating plant - Google Patents
Auxiliary facility for generating plantInfo
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- JPS60198494A JPS60198494A JP59055561A JP5556184A JPS60198494A JP S60198494 A JPS60198494 A JP S60198494A JP 59055561 A JP59055561 A JP 59055561A JP 5556184 A JP5556184 A JP 5556184A JP S60198494 A JPS60198494 A JP S60198494A
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- 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
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〕
本発明は発電プラント、特に原子力発電プラントのよう
に定期点検時に復水・給水配管を満水とする場合、該復
水・給水配管の腐食等を効果的に抑止できる発電プラン
トの補助設備に関する。[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention is aimed at preventing corrosion of condensate/water supply piping when the condensate/water supply piping is filled with water during periodic inspections in power plants, particularly nuclear power plants. Concerning auxiliary equipment for power plants that can be effectively suppressed.
第１図は従来の原子力発電プラントの概略系統図を示し
ている。この原子力発電プラントにおいては原子炉１か
ら流出した高温・高圧の蒸気はタービン２に送られ仕事
をした後復水器３に送られる。そして、この復水器３に
おいて冷却凝縮されて復水とされる。次いで、この復水
は低圧復水ポンプ４、復水フィルタ５、復水脱塩塔６を
介して高圧復水ポンプ７へ送られる。その後、該復水は
給水とされ、この給水は低圧給水加熱器８、原子炉給水
ポンプ９および高圧給水加熱器ｌＯを介して原子炉１に
送給される。FIG. 1 shows a schematic system diagram of a conventional nuclear power plant. In this nuclear power plant, high-temperature, high-pressure steam flowing out of a nuclear reactor 1 is sent to a turbine 2 to perform work, and then sent to a condenser 3. The water is then cooled and condensed in the condenser 3 to form condensate. Next, this condensate is sent to a high-pressure condensate pump 7 via a low-pressure condensate pump 4, a condensate filter 5, and a condensate demineralization tower 6. Thereafter, the condensate is used as feed water, and this feed water is sent to the reactor 1 via the low pressure feed water heater 8, the reactor feed water pump 9, and the high pressure feed water heater IO.
なお、以下の説明において、原子炉１から流出した蒸気
をタービン２まで導（管路１１を主蒸気うインとし、ま
た、復水器３のホットウェル３ａから流出した復水を原
子炉１まで導く管路１２を復水・給水ラインとする。In the following explanation, steam flowing out from the reactor 1 will be guided to the turbine 2 (the pipe 11 will be used as the main steam inlet), and condensate flowing out from the hot well 3a of the condenser 3 will be guided to the reactor 1. The conduit 12 leading thereto is used as a condensate/water supply line.
かかる原子炉発電プラントにおいて、主蒸気ライン１１
の途中には主蒸気隔離弁１３が介装されている。一方、
復水・給水ライン１２には、ホットウェル３ａおよび低
圧復水ポンプ４間にホットウェル出目弁１４が、また低
圧復水ポンプ４および復水フィルタ５間に復水浄化系人
口弁１５が、さらに復水脱塩塔６および高圧復水ポンプ
７間に復水浄化系出目弁１６が、加えて高圧給水加熱器
１０および原子炉１間に給水止め弁１７が介装されてい
る。In such a nuclear power plant, the main steam line 11
A main steam isolation valve 13 is interposed in the middle. on the other hand,
In the condensate/water supply line 12, a hot well outlet valve 14 is provided between the hot well 3a and the low pressure condensate pump 4, and a condensate purification system artificial valve 15 is provided between the low pressure condensate pump 4 and the condensate filter 5. Further, a condensate purification system outlet valve 16 is interposed between the condensate demineralization tower 6 and the high-pressure condensate pump 7, and a water supply stop valve 17 is interposed between the high-pressure feedwater heater 10 and the nuclear reactor 1.
また、復水・給水ライン１２には復水浄化系人口弁１５
、復水フィルタ５、復水脱塩塔６および復水浄化系出口
弁】６をバイパスする復水浄化系バイパスライン１８が
設けられている。この復水浄化系バイパスライン１８に
は復水浄化系バイパス弁１９が介装されている。さらに
、復水・給水ライン１２には、復水浄化系出口弁１６お
よび高圧復水ポンプ７間であって復水浄化系バイパスラ
イン１８の下流側連結点より下流位置に、他端をホット
ウェル３ａに連結され途中に低圧復水ポンプミニフロー
弁２０の介装された復水再循環ライン２１が連結されて
いる。In addition, the condensate purification system artificial valve 15 is installed in the condensate/water supply line 12.
, the condensate filter 5, the condensate demineralization tower 6, and the condensate purification system outlet valve]6. This condensate purification system bypass line 18 is provided with a condensate purification system bypass valve 19 . Further, the condensate/water supply line 12 is connected to a hot well between the condensate purification system outlet valve 16 and the high-pressure condensate pump 7 and downstream from the downstream connection point of the condensate purification system bypass line 18. 3a, and a condensate recirculation line 21 having a low pressure condensate pump mini flow valve 20 interposed therebetween is connected.
また、復水・給水ライン１２には、高圧復水ポンプ７お
よび低圧給水加熱器８間に、他端をホットウェル３ａに
連結され途中に高圧復水ポンプミニフロー弁２２の介装
された高圧復水ポンプミニフローライン２３が連結され
ている。さらに、復水・給水ライン１２には、原子炉給
水ポンプ９および高圧給水加熱器１０間に、他端をホッ
トウェル３ａに連結され途中に給水ポンプミニフロー弁
２４の介装された給水ポンプミニフローライン２５が連
結されている。また、復水・給水ライン１２には、高圧
給水加熱器】０および原子炉１間であって給水止め弁１
７の上流位置に、他端をホットウェル３ａに連結され途
中に給水再循環弁２６の介装された給水再循環浄化ライ
ンｎが連結されている。In addition, the condensate/water supply line 12 has a high-pressure condensate pump 7 and a low-pressure water heater 8 connected to the hot well 3a at the other end, and a high-pressure condensate pump mini flow valve 22 interposed in the middle. A condensate pump mini flow line 23 is connected. Further, in the condensate/water supply line 12, between the reactor feed water pump 9 and the high pressure feed water heater 10, the other end is connected to the hot well 3a, and a water pump mini flow valve 24 is interposed in the middle. A flow line 25 is connected. In addition, the condensate/water supply line 12 has a water stop valve 1 between the high pressure feed water heater 0 and the reactor 1.
A feed water recirculation purification line n whose other end is connected to the hot well 3a and has a feed water recirculation valve 26 interposed therebetween is connected to the upstream position of the hot well 7.
なお、前記した低圧復水ポンプミニフロー弁２０、高圧
復水ポンプミニフロー弁２２、給水ポンプミニフロー弁
２４および給水再循環弁２６はホットウェル入口弁とし
て作用するものである。The low-pressure condensate pump mini-flow valve 20, high-pressure condensate pump mini-flow valve 22, water supply pump mini-flow valve 24, and water supply recirculation valve 26 described above act as hot well inlet valves.
ところで、このような原子力発電プラントにおいては、
該原子力発電プラントの安全性、健全性を保つ必要から
定期点検が行なわれる。そして、かかる定期検査時には
ホットウェル３ａの水抜きが行なわれ、該ホットウェル
３ａから抜かれた水（脱塩水）は復水・給水ライン１２
、復水浄化系バイパスライン１８、復水再循環ライン２
１、高圧復水ポンプミニフローライン２３、Ｍ水ポンプ
ミニフローライン２５および給水再循環浄化ライン２７
に満水保管されるのが通常である。なお、この時にはホ
ットウェル出目弁１４、復水浄化系人口弁１５、復水浄
化系出口弁１６、給水止め弁１７、低圧覆水ポンプミニ
フロー弁２０、高圧復水ポンプミニ７０−弁２２、給水
ポンプミニフロー弁２４および給水再循環弁２６は全閉
とされている。By the way, in such a nuclear power plant,
Periodic inspections are conducted to maintain the safety and soundness of nuclear power plants. During such regular inspections, water is drained from the hot well 3a, and the water (desalinated water) drained from the hot well 3a is transferred to the condensate/water supply line 12.
, condensate purification system bypass line 18, condensate recirculation line 2
1. High pressure condensate pump mini flow line 23, M water pump mini flow line 25 and feed water recirculation purification line 27
Usually, they are stored full of water. At this time, the hot well outlet valve 14, the condensate purification system population valve 15, the condensate purification system outlet valve 16, the water supply stop valve 17, the low pressure submerged water pump mini flow valve 20, the high pressure condensate pump mini 70-valve 22, and the water supply The pump mini-flow valve 24 and the feed water recirculation valve 26 are fully closed.
しかしながら、この原子力発電プラントの定期点検は３
ケ月間にも及び、しかもその間脱塩水が満水状態で復水
・給水ライン１２等に保管されるため、該脱塩水によっ
て復水・給水ライン１２等の配管が腐食され、この腐食
によって生じた腐食生成物がプラントの再起動時に原子
炉１に持ち込まれることになる。そして、原子炉Ｉにて
この腐食生成物が放射化され、この放射性核種の影響で
従業者等が被曝する可能性がある。また、この腐食生成
物によってプラントの健全性、信頼性等が損われる可能
性がある。However, regular inspections of this nuclear power plant are
During this period, the desalinated water is stored in a full state in the condensate/water supply line 12, etc., so the desalted water corrodes the condensate/water supply line 12, etc., and the corrosion caused by this corrosion occurs. The products will be brought into the reactor 1 upon restart of the plant. Then, this corrosion product is activated in the nuclear reactor I, and there is a possibility that workers and the like may be exposed to radiation due to the influence of this radionuclide. Moreover, this corrosion product may impair the health, reliability, etc. of the plant.
この対策の１つとして復水・給水ライン等の配管の水抜
きや積極的乾燥を行なう方法も考えられる力飄広範囲に
拡がりかつ複雑な構成を有する配管全てを完全水抜き状
態にすることは困難であり、却って吃水面において腐食
が進む可能性がある。One possible solution to this problem is to drain and actively dry piping such as condensate and water supply lines.It is difficult to completely drain all piping, which is spread over a wide area and has a complex configuration. Therefore, there is a possibility that corrosion will actually progress on the stagnant water surface.
本発明は、かかる点に鑑みなされたもので、定期点検時
における配管の腐食を効果的に抑止し得る発電プラント
の補助設備を提供することを目的とする。The present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to provide auxiliary equipment for a power generation plant that can effectively suppress corrosion of piping during periodic inspections.
本発明は、タービンから流出した蒸気を冷却凝縮する復
水器と、こめ復水器のホットウェルに連結される復水・
給水ラインと、この復水・給水ラインから分岐して前記
ホットウェルに連結される管路とを備え、前記復水・給
水ラインにホットウェル出口弁が設けられると共に前記
管路にホットウェル入口弁が設けられた光電プラン）・
において、サージタンクを設け、このサージタンクと前
記管路のホットウェル人口弁の上流側とをサージタンク
人口弁を備えたサージタンク入口管にて連結し、さらに
前記サージタンクと１１ 配復水・給水ラインのホット
ウェル出口弁の下流側とをサージタンク出口弁を備えた
サージタンク出口管にて連結してなるものである。The present invention consists of a condenser that cools and condenses steam flowing out of a turbine, and a condensate tank connected to a hot well of the condenser.
The condensate/water supply line is provided with a hot well outlet valve, and the condensate/water supply line is provided with a hot well inlet valve. photoelectric plan)・
A surge tank is provided, and this surge tank and the upstream side of the hot well population valve of the pipeline are connected by a surge tank inlet pipe equipped with a surge tank population valve, and the surge tank and 11. The water supply line is connected to the downstream side of the hot well outlet valve by a surge tank outlet pipe equipped with a surge tank outlet valve.
以下、本発明を図面に示す実施例に基づいて説明する。 Hereinafter, the present invention will be explained based on embodiments shown in the drawings.
なお、従来と同一部分については同一符号を付しその説
明は省略する３、
第２図は本発明に係る補助設備の実施例を備えた原子力
発電プラントの系統図を示している。Note that parts that are the same as those in the prior art are given the same reference numerals and their explanations are omitted. 3. FIG. 2 shows a system diagram of a nuclear power plant equipped with an embodiment of the auxiliary equipment according to the present invention.
この原子力発電プラントにはザージタンク詔が設置され
ている。また、復水再循環ライン２１には、低圧復水ポ
ンプミニフロー弁２０の上流側に、他端をサージタンク
２８に連結され途中に低圧復水ポンプミニフロー浄化弁
２９の介装された第１のサージタンク入口管３０が連結
されている。さらに、高圧復水ポンプミニフローライン
２３には、高圧復水ポンプミニフロー弁２２の上流側に
、他端をサージタンク２８に連結され途中に高圧復水ポ
ンプミニフロー浄化弁３１の介装された第２のサージタ
ンク入口管３２が連結されている。また、給水ポンプミ
ニフローライン２５には、給水ポンプミニフロー弁２４
の上流側に、他端をサージタンク２８に連結され途中に
給水ポンプミニフロー浄化弁３３の介装された第３のサ
ージタンク入口管３４が連結されている。さらに、給水
再循環浄化ライン２７には、給水再循環弁２６の上流側
に、他端をサージタンク２８に連結され途中に給水再循
環浄化弁３５の介装された第４のサージタンク入口管３
６が連結されている。また、サージタンク２８にはサー
ジタンク出口弁３７の介装されたサージタンク出口管３
８が連結されている。This nuclear power plant is equipped with a Zarj tank guard. The condensate recirculation line 21 also has a second end connected to the surge tank 28 on the upstream side of the low-pressure condensate pump mini-flow valve 20 and a low-pressure condensate pump mini-flow purification valve 29 interposed in the middle. One surge tank inlet pipe 30 is connected. Furthermore, the high pressure condensate pump mini flow line 23 is connected to the surge tank 28 at the other end on the upstream side of the high pressure condensate pump mini flow valve 22, and a high pressure condensate pump mini flow purification valve 31 is interposed in the middle. A second surge tank inlet pipe 32 is connected thereto. In addition, the water supply pump mini flow line 25 includes a water supply pump mini flow valve 24.
A third surge tank inlet pipe 34 whose other end is connected to the surge tank 28 and has a water pump mini flow purification valve 33 interposed therebetween is connected to the upstream side of the third surge tank inlet pipe 34 . Further, the feed water recirculation purification line 27 includes a fourth surge tank inlet pipe, which is connected to the surge tank 28 at the other end and has a feed water recirculation purification valve 35 interposed therebetween, on the upstream side of the feed water recirculation valve 26. 3
6 are connected. The surge tank 28 also has a surge tank outlet pipe 3 interposed with a surge tank outlet valve 37.
8 are connected.
このサージタンク出口管３８の他端はホットウェル出口
弁１４および低圧復水ポンプ４間の復水・給水ライン１
２に連結されている。The other end of this surge tank outlet pipe 38 is connected to the condensate/water supply line 1 between the hot well outlet valve 14 and the low pressure condensate pump 4.
It is connected to 2.
なお、この実施例において低圧復水ポンプミニフロー浄
化弁２９、高圧復水ポンプミニフロー浄化弁３１、給水
ポンプミニフロー浄化弁３３および給水再循環浄化弁３
５はサージタンク人口弁として作用するものである。In this embodiment, the low pressure condensate pump mini flow purification valve 29, the high pressure condensate pump mini flow purification valve 31, the water supply pump mini flow purification valve 33, and the feed water recirculation purification valve 3
5 acts as a surge tank population valve.
続いて、本実施例の作用を説明すれば、ホットウェル３
ａの水抜き時には、ホットウェル出目弁１４、復水浄化
系人口弁１５、復水浄化系出口弁１６、給水止め弁１７
、低圧復水ポンプミニフロー弁２０、高圧復水ポンプミ
ニフロー弁２２、給水ポンプミニフロー弁２４および給
水再循環弁２６を全開とする。Next, to explain the operation of this embodiment, Hotwell 3
When draining water from a, the hot well outlet valve 14, the condensate purification system population valve 15, the condensate purification system outlet valve 16, and the water supply stop valve 17
, the low-pressure condensate pump mini-flow valve 20, the high-pressure condensate pump mini-flow valve 22, the water supply pump mini-flow valve 24, and the water supply recirculation valve 26 are fully opened.
一方、復水浄化系バイパス弁１９、低圧復水ポンプミニ
フロー浄化弁２９、高圧復水ポンプミニフロー浄化弁３
１．給水ポンプミニフロー浄化弁３３および給水再循環
浄化弁３５を全開とする。而して、サージタンク２８を
水源とし、低ＥｌｌＥ復水ポンプ４、高圧復水ポンプ７
および原子炉給水ポンプ９を用いて、サージタンク出口
管お、復水再循環ライン２１、高圧復水ポンプミニフロ
ーライン２３、給水ポンプミニフローライン２５、給水
再循環浄化ラインｎ、第１乃至第４のサージタンク入口
管（資）、 ３２ 、３４ 、３６に通水する。したが
って、ホットウェル３ａの水抜き時に、サージタンク出
口管羽、復水再循環ライン２１、高圧復水ポンプミニフ
ローライン２３、給水ポンプミニフローライン２５、給
水再循環浄化ライン２７に水は通水状態で保管されるこ
とになる。On the other hand, condensate purification system bypass valve 19, low pressure condensate pump mini flow purification valve 29, high pressure condensate pump mini flow purification valve 3
1. The water supply pump mini flow purification valve 33 and the water supply recirculation purification valve 35 are fully opened. Therefore, the surge tank 28 is used as a water source, the low EllE condensate pump 4 and the high pressure condensate pump 7
And, using the reactor feed water pump 9, the surge tank outlet pipe, the condensate recirculation line 21, the high pressure condensate pump mini flow line 23, the feed water pump mini flow line 25, the feed water recirculation purification line n, the first to 4 surge tank inlet pipe (supply), 32, 34, and 36. Therefore, when water is drained from the hot well 3a, water flows through the surge tank outlet pipe vane, the condensate recirculation line 21, the high pressure condensate pump mini flow line 23, the water supply pump mini flow line 25, and the supply water recirculation purification line 27. It will be stored in this condition.
この実施例によれば次の効果を得ることができる。According to this embodiment, the following effects can be obtained.
定期点検時にサージタンクを水源として保管水を通水状
態にしておくことができるので、配管の腐食を効果的に
抑止できる。ちなみに、炭素鋼から成る配管の腐食率を
示せば次の通りとなる。Since the surge tank can be used as a water source and stored water can be kept flowing during periodic inspections, corrosion of piping can be effectively suppressed. By the way, the corrosion rate of piping made of carbon steel is as follows.
脱塩水満水保管 ３００〜５００ ｍｄｍ（ｍｇ／ｄｉ
−ｍｏｎｔｈ ）
脱気脱塩水満水保管 ３０〜１００ｍｄｍ脱塩水通水保
管 数１０ｍｄｍ
また、腐食生成物の低減により放射性廃棄物の発生を低
減させることができ、さらに防錆・酸化被膜の形成維持
による配管、機器の健全性維持が同時に可能となる３、
シたがって、プラントの信頼性が向上されると共に被曝
の低減が図れ、さらにはプラントの稼動率も向上される
。Storage full of desalinated water 300-500 mdm (mg/di
-month) Store full of degassed demineralized water 30 to 100 mdm Demineralized water flow stored several tens of mdm In addition, the generation of radioactive waste can be reduced by reducing corrosion products, and the piping can be further improved by maintaining the formation of rust prevention and oxide films. , it becomes possible to maintain the health of the equipment at the same time 3.
Therefore, the reliability of the plant is improved, radiation exposure is reduced, and the operating rate of the plant is also improved.
なお、本実施例においては、サージタンク２８にヒドラ
ジン（Ｎ２ Ｈ４）を添化したり、あるいはサージタン
ク２８を真空ポンプで継ぎ脱気水な通水させておくこと
も可能である。In this embodiment, it is also possible to add hydrazine (N2 H4) to the surge tank 28, or to connect the surge tank 28 with a vacuum pump to allow deaerated water to flow through it.
以上説明したように本発明は、タービンから流出した蒸
気を冷却凝縮する復水器と、この復水器のホットウェル
に連結される復水・給水ラインと、この復水・給水ライ
ンから分岐して前記ホットウェルに連結される管路とを
備え、前記復水・給水ラインにホットウェル出口弁が設
けられると共に前記管路にホットウェル人口弁が設けら
れた発電プラントにおいて、サージタンクを設け、この
サージタンクと前記管路のホットウェル人口弁の上（１
１）
朋・・・廿−・ジタンク出口管−
流側とをサージタンク人口弁を備えたサージタンク入口
管にて連結し、さらに前記サージタンクと前記復水・給
水ラインのホットウェル出口弁の下流側とをサージタン
ク出口弁を備えたサージタンク出口管にて連結している
ので、定期点検時における配管の腐食を防止でき、この
結果腐食により生ずる種々の弊害を効果的に抑止できる
。したがって本発明によれば、プラントの信頼性が向上
されると共に被曝の低減が図れ、さらにはプラントの稼
動率も向上される。As explained above, the present invention includes a condenser that cools and condenses steam flowing out of a turbine, a condensate/water supply line connected to a hot well of this condenser, and a line branched from this condensate/water supply line. In a power generation plant, the power generation plant is provided with a hotwell outlet valve in the condensate/water supply line and a hotwell population valve in the condensate/water supply line, and a surge tank is provided, Above this surge tank and the hot well artificial valve of the pipeline (1
1) Connect the outlet pipe of the tank to the downstream side with a surge tank inlet pipe equipped with a surge tank population valve, and further connect the surge tank with the hotwell outlet valve of the condensate/water supply line. Since it is connected to the downstream side by a surge tank outlet pipe equipped with a surge tank outlet valve, corrosion of the piping during periodic inspection can be prevented, and as a result, various adverse effects caused by corrosion can be effectively suppressed. Therefore, according to the present invention, the reliability of the plant can be improved, radiation exposure can be reduced, and the operating rate of the plant can also be improved.
第１図は従来の原子力発電プラントの系統図、第２図は
本発明に係る補助設備の実施例を備えた原子力発電プラ
ントの系統図である。
２・・・タービン、３・・・復水器、３ａ・・・ホット
ウェル、１４・・・ホットウェル出口弁、２０ 、２２
、２４ 、２６・・・ホットウェル人口弁、２８・・
・サージタンク、２９，３１゜３３ 、３５・・・サー
ジタンク人口弁、頷、 ３２ 、３４ 、３６・・・サ
ージタンク入口管、３７・・・サージタンク出口弁、（
１２）
出願人代理人 猪 股 清FIG. 1 is a system diagram of a conventional nuclear power plant, and FIG. 2 is a system diagram of a nuclear power plant equipped with an embodiment of auxiliary equipment according to the present invention. 2...Turbine, 3...Condenser, 3a...Hotwell, 14...Hotwell outlet valve, 20, 22
, 24 , 26...Hotwell population valve, 28...
・Surge tank, 29, 31° 33, 35... Surge tank population valve, nod, 32, 34, 36... Surge tank inlet pipe, 37... Surge tank outlet valve, (
12) Applicant's agent Kiyoshi Inomata
Claims (1)
の復水器のホットウェルに連結される復水・給水ライン
と、この復水・給水ラインから分岐して前記ホットウェ
ルに連結される管路とを備え、前記復水・給水ラインに
ホットウェル出目弁が設けられると共に前記管路にホッ
トウェル人口弁が設けられた発電プラントにおいて、サ
ージタンクを設け、このサージタンクと前記管路のホッ
トウェル人口弁の上流側とをサージタンク人口弁を備え
たサージタンク入口管にて連結し、さらに前記サージタ
ンクと前記復水・給水ラインのホットウェル出口弁の下
流側とをサージタンク出口弁を備えたサージタンク出口
管にて連結してなることを特徴とする発電プラントの補
助設備。A condenser that cools and condenses steam flowing out of the turbine, a condensate/water supply line connected to a hot well of this condenser, and a pipe branched from this condensate/water supply line and connected to the hot well. In the power generation plant, the condensate/water supply line is provided with a hot-well exit valve, and the conduit is provided with a hot-well artificial valve, a surge tank is provided, and the surge tank and the conduit are connected to each other. The upstream side of the hot well population valve is connected with a surge tank inlet pipe equipped with a surge tank population valve, and the surge tank and the downstream side of the hot well outlet valve of the condensate/water supply line are connected with a surge tank outlet valve. Auxiliary equipment for a power generation plant, characterized in that it is connected by a surge tank outlet pipe equipped with a surge tank.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59055561A JPS60198494A (en) | 1984-03-23 | 1984-03-23 | Auxiliary facility for generating plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59055561A JPS60198494A (en) | 1984-03-23 | 1984-03-23 | Auxiliary facility for generating plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60198494A true JPS60198494A (en) | 1985-10-07 |
Family
ID=13002109
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59055561A Pending JPS60198494A (en) | 1984-03-23 | 1984-03-23 | Auxiliary facility for generating plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60198494A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003014884A (en) * | 2001-07-02 | 2003-01-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Supply water purification apparatus and nuclear power facility |
-
1984
- 1984-03-23 JP JP59055561A patent/JPS60198494A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003014884A (en) * | 2001-07-02 | 2003-01-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Supply water purification apparatus and nuclear power facility |
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