JPS61105495A - 沸騰水型原子炉の冷却水供給装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の冷却水供給装置Info
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- JPS61105495A JPS61105495A JP59227257A JP22725784A JPS61105495A JP S61105495 A JPS61105495 A JP S61105495A JP 59227257 A JP59227257 A JP 59227257A JP 22725784 A JP22725784 A JP 22725784A JP S61105495 A JPS61105495 A JP S61105495A
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔祐明の利用分野〕
本発明は、ｓ＃水凰原子炉の冷却水供給装置に関するも
のである。
のである。
従来の那穆水型原子炉の冷却水供給装置を、第２図に基
づいて説明する。第２図に示す冷却水供給装置は、［タ
ービン・発を機講座Ｊ、ｐ２９〜３３、昭和５３年４月
（社団法人 人力覚醒技術協会）に示されているもので
ある。
づいて説明する。第２図に示す冷却水供給装置は、［タ
ービン・発を機講座Ｊ、ｐ２９〜３３、昭和５３年４月
（社団法人 人力覚醒技術協会）に示されているもので
ある。
沸、ｂ水型原子炉の原子炉圧力容器１で発生した蒸気は
、主蒸気配管２０によシ高圧タービン２及び低圧タービ
ン４に導かれてそれらを駆動した後に、復水器６により
凝縮される。３は、湿分分離器である。復水器６で得ら
れた蒸気の凝縮水（沸騰水型原子炉の冷却水）は、低圧
復水ポンプ７で昇圧されてろ過０８ 、’復水脱塩器９
を通り、再び高圧復水ポンプ１０で昇圧されて低圧給水
加熱器１２．１３．１４及び１５で順次昇温される。そ
の後、低圧給水加熱器１５から吐出された冷却水は、給
水ポンプ１１でさらに昇圧されて高圧給水加熱器１６及
び１７で昇温され、原子炉圧力容器１へ供給される。
、主蒸気配管２０によシ高圧タービン２及び低圧タービ
ン４に導かれてそれらを駆動した後に、復水器６により
凝縮される。３は、湿分分離器である。復水器６で得ら
れた蒸気の凝縮水（沸騰水型原子炉の冷却水）は、低圧
復水ポンプ７で昇圧されてろ過０８ 、’復水脱塩器９
を通り、再び高圧復水ポンプ１０で昇圧されて低圧給水
加熱器１２．１３．１４及び１５で順次昇温される。そ
の後、低圧給水加熱器１５から吐出された冷却水は、給
水ポンプ１１でさらに昇圧されて高圧給水加熱器１６及
び１７で昇温され、原子炉圧力容器１へ供給される。
低圧給水加熱器１２〜１５には、低圧タービン４から抽
気された蒸気が供給される。この抽気蒸気は、低圧給水
加熱器１２〜１５に供給される冷細氷（前述した蒸気の
凝縮水）の加熱源になっている。高圧給水加熱器１６及
び１７には、高圧タービン２または主蒸気配管２０から
抽気した蒸気を冷却水の加熱用として供給されている。
気された蒸気が供給される。この抽気蒸気は、低圧給水
加熱器１２〜１５に供給される冷細氷（前述した蒸気の
凝縮水）の加熱源になっている。高圧給水加熱器１６及
び１７には、高圧タービン２または主蒸気配管２０から
抽気した蒸気を冷却水の加熱用として供給されている。
間圧給水加熱器１６及び１７から吐出された抽気蒸気の
ドレン及び湿分分離器３にて分離され九湿分のドレンは
、ドレンタンク１８に導かれてポンプ１９にて昇圧され
、給水ポンプ１１と低圧給水加熱器１４との間の冷却水
供給管２１に尋人されている。
ドレン及び湿分分離器３にて分離され九湿分のドレンは
、ドレンタンク１８に導かれてポンプ１９にて昇圧され
、給水ポンプ１１と低圧給水加熱器１４との間の冷却水
供給管２１に尋人されている。
このように＾圧給水力ｑ熱器１６及び１７がら吐出され
た油気蒸気のドレン（Ｍ温）を低圧給水加熱器１５の下
流側で冷却水供＠’ｇ２１に供給しているので、沸騰水
型原子炉の熱効率の同上が図れる。
た油気蒸気のドレン（Ｍ温）を低圧給水加熱器１５の下
流側で冷却水供＠’ｇ２１に供給しているので、沸騰水
型原子炉の熱効率の同上が図れる。
本発明の目的は、臓効率が市＜シかも原子炉容器内への
放射化される物質の持込み量を低減できる沸騰水型原子
炉の冷却水供給装置を提供することにある。
放射化される物質の持込み量を低減できる沸騰水型原子
炉の冷却水供給装置を提供することにある。
本発明の特徴は、給水ポンプよシ下流側にある高圧給水
加熱器のドレンを、不純物除去手段を介して給水ポンプ
のサクション側に戻すことにある。
加熱器のドレンを、不純物除去手段を介して給水ポンプ
のサクション側に戻すことにある。
本発明は、従来の沸騰水型原子炉の冷却水供給装置を検
討することによってなされたものである。
討することによってなされたものである。
従来の冷却水供給装置では、高圧給水加熱器のドレン水
を給水ポンプのｈ ＯｉＩ；側で冷却水供給管に直接戻
してくる。このため、高圧給水加熱器のシェル側（冷却
水は高圧給水加熱器の伝熱管内を通る）で発生した鉄ク
ラツド等の不純物が原子炉圧力容器内に持込まれる。原
子・Ｐ圧力容器内に入った鉄クラツドが、炉心の燃料棒
表面に付層して放射化される。放射化された鉄クラツド
が、燃料棒表面から離れて、原子炉圧力容器内面または
再循環系配管の内面に付着してそれらの表面線量率を上
Ｊｌ−させる原因となる。このように本発明は、鉄クラ
ツド等の炉心内上放射化される物質が高圧給水加ｆＡＤ
内で腐食等により生じることに着目してなされたもので
ある。
を給水ポンプのｈ ＯｉＩ；側で冷却水供給管に直接戻
してくる。このため、高圧給水加熱器のシェル側（冷却
水は高圧給水加熱器の伝熱管内を通る）で発生した鉄ク
ラツド等の不純物が原子炉圧力容器内に持込まれる。原
子・Ｐ圧力容器内に入った鉄クラツドが、炉心の燃料棒
表面に付層して放射化される。放射化された鉄クラツド
が、燃料棒表面から離れて、原子炉圧力容器内面または
再循環系配管の内面に付着してそれらの表面線量率を上
Ｊｌ−させる原因となる。このように本発明は、鉄クラ
ツド等の炉心内上放射化される物質が高圧給水加ｆＡＤ
内で腐食等により生じることに着目してなされたもので
ある。
本発明の実症例である沸騰水型原子炉の冷却水供給装置
を第１図に基づいて説明する。
を第１図に基づいて説明する。
原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気配管２０に
よシ、高圧タービン２、湿分分離器３及び低圧タービン
４へと送られる。５は、発電機である。１戊圧タービン
４から排出された蒸気は、復水６８６で凝縮されて冷却
水として冷却水供給管２１によシ原子炉圧力容器１に戻
される。冷却水供給管２１は、原子炉圧力容器１及び復
水器６に接続され、それらの間では低圧復水ポンプ７、
ろ過器（ろ過脱塩器）８、復水脱塩器９、鵠圧億水ポン
プ１０、低圧給水加熱器１２〜１５、給水ポンプ１１、
尚圧給水加熱器１６及び１７をこの順序で唄次４ｍして
いる。冷却水供給管２１内を流れる冷却水は、低圧給水
加熱器１２〜１５及び高圧給水加熱器１６及び１７内を
通って加熱される。
よシ、高圧タービン２、湿分分離器３及び低圧タービン
４へと送られる。５は、発電機である。１戊圧タービン
４から排出された蒸気は、復水６８６で凝縮されて冷却
水として冷却水供給管２１によシ原子炉圧力容器１に戻
される。冷却水供給管２１は、原子炉圧力容器１及び復
水器６に接続され、それらの間では低圧復水ポンプ７、
ろ過器（ろ過脱塩器）８、復水脱塩器９、鵠圧億水ポン
プ１０、低圧給水加熱器１２〜１５、給水ポンプ１１、
尚圧給水加熱器１６及び１７をこの順序で唄次４ｍして
いる。冷却水供給管２１内を流れる冷却水は、低圧給水
加熱器１２〜１５及び高圧給水加熱器１６及び１７内を
通って加熱される。
低圧給水加熱器１２〜１５のシェル側には、油気管２２
〜２５によって低圧タービン４から抽気された蒸気が、
冷却水の加熱用として供給される。
〜２５によって低圧タービン４から抽気された蒸気が、
冷却水の加熱用として供給される。
高圧給水加熱器１６のシェル側には、抽気管２６によっ
て主蒸気配管２０よシ抽気された蒸気が供給される。高
圧ｒ８水加熱器１７のシェル側には、抽気管２７によっ
て高圧タービン２よシ油気された蒸気が供給される。
て主蒸気配管２０よシ抽気された蒸気が供給される。高
圧ｒ８水加熱器１７のシェル側には、抽気管２７によっ
て高圧タービン２よシ油気された蒸気が供給される。
低圧給水加熱器１２〜１５の隣接している相互のシェル
は、ドレン配管２８〜３０によってそれぞれ連絡される
。ドレンタンク１８Ａは低圧給水加熱器１２のシェルに
連軸される制御弁３３ｔ−有するドレン配管３１は、ド
レンタンク°１８Ａと復水器６を接続している。水位計
３７が、ドレンタンク１８Ａに取付けられている。ドレ
ン配管３２の一端は、ドレンタンク１８Ａと制御弁３３
の間のドレン配管３１の部分に接続される。ドレン自己
・ＭＢ２の他端は、復水脱塩器９と高圧復水ポンプ１０
との間の冷却水供−（ｆ１２１に接続される。制（至）
弁３４、ポンプ３５及びろ過器３６が、ドレン配☆３２
に設けられる。
は、ドレン配管２８〜３０によってそれぞれ連絡される
。ドレンタンク１８Ａは低圧給水加熱器１２のシェルに
連軸される制御弁３３ｔ−有するドレン配管３１は、ド
レンタンク°１８Ａと復水器６を接続している。水位計
３７が、ドレンタンク１８Ａに取付けられている。ドレ
ン配管３２の一端は、ドレンタンク１８Ａと制御弁３３
の間のドレン配管３１の部分に接続される。ドレン自己
・ＭＢ２の他端は、復水脱塩器９と高圧復水ポンプ１０
との間の冷却水供−（ｆ１２１に接続される。制（至）
弁３４、ポンプ３５及びろ過器３６が、ドレン配☆３２
に設けられる。
高圧給水加熱器１６のシェルと高圧給水加熱器１７のシ
ェルは、ドレン配管４６にて連絡される。
ェルは、ドレン配管４６にて連絡される。
ドレンタンク１８は、高圧給水加熱器１６のシェルに接
続される。水位計４４がドレンタンク１８に設けられて
いる。ドレン配管３９は、ドレンタンク１８と復水器６
を連絡している。制御弁４１が、ドレン配−＃！３９に
設けられる。ドレンタンク１８と制圓弁４１との間のド
レン配管３９の部分に、ドレンｌ１ｅ−１４０が取付け
らｎる。ドレン配管４０は、また、低圧給水加熱器１５
と給水ポンプ１１との間の冷却水供給゛ぎ２１の部分に
接続される。制御弁４２、ポンプ１９及び不純物除去装
置４３が、ドレン配管４０に設けられる。不純物除去装
置４３は、烏温に耐える盛装があり、例えば′１磁フィ
ルタが用いられる。
続される。水位計４４がドレンタンク１８に設けられて
いる。ドレン配管３９は、ドレンタンク１８と復水器６
を連絡している。制御弁４１が、ドレン配−＃！３９に
設けられる。ドレンタンク１８と制圓弁４１との間のド
レン配管３９の部分に、ドレンｌ１ｅ−１４０が取付け
らｎる。ドレン配管４０は、また、低圧給水加熱器１５
と給水ポンプ１１との間の冷却水供給゛ぎ２１の部分に
接続される。制御弁４２、ポンプ１９及び不純物除去装
置４３が、ドレン配管４０に設けられる。不純物除去装
置４３は、烏温に耐える盛装があり、例えば′１磁フィ
ルタが用いられる。
沸騰水型原子炉の起動時、コントローラ３８及び４５０
作用により制御弁３４及び４２は閉され、制御弁３３及
び４１は開されている。ポンプ３５及び１９は、停止し
ている。このため、低圧給水加熱器１３〜１５に供給さ
れた油気蒸気は、冷却水を加熱することによって凝縮さ
れ、ドレン配管２８．２９及び３０を通って低圧給水加
熱器１２のシェル内に導かれる。抽気管２２及びドレン
配管２８によシ低圧袷水加熱器１２のシェル内に導かれ
７ヒ蒸気及びドレンは、低圧給水加熱器１２のドレ／と
なってドレンタンク１８Ａに導かれる。
作用により制御弁３４及び４２は閉され、制御弁３３及
び４１は開されている。ポンプ３５及び１９は、停止し
ている。このため、低圧給水加熱器１３〜１５に供給さ
れた油気蒸気は、冷却水を加熱することによって凝縮さ
れ、ドレン配管２８．２９及び３０を通って低圧給水加
熱器１２のシェル内に導かれる。抽気管２２及びドレン
配管２８によシ低圧袷水加熱器１２のシェル内に導かれ
７ヒ蒸気及びドレンは、低圧給水加熱器１２のドレ／と
なってドレンタンク１８Ａに導かれる。
ドレンタンク１８Ａ内のドレンは、ドレン配管３１によ
り復水器６に排出される。また、油気管２７によって高
圧給水加熱器１７０７エルに供給された蒸気は、ドレン
となってドレン配管４６を通して高圧給水加熱器１６の
シェル内に導かれる。
り復水器６に排出される。また、油気管２７によって高
圧給水加熱器１７０７エルに供給された蒸気は、ドレン
となってドレン配管４６を通して高圧給水加熱器１６の
シェル内に導かれる。
抽気♂２６より高圧給水加熱器１６のシェル内に導かれ
た抽気された蒸気は、ドレンとなりドレン配″＃４６に
より供給されたドレンとともにドレンタンク１８に排出
される。このドレンタンク１８内のドレ／は、ドレン配
′ｅ３９を辿して復水器６に導かれる。このように沸騰
水型原子炉の起動時にドレンタンク１８及び１８Ａに流
入したドレンは、復水器６に導かれて冷却水（凝縮水）
に混入され、ろ過器８及び復水脱塩器９により浄化され
る。沸騰水型原子炉の起動時においては、油気蒸気量が
少ないので、各々の給水加熱器のドレンを復水器６に導
入しても支障がない。
た抽気された蒸気は、ドレンとなりドレン配″＃４６に
より供給されたドレンとともにドレンタンク１８に排出
される。このドレンタンク１８内のドレ／は、ドレン配
′ｅ３９を辿して復水器６に導かれる。このように沸騰
水型原子炉の起動時にドレンタンク１８及び１８Ａに流
入したドレンは、復水器６に導かれて冷却水（凝縮水）
に混入され、ろ過器８及び復水脱塩器９により浄化され
る。沸騰水型原子炉の起動時においては、油気蒸気量が
少ないので、各々の給水加熱器のドレンを復水器６に導
入しても支障がない。
沸騰水型原子炉が起動されて原子炉出力が増大するにつ
れて発生する蒸気量が増えしかも原子炉圧力容器１に供
給される冷却水量も増大する。このため、冷却水の加熱
に要する抽気蒸気量も増大し、ドレンタンク１８及び１
８Ａに排出される各給水加熱器のドレン量が増大してド
レンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水位が上昇する。
れて発生する蒸気量が増えしかも原子炉圧力容器１に供
給される冷却水量も増大する。このため、冷却水の加熱
に要する抽気蒸気量も増大し、ドレンタンク１８及び１
８Ａに排出される各給水加熱器のドレン量が増大してド
レンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水位が上昇する。
ドレンタンク１８＆び１８Ａ内のドレン水位は、水位計
４４及び３７にて計測され、計測値がコントローラ４５
及び３８にそれぞれ伝えられる。ドレンタンク１８Ａ内
のドレン水位が所定レベルに逆すると、コントローラ３
８は、制御弁３３を閉にし、制御弁３４を開にするとと
もにポンプ３５を駆動ちせる。ドレンタンク１８内のド
レン水位が所定レベルに４ｆると、コントローラ４５は
、制御弁４１を閉にし、制御弁４２を開にするとともに
ポンプ１９を駆動ちせる。
４４及び３７にて計測され、計測値がコントローラ４５
及び３８にそれぞれ伝えられる。ドレンタンク１８Ａ内
のドレン水位が所定レベルに逆すると、コントローラ３
８は、制御弁３３を閉にし、制御弁３４を開にするとと
もにポンプ３５を駆動ちせる。ドレンタンク１８内のド
レン水位が所定レベルに４ｆると、コントローラ４５は
、制御弁４１を閉にし、制御弁４２を開にするとともに
ポンプ１９を駆動ちせる。
ポンプ３５が駆動されるとドレンタンク１８Ａ内のドレ
ン水は、ドレン配ｔ３２によって復水脱塩器９の下流側
で冷却水供給管２１に供給される。
ン水は、ドレン配ｔ３２によって復水脱塩器９の下流側
で冷却水供給管２１に供給される。
その際、ドレン水に含まれている鉄クラツド等の不純物
は、ろ過器３６によって取除かれる。従って、−ドレン
配管３２により冷却水供給管２１に供給されるドレン水
は、不純物を含まない清浄な状態になっている。ポンプ
１９が駆動されると、ドレンタンク１８内のドレン水は
、ドレン配管４０によって低圧給水加熱器１５の下流側
で冷却水供給管２１に供給される。ドレン水内に含まれ
ている鉄クラツド等の不純物は、不純物除去ｉ［ｔ４３
で除去される。このような状態は、沸騰水型原子炉が所
定の原子炉出力（例えば定格１００％出力）で運転され
ている期間の間、継続される。
は、ろ過器３６によって取除かれる。従って、−ドレン
配管３２により冷却水供給管２１に供給されるドレン水
は、不純物を含まない清浄な状態になっている。ポンプ
１９が駆動されると、ドレンタンク１８内のドレン水は
、ドレン配管４０によって低圧給水加熱器１５の下流側
で冷却水供給管２１に供給される。ドレン水内に含まれ
ている鉄クラツド等の不純物は、不純物除去ｉ［ｔ４３
で除去される。このような状態は、沸騰水型原子炉が所
定の原子炉出力（例えば定格１００％出力）で運転され
ている期間の間、継続される。
沸騰水型原子炉の原子炉出力を低下してその運転を停止
する場合、原子炉出力の低下につれて抽気蒸気量が減少
する。このため、ドレンタンク１８及び１８Ａ内のドレ
ン水位が低下する。それらのドレン水位が、前述の所定
レベルよりも低下すると、コントローラ４５及び３８の
作用によって制御弁４１及び３３を開にし、ポンプ１９
及び３５を停止させるとともに制伸１弁４２及び３５を
閉にする。その後、沸騰水型原子炉が停止するまでドレ
ンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水は、ドレン配−＃
３９及び３１を介して復水器６に排出される。
する場合、原子炉出力の低下につれて抽気蒸気量が減少
する。このため、ドレンタンク１８及び１８Ａ内のドレ
ン水位が低下する。それらのドレン水位が、前述の所定
レベルよりも低下すると、コントローラ４５及び３８の
作用によって制御弁４１及び３３を開にし、ポンプ１９
及び３５を停止させるとともに制伸１弁４２及び３５を
閉にする。その後、沸騰水型原子炉が停止するまでドレ
ンタンク１８及び１８Ａ内のドレン水は、ドレン配−＃
３９及び３１を介して復水器６に排出される。
このような本実厖例によれば、以下のような効果が得ら
れる。これらは、電気出力１１０万ｋＷの沸騰水型原子
炉を例にしたものである。
れる。これらは、電気出力１１０万ｋＷの沸騰水型原子
炉を例にしたものである。
（１）原子炉の熱効率の向上
本実・肩側によれば、高圧給水加熱器１６及び１７で発
生したドレン水（温度約１７０ｃ、エンタルピ約２００
日／巧）から給水（ｙＡ子炉圧力容器１に導かれる冷却
水）に回収される熱量は、約２２０×１０６１ｃＩｌ／
ｈであり、低圧給水加熱器１２〜１５で発生するドレン
水（温度約８５Ｃ１エンタルピ約８５ｋａｌ／Ｋｆ）か
ら給水に回ヰ“（される“ 熱量は約１４０Ｘ１０’ｂ
ｌ／ｈである。従って、沸騰水型原子炉の熱効率が向上
する。
生したドレン水（温度約１７０ｃ、エンタルピ約２００
日／巧）から給水（ｙＡ子炉圧力容器１に導かれる冷却
水）に回収される熱量は、約２２０×１０６１ｃＩｌ／
ｈであり、低圧給水加熱器１２〜１５で発生するドレン
水（温度約８５Ｃ１エンタルピ約８５ｋａｌ／Ｋｆ）か
ら給水に回ヰ“（される“ 熱量は約１４０Ｘ１０’ｂ
ｌ／ｈである。従って、沸騰水型原子炉の熱効率が向上
する。
（２）沸騰水型原子炉プラントの表面ｆ８Ｉ′ｆｋ率の
低下従来の冷却水供給装置に比べて低圧峻び高圧給水加
熱器のドレン水により冷却水供給管２１内に持込まれる
鉄クラツドが減少する。このため、原子炉圧力容器１内
に導入される鉄クラツド量が低減され、再循環系配管等
の原子炉圧力容器１に接続される配肯の表面線量率が低
下する。従って、配管等の保守点検作業が容易に実施で
きるようになる。
低下従来の冷却水供給装置に比べて低圧峻び高圧給水加
熱器のドレン水により冷却水供給管２１内に持込まれる
鉄クラツドが減少する。このため、原子炉圧力容器１内
に導入される鉄クラツド量が低減され、再循環系配管等
の原子炉圧力容器１に接続される配肯の表面線量率が低
下する。従って、配管等の保守点検作業が容易に実施で
きるようになる。
（８）復水浄化設備の小型化
給水加熱器のドレン水が４Ｍ′に発生する原子炉の通常
運転時に、ドレン水を復水器６ではなく復水脱塩器９よ
シ下流側で冷却水供給管２１内に導いているので、ろ過
器８及び復水脱塩器９を通過する処理水の量が従来より
４少なくなる。便ってろ過器８及び復水脱塩器９のも理
容賞を低減できるので、これらの復水浄化設備を小型化
できる。
運転時に、ドレン水を復水器６ではなく復水脱塩器９よ
シ下流側で冷却水供給管２１内に導いているので、ろ過
器８及び復水脱塩器９を通過する処理水の量が従来より
４少なくなる。便ってろ過器８及び復水脱塩器９のも理
容賞を低減できるので、これらの復水浄化設備を小型化
できる。
（→ 低圧給水加熱器の小型化
高圧給水加熱器１６及び１７のドレン水を低圧給水加熱
器１５の下″流側に供給しているので、低圧≦１水加熱
器を通過する冷却水量が少なくなる。
器１５の下″流側に供給しているので、低圧≦１水加熱
器を通過する冷却水量が少なくなる。
このため、低圧給水加熱器を小型化できる。
（５） ドレン水排出系の小型化
筒圧給水加熱器１６及び１７のドレン水を原子炉の運転
状態、すなわちドレン水の発生量の増減に応じてドレン
水を排出する配管を切替えているので、ドレン水の発生
量に対応してドレン水を容易に排出できる。ポンプ１９
はドレン水の発生量の多い状態に基づいて仕様を設定で
きるので、ポンプ１９の運転領域を狭くすることができ
、ポンプ１９にかかる負担が＠減される。これにより、
ポンプ１９を小型化できる。このことは、低圧給水加熱
器１２〜１５のドレン水を排出する系統に対しても同じ
ことが言える。
状態、すなわちドレン水の発生量の増減に応じてドレン
水を排出する配管を切替えているので、ドレン水の発生
量に対応してドレン水を容易に排出できる。ポンプ１９
はドレン水の発生量の多い状態に基づいて仕様を設定で
きるので、ポンプ１９の運転領域を狭くすることができ
、ポンプ１９にかかる負担が＠減される。これにより、
ポンプ１９を小型化できる。このことは、低圧給水加熱
器１２〜１５のドレン水を排出する系統に対しても同じ
ことが言える。
本発明によれば、原子炉の熱効率を向上できるとともに
原子炉圧力容器内への放射化される物質の持込み量を低
減できる。
原子炉圧力容器内への放射化される物質の持込み量を低
減できる。
第１図は本発明の好適な一実施例の系統図、第２図は便
来装置の系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・高圧タービン、４・
・・低圧タービン、６・・・復水器、１１・・・給水ポ
ンプ、１２〜１５・・・低圧給水加熱器、１６．１７・
・・高圧給水加熱器、１８．１８Ａ・・・ドレンタンク
、２１・・・冷却水供給管、３１．３２，３９．４０・
・・ドレンタンク、３３，３４，４１．４２・・・制御
弁、３６・・・ろ過器、４３・・・不純物除去装置。
来装置の系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・高圧タービン、４・
・・低圧タービン、６・・・復水器、１１・・・給水ポ
ンプ、１２〜１５・・・低圧給水加熱器、１６．１７・
・・高圧給水加熱器、１８．１８Ａ・・・ドレンタンク
、２１・・・冷却水供給管、３１．３２，３９．４０・
・・ドレンタンク、３３，３４，４１．４２・・・制御
弁、３６・・・ろ過器、４３・・・不純物除去装置。
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器と、高圧給水加熱器と、給水ポンプ
と、低圧給水加熱器と、復水器と、前記原子炉圧力容器
、前記高圧給水加熱器、前記給水ポンプ、前記低圧給水
加熱器及び前記復水器をこの順序で連絡する冷却水供給
管と、前記高圧給水加熱器から吐出されるドレン水を前
記給水ポンプと前記低圧給水加熱器との間の前記冷却水
供給管の部分に導くドレン配管とからなる沸騰水型原子
炉の冷却水供給装置において、不純物除去手段を前記ド
レン配管に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉の冷
却水供給装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59227257A JPH068905B2 (ja) | 1984-10-29 | 1984-10-29 | 沸騰水型原子炉の冷却水供給装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59227257A JPH068905B2 (ja) | 1984-10-29 | 1984-10-29 | 沸騰水型原子炉の冷却水供給装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61105495A true JPS61105495A (ja) | 1986-05-23 |
| JPH068905B2 JPH068905B2 (ja) | 1994-02-02 |
Family
ID=16857984
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59227257A Expired - Lifetime JPH068905B2 (ja) | 1984-10-29 | 1984-10-29 | 沸騰水型原子炉の冷却水供給装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH068905B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009008617A (ja) * | 2007-06-29 | 2009-01-15 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラント |
-
1984
- 1984-10-29 JP JP59227257A patent/JPH068905B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009008617A (ja) * | 2007-06-29 | 2009-01-15 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラント |
| JP4625484B2 (ja) * | 2007-06-29 | 2011-02-02 | 株式会社日立製作所 | 原子力発電プラント |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH068905B2 (ja) | 1994-02-02 |
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