JPS6162893A

JPS6162893A - 重水減速炉

Info

Publication number: JPS6162893A
Application number: JP59185244A
Authority: JP
Inventors: 芳久清時; 辻　昭夫; 健松尾; 宏佐々木; 実秋田
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1984-09-04
Filing date: 1984-09-04
Publication date: 1986-03-31

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。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は、重水減速炉の重水を冷却するだめの冷却設備
に関し、特に重水を通して系外に放出される熱量を有効
に回収し、重水減速炉の発電効率を高めることに関する
。

〔発明の背景〕

重水減速炉においては、減速材である重水に発生する熱
を系外に放出するための冷却設備と重水を精製するため
の設備が設けられている。

従来の重水減速炉の重水関連系統の構成を第６図により
説明する。重水関連系統は重水冷却系１゜重水浄化系２
．ボイズ・回収巣り重水精製系４からなる。この系統で
は、重水冷却系１で熱交換された重水の発熱を、原子炉
補機冷却系５を通して、系外（海または河川や湖）に放
出している。すなわち、炉心で発生するエネルギの一部
が重水のｒ発熱、原子炉冷却材７からカランドリア管６
を通して伝熱の形で重水に与えられ、原子炉補機冷却系
５から系外に放出される。なお図において、１０はカラ
ンドリアタンク、１１は循環ポンプである。重水減速炉
ではこのように、炉心で発生した熱の一部をその！ま系
外に放出するため、重水減速炉の発電プラントとしての
効率は、軽水炉にくらべ低いのが現状である。

軽水炉では、原子炉冷却材と中性子減速材が共通の軽水
であるため、炉心で発生ずる熱のほとんどは、発電用タ
ービンの動力として用いられており、効率は高い。また
、軽水炉では、原子炉冷却材の浄化のため少量の熱は系
外に放出されるが、最近の軽水炉では、この熱を冬期の
建屋暖房に用いる方法も検討されている。原子炉の排熱
を給水加熱に利用する方法としては、特開昭５６−１５
３２９２号公報に示されるように軽水炉冷却材浄化系の
排熱の一部を給水加熱に用いる方法が知られている。。

しかし、この技術は、軽水炉の冷却材浄化系の排熱を利
用しているため、対象となる熱量が、プラント熱出力の
０．２％と非常に小さく、発電プラント効率向上の問題
を認識してなされたものではない。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、従来技術において重水冷却系から原子
炉補機冷却系を経て系外に放出されていた熱をプラント
に回収し、効率を上げるとともに、原子炉補機冷却系の
熱負荷を減少させて、１■子炉補機冷却機器の容量を小
さくすることである。

〔発明の概要〕

本発明は、従来のプラントにおいて重水冷却系から原子
炉補機冷却系を経て系外に熱を放出していた構成を改め
、重水冷却系の熱をタービン給水加熱系に回収し、蒸気
抽気段数すなわち蒸気抽気熱量を減少させ、発電効率を
あげるようにしたものである。

本発明ではまた、原子炉補機冷却系負荷に占める重水冷
却系負荷の割合を大幅に低下させて、原子炉補機冷却系
の熱負荷を減少させ、重水減速炉の原子炉補機冷却機器
の容量を小さくしである。

〔発明の実施例〕

第１図を参照して、重水排熱回収系を設けた本発明の一
実施例を説明する。

第１図と第６図とを比較すれば明らかなように、従来は
重水冷却系１から原子炉補機冷却系５に出していた熱を
、タービン建屋１３内の重水給水加熱器１４に導き、原
子炉給水加熱系の初段に用いるようにしである。

図において、１２は原子炉建屋、１３はタービン建屋、
１４は重水給水加熱器、１５は非常用重水熱交換器、１
６は非常用重水冷却系、１７は高圧タービン、１８は低
圧タービン、１９は循環水ポンプ、２１は復水ポンプ、
２２は原子炉給水ポンプ、３１〜３３は給水加熱器、３
７は遠隔操作の自動弁、３８は復水器である。

このような構成の実施例において、原子炉定格運転中に
は、中性子の減速およびカランドリア管６等からの伝熱
などにより、重水は約７００に昇温され、カランドリア
タンク１０から出て、循環ポンプ１１により昇圧された
後、原子炉建屋１２から、タービン建屋１３へ導かれ、
重水給水加熱器１４により、原子炉給水加熱系の初段に
用いられる。重水給水加熱器で約５０Ｃに冷却された重
水は、再びカランドリアタンク１ｏへ導かれる原子炉定
格運転時は、このように重水をカランドリアタンク１０
と重水給水加熱器１４の間に循環させて、重水のエネル
ギーを有効に回収できる。

ただし、上述の構成のみでは、外部電源喪失時等の非常
時に、給水ポンプ２２と復水ポンプ２１とがトリップす
ると、重水冷却が不可能になる。

そこで、本実施例の重水排熱回収系と並行に、非常用重
水冷却系１６の非常用熱交換器１５を設置し、非常時に
は、原子炉補機冷却系５から非常用熱交換器１５に冷却
水を供給し、非常時に重水冷却ができるようにしである非常用重水冷却系１６としては、第１図に示すように、
重水系の一部をバイパスさせ、冷却する方法がある。ま
た、第２図に示すように、カランドリアタンク１００オ
ーバーフローライン２６に設置するオーバーフローポン
プ２３を非常用ポンプとして、重水排熱回収設備とは別
に設置する非常用重水冷却器２４により、非常時の重水
を冷却する方法がある。

第３図Ａに示す従来プラントと同図Ｂに示す本発明によ
る代表的な給水加熱器まわりの熱平衡図を比較して、本
発明の主要効果であるプラント効率の向上について説明
する。

Ａに示した従来プラントでは、復水ポンプ２１と原子炉
給水ポンプ２２間に設置する４台の給水加熱器３１〜３
４にタービン蒸気を導き、復水のエンタルピを３５．１
　ｋｃａｌ　７Ｋｇから１０７．４ｋｃａｌ／に９まで
、上昇させている。

一方、Ｂに示しを本発明は、重水給水加熱器１４を用い
て重水の熱により、復水（給水）を加熱する。この場合
、重水給水加熱器１４の復水のエンタルピは、入口３５
．１　ｋｃａｌ／に９出ロ５６３ｋｃａｌ／Ｋｐとなり
、蒸気抽気による給水加熱器は３段のみで、復水のエン
タルピを従来プラントとほぼ同等の１１４．３ｋｃａｌ
／Ｋｆまで上昇させることができる。

このため、本発明では、従来プラントでは必要であった
抽気エネルギーの一部が不要となり、プラント効率が向
上する。

言え換えれば、本発明は従来プラントで必要であった蒸
気抽気エネルギ、−の一部を重水排熱回収に置き換えて
プラント効率を向上させるものである。

従来プラントと本発明のプラント効率は各々下式で表わ
される。

（１）従来型重水減速炉の効率；η。

Ｐ。

η　、＝□ 　ｔ　ｈ（２）本発明の効率；η。

ただし、Ｐｔｈ・・・熱出力、Ｐ、・・・電気出力、Ｐ
・・・・本発明の排熱回収量（従来の重水排熱量）従来
の重水減速炉では、Ｐ、／Ｐｔｈ＝約０．３１゜Ｐ■／
Ｐｔｈ−約０．０４７であり、η、＝約０．３１．η。

＝約０．３２５となり、プラント効率は約１．５優向上
する。

次に、本発明のもう１つの効果である補機冷却系の容量
の縮小について示す。

原子炉補機冷却系の機器容量は、その冷却する補機のト
ータル熱負荷により決定される。第１表に従来プラント
と本発明の原子炉補機冷却系１５により冷却される熱負
荷の比較を示す。

ただし、事故時１とは外部電源喪失事故であり、事故時
２とは冷却材喪失事故である。

事故時には、非常用重水冷却系１６を用いて重水系の冷
却を行なうため、原子炉補機冷却系５の熱負荷は変らな
い。しかし、プラントの定格出力時には、従来プラント
では、重水冷却系１の熱負荷が太きいため、事故時以上
に補機冷却系５の熱負荷が犬きくなるのに対し、本発明
では、定格出力時の重水冷却系の熱負荷は重水排熱回収
系により冷却されるため、原子炉補機冷却系５の熱負荷
は非常に小さくなる。このため、第１表に示すように、
従来プラントの原子炉補機冷却系５の容量を１００（決
定モード；定格出力時）とすると、本発明では８５（決
定モード；事故時）となり、原子炉補機冷却系５の容量
を１５チも低減できる。

また、事故時運転モードを規準として原子炉補機冷却系
の熱交換器が設計されるため、通常運転時には、熱交換
器を活用して、事故時運転モードよりも約２−５Ｃ低い
冷却水を常用補機に供給できる。このため、常用補機は
その平均対数温度差を大きくして、その伝熱面積を小さ
くできる。

本発明の特徴を従来の重水減速炉と比較して第２表に示
す。

米　海水温度２５Ｃの場合本実施例によれば、排熱回収ループが設置され、タービ
ン蒸気抽気段数を減らせるので効率が上がるとともに、
常用補機の伝熱面積が減少し、原子炉補機冷却系機器の
容量を小さくできる。

前述の実施例のように重水をタービン建屋に直接導く重
水給水加熱設備では、効率は向上するものの、系統構成
上の次の問題点がある。

（１）重水を含む配管を原、子炉建屋１２からタービン
建屋１３まで引廻すため、従来プラントに比べ大昔の重
水が必要となる。

（２）重水への軽水（復水）等の漏洩を防止するため、
重水の圧力を軽水より高くしなければならず重水給水加
熱器の位置を低圧復水ポンプ上流にしなければならない
。このため、復水ポンプ２１でのキャビテーション発生
が懸念される。

（３）重水が、タービン建屋１３を流れるため、重”水
の漏洩、トリチウム対策をタービン建屋１３まで拡大し
なければならない。

以上のような問題点を改善するために、重水冷却系１と
重水給水加熱器１４の間に中間ループ系２５を設ける他
の実施例を説明する。第４図と第５図とに中間ループ系
２５を有する重水排熱回収設備について示す。これらの
構成では、重水排熱回収の効果は第１実施例の重水給水
加熱器１４と同様であり、更に前述の重水排熱回収設備
にある問題点を全て解決できる。

まず、重水冷却系１の圧力を中間ループ２５の圧力より
も高くすることが容易であり、重水中への軽水等の漏れ
を防止できる。

また、重水を含む配管の長さが従来プラント並にガるか
ら、重水の容量及びトリチウム対策範囲を従来プラント
並にできるとともに、復水ポンプのキャビテーション対
策も従来プラント並とすることが可能である。

第４図は、重水冷却器２０を重水給水加熱器１４と非常
用重水冷却系３６（原子炉補機冷却系３５含）により冷
却する構成を示す。プラント定格時には、重水給水加熱
器１４により、重水冷却器２０に冷却水を供給するが、
非常時には、重水排熱回収設備に設置する自動弁３７を
操作して、非常用重水熱交換器３６を用いて、重水冷却
器２０に冷却水を供給するようにしである。

第５図は、非常時に非常用重水熱交換器３６（原子炉補
機冷却系３５含）により重水系を直接冷却する構成を示
す。この構成では、重水冷却系１の負荷をプラント定格
出力時と非常時で切り換えるための自動弁３７を備えて
いる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、従来は重水冷却系から原子炉補機冷却
系を経て系外に放出されていた熱をプラントに回収し、
効率を上げるとともに、原子炉補機冷却機器の容量を小
さくできる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による重水排熱回収系を設けた重水減速
炉を示す系統図、第２図は他の重水排熱回収系を示す系
統図、第３図は給水加熱器まわりの熱平衡図、第４図は
重水配管を短くするために中間ループを設けた重水減速
炉の一例を示す系統図、第５図は中間ループを設けた他
の例を示す系統図、第６図は従来の重水減速炉の系統図
である。１・・・重水冷却系、２・・・重水浄化系、３・・・ポ
イズン回収系、４・・・重水精製系、５・・・原子炉補
機冷却系、６・・・カランドリア管、７・・・原子炉冷
却材、１０・・・カランドリアタンク、１１・・・循環
ポンプ、１２・・・原子炉建屋、１３・・・タービン建
屋１．１４・・・重水給水加熱器、１５・・・非常用重
水熱交換器、１６・・・非常用重水冷却系、１７・・・
高圧タービン、１８・・・低圧タービン、１９・・・循
環水ポンプ、２０・・・重水冷却器、２１・・・復水ポ
ンプ、２２・・・原子炉給水ポンプ、２３・・・オーバ
ーフローポンプ、２４・・・非常用重水冷却器、２５・
・・中間ループ系、３１〜３４・・・給水加熱器、３５
・・・非常用重水冷却系、３６・・・非常用重水冷却器
、３７・・・自動弁、３８・・・復水器。

Claims

【特許請求の範囲】１、重水を中性子減速材として用いる重水減速炉におい
て、減速材としての重水のγ発熱およびカランドリア管
を通しての原子炉冷却材からの伝熱等により重水減速材
中に発生する熱を回収するループを重水冷却系と蒸気抽
気給水加熱系に設けた重水給水加熱器とにより形成し、
蒸気抽気給水加熱系の給水加熱器の少なくともひとつを
前記重水加熱器に置き換えることを特徴とする重水減速
炉。２、重水を中性子減速材として用いる重水減速炉におい
て、減速材としての重水のγ発熱およびカランドリア管
を通しての原子炉冷却材からの伝熱等により重水冷却材
中に発生する熱を回収するループを、重水冷却系と、こ
の重水冷却系との間で熱交換する軽水中間ループと、タ
ービン給水加熱系に設けられ軽水中間ループと熱交換す
る重水給水加熱器とにより形成し、蒸気抽気給水加熱系
の給水加熱器の少なくともひとつを前記重水給水加熱器
に置き換えることを特徴とする重水減速炉。