JPS63113204A - 原子力発電所のタ−ビン系統 - Google Patents

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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所において、−次系給水中へのコバ
ルト持込み量を低減させて放射能漏洩を抑制した原子力
発電所のタービン系統に関する。

（従来の技術） 一般に、沸騰水型原子力発電プラントにおいては、給水
系から原子炉内へ持込まれた金属不純物が炉内を流過す
る際に放射化され、これが給水系へ流れ出るため、炉外
の放射能が増大し、被曝量の増加につながる恐れがある
。

このため、最近の沸騰水型原子力発電プラントにおいて
は、給水系の金属不純物低減対策として、復水浄化系の
二重化による復水系金属不純物の除去や、給水酸素ガス
注入による給水系配管の腐蝕抑制、あるいは給水し−タ
のチューブ材にオーステナイト系ステンレス鋼を採用す
ることによる腐蝕抑制等を実施し、給水中の金属不純物
濃度、なかでも被曝量に大きく影響を与える鉄、コバル
ト、ニッケルを低減させるようにしている。その結果、
我が国の沸騰水型原子力発電プラントにおける定期点検
時の被曝量は通常、１００人・レム以下と、世界的に見
ても低い値に保たれている。

一方、沸鷹水型原子力発電プラントの出力向上のため、
高圧タービンと低圧タービンの間に湿分分離加熱器＜Ｍ
ＳＨ）を設置し、高圧タービンで仕事をした主蒸気を湿
分分離加熱器で再加熱した後、低圧タービンへ供給する
ことにより、タービン効率を向上させる方法の採用や、
ヒータドレンを高圧し−タから低圧ヒーターへ順次次し
て最終的に主復水器へ常温回収する従来のカスケード方
式に替え、高圧ヒータドレンを給水ポンプの吸込み側へ
戻す高圧ヒータドレンポンプアップ方式（ＨＰＰＤ方式
）および低圧ヒータドレンを復水浄化系の出口側へ戻す
低圧ヒータドレンポンプアップ方式（ＬＰＰＤ方式）に
より、ヒータドレンを高温にて給水中へ回収して損失を
低下させる方式の採用によりプラントの出力上昇を図る
ことが検討されている。

また、最近の沸騰水型原子力発電プラントにおいては、
耐エロージヨン対策として、抽気管、給水し−タ、ヒー
タドレン管等に耐食材を採用することにより、ヒータド
レン系の金属不純物、特に鉄の濃度が低くなっているた
め、上述の高圧し一タドレンポンプアップ方式や低圧し
一タドレンポンプアップ方式等のフォワードドレンポン
プアップ方式を採用する場合には、鉄に関しては、系統
に浄化装置を設置しなくともヒータドレンを給水系へ回
収できる可能性が出てきた。

上述のように沸騰水型原子力発電プラントのタービン系
統に湿分分離加熱器を設置し、かつ高圧ヒータドレンポ
ンプアップ方式および低圧ヒータドレンポンプアップ方
式を採用する場合には、湿分分離加熱器からのドレンは
高圧ヒータのシェルに流入し、高圧し−タドレンボンブ
でポンプアップされた後、給水系へ回収されるので、鉄
量流人抑制のため、湿分分離加熱器のチューブ材にはス
テンレス鋼を用いることが望ましい。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら、湿分分離加熱器のチューブ材としてステ
ンレス鋼を用いた場合、給水系の鉄量は抑制されるが、
ステンレス鋼特有の酸化被膜から溶出するニッケルおよ
びコバルトが、従来から多用されているオーステナイト
系ステンレス鋼製の給水し−タチューブからの溶出ニッ
ケルおよびコバルト成分と共に給水を通して原子炉内へ
持込まれる。

その結果、従来のカスケードタイプの沸騰水型原子力発
電プラントにおけるよりも多くのニッケルやコバルトが
給水を通して原子炉内へ持込まれることになり、被曝量
の増大を惹起するおそれがあった。

［発明の構成コ （問題点を解決するための手段） 本発明の原子力発電所のタービン系統は、湿分分離加熱
器とフォワードドレンポンプアップ方式を採用した原子
力発電所タービン系統において、前記湿分分離加熱器の
チューブがフェライト系ステンレス鋼からなることを特
徴とするものである。

（作　用） 上述のように構成した本発明の原子力発電所のタービン
系統においては、湿分分離加熱器とフォワードドレンポ
ンプアップ方式の採用によりタービン効率を高めること
ができる上、湿分分離加熱器のチューブとしてフェライ
ト系ステンレス鋼を使用したので、給水系への金属不純
物の混入量を従来と同程度に低減させることができる。

（実施例） 以下、図面を参照して本発明の詳細な説明する。

第１図において、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気ライ
ン２を通して高圧タービン３に導かれ、ここで仕事をし
た後、湿分分離加熱器４に流入する。

この湿分分離加熱器を流過する蒸気は、主蒸気ライン２
からバイパスされ、湿分分離加熱器チューブ４ａ内を流
れる高圧蒸気との熱交換によってスーパヒートされ、低
圧タービン５に流入して再び仕事をし、発電１ｍ（図示
せず）を駆動した後、主復水器６に導入され、復水とな
る。この復水は復水ポンプ７で加圧され、復水浄化系８
にて浄化され、低圧ヒータ９および高圧ヒータ１０で順
次加熱された後、原子炉１へ再供給される。

一方、湿分分離加熱器チューブ４ａへ加熱源として供給
された主蒸気は湿分分離加熱器４内での熱交換によって
冷却され、高温凝縮水となって高圧ヒータ１０のシェル
側へ流入し、高圧ヒータチューブ１０ａ内を流れる給水
を加熱した後、高圧ヒータドレンポンプ１１でポンプア
ップされて高圧し−タ１ｏの吸込み側へ給水される。

また、低圧し−タ９のシェル側へ流入した抽気蒸気は低
圧ヒータチューブ９ａ内を流れる給水との熱交換により
冷却されて凝縮水となった後、低圧ヒータドレンポンプ
１２でポンプアップされ、復水浄化系８の出口側へ流入
し、給水として回収される。

湿分分離加熱器４は第２図に示すように、シェル４０内
に湿分分離器４１、第１段加熱器４２および第２段加熱
器４３を収納してなるもので、第３図に示すようにサイ
クル蒸気入口座４４からシェル４２内に流入したサイク
ル蒸気は多数の多孔板４５からなる湿分分離器４１を流
通する間に湿分を除去され、第１段加熱ヘッダ４６およ
び第２段加熱ヘッダ４７から湿分分離加熱器チューブ４
８．４９へ流入する高圧蒸気との熱交換によって加熱さ
れた後、サイクル蒸気出口座５０より、低圧タービン５
へ向けて流出する。第３図中、４ｂは湿分分離加熱器シ
ェル４１内に溜ったドレンを排出するドレン座を示す。

上記において、湿分分離加熱器チューブ４ａとしてはフ
ェライト系ステンレス鋼が用いられており、また好まし
くは低圧ヒータチューブ９ａおよび高圧ヒータチューブ
１０ａにもフェライト系ステンレス鋼が用いられる。

なお、フェライト系ステンレス鋼としてはニッケルが不
純物程度しか含まれておらず、そのなめニッケル不純物
中のコバルト含有量が極ｔａｉであり、かつクロム含有
率が１３％以上であるフェライト系ステンレス鋼が好ま
しい。

上述の構成により、低圧ヒータチューブ９ａおよび高圧
ヒータチューブ１０ａにオーステナイト系ステンレス鋼
を用いた従来のヒータドレンカスケードタイプの原子力
発電プラントにおける給水中の鉄、コバルト、ニッケル
の濃度と同程度とすることができる。

第４図は材料の相違によるエロージョン、コロ−ジョン
減量の経時変化の様子をフェライト系ステンレス鋼およ
びオーステナイト系ステンレス鋼につき示すもので、試
験条件は、温度＝２００℃、湿り度＝１１％蒸気、酸素
濃度：　２０　ｐｐｍ、流速＝２７．５ｍ／秒である。

この図から明らかなように、フェライト系ステンレス鋼
の腐蝕速度はオーステナイト系ステンレス鋼の３〜４倍
も高いが、材料中の鉄、コバルト、ニッケルの材料元素
組成比Ｍ（＝フェライト系ステンレス鋼／オーステナイ
ト系ステンレス鋼）は第５図中に示すように、鉄が１．
１．コバルトが１７５、ニッケルが１７３０であるから
、これと腐蝕速度比Ｓによって定まる腐蝕量比Ｃはコバ
ルトが０．６〜０．８．ニッケルが１７１０以下となる
。なお、鉄の腐蝕速度比Ｓは３〜４倍となるが、元来、
鉄の腐蝕率は極めて小さいため問題とならない。

次表は本発明と従来方式における給水中の金属濃度を示
す。

表　　　給水中の金属の濃度（ｐｐｍ）この表からも明
らかなように、湿分分離加熱器チューブとしてフェライ
ト系ステンレス鋼を用いることにより、湿分分離加熱器
の設置によるタービン効率の向上と、高圧ヒータドレン
ポンプアップ方式および低圧ヒータドレンポンプアップ
方式による熱回収により出力上昇を可能とした原子力発
電所タービン系統においても、給水中の金属不純物の濃
度を従来並に低下させることができる。

なお、以上の説明では低圧ヒータと高圧し−タの双方に
フォワードドレンポンプアップ方式を採用した例につき
述べたが、本発明はこれに限定されるものではなく低圧
し−タと高圧ヒータのいずれか一方のみにフォワードド
レンポンプアップ方式を採用してもよい。

［発明の効果］ 本発明によれば、湿分分離加熱器およびフォワードドレ
ンポンプアップ方式の採用によりタービン出力を向上さ
せた沸騰水型原子力発電プラントにおいても、給水中の
金焉不純物を、従来のオーステナイト系ステンレス鋼を
用いたカスケードタイプの沸騰水型原子力発電プラント
におけると同程度に抑制することができ、定期点検時等
における被曝量を低減させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子力発電所のタービン系統を例示す
る系統図、第２図と第３図は第１図における湿分分離加
熱器の具体的構成を示す横断面図と一部ｌｉ？＠面図、
第４図はフェライト系ステンレス鋼とオーステナイト系
ステンレス銅のエロージョン、コロ−ジョン減量の経時
変化を示すグラフ第５図はフェライト系ステンレス鋼と
オーステナイト系ステンレス鋼の腐蝕量比を示す説明図
である。 ｌ・・・・・・・・・原子炉 ３・・・・・・・・・高圧タービン ４・・・・・・・・・湿分分離加熱器 ５・・・・・・・・・低圧タービン ６・・・・・・・・・主復水器 ７・・・・・・・・・復水ポンプ ８・・・・・・・・・復水浄化系 ９・・・・・・・・・低圧ヒータ １０・・・・・・・・・高圧し−タ １１・・・・・・・・・高圧ヒータドレンポンプ　　４
１２・・・・・・・・・低圧し一タドレンポンプ４０・
・・・・・・・・湿分分離加熱器シェル４１・・・・・
・・・・湿分分離器 ４２・・・・・・・・・第１段加熱器 ４３・・・・・・・・・第２段加熱器 第１図 介 第２図 第３図 経週Ｂヶ間ｃｄ層 第４図

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）湿分分離加熱器とフォワードドレンポンプアップ
   方式を採用した原子力発電所タービン系統において、前
   記湿分分離加熱器のチューブがフェライト系ステンレス
   鋼からなることを特徴とする原子力発電所のタービン系
   統。
2. （２）フォワードドレンポンプアップ方式のヒータチュ
   ーブがフェライト系ステンレス鋼からなることを特徴と
   する特許請求の範囲第１項記載の原子力発電所のタービ
   ン系統。