JPS63307393A - 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、原子炉復水・給水系の
給水中への金属不純物の持込み吊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、原子
炉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、これが蒸気タービンを経て原
子炉復水・給水系へ流れ出るため、炉外の放射能が増大
し、被曝ｍ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、原子炉復水・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原子炉復水・給水系配管の腐蝕
抑制、あるいは給水ヒータのチューブ材にＡ−ステナイ
ト系ステンレス鋼を採用している。これによって、Ｄｉ
子焙炉復水給水系配管の腐蝕抑制等を実施し、給水中の
金属不純物温度、なかでも放射線被曝量に大ぎく影費を
与える鉄、コバルト、ニッケルを低減させている。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ｔｆｌは通常、１００人・レム以下と、
Ｌｔ　界的に見ても低い値に保たれている。

一方、沸騰本望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して
いる。これによって、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ヒータから低圧ヒータへ順
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（ＨＰＰ
Ｄ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）が採用され、この採用により、ヒータドレンを高温
で給水中へ回収してエネルギ損失を低下させることがで
きる。この方式の採用により原子力発電プラントの出力
上界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、給水ヒータ、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。

このため、上述の高圧ヒータドレンポンプアップ方式や
低圧ヒー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、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原子炉給
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、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、高圧ヒータドレンポンプでポ
ンプアップされた後、原子炉給水系へ回収される。した
がって、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、原子炉復水・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ヒータチューブか
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０Ｘ
ＨＩの増大を惹起するおそれがあった。

本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、ニッ
ケルやコバルトの金属不純物の原子炉給水系への持込量
を減少させて放射能漏洩を抑制し、放射線被曝量を茗し
く軽減させた原子力発電所のタービン系統を提供するこ
とを目的とする。

（発明の構成） （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
力発電所のタービン系統において、前記湿分分離加熱器
のチューブが前酸化処理を施されたオーステナイト系ス
テンレス鋼からなることを特徴とする。

（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に前酸化処理を
施し、酸化被膜を予め形成さけたものを使用したので、
チューブからのニッケル、コバルトの溶出量を低減でき
、原子炉給水系へのニッケル、コバルトの混入量を従来
のカスケード方式採用の原子力発電所と同程度に低減さ
Ｖ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
た優、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ｎ（図示せ
ず）を駆動した掛、主復水器６に導入され、ここで凝縮
されて復水となる。この復水は原子炉復水・給水系７の
復水ポンプ８で加圧され、復水浄化系９にて浄化された
後、低圧ヒータ１０および高圧ヒータ１１で順次加熱さ
れ、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１１のシェル
側へ流入し、高圧ヒータチュー１１１ａ内を流れる給水
を加熱した後、高圧ヒータドレンポンプ１２でポンプア
ップされて原子炉復水・給水系７の高圧ヒータ１１の吸
込み側へ給水される。

また、低圧ヒータ１０のシェル側へ流入した抽気蒸気は
低圧ヒータチューブ１０ａ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１３でポンプアップされ、原子炉復水・給水系７の
復水浄化系９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２０内
に湿分分離器２１、第１段加熱器２２および第２段加熱
器２３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２４からシェル２０内に流入したサイク
ル蒸気は多数の多孔板２５からなる湿分分離器２１を流
通する間に湿分が除去され、第１段加熱ヘッダ２６およ
び第２段加熱ヘッダ２７から湿分分離加熱器チューブ２
８．２９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３０から低圧タービン５へ
向けて流出する。第３図中、３１は湿分分離加熱器シェ
ル２０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としては前
酸化処理を施されたオーステナ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１０
ａおよび高圧ヒータチューブ１１ａにも前酸化処理を施
されたオーステナイト系ステンレス鋼が用いら机る。

上述の構成により、低圧ヒータチューブ１０ａおよび高
圧ヒータチューブ１１ａ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図はエロージョン、コロ−ジョン減損の経時変化の
様子をオーステナイト系ステンレス鋼につぎ示すもので
、試験条件は、温度＝２００℃、湿り庶；１１％蒸気、
酸素濃度：２０ｐｐｍ、流速：２７．５ｍ／秒である。

第４図から明らかなように、オーステナイト系ステンレ
ス鋼の腐蝕速度は初期は大きいが、時間の経過とともに
エロージョン、コロージョン吊が減少傾向を示し、２０
日間程度で、腐蝕速度が初期の１１５程度となる。その
後は時間の経過とともに腐食速度は、通常ｔ　　または
Ｔ”（Ｔは時間）でさらに減少していく。

したがって、例えば、予め前記試験条件下で２０日間程
度、湿分分離加熱器チューブ４ａと低圧ヒータデユープ
１０ａおよび高圧ヒータチューブ１１ａに前酸化処理を
施せば、これからのニッケル、コバルトの原子炉復水・
給水系から原子炉１への持込みはカスケードタイプであ
れば１１５程度に低減できる。

一方、ＨＰＰＤ方式＋ＬＰＰＤ方式であれば、低圧ヒー
タチューブ１０ａと高圧ヒータチューブ１１ａのシェル
側Ｊ３よび湿分分離加熱器チューブ４ａからのニッケル
、コバルトの溶出量が低圧ヒータチューブ１０ａと高圧
ヒータチューブ１１ａのチューブ側からのニッケル、コ
バルト溶出量に加算される。しかし、これらチューブか
らの溶出面積比は、）−Ｉ　Ｐ　Ｐ　Ｄ方式＋ＬＰＰＤ
方式はカスケードタイプに比べ３倍程度であるため、＠
酸化処理による腐蝕減量１１５とかけ合せてもカスケー
ドタイプの給水ニッケル、コバルト濃度程度となる。

したがって、湿分分離加熱器チューブとして、前酸化処
理を施したオーステナ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１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通りに低下させること
ができる。

なお、以上の説明では低圧ヒータと高圧ヒータの双方に
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
ヒー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、原子炉給
水系の給水中のニッケルやコバルトの金属不純物を、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、放射能漏洩を抑制できるので、
定期点検時等における放射練液１１ｕｆｆｉを大幅に低
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縦断面図、第４
図はオーステナイト系ステンレス鋼のエロージョン、コ
ロージョン減はの経時変化を示すグラフを示す説明図で
ある。 １・・・原子炉、２・・・主蒸気ライン、３・・・高圧
タービン、４・・・湿分分離加熱器、４ａ・・・湿分分
離加熱器チューブ、５・・・低圧タービン、６・・・主
復水器、７・・・原子炉復水・給水系、８・・・復水ポ
ンプ、９・・・復水浄化系、１０・・・低圧ヒータ、１
０ａ・・・低圧ヒータチューブ、１１・・・高圧ヒータ
、１１ａ・・・高圧ヒータチューブ、１２・・・高圧ヒ
ータドレンポンプ、１３・・・低圧ヒータドレンポンプ
、２０・・・湿分分離加熱器シェル、２１・・・湿分分
離器、２２・・・第１段加熱器、２３・・・第２段加熱
器、２４・・・サイクル蒸気入口座、２５・・・多孔板
、２６・・・第１段加熱ヘッダ、２７・・・第２段加熱
ヘッダ、２８．２９・・・湿分分離加熱器デユープ、３
０・・・サイクル蒸気出口座。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 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の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前酸化処理を施されたオ
   ーステナ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、フォワードドレンポンプアップ方式のヒータチュー
   ブが前酸化処理を施されたオーステナイト系ステンレス
   鋼からなる特許請求の範囲第１項に記載の原子力発電所
   のタービン系統。