JP3068288B2 - 原子力発電プラントの補機冷却水システム - Google Patents
原子力発電プラントの補機冷却水システムInfo
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- JP3068288B2 JP3068288B2 JP3307509A JP30750991A JP3068288B2 JP 3068288 B2 JP3068288 B2 JP 3068288B2 JP 3307509 A JP3307509 A JP 3307509A JP 30750991 A JP30750991 A JP 30750991A JP 3068288 B2 JP3068288 B2 JP 3068288B2
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電プラントの補
機冷却水システムに関する。
機冷却水システムに関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントでは電気を発生する
主システムである原子炉、蒸気タービンおよび発電機の
他にこれ等主システムを円滑に運転させるための種々の
補助機器類が設置されている。
主システムである原子炉、蒸気タービンおよび発電機の
他にこれ等主システムを円滑に運転させるための種々の
補助機器類が設置されている。
【０００３】補助機器類には各種のポンプ、ファン、空
気圧縮器、冷凍機などと、それらを駆動するための電動
機などの回転機類、水質維持用脱塩装置および潤滑油な
どのための熱交換器があり、これ等の機器の機能を維持
するためにプラント運転中、常に除熱を行なう必要があ
る。
気圧縮器、冷凍機などと、それらを駆動するための電動
機などの回転機類、水質維持用脱塩装置および潤滑油な
どのための熱交換器があり、これ等の機器の機能を維持
するためにプラント運転中、常に除熱を行なう必要があ
る。
【０００４】代表的な発熱量の多い補助機器および発熱
源には表１から表３に示すものがある。なお、引用する
数値は最近の 110万kw級ＢＷＲ原子力発電プラントのデ
ータである。更に参考として示すと同上プラントでは 1
10万kwの発電時、原子炉内で核反応により発生する熱は
2.85×109 kcal／Ｈであり、熱効率は約33％である。
源には表１から表３に示すものがある。なお、引用する
数値は最近の 110万kw級ＢＷＲ原子力発電プラントのデ
ータである。更に参考として示すと同上プラントでは 1
10万kwの発電時、原子炉内で核反応により発生する熱は
2.85×109 kcal／Ｈであり、熱効率は約33％である。
【０００５】
【表１】
【０００６】
【表２】
【０００７】
【表３】
【０００８】これ等を合計すると約５×107 kcal／Ｈと
なり、原子炉で発生した熱のうち約1.7％が蒸気タービ
ンに利用されないで消費され、この熱は以下で示す様に
プラント外へ海水に廃熱を与えて逃がすことになる。こ
の各種発熱源を冷却するシステムとして原子炉補機冷却
系（以下、ＲＣＷと記す）とタービン補機冷却系（以
下、ＴＣＷと記す）がある。ＲＣＷを図２に基き説明す
る。図中、黒塗の弁はプラントが通常運転中の場合、閉
まっており、ＲＣＷの冷却水が流れないことを示してい
る。
なり、原子炉で発生した熱のうち約1.7％が蒸気タービ
ンに利用されないで消費され、この熱は以下で示す様に
プラント外へ海水に廃熱を与えて逃がすことになる。こ
の各種発熱源を冷却するシステムとして原子炉補機冷却
系（以下、ＲＣＷと記す）とタービン補機冷却系（以
下、ＴＣＷと記す）がある。ＲＣＷを図２に基き説明す
る。図中、黒塗の弁はプラントが通常運転中の場合、閉
まっており、ＲＣＷの冷却水が流れないことを示してい
る。
【０００９】図２において、符号１は海水ポンプで、こ
の海水ポンプ１は海水２を海水熱交換器３に流入する。
海水熱交換器３は非常用熱負荷４と通常時熱負荷５の入
口側にそれぞれ元弁６、７を介して接続している。これ
ら非常用熱負荷４と通常時熱負荷５の出口側は元弁６
ａ，７ａを介して補機冷却水ポンプ９により海水熱交換
器３に接続されている。なお、この系統は２系統設置さ
れ、これらの系統は系統連絡弁により接続されている。
の海水ポンプ１は海水２を海水熱交換器３に流入する。
海水熱交換器３は非常用熱負荷４と通常時熱負荷５の入
口側にそれぞれ元弁６、７を介して接続している。これ
ら非常用熱負荷４と通常時熱負荷５の出口側は元弁６
ａ，７ａを介して補機冷却水ポンプ９により海水熱交換
器３に接続されている。なお、この系統は２系統設置さ
れ、これらの系統は系統連絡弁により接続されている。
【００１０】ＲＣＷは上記とほぼ同じ構成のシステムを
２系統合体させている。上記各熱負荷は、通常時熱負荷
５としてまとめて記載している。各種の原子炉関係の通
常時負荷は２系統のシステムの通常時熱負荷５がほぼ等
しい負荷量となる様に分散させる。非常用負荷４はプラ
ント運転中、事故などでプランドが停止した時に原子炉
で発生する崩壊熱を除去したり、原子炉に緊急注水を行
なうポンプを冷却する負荷であり、 100％容量の設備を
２系統持っている。これは原子炉の安全性の信頼度を上
げるためであり、一方のシステムに異常があり、作動で
きない時でも残りの１システムで原子炉が安全に停止さ
せることができるように配慮している。
２系統合体させている。上記各熱負荷は、通常時熱負荷
５としてまとめて記載している。各種の原子炉関係の通
常時負荷は２系統のシステムの通常時熱負荷５がほぼ等
しい負荷量となる様に分散させる。非常用負荷４はプラ
ント運転中、事故などでプランドが停止した時に原子炉
で発生する崩壊熱を除去したり、原子炉に緊急注水を行
なうポンプを冷却する負荷であり、 100％容量の設備を
２系統持っている。これは原子炉の安全性の信頼度を上
げるためであり、一方のシステムに異常があり、作動で
きない時でも残りの１システムで原子炉が安全に停止さ
せることができるように配慮している。
【００１１】ＲＣＷはこれ等の負荷４、５を閉サイクル
の中に組み入れシステムを構成している。補機冷却水ポ
ンプ９で圧力を上げた閉サイクルの水は海水熱交換器３
で海水により除熱冷却され各負荷に向かう。通常運転中
は通常時熱負荷５のみを通り各負荷を冷却し自身の冷却
水は排熱をもらって温度が上昇し、補機冷却水ポンプ９
に戻る。
の中に組み入れシステムを構成している。補機冷却水ポ
ンプ９で圧力を上げた閉サイクルの水は海水熱交換器３
で海水により除熱冷却され各負荷に向かう。通常運転中
は通常時熱負荷５のみを通り各負荷を冷却し自身の冷却
水は排熱をもらって温度が上昇し、補機冷却水ポンプ９
に戻る。
【００１２】非常時は非常用熱負荷元弁６が自動的に開
き、通常時熱負荷元弁７が自動的に閉じて非常用熱負荷
のみを冷却する。海水熱交換器３で閉サイクルの冷却水
を冷却するには、海水取水口の海水２を海水ポンプ１で
汲み上げ熱交換器に送り込んで閉サイクルの水を冷却し
て自身温度が上がりそれを海水放出口から海へ逃がし除
熱をする。
き、通常時熱負荷元弁７が自動的に閉じて非常用熱負荷
のみを冷却する。海水熱交換器３で閉サイクルの冷却水
を冷却するには、海水取水口の海水２を海水ポンプ１で
汲み上げ熱交換器に送り込んで閉サイクルの水を冷却し
て自身温度が上がりそれを海水放出口から海へ逃がし除
熱をする。
【００１３】系統連絡弁８は定期点検時２つのシステム
の片方のポンプ熱交換器を点検していて使用不可能の時
に残っている健全側の閉サイクル冷却水を点検側の通常
用熱負荷に送りプラント停止中でも運転される通常時負
荷（使用済燃料プール熱交換器、空気圧縮器、廃棄物処
理設備各種機器など）を冷却除熱するためにある。
の片方のポンプ熱交換器を点検していて使用不可能の時
に残っている健全側の閉サイクル冷却水を点検側の通常
用熱負荷に送りプラント停止中でも運転される通常時負
荷（使用済燃料プール熱交換器、空気圧縮器、廃棄物処
理設備各種機器など）を冷却除熱するためにある。
【００１４】ＴＣＷはＲＣＷより構成がシンプルであ
る。プラントの非常時にはタービンは自動的に停止して
しまうためＴＣＷにはＲＣＷにある非常用熱負荷はな
く、通常時熱負荷のみである。従ってシステムは 100％
容量の単一システムであり、海水ポンプ１を１セット海
水熱交換器３を１セット補機冷却水ポンプ９をセット配
管で結ぶだけである。
る。プラントの非常時にはタービンは自動的に停止して
しまうためＴＣＷにはＲＣＷにある非常用熱負荷はな
く、通常時熱負荷のみである。従ってシステムは 100％
容量の単一システムであり、海水ポンプ１を１セット海
水熱交換器３を１セット補機冷却水ポンプ９をセット配
管で結ぶだけである。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】従来の技術では原子力
発電所内の補助機器を冷却あるいは除熱するため、前述
した様な設備を設けているが、これ等補助機器から取出
した熱は海水に廃棄している。この熱源は元々原子炉で
発生した熱なのである。僅かとはいえ原子炉で発生した
熱が直接タービンを駆動することに消費されずに廃棄さ
れるとなれば、熱の無駄使いであり、環境を悪化させる
ことになる。
発電所内の補助機器を冷却あるいは除熱するため、前述
した様な設備を設けているが、これ等補助機器から取出
した熱は海水に廃棄している。この熱源は元々原子炉で
発生した熱なのである。僅かとはいえ原子炉で発生した
熱が直接タービンを駆動することに消費されずに廃棄さ
れるとなれば、熱の無駄使いであり、環境を悪化させる
ことになる。
【００１６】したがって、これ等の補助機器から海水へ
廃棄される熱はプラントの熱効率を低下させることに繋
がり、また、別の視点から見れば環境に放出する廃熱が
増加する課題にもなる。
廃棄される熱はプラントの熱効率を低下させることに繋
がり、また、別の視点から見れば環境に放出する廃熱が
増加する課題にもなる。
【００１７】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、プラント運転中の廃熱を減少してプラントの
熱効率を高め、経済性を向上させるとともに環境問題を
軽減することができる原子力発電プラントの補機冷却水
システムを提供することにある。
たもので、プラント運転中の廃熱を減少してプラントの
熱効率を高め、経済性を向上させるとともに環境問題を
軽減することができる原子力発電プラントの補機冷却水
システムを提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】本発明は主復水器で凝縮
された復水を復水ポンプにより復水脱塩塔に導き、この
復水脱塩塔で浄化された復水をバイパスしてプラント運
転時用補機熱交換器に導き熱交換して冷却し、この冷却
された復水を前記復水脱塩器の下流側に接続した高圧復
水ポンプにより給水加熱器に導いて加熱し原子炉圧力容
器内へ冷却材として給水する系統からなり、前記プラン
ト運転時用補機熱交換器は海水熱交換器により熱交換さ
れる補機冷却系の非常時熱負荷と通常時熱負荷と同等の
流路配管係を有するものであることを特徴とする。
された復水を復水ポンプにより復水脱塩塔に導き、この
復水脱塩塔で浄化された復水をバイパスしてプラント運
転時用補機熱交換器に導き熱交換して冷却し、この冷却
された復水を前記復水脱塩器の下流側に接続した高圧復
水ポンプにより給水加熱器に導いて加熱し原子炉圧力容
器内へ冷却材として給水する系統からなり、前記プラン
ト運転時用補機熱交換器は海水熱交換器により熱交換さ
れる補機冷却系の非常時熱負荷と通常時熱負荷と同等の
流路配管係を有するものであることを特徴とする。
【００１９】
【作用】原子炉補機冷却システムとタービン補機冷却シ
ステムを除熱するために海水の代りに復水器で凝縮し、
原子炉に給水する給水復水システムの復水を用いて再補
機冷却システムの廃熱を吸収する。この復水を原子炉に
給水することにより原子炉出力を軽くするかまたは、発
生する蒸気量を増やすことができ、結果として廃熱を回
収することができる。
ステムを除熱するために海水の代りに復水器で凝縮し、
原子炉に給水する給水復水システムの復水を用いて再補
機冷却システムの廃熱を吸収する。この復水を原子炉に
給水することにより原子炉出力を軽くするかまたは、発
生する蒸気量を増やすことができ、結果として廃熱を回
収することができる。
【００２０】すなわち、主復水器で凝縮した復水を海水
の代りに用い除熱した熱を原子炉給水系に回収する。こ
の結果、プラントの熱効率は 0.5〜 0.6％高めることが
できる。また、運転中に機器の冷却水漏洩で海水中に放
射能を放出する可能性をより少くできる。
の代りに用い除熱した熱を原子炉給水系に回収する。こ
の結果、プラントの熱効率は 0.5〜 0.6％高めることが
できる。また、運転中に機器の冷却水漏洩で海水中に放
射能を放出する可能性をより少くできる。
【００２１】
【実施例】図１を参照しながら本発明に係る原子力発電
プラントの補機冷却水システムの一実施例を説明する。
プラントの補機冷却水システムの一実施例を説明する。
【００２２】図１において符号１は海水ポンプで、この
海水ポンプ１は海水２を汲み上げて海水熱交換器３内を
循環させる。海水熱交換器３は非常用熱負荷４、プラン
ト運転時用補機熱交換器10および通常時熱負荷５に非常
用熱負荷元弁６、通常時熱負荷元弁７および補機熱交入
口弁21と補機熱交バイパス弁22を介して接続しているプ
ラント運転時補機熱交換器10は補機熱交復水元弁19を介
して復水脱塩器16の下流側に接続して復水脱塩器16で浄
化された復水の熱を冷却する。
海水ポンプ１は海水２を汲み上げて海水熱交換器３内を
循環させる。海水熱交換器３は非常用熱負荷４、プラン
ト運転時用補機熱交換器10および通常時熱負荷５に非常
用熱負荷元弁６、通常時熱負荷元弁７および補機熱交入
口弁21と補機熱交バイパス弁22を介して接続しているプ
ラント運転時補機熱交換器10は補機熱交復水元弁19を介
して復水脱塩器16の下流側に接続して復水脱塩器16で浄
化された復水の熱を冷却する。
【００２３】復水脱塩器16の上流側は復水ポンプ17およ
び主復水器が接続され、また下流側には高圧復水ポンプ
15、中低圧給水加熱器14、高圧給水ポンプ13、高圧給水
加熱器12および原子炉圧力容器11が順次接続されてい
る。通常時熱負荷５の上下両端側配管と、プラント運転
時用補機熱交換器10と復水脱塩器16との間を接続する配
管にはそれぞれ別系統同一システム20への配管が接続さ
れている。
び主復水器が接続され、また下流側には高圧復水ポンプ
15、中低圧給水加熱器14、高圧給水ポンプ13、高圧給水
加熱器12および原子炉圧力容器11が順次接続されてい
る。通常時熱負荷５の上下両端側配管と、プラント運転
時用補機熱交換器10と復水脱塩器16との間を接続する配
管にはそれぞれ別系統同一システム20への配管が接続さ
れている。
【００２４】図中海水ポンプ１、海水２、海水熱交換器
３、非常用熱負荷４、非常用熱負荷元弁６、通常時熱負
荷元弁７、補機冷却水ポンプ９は図２で説明した従来設
備と同等である。また、通常時熱負荷５にはタービン発
電気関係の熱負荷を含めたものとする。図４は２つのシ
ステムのうちの片方のシステムのみを示している。つぎ
に本実施例中で使用する原子炉給水系について説明す
る。
３、非常用熱負荷４、非常用熱負荷元弁６、通常時熱負
荷元弁７、補機冷却水ポンプ９は図２で説明した従来設
備と同等である。また、通常時熱負荷５にはタービン発
電気関係の熱負荷を含めたものとする。図４は２つのシ
ステムのうちの片方のシステムのみを示している。つぎ
に本実施例中で使用する原子炉給水系について説明す
る。
【００２５】主復水器18は主タービン発電機を回して仕
事を終えた蒸気を冷却凝縮して復水にする設備である。
ここで、蒸気は海水により冷却され35〜40℃程度の凝縮
水（復水とも言う）になる。ここの圧力は、絶対圧力0.
05kg／cm2 ・ａ程度であり、これを復水ポンプ17を通し
て昇圧する。その後、復水脱塩器16を通して水質を整え
る。ここでの水温は約40℃程度である。
事を終えた蒸気を冷却凝縮して復水にする設備である。
ここで、蒸気は海水により冷却され35〜40℃程度の凝縮
水（復水とも言う）になる。ここの圧力は、絶対圧力0.
05kg／cm2 ・ａ程度であり、これを復水ポンプ17を通し
て昇圧する。その後、復水脱塩器16を通して水質を整え
る。ここでの水温は約40℃程度である。
【００２６】この水を高圧復水ポンプ15でさらに昇圧
し、中、低圧給水加熱器14を通して原子炉に給水する前
に予熱を行う。更に給水ポンプ13で原子炉圧力容器11内
から圧力を上げ高圧給水加熱器12を通して 210℃程度迄
予熱して原子炉圧力容器11内に注入し、炉心で加熱して
蒸気を発生させる。このような原子炉給水系では主復水
器18で約35〜40℃0.05kg／cm2 ・ａの復水となった給水
を約 210℃80kg／cm2 ・ａまでの温度と圧力に昇温・昇
圧する。本実施例では復水脱塩器16を流出した約40℃10
kg／cm2 ・ａ程度の復水を海水２の代りの除熱媒体とし
て用いることにある。
し、中、低圧給水加熱器14を通して原子炉に給水する前
に予熱を行う。更に給水ポンプ13で原子炉圧力容器11内
から圧力を上げ高圧給水加熱器12を通して 210℃程度迄
予熱して原子炉圧力容器11内に注入し、炉心で加熱して
蒸気を発生させる。このような原子炉給水系では主復水
器18で約35〜40℃0.05kg／cm2 ・ａの復水となった給水
を約 210℃80kg／cm2 ・ａまでの温度と圧力に昇温・昇
圧する。本実施例では復水脱塩器16を流出した約40℃10
kg／cm2 ・ａ程度の復水を海水２の代りの除熱媒体とし
て用いることにある。
【００２７】図１中の補機冷却システムでは図２に対し
プラント運転時用補機熱交換器10とその運用に係わる補
機熱交復水元弁19、補機熱交入口弁21および補機熱交バ
イパス弁22が加わったものである。つぎにこのシステム
の運用を記述する。
プラント運転時用補機熱交換器10とその運用に係わる補
機熱交復水元弁19、補機熱交入口弁21および補機熱交バ
イパス弁22が加わったものである。つぎにこのシステム
の運用を記述する。
【００２８】プラント通常運転（発電）中のシステム運
用は次の様になる。すなわち、補機冷却水ポンプ９で昇
圧された閉サイクル冷却水は海水熱交換器３に流入す
る。この海水熱交換器３に関係する海水ポンプ１は停止
している。従って、海水熱交換器３を通っても閉サイク
ルで冷却水は除熱冷却されない。次いで、通常用熱負荷
元弁７を通る。この時非常用熱負荷元弁６は閉じてい
る。冷却水は補機熱交入口弁21を通りプラント運転時用
補機熱交換器10に入る。補機熱交バイパス弁22は閉じて
いる。
用は次の様になる。すなわち、補機冷却水ポンプ９で昇
圧された閉サイクル冷却水は海水熱交換器３に流入す
る。この海水熱交換器３に関係する海水ポンプ１は停止
している。従って、海水熱交換器３を通っても閉サイク
ルで冷却水は除熱冷却されない。次いで、通常用熱負荷
元弁７を通る。この時非常用熱負荷元弁６は閉じてい
る。冷却水は補機熱交入口弁21を通りプラント運転時用
補機熱交換器10に入る。補機熱交バイパス弁22は閉じて
いる。
【００２９】前記熱交換器10で原子炉給水系の水により
冷却され通常時熱負荷５に閉サイクル冷却水が供給さ
れ、約40℃の冷却水で各負荷を冷却する。各負荷を除熱
して流出した閉サイクル冷却水は補機冷却水ポンプ９に
戻る。
冷却され通常時熱負荷５に閉サイクル冷却水が供給さ
れ、約40℃の冷却水で各負荷を冷却する。各負荷を除熱
して流出した閉サイクル冷却水は補機冷却水ポンプ９に
戻る。
【００３０】一方、熱交換器10を冷却した原子炉給水系
の水は予熱され、補機熱交復水弁19（戻り側）を通って
原子炉給水系の合流する。この過程で各熱負荷から除熱
された熱は原子炉給水を予熱することに使われ回収され
る。従って、海水に熱を廃棄することにならない。
の水は予熱され、補機熱交復水弁19（戻り側）を通って
原子炉給水系の合流する。この過程で各熱負荷から除熱
された熱は原子炉給水を予熱することに使われ回収され
る。従って、海水に熱を廃棄することにならない。
【００３１】プラントの非常時は自動的に次の様な運用
となるようにインターロックを設定する。非常時には海
水ポンプ１は自動起動する。従って、ここで海水熱交換
器３は除熱冷却が可能となる。次いで非常用熱負荷元弁
６が開き、通常用熱負荷元弁７が閉じる。この変化によ
り原子炉の崩壊熱は非常用熱負荷４を流れる閉サイクル
冷却水により海水熱交換器３に運ばれ海水２に廃棄され
る。
となるようにインターロックを設定する。非常時には海
水ポンプ１は自動起動する。従って、ここで海水熱交換
器３は除熱冷却が可能となる。次いで非常用熱負荷元弁
６が開き、通常用熱負荷元弁７が閉じる。この変化によ
り原子炉の崩壊熱は非常用熱負荷４を流れる閉サイクル
冷却水により海水熱交換器３に運ばれ海水２に廃棄され
る。
【００３２】プラントが停止して定期点検に入る場合は
原子炉給水系も停止するし、また予熱も意味がないので
補機熱交バイパス弁22を開き、補機熱交入口弁21を閉
じ、同じ出口弁も閉じることによりプラント運転時用補
機熱交換器10の開放点検も可能となる。
原子炉給水系も停止するし、また予熱も意味がないので
補機熱交バイパス弁22を開き、補機熱交入口弁21を閉
じ、同じ出口弁も閉じることによりプラント運転時用補
機熱交換器10の開放点検も可能となる。
【００３３】このシステムは、従来のＲＣＷと同様にほ
ぼ同一なシステムの系統の合体で構成され、閉サイクル
冷却水系の別系統同一システム20により結合される。原
子炉給水系も主系列から枝分れして補機熱交換器10に向
かう途中で２系統のシステムに流れを分割させる。
ぼ同一なシステムの系統の合体で構成され、閉サイクル
冷却水系の別系統同一システム20により結合される。原
子炉給水系も主系列から枝分れして補機熱交換器10に向
かう途中で２系統のシステムに流れを分割させる。
【００３４】
【発明の効果】本発明によれば、プラント運転中はプラ
ント内補機から廃棄しなければならない熱を原子炉給水
を加熱するために使用することによって約 1.7％の熱が
回収される。その結果、約 0.5〜 0.6％程プラント熱効
率が向上する。すなわち経済性が向上し、その結果とし
て環境へ廃棄する熱が相対的に減少する。
ント内補機から廃棄しなければならない熱を原子炉給水
を加熱するために使用することによって約 1.7％の熱が
回収される。その結果、約 0.5〜 0.6％程プラント熱効
率が向上する。すなわち経済性が向上し、その結果とし
て環境へ廃棄する熱が相対的に減少する。
【００３５】また、プラント運転時用補機熱交換器の３
次側の冷却水がプラント運転中は原子炉給水となるた
め、各負荷の何れかで一次水の漏洩で放射能が洩れ且つ
熱交換器のチューブが破損しても放射能を環境に放出す
る恐れはない。
次側の冷却水がプラント運転中は原子炉給水となるた
め、各負荷の何れかで一次水の漏洩で放射能が洩れ且つ
熱交換器のチューブが破損しても放射能を環境に放出す
る恐れはない。
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの補機冷却水
システムの一実施例を示す系統図。
システムの一実施例を示す系統図。
【図２】従来の原子力発電プラントの補機冷却水システ
ムを示す系統図。
ムを示す系統図。
１…海水ポンプ、２…海水、３…海水熱交換器、４…非
常用熱負荷、５…通常時熱負荷、６…非常用熱負荷元
弁、７…通常時熱負荷元弁、８…系統連絡弁、９…補機
冷却水ポンプ、10…プラント運転時用補機熱交換器、11
…原子炉圧力容器、12…高圧給水加熱器、13…高圧給水
ポンプ、14…中、低圧給水加熱器、15…高圧復水ポン
プ、16…復水脱塩器、17…復水ポンプ、18…主復水器、
19…補機熱交復水元弁、20…別系統同一システム、21…
補機熱交入口弁、22…補機熱交バイパス弁。
常用熱負荷、５…通常時熱負荷、６…非常用熱負荷元
弁、７…通常時熱負荷元弁、８…系統連絡弁、９…補機
冷却水ポンプ、10…プラント運転時用補機熱交換器、11
…原子炉圧力容器、12…高圧給水加熱器、13…高圧給水
ポンプ、14…中、低圧給水加熱器、15…高圧復水ポン
プ、16…復水脱塩器、17…復水ポンプ、18…主復水器、
19…補機熱交復水元弁、20…別系統同一システム、21…
補機熱交入口弁、22…補機熱交バイパス弁。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21D 1/00 G21C 19/30
Claims (1)
- 【請求項１】 主復水器で凝縮された復水を復水ポンプ
により復水脱塩塔に導き、この復水脱塩塔で浄化された
復水をバイパスしてプラント運転時用補機熱交換器に導
き熱交換して冷却し、この冷却された復水を前記復水脱
塩器の下流側に接続した高圧復水ポンプにより給水加熱
器に導いて加熱し原子炉圧力容器内へ冷却材として給水
する系統からなり、前記プラント運転時用補機熱交換器
は海水熱交換器により熱交換される補機冷却系の非常時
熱負荷と通常時熱負荷と同等の流路配管系を有するもの
であることを特徴とする原子炉発電プラントの補機冷却
水システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3307509A JP3068288B2 (ja) | 1991-11-22 | 1991-11-22 | 原子力発電プラントの補機冷却水システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3307509A JP3068288B2 (ja) | 1991-11-22 | 1991-11-22 | 原子力発電プラントの補機冷却水システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05142389A JPH05142389A (ja) | 1993-06-08 |
| JP3068288B2 true JP3068288B2 (ja) | 2000-07-24 |
Family
ID=17969936
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3307509A Expired - Lifetime JP3068288B2 (ja) | 1991-11-22 | 1991-11-22 | 原子力発電プラントの補機冷却水システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3068288B2 (ja) |
-
1991
- 1991-11-22 JP JP3307509A patent/JP3068288B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH05142389A (ja) | 1993-06-08 |
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