JPH04126902A - 給水加熱器 - 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） 本発明は給水加熱器に係り、特に加熱器チュブを改良し
た給水加熱器に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子力発電プラントの給水加熱器は復水器から
の復水を給水として加熱し、原子炉圧力容器へ導くもの
である。給水の加熱は給水が給水加熱器の加熱器チュー
ブを流通する間に熱交換によってなされる。

このような加熱器チューブは熱交換効率を高めるために
給水との接液面積が約２００００ｎ（と大きくなるよう
に構成されている。したかって、腐食防止の観点から従
来加熱器チューブは腐食され難いオーステナイト系ステ
ンレス鋼によって形成されている。

（発明が解決しようとする課題） このオーステナイト系ステンレス鋼は腐食速度が小さく
腐食量が第４図中、曲線１に示すように少ないものの、
Ｎｉ含有量か多い。なお、第４図はステンレス鋼の腐食
量と試験時間との関係を示している。

ステンレス鋼中のＮｉが多いとその不純物として存在す
るＣＯも多くなる。一般にステンレス鋼から液体中へ溶
出するＣｏの溶出量はステンレス鋼の腐食速度とＮｉ含
有率との積に比例する。したがって、加熱器チューブを
構成するステンレス鋼のＮｉ含有蹴が多い場合にはｃｏ
が給水中へ溶出する溶出量の増大を意味することになる
。したがって、加熱器チューブがオーステナイト系ステ
ンレス鋼から構成された場合には給水中のＣｏ濃度が増
大する。また、」二連のように加熱器チューブの接液面
積が大きいので給水中のｃｏ量の９０％以」二がこの加
熱器チューブから溶出することになる。

給水中に溶出したＣｏは給水中のＮｉ　　Ｆｅ等ととも
に原子炉圧力容器内の炉心へ導かれて中性子照射を受け
、６０Ｃｏ、　”Ｍｎ、　”Ｃｏ等の放射性核種に変化
する。このうち、”’Ｃｏは放射線量が他の核種に比べ
て著しく大きい。したかって、給水中にＣｏが多量に存
在すると、６１１　Ｃｏの発生量も増大し、ブラントの
放射線量が大きくなって、ブラントの運転員が放射線で
被曝する恐れがある。

そこで、作業従事者の被曝低減の観点からＮｉを含有し
ないフェライト系ステンレス鋼を給水加熱器チューブに
適用することか検討されている。

このような理由によって、Ｎｉを含有しないフェライト
系ステンレス鋼を給水加熱器チューブに適用することが
望まれる。しかしながら、第４図中曲線３に示すように
、フェライト系ステンレス鋼の腐食量はオーステナイト
系ステンレス鋼（曲線１）のそれに比べて極めて多い。

したがって、鋼種の変更のみだけでは、腐食生成物の低
減あるいは作業従事者の放射線被曝低減に大きな効果を
期待することはてきない課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原
子力発電プラントにおける放射線量を大幅に抑制し、か
つブラントの作業従事者に対する放射線被曝低減に寄与
することができる給水加熱器を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は、原子力発電プラントの給水系に設置され、本
体内部に多数の加熱器チューブが配設されて給水加熱器
が構成され、前記給水系の給水は前記加熱器チューブ内
を通過する間に熱交換されて加熱される給水加熱器にお
いて、前記加熱器チューブは電解研磨処理を施したフェ
ライト系ステンレス鋼から形成されていることを特徴と
する。

（作　用） 加熱器チューブをフェライト系ステンレス鋼製とし、そ
の内外両面が電解研磨によって平滑化されている。その
結果、加熱器チューブから給水中へＮｉ、Ｃｏ等の構成
元素の溶出量が減少し、また、溶出量が抑制され、これ
らの原子炉への持ち込み風が減少する。これによって、
炉心における放射性核種の生成量を低減できる。

（実施例） 本発明に係る給水加熱器の実施例を図面に基づいて説明
する。第１図は本発明に係る給水加熱器の一実施例で、
第２図は第１図における給水加熱器をヒータドレンフォ
ワードポンプアップ方式の給水系に絹込んだ第１の例の
沸騰水型原子力発電プラントを示す系統図である。

第２図において、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は
主蒸気ライン３を通って高圧蒸気タービン５へ導かれタ
ービンロータを駆動する。高圧蒸気タービン５て仕事を
した蒸気は湿分分離再熱器７を経て低圧蒸気タービン９
へ導かれ、タービンロータを駆動する。湿分分離再熱器
７は原子炉圧力容器］からの蒸気を導いて、高圧蒸気タ
ービン５にて仕事をした蒸気の湿分を除去し再熱するも
のである。

低圧蒸気タービン９へ導かれて仕事をした蒸気は復水器
ＩＩ内で冷却凝縮され復水となる。この復水は復水浄化
系１３へ導かれてろ過および脱塩処理され、給水系１５
へ送られて給水となる。給水系１５には上流側から順次
低圧給水加熱器１７、高圧給水加熱器１９が設置される
。給水はこれらの給水加熱器１７．１９によって段階的
に加熱された後、原子炉圧力容器」へ導かれる。

高圧給水加熱器１９内で給水と熱交換してこの給水を加
熱する加熱媒体は湿分分離再熱器７において加熱媒体と
して機能し流出した蒸気か用いられる。また、低圧給水
加熱器１７の加熱媒体は湿分分離再熱器７で加熱されて
低圧蒸気タービン９へ導かれる蒸気の一部が使用される
。これらの高圧、低圧給水加熱器１９．１７から流出し
た加熱媒体は各々高圧ドレン回収ライン２０、低圧ドレ
ン回収ライン１８を介して高圧給水加熱器１９、低圧給
水加熱器１７の上流側の給水ラインへそれぞれ送られ給
水となる。給水となった加熱媒体は他の給水とともに高
圧給水加熱器１９、低圧給水加熱器１７で加熱され、原
子炉圧力容器１へ導かれる。このように低圧および高圧
給水加熱器１７．１９の加熱媒体を浄化処理することな
く直接給水ラインへ導く給水系をヒータドレンフォワー
ドポンプアップ方式給水系という。

」二連の低圧、高圧給水加熱器１７．１９は第１図に示
すように、本体２１内部に多数本の加熱器チューブ２３
が配設されて構成されたものである。つまり、本体２１
は筒形状の本体胴２５と、この本体胴２５の両端部に取
り付けられた」二流側氷室鏡板２７および下流側氷室鏡
板２９から構成される。これら」二流側および下流側氷
室鏡板２７．２９と本体胴２５との境界にそれぞれ管板
３１．３３が配設される。管板３１および上流側氷室鏡
板２７に囲まれて人ｔ１］側水室３５が、管板３３およ
び下流側氷室鏡板２９に囲まれて出口側水室３７か形成
される。

多数の加熱器チューブ２３の端部は両管板３１．３３に
固定され、入口側および出口側氷室３５．３７に開口し
て設けられる。また、上流側氷室鏡板２７には給水入１
」３９が、下流側氷室鏡板２９には給水臼［１４１かそ
れぞれ形成される。さらに、本体胴２５には加熱媒体を
流入し、排出する加熱媒体入］」４３および加熱媒体１
：１１　Ｄ　４５が形成される。したがって、給水人口
３９から入口側水室３５内へ導かれた給水は加熱器チュ
ーブ２３内を通過する間加熱媒体人口４３から本体胴２
５内へ導かれた加熱媒体としての蒸気によって熱交換さ
れて加熱され、出目側氷室３７を経て給水出口４１から
流出する。また、本体胴２５内へ導かれた加熱媒体とし
ての蒸気は熱交換されて冷却され、加熱媒体出口４５か
ら流出する。

加熱器チューブ２３はフェライト系ステンレス鋼５ＵＳ
４３４から構成される。本実施例ではこのチューブに電
解研磨を施している。

電解研磨処理を施したフェライト系ステン１ノス鋼５Ｕ
Ｓ４３４の腐食速度はＯ，Ｑ５ｍｇ／　ｃｎｆ／２０ｄ
ａｙｓ　テあり、未処理のそれは０．０６ｍｇ／　ｃｎ
ｆ／２０ｄａｙｓである。

（第４図曲線２）したがって、電解研磨処理をすること
により溶出量は１／ＩＯ程度に減少する。

これは電解研磨処理により表面が平滑化し、表面積が小
さくなったことからと判断される。

ここで、第４図中曲線２は電解研磨処理を施したフェラ
イト系ステンレス鋼を、曲線３は未処理のフェライト系
ステンレス鋼を、曲線１はオーステナイト系ステンレス
鋼を腐食試験における腐食量の経時変化でそれぞれ示し
ている。試験水中の溶存酸素濃度は約５ｏｐｐｂであり
、試験温度は２８０℃である。

しかし、電解研磨処理を施したフェライト系ステンレス
鋼を用いた加熱器チューブ２３では未処理のフェライト
系ステンレス鋼を用いた場合に比べ、給水への腐食生成
物発生量が１７１０程度に減少することから、原子炉圧
力容器１内の炉心で生成される放射性核種の生成用も大
幅に低減する。その結果、原子力発電プラントにおける
放射線量が減少し、作業者の被曝量の低減化か可能とな
る。

また、給水および蒸気中への腐食生成物が少なくなるこ
とから、給水系をヒータドレンフォワードポンプアップ
方式とすることができる。したがって、低圧および高圧
給水加熱器１７．１９の加熱媒体を復水浄化系１３を経
ることなく直接給水加熱器１７１９へ導いて加熱するこ
とができる。その結果、加熱媒体を復水器１１へ導いて
冷却凝固した後、復水浄化系１３へ導く後述のカスケー
ド方式の給水系（第３図）に比べ熱経済上有利となる。

上記構成に係る給水加熱器をノアスケート方式の給水系
に組込んだ第２の例を説明する。この第２の例では、加
熱器チューブ２３が前述したように酸化被膜を付与した
フェライト系ステンレス鋼から形成された給水加熱器１
７．１９を第３図に示すカスケード方式の給水系に設置
したものである。このカスケード方式の給水系は高圧給
水加熱器１９からの加熱媒体を低圧給水加熱器１７へ導
いて再び加熱媒体として使用し、低圧給水加熱器１７の
加熱媒体を復水器１１へ導き、復水浄化系１３で浄化す
るように構成したものである。この第２の例の場合には
熱経済」二の利点を度外視すれば加熱媒体中の腐食生成
物を復水浄化系１３て確実に除去することができる。そ
のため、炉心における放射性核種の生成量を一層減少す
ることができ、プラントの放射線量をより一層低減させ
ることができる。

［発明の効果］ 本発明によれば、本体内部に配設された多数の加熱器チ
ューブが電解研磨処理を施したフェライト系ステンレス
鋼から形成されたことから、この加熱器チューブから給
水中へ溶出する腐食生成物を減少させて、炉心における
放射性核種の生成量を低減させることができる。その結
果、原子力発電プラントにおける放射線量を大幅に抑制
することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る給水加熱器を示す縦断面図、第２
図は第１図における給水加熱器をヒータドレンフォワー
ドポンプアップ方式の給水系に組込んだ第１の例の沸騰
水型原子力発電プラントを示す系統図、第３図は同じく
給水加熱器をカスケ１］− 一ド方式の給水系に組込んだ第２の例の沸騰水型原子力
発電プラントを示す系統図、第４図は本発明に係る電解
研磨処理を施したフェライト系ステンレス鋼と従来例の
未処理のフェライト系ステンレス鋼およびオーステナイ
ト系ステンレス鋼の腐食試験における腐食量の経時変化
を示す特性図である。 」・・・原子炉圧力容器　　５・・高圧蒸気タービン９
・・・低圧蒸気タービン　１５・・・給水系１７・・・
低圧給水加熱器　　１９・・・高圧給水加熱器２１・・
・本体　　　　　　　２３・・・加熱器チューブ（８７
３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　１名）

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子力発電プラントの給水系に設置され、本体内部に多
   数の加熱器チューブが配設されて給水加熱器が構成され
   、前記給水系の給水は前記加熱器チューブ内を通過する
   間に熱交換されて加熱される給水加熱器において、前記
   加熱器チューブは電解研磨処理を施したフェライト系ス
   テンレス鋼から形成されていることを特徴とする給水加
   熱器。