JP4516438B2 - Operation method of nuclear power plant - Google Patents
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Description
本発明は原子力プラントの運転方法に係り、特に発電容量を増大させるのに好適な原子力プラントの運転方法に関する。 The present invention relates to a method for operating a nuclear power plant, and more particularly to a method for operating a nuclear power plant suitable for increasing power generation capacity.
従来の新設の原子力プラントにおいては、例えば電気出力を増大するために燃料構成、又は燃料集合体の形状構成等を改良して、炉心出口における主蒸気流量を増加させることで電気出力を増大させていた。 In a conventional new nuclear power plant, for example, the fuel configuration or the shape configuration of the fuel assembly is improved to increase the electrical output, and the main steam flow rate at the core outlet is increased to increase the electrical output. It was.
このような従来例の技術が特開平9−264983号公報に示されている。 Such a conventional technique is disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 9-264983.
上述の従来の技術を既設の原子力プラントに適用した場合、原子炉の炉心を流れる炉心流量が電気出力増大前とほぼ同じで、炉心の熱出力が増加するため、沸騰水型軽水炉では炉心の平均ボイド率(流路体積に占める蒸気の割合)が増加する。このことにより、冷却材の流速が大きくなり、炉心の圧力損失が大きくなる。また、炉心での蒸気発生量が増えるため、水‐蒸気の二相流部の圧力損失が増大し、炉心の安定性の余裕も減少する傾向になる。さらに、炉心平均ボイド率が大きくなると、発電機の負荷の遮断時等に圧力が上昇する、いわゆる圧力過渡時に凝縮する蒸気の量が増え、炉心平均ボイド率の減少幅が大きくなる。一般に沸騰水型軽水炉はボイド率が大きくなると原子炉出力が小さくなるように負のボイドフィードバック係数を持たせている。しかし、このような圧力過渡時には炉心の平均ボイド率が減少するため原子炉の出力は上昇する。従来の技術によると電気出力増加後は上述のように圧力過渡時の炉心平均ボイド率の減少幅が大きくなり、圧力過渡事象に対する設計余裕も減少する可能性がある。 When the above-mentioned conventional technology is applied to an existing nuclear power plant, the core flow rate flowing through the reactor core is almost the same as before the increase in electrical output, and the thermal output of the core increases. The void ratio (ratio of steam in the channel volume) increases. This increases the flow rate of the coolant and increases the core pressure loss. Further, since the amount of steam generated in the core increases, the pressure loss in the two-phase flow portion of water-steam increases and the margin of stability of the core tends to decrease. Furthermore, when the core average void ratio increases, the amount of steam that condenses during so-called pressure transients, which increases the pressure when the load of the generator is interrupted, increases, and the reduction range of the core average void ratio increases. In general, a boiling water light water reactor has a negative void feedback coefficient so that the reactor power decreases as the void ratio increases. However, during such pressure transients, the reactor core output increases because the average void fraction of the core decreases. According to the conventional technique, after the electrical output is increased, the decrease in the core average void ratio during the pressure transient increases as described above, and the design margin for the pressure transient may also decrease.
それとは別に、電気出力増加にほぼ比例して主蒸気流量が増加する。このため主蒸気流量の増加によって、給水系配管,給水加熱器,給水ポンプなどの給水系設備、蒸気乾燥器などの炉内構造物,主蒸気管,高圧タービン,低圧タービン及び復水器などほとんど全ての機器の設計余裕が減少する。通常の沸騰水型軽水炉を用いた原子力プラントでは、主蒸気流量の増加によって最初に設計余裕がなくなる可能性のある機器の一つが高圧タービンである。沸騰水型軽水炉以外の原子力発電システムにおいても、高圧タービンの設計余裕が比較的小さいプラントについては同様の課題があり、従来の技術を既設の原子力プラントに適用する場合、プラントの機器の大規模な改良,交換が必要になっていた。また、主蒸気流量の増加を抑制するには給水温度を低下させれば良いが、単に全体的に給水加熱用の抽気を減少させると熱効率が大幅に悪化して電気出力はほとんど増えないため現実的では無い。 Apart from that, the main steam flow increases almost in proportion to the increase in electrical output. For this reason, due to the increase in main steam flow, water supply system equipment such as feed water piping, feed water heaters, feed water pumps, in-furnace structures such as steam dryers, main steam pipes, high pressure turbines, low pressure turbines, condensers, etc. The design margin of all equipment is reduced. In a nuclear power plant using a normal boiling water light water reactor, one of the devices that may lose its design margin due to an increase in the main steam flow rate is a high-pressure turbine. In nuclear power generation systems other than boiling water reactors, there is a similar problem for plants with relatively small design margins for high-pressure turbines. When applying conventional technology to existing nuclear power plants, large-scale plant equipment is required. Improvement and exchange were necessary. In order to suppress the increase in the main steam flow rate, it is only necessary to lower the feed water temperature. However, if the extraction for heating the feed water is simply reduced as a whole, the thermal efficiency is greatly deteriorated and the electrical output hardly increases. Not right.
本発明の目的は、炉心の圧力損失特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、プラント機器の構成の大幅な変更を行わずに、プラントの増出力を可能にする原子力プラントの運転方法を提供することである。 The purpose of the present invention is to increase the power output of the plant without making a major change in the configuration of the plant equipment, while making the pressure loss characteristics, stability margin, and design margin during transients almost the same as before the power increase. It is to provide a method for operating a nuclear power plant.
上記目的を達成するため本発明は、原子力プラントの起動から燃料交換のために原子力プラントの運転を停止するまでの期間を一運転サイクルとしたとき、第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つの入口までの間)からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、40℃以下低下させることである。 In order to achieve the above object, according to the present invention, when the period from the start of the nuclear power plant to the stop of the operation of the nuclear power plant for fuel replacement is defined as one operation cycle, the second reactor heat output in the second operation cycle is obtained. , More than the first reactor heat output in the first operation cycle of at least one operation cycle before the second operation cycle, extracted from the steam system and led to the feed water heater, especially in the middle of the high-pressure turbine and The ratio of the extracted steam from the high pressure turbine outlet (actually from the high pressure turbine outlet to the inlet of either the moisture separator or moisture separator superheater or moisture separator reheater) to the main steam flow rate. The second operation cycle is smaller than the first operation cycle, and the temperature of the water discharged from the feed water heater is decreased by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気の質量流量を、第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、40℃以下低下させることである。 In order to achieve the above object, the present invention provides the second reactor heat output in the second operation cycle of the nuclear reactor with the first reactor heat in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. The mass flow rate of the extracted steam, which is increased from the output, extracted from the steam system and led to the feed water heater, particularly during the high-pressure turbine and from the outlet of the high-pressure turbine, is set to the second operating cycle with respect to the first operating cycle. Then, reduce the temperature of the water discharged from the feed water heater by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量を第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくすることで、複数ある給水加熱器の内、特に主給水ポンプより下流側に設置された高圧給水加熱器での温度上昇量を小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、40℃以下低下させることである。 In order to achieve the above object, the present invention provides the second reactor heat output in the second operation cycle of the nuclear reactor with the first reactor heat in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. The mass flow rate of the extracted steam that is extracted from the steam system and led to the feed water heater is reduced in the second operation cycle with respect to the first operation cycle. It is to reduce the temperature rise in the high-pressure feed water heater installed downstream from the feed water pump and to reduce the temperature of the water discharged from the feed water heater by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気管の少なくとも1系統以上を止めることにより、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、40℃以下低下させることである。 In order to achieve the above object, the present invention provides the second reactor heat output in the second operation cycle of the nuclear reactor with the first reactor heat in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. Discharge from the feed water heater by stopping at least one of the extracted steam pipes from the steam system and extracting from the steam system to the feed water heater, especially during the high pressure turbine and from the high pressure turbine outlet. The temperature of the water to be reduced is 1 ° C. or more and 40 ° C. or less.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力(Q2)を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つの入口までの間)からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とするとき、
0<A≦5、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W)、
とすることである。
In order to achieve the above object, according to the present invention, the second reactor heat output (Q2) in the second operation cycle of the reactor is changed to the first in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. Increase the reactor thermal output (Q1) by A%, extract steam from the steam system and lead it to the feed water heater, especially during the high-pressure turbine and at the high-pressure turbine outlet (actually moisture separation from the high-pressure turbine outlet) In the second operating cycle, the ratio of the extracted steam to the main steam flow rate from the steamer or the moisture separation superheater or the moisture separation reheater to the inlet of any one of the second operation cycle is reduced. The temperature of the first operation cycle of the feed water discharged from the feed water heater is T1 (° C.), the temperature in the second operation cycle is T 2 (° C.), and the reactor in the second operation cycle Flow into When the heart rate and W (kg / s),
0 <A ≦ 5,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2-Q1) / (4.5 × W),
It is to do.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力(Q2)を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つの入口までの間)からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とするとき、
5<A≦10、
T1-40≦T2≦T1-7.7×(Q2×(A+95)/100-Q1)/(4.5×W)
とすることである。
In order to achieve the above object, according to the present invention, the second reactor heat output (Q2) in the second operation cycle of the reactor is changed to the first in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. Increase the reactor thermal output (Q1) by A%, extract steam from the steam system and lead it to the feed water heater, especially during the high-pressure turbine and at the high-pressure turbine outlet (actually moisture separation from the high-pressure turbine outlet) In the second operating cycle, the ratio of the extracted steam to the main steam flow rate from the steamer or the moisture separation superheater or the moisture separation reheater to the inlet of any one of the second operation cycle is reduced. The temperature of the first operation cycle of the feed water discharged from the feed water heater is T1 (° C.), the temperature in the second operation cycle is T 2 (° C.), and the reactor in the second operation cycle Flow into When the heart rate and W (kg / s),
5 <A ≦ 10,
T1-40 ≦ T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 95) / 100-Q1) / (4.5 × W)
It is to do.
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力(Q2)を、第2運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つの入口までの間)からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第1運転サイクルに対して第2運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とするとき、
10<A<30、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+90)/100-Q1)/(4.5×W)
とすることである。
In order to achieve the above object, according to the present invention, the second reactor heat output (Q2) in the second operation cycle of the reactor is changed to the first in the first operation cycle at least one operation cycle before the second operation cycle. Increase the reactor thermal output (Q1) by A%, extract steam from the steam system and lead it to the feed water heater, especially during the high-pressure turbine and at the high-pressure turbine outlet (actually moisture separation from the high-pressure turbine outlet) In the second operating cycle, the ratio of the extracted steam to the main steam flow rate from the steamer or the moisture separation superheater or the moisture separation reheater to the inlet of any one of the second operation cycle is reduced. The temperature of the first operation cycle of the feed water discharged from the feed water heater is T1 (° C.), the temperature in the second operation cycle is T 2 (° C.), and the reactor in the second operation cycle Flow into When the heart rate and W (kg / s),
10 <A <30,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 90) / 100-Q1) / (4.5 × W)
It is to do.
本発明によれば、既設の原子力プラントの増出力に関して、炉心の圧力損失特性、安定性余裕、熱的余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、原子力プラントの構成を大幅に変更せずに、原子力プラントの増出力を実現可能にする。 According to the present invention, regarding the increased output of the existing nuclear power plant, the core pressure loss characteristics, stability margin, thermal margin, and design margin during transients are substantially the same as before the increased output, while greatly increasing the configuration of the nuclear plant. It will be possible to increase the output of the nuclear power plant without changing to.
本発明を直接サイクル型原子力プラントの一つである沸騰水型軽水炉システムに適用した場合の実施例を示す。 An embodiment when the present invention is applied to a boiling water light water reactor system which is one of direct cycle nuclear power plants will be described.
図1は本実施例に係わる沸騰水型軽水炉システムの全体構成を、本実施例による運転方法の増出力時の熱バランスの一例とともに示しており、図2は増出力前の同じ沸騰水型軽水炉システムの熱バランス例を示している。図3は従来の増出力時の沸騰水型軽水炉システムの熱バランス例を示している。また、図4及び図5は本実施例の運転方法による運転サイクルの概念図を示している。なお、図1,図2及び図3中の熱バランスでは、原子炉熱出力をQ、水及び蒸気の質量流量をG、水及び蒸気のエンタルピをHで表しており、熱出力Qと質量流量Gは図2に記載した増出力前の原子炉の原子炉熱出力及び原子炉圧力容器出口における蒸気流量に対する比(%)を、エンタルピは(kJ/kg)単位の数値で表している。また、本発明の各実施例は通常の運転状態を示しており、起動,停止時,過渡状態、炉心熱出力を制御棒によって変化させる運転状態、更に事故時の運転状態は除かれる。 FIG. 1 shows the overall configuration of a boiling water light water reactor system according to the present embodiment together with an example of a heat balance at the time of increased output of the operation method according to the present embodiment, and FIG. 2 shows the same boiling water light water reactor before the increased output. An example of the heat balance of the system is shown. FIG. 3 shows an example of the heat balance of a conventional boiling water light water reactor system at the time of increased output. 4 and 5 are conceptual diagrams of operation cycles according to the operation method of the present embodiment. 1, 2, and 3, the reactor thermal output is represented by Q, the mass flow rate of water and steam is represented by G, the enthalpy of water and steam is represented by H, and the thermal output Q and mass flow rate are represented by G represents a ratio (%) to the reactor thermal power before the increase in power output shown in FIG. 2 and the steam flow rate at the reactor pressure vessel outlet, and enthalpy is represented by a numerical value in units of (kJ / kg). In addition, each embodiment of the present invention shows a normal operation state, and excludes an operation state at the time of starting and stopping, a transient state, an operation state in which the core heat output is changed by the control rod, and an operation state at the time of an accident.
まず、図1を用いて本実施例に係わる沸騰水型軽水炉システムの全体構成を説明する。 First, the whole structure of the boiling water type light water reactor system concerning a present Example is demonstrated using FIG.
図1において、1は原子炉圧力容器であり、原子炉圧力容器1内に再循環ポンプとジェットポンプを備え、これらにより炉心を流れる炉心流量が調整される。原子炉圧力容器1はその内部構造物と共に原子炉21を構成し、原子炉21で発生する蒸気が蒸気系22に供給される。蒸気系22は主蒸気管2とそれに繋がる高圧タービン3及び低圧タービン5と、高圧タービン3と低圧タービン5との間に位置する湿分分離器4とを有している。高圧タービン3を含む原子炉出口から低圧タービン5の入口までの部分は高圧蒸気系22Aを構成し、低圧タービン5の入口から復水器6の入口までの部分は低圧蒸気系22Bを構成している。復水器6は、低圧タービン5から排出された蒸気を凝縮する。復水器6で凝縮した復水は、給水系23に給水として供給され、給水系23は給水を加熱して原子炉21に戻す。給水系23は、主給水ポンプ8と、復水器6より下流側でかつ主給水ポンプ8より上流側に設置され、復水器6から供給された給水を加熱する低圧給水加熱器7と、主給水ポンプ8より下流側でかつ原子炉21より上流側に設置された高圧給水加熱器9を含み、高圧給水加熱器9から排出された給水が給水管24を介して原子炉21に向けて導かれる。
In FIG. 1,
蒸気系22と高圧給水加熱器9及び低圧給水加熱器7との間には、蒸気系22から上記を抽気して高圧給水加熱器9及び低圧給水加熱器7に導く抽気管25,26,27,28が設けられている。抽気管25は、高圧タービン3の途中から蒸気を抽気し高圧給水加熱器9に導き、抽気管26は、高圧タービン3の出口(実際には高圧タービン3の出口より下流側でかつ湿分分離器4の入口よりも上流側)から蒸気を抽気し、高圧給水加熱器9に導く。抽気管27は、湿分分離器4の途中から蒸気を抽気し低圧給水加熱器7に導き、抽気管28は、低圧タービン5の途中から蒸気を抽気し低圧給水加熱器7に導く。抽気管25には、高圧タービン3の途中から高圧給水加熱器9に導かれる抽気蒸気量を調節する抽気蒸気量調整手段である抽気管流量調整弁10が設けられている。
Between the
次に、本実施例による上記原子力プラントの運転方法を説明する。 Next, the operation method of the nuclear power plant according to this embodiment will be described.
図1〜図3に示す熱バランスでは、上記のように、熱出力Qと質量流量Gは図2に記載した増出力前の原子炉の原子炉熱出力及び原子炉圧力容器出口における蒸気流量に対する比(%)を示している。この図1〜図3に示す熱バランスから分かるように、本実施例による運転方法では、原子炉21の第2運転サイクル(図1)における第2原子炉熱出力を、第2運転サイクルより前の第1運転サイクル(図2)における第1原子炉熱出力(図2)よりも増大させるとき(Q=100→105)、第1運転サイクルにおける高圧蒸気系22Aから抽気して給水加熱器9に導く抽気蒸気の質量流量(G=9+10=19)の原子炉出口での主蒸気の質量流量(G=100)に対する割合(19/100)に対して、第2運転サイクルでは高圧蒸気系22Aからの抽気蒸気の質量流量(G=3+10=13)の原子炉出口での主蒸気の質量流量(G=100)に対する割合(13/100)を減少させ(19/100→13/100)、給水加熱器9から排出された給水の温度を第1運転サイクル(H=924)より第2運転サイクル(H=832)で低くしている。後述するように、給水の温度を第1運転サイクルより第2運転サイクルで低くする程度は、1℃〜40℃である。
In the heat balance shown in FIGS. 1 to 3, as described above, the thermal output Q and the mass flow rate G correspond to the reactor thermal output before the increase in output shown in FIG. 2 and the steam flow rate at the reactor pressure vessel outlet. The ratio (%) is shown. As can be seen from the heat balance shown in FIGS. 1 to 3, in the operation method according to the present embodiment, the second reactor heat output in the second operation cycle (FIG. 1) of the
また、本実施例による運転方法は、見方を変えると、第1運転サイクル(図2)における高圧蒸気系22Aから抽気して給水加熱器9に導く抽気蒸気の質量流量(G=9+10=19)に対して、第2運転サイクル(図1)では高圧蒸気系22Aからの抽気蒸気の質量流量(G=3+10=13)を減少させ(G=19→13)、給水加熱器9から排出された給水の温度を第1運転サイクルより第2運転サイクルで低くするものである。また、第1運転サイクル(図2)における高圧給水加熱器9での温度上昇量に対して、第2運転サイクル(図1)では高圧給水加熱器9での温度上昇量を小さくすることにより、給水加熱器9から排出された給水の温度を第1運転サイクル(H=924)より第2運転サイクル(H=832)で低くすると言うこともできる。
Further, when the operation method according to the present embodiment is changed from the viewpoint, the mass flow rate of the extraction steam extracted from the high-
本実施例に係わる運転方法を更に詳細に説明する。 The operation method according to this embodiment will be described in more detail.
図4は本実施例を用いた場合の運転サイクルと原子炉熱出力,主蒸気流量(原子炉圧力容器1から主蒸気管2に流入する蒸気量),抽気蒸気量の関係を、従来の増出力方法と対比して示している。なお、一運転サイクルは原子炉の運転を停止した状態から起動した後、燃料交換のために原子炉の運転を停止するまでの期間と定義している。 FIG. 4 shows the relationship between the operation cycle, the reactor heat output, the main steam flow rate (the amount of steam flowing into the main steam pipe 2 from the reactor pressure vessel 1), and the amount of extracted steam when using this embodiment. It is shown in contrast with the output method. One operation cycle is defined as a period from when the reactor operation is stopped to when the reactor operation is stopped for fuel replacement.
図4に示す運転サイクルにおいて、第N運転サイクルは本発明の増出力方法を適用する前であり、この時、原子炉熱出力はQ=100%である。この増出力前の熱バランス例を図2に示す。第(N+1)運転サイクルは原子炉熱出力を5%増出力してQ=105%としたものである。原子炉熱出力を増加させる手段としては、第(N+1)サイクルにおける制御棒の引き抜き量を第Nサイクルよりも大きくする、又は第(N+1)サイクルにおける炉心流量を再循環ポンプの回転数を上げることで第Nサイクルよりも大きくする、又は燃料集合体の種類を変更する方法で実現することが可能である。また、本発明を適用すると原子炉圧力容器1に供給される給水の温度が低下するため、炉心入口冷却材温度の低下により冷却材密度フィードバックで自然に原子炉熱出力が上がることも期待できる。なお、プラントによっては一運転サイクル中の抽気流量や主蒸気流量を図5に示すように変化させることもある。図5は、第(N+1)サイクルにおいて、炉心の反応度低下などにより1運転サイクルの途中で原子炉熱出力が低下し、それに伴い抽気流量や主蒸気流量が低下した場合(コーストダウン)の例である。図5のような運転サイクル以外でも炉心内の制御棒の挿入度合いを変える場合などにも原子炉の出力は一時的に低下する。そこで本実施例においては、熱バランス,抽気流量,主蒸気流量、炉心流量、給水温度、原子炉熱出力及び給水加熱量などは、起動・停止,炉心の熱出力を制御棒操作によって変える運転時、事故・過渡事象発生時及び試験運転を除く運転サイクル中で主蒸気流量が最大となる運転点で比較するものとする。これは言い換えれば、運転サイクル中で原子炉熱出力が最大になる運転点を意味する。また、図6に示すように第(N―1)サイクルが100%熱出力で、第Nサイクルで何らかの理由で出力が100%定格出力から大きくずれた場合は、第(N―1)サイクルが本発明を適用する前のサイクル(第1運転サイクル)となり、第(N+1)運転サイクルが本発明を適用したサイクル(第2運転サイクル)となる。
In the operation cycle shown in FIG. 4, the Nth operation cycle is before the power increase method of the present invention is applied, and at this time, the reactor heat output is Q = 100%. An example of the heat balance before this increased output is shown in FIG. In the (N + 1) th operation cycle, the reactor heat output is increased by 5% to Q = 105%. As a means for increasing the reactor thermal output, the control rod extraction amount in the (N + 1) th cycle is made larger than that in the Nth cycle, or the core flow rate in the (N + 1) th cycle is increased. Thus, it can be realized by a method of making it larger than the Nth cycle or changing the type of the fuel assembly. Moreover, since the temperature of the feed water supplied to the
原子炉熱出力を増加させた場合は、その増えた分の熱を取るために給水流量を増加するか、又は原子炉圧力容器の入口・出口の冷却材のエンタルピ差を拡大する必要がある。従来の増出力手法では前者の手法を取っており、原子炉熱出力と比例させて給水流量を増やしている。従来の増出力手法による熱バランス例を図3に示す。その結果、従来の増出力手法では、図4に示した第(N+1)運転サイクルの主蒸気流量は105%となっている。本発明では後者の手法を取り、原子炉圧力容器入口の冷却材エンタルピを意図的に下げることで、原子炉圧力容器入口・出口のエンタルピ差を拡大することが特徴である。原子炉容器入口の冷却材エンタルピを下げるためには蒸気系22から抽気して給水加熱器9に送る蒸気量を減少させれば良いが、単に全体的に抽気量を減少させると熱効率が大きく減少して発電量をあまり増加させることができない。熱効率の低下を抑制するには、原子炉出口から高圧タービン3を含み、低圧タービン5の入口までの高圧蒸気系22Aからの抽気を選択的に減少させればよい。これは高圧蒸気系22Aの蒸気が持つエネルギーが、低圧タービン5の入口から復水器6の入口までの低圧蒸気系22Bの蒸気より大きく、高圧蒸気系22Aからの抽気を選択的に減らした方が熱的ロスが少なく、増出力時の熱効率の低下を抑制できるからである。本実施例では高圧蒸気系22Aの中でもエネルギーの高い部分からの抽気を選択的に減らして熱効率低下を抑制するため、高圧タービン3の途中又は高圧タービン3の出口(実際には高圧タービン出口から湿分分離器4の入口までの間)からの抽気量を選択的に減少させ、低圧タービン5に流れる蒸気量を増加させて発電量を増加させる。高圧タービン途中又は高圧タービン出口からの抽気蒸気の多くは、主給水ポンプ8より下流側に設置された給水加熱器9で使用されるため、本発明による増出力手法は見方を変えると、給水ポンプ8より下流側の給水加熱量を減少させる手法となる。
When the reactor heat output is increased, it is necessary to increase the feed water flow rate in order to take the increased amount of heat, or to increase the enthalpy difference of the coolant at the inlet and outlet of the reactor pressure vessel. The conventional method of increasing power uses the former method, and increases the feed water flow rate in proportion to the reactor heat output. FIG. 3 shows an example of heat balance by a conventional power increase method. As a result, in the conventional power increase method, the main steam flow rate in the (N + 1) th operation cycle shown in FIG. 4 is 105%. The present invention is characterized in that the latter method is adopted and the enthalpy difference between the reactor pressure vessel inlet and the outlet is expanded by intentionally lowering the coolant enthalpy at the reactor pressure vessel inlet. In order to lower the coolant enthalpy at the reactor vessel inlet, the amount of steam extracted from the
なお、高圧タービン途中又は高圧タービン出口からのもともとの抽気蒸気量が少ないプラントの場合には、給水温度を十分に減少させるために低圧タービン5からの抽気蒸気量も減少させる必要がある。このようなプラントに本発明を適用する場合であっても、高圧タービン3及び高圧タービン3の出口からの抽気蒸気量の方をより大きく減少させればある程度の効果を得ることが出来る。本実施例では、原子炉熱出力を第Nサイクルに比較して5%増加したにもかかわらず、主蒸気流量は第Nサイクルと同じにすることができる。本実施例は理想的な増出力方法を示しているため、第N運転サイクルと第(N+1)運転サイクルの主蒸気流量は同じとしているが、必ずしも全く同じである必要は無く、高圧タービン3を含む機器の設計余裕の範囲内で主蒸気流量は増加させても良い。
In the case of a plant with a small amount of original extracted steam from the middle of the high-pressure turbine or from the outlet of the high-pressure turbine, it is necessary to reduce the amount of extracted steam from the low-
抽気量を減少させる抽気点は、高圧タービン途中又は高圧タービン出口の抽気点で、抽気点が複数ある場合は一番上流側の抽気点を選ぶと最も効果が高い。この場合、抽気量を制御する抽気管流量調整弁10を設置して抽気量を減少させても良いが、抽気管の少なくとも1系統以上を完全に閉塞させても良い。閉塞させる方法としては、抽気管の途中に閉止弁を設置するか、抽気管をプラギングすれば良い。抽気管を完全に閉塞させた場合は、抽気量の制御系機器が不要となるとともに運転制御も簡略化する。抽気量を制御するか、抽気管を完全に閉塞させるかは、プラントの熱バランスと増出力幅に依存する。(抽気管1本当りの抽気量が多すぎる場合は完全に閉塞させると給水温度が下がりすぎるため、この場合は抽気量を調整する。)
本実施例によれば、原子炉熱出力を増大させ原子力プラントの発電量を増加させた場合であっても、給水流量及び主蒸気流量の増加を抑制できるため、給水管24,主蒸気管2,炉内構造物にかかる負荷の増加を抑制できる。抽気量を単に全体的に減少させる場合と比較して、熱効率の低下を抑制でき、より大きな電気出力を得ることが可能となる。また、従来の増出力方法で大幅な増出力時には一般的に高圧タービン3の交換が必要となるが、本実施例を用いれば高圧タービン3の交換無しに実施できる増出力範囲が従来の方法に比べて拡大する。
The extraction point for reducing the amount of extraction is the extraction point at the middle of the high-pressure turbine or at the outlet of the high-pressure turbine. When there are a plurality of extraction points, the most effective is when the most upstream extraction point is selected. In this case, the bleed pipe flow
According to the present embodiment, even when the reactor heat output is increased and the power generation amount of the nuclear power plant is increased, the increase in the feed water flow rate and the main steam flow rate can be suppressed. Therefore, it is possible to suppress an increase in load on the reactor internal structure. Compared with a case where the amount of extraction is simply reduced as a whole, a decrease in thermal efficiency can be suppressed, and a larger electrical output can be obtained. In addition, the
本実施例の運転方法によれば給水温度が低下する。給水温度の低下は炉心入口での冷却材温度を低下させ、炉心の熱的余裕(BWRの場合ではMCPRに相当)が増加するため、従来の増出力手法と比較して安全面でのメリットもある。通常の増出力時には炉心の圧力損失の増大や安定性余裕が低下するが、本発明による増出力手法では炉心入口の冷却材温度の低下により、炉心のボイド率とボイド反応度係数も低下するため、炉心での圧力損失が低減し炉心の安定性余裕の低下も抑制される。また、炉心のボイド率とボイド反応度係数が低下するため圧力上昇過渡に対する設計余裕も増加する。 According to the operation method of the present embodiment, the feed water temperature decreases. Lowering the feed water temperature lowers the coolant temperature at the core inlet and increases the thermal margin of the core (corresponding to MCPR in the case of BWR), so there is also a safety advantage compared to the conventional power increase method. is there. At normal power increase, the core pressure loss increases and the stability margin decreases, but the power increase method according to the present invention also reduces the core void fraction and void reactivity coefficient due to a decrease in the coolant temperature at the core inlet. Moreover, the pressure loss in the core is reduced, and the decrease in the stability margin of the core is also suppressed. In addition, since the void ratio and void reactivity coefficient of the core are reduced, the design margin for pressure rise transients is also increased.
このように給水温度の低下は増出力時の沸騰水型軽水炉の炉心特性、設計余裕の低下を抑制する効果がある。一般に沸騰水型軽水炉においては特に給水温度制御をしていないため、プラント全体の熱バランスの変化、具体的には図1の復水器6で蒸気を凝縮させる冷却材(海水の場合が多い)の温度変化などで、同一の沸騰水型軽水炉で同一の炉心熱出力であっても1℃未満の範囲では変化しうる。本実施例では給水温度の低下は約20℃となっているが、増出力時の炉心特性の低下を補うために給水温度を低下させる範囲とすれば、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である1℃以上給水温度を下げれば、本実施例に書いた効果が有意に得られる。ただし、給水は原子炉圧力容器1に入るときに原子炉内の飽和温度の水と交わる。したがって、給水管24と圧力容器1の間に温度差が存在する。給水温度を下げすぎるとこの部分での温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える恐れがある。この観点から、給水温度の現行の運転温度からの低下幅は40℃が限界である。
Thus, the reduction in the feed water temperature has the effect of suppressing the reduction in the core characteristics and design margin of the boiling water light water reactor at the time of increased output. In general, in boiling water type light water reactors, the feed water temperature is not particularly controlled, so the change in the heat balance of the entire plant, specifically, the coolant that condenses steam in the
炉心の圧力損失が減少することは、冷却材の再循環を行うためのジェットポンプや再循環ポンプへの増出力による負担増加も抑制できることを意味する。炉心での発生蒸気の増加量も熱出力の増加量に比較して小さくなるため、再循環水への蒸気の巻き込みにより起こるキャリーアンダーへの影響も小さく、大幅な増出力時であってもフローウィンドの確保が容易となる。 The decrease in the core pressure loss means that an increase in burden due to increased output to the jet pump and the recirculation pump for recirculation of the coolant can be suppressed. The increase in steam generated in the core is also smaller than the increase in heat output, so there is little impact on carry-under caused by the entrainment of steam in the recirculated water, and even when there is a significant increase in power It is easy to secure the window.
表1に本実施例による増出力方法を様々な出力増加量に適用したときの、原子炉熱出力,主蒸気流量,抽気流量,給水のエンタルピの関係を示す。原子炉熱出力,主蒸気流量は、原子炉熱出力100%の場合に対する比を、抽気流量は、原子炉熱出力100%の場合の主蒸気流量に対する比を示している。表1から分かる通り、原子炉熱出力を110%にした場合でも本発明の増出力方法は広く適用可能である。表1に出力110%までしか示していないのは、これ以上の増出力時には湿分分離器4の交換などが必要となるためであり、湿分分離器4の交換を許容する、又は炉心圧力増加や湿分分離過熱器の導入などと組み合わせればさらに広範囲に適用可能である。 Table 1 shows the relationship between the reactor heat output, the main steam flow rate, the extraction flow rate, and the enthalpy of water supply when the power increase method according to this embodiment is applied to various power increase amounts. The reactor heat output and main steam flow rate indicate the ratio with respect to the reactor heat output of 100%, and the extraction flow rate indicates the ratio with respect to the main steam flow rate with the reactor heat output of 100%. As can be seen from Table 1, the power increase method of the present invention is widely applicable even when the reactor heat output is 110%. The reason why only the output of 110% is shown in Table 1 is that the moisture separator 4 needs to be replaced when the output is further increased, so that the moisture separator 4 can be replaced or the core pressure can be changed. If combined with an increase or the introduction of a moisture separator superheater, it can be applied to a wider range.
なお、一般的に沸騰水型軽水炉においては、原子炉熱出力102%程度までは給水流量計測器などの計測精度を向上するだけで実施可能であり、本発明は原子炉熱出力102%を超える増出力に対して効果が大きい。さらに原子炉熱出力105%程度までの増出力では、一般的に高圧タービン3の交換などの大幅なシステム機器の変更は不要である。本発明を用いれば、原子炉熱出力105%を超える増出力時でも高圧タービン3の交換が不要となるため、特に大きな効果が得られる。
In general, in a boiling water type light water reactor, the reactor thermal output up to about 102% can be implemented only by improving the measurement accuracy of a feed water flow meter and the like, and the present invention exceeds the reactor thermal output of 102%. Great effect for increased output. Furthermore, when the reactor thermal output is increased to about 105%, generally no significant system equipment change such as replacement of the high-
さて、上述のように原子炉熱出力105%程度までの通常の増出力では、一般的に高圧タービン3の交換などの大幅なシステム機器の変更は不要であることに着目すると、原子炉熱出力増加幅5%以下と5%を超える増出力で、本実施例の適用方法を変えてもよい。具体的には原子炉熱出力増加幅5%以下では、高圧タービン3の交換は不要であることから、上述の炉心特性(炉心平均ボイド率)を増出力前と同じにすることを主目的とする。今、増出力前の原子炉熱出力をQ1(kW)、増出力後の原子炉熱出力をQ2(kW)、増出力幅をA(%)とすると5%以下の増出力ではA≦5となる。増出力後の炉心流量をW(kg/s)、一般的な沸騰水型軽水炉の運転圧力である7MPa、200℃前後での定圧比熱は約4.5(kJ/kg・K)であること、一般的な沸騰水型軽水炉における炉心流量に占める給水流量の割合が約13%であることから、炉心平均ボイド率を増出力前と同じにする条件は以下のようになる。
Now, focusing on the fact that, as described above, with a normal increased output up to about 105% of the reactor thermal output, it is generally unnecessary to change the system equipment such as replacement of the high-
給水の熱量変化は給水温度1℃当たり、
W(kg/s)×13(%)/100(%)×4.5(kJ/kg・K)=W×13/100×4.5(kW/K)
である。今、増出力前の給水温度をT1、増出力後の給水温度をT2とすると増出力した熱量(Q2-Q1)(kW)と同等な給水熱量を低下させるための給水温度T2は以下の式より求まる。
The amount of heat change in the water supply is
W (kg / s) x 13 (%) / 100 (%) x 4.5 (kJ / kg · K) = W x 13/100 x 4.5 (kW / K)
It is. Now, let T1 be the feed water temperature before increasing output and T2 be the feed water temperature after increasing output. The feed water temperature T2 to reduce the feed water calorie equivalent to the increased output (Q2-Q1) (kW) is More.
Q2-Q1=W×13/100×4.5×(T1-T2)
ここで、炉心特性を増出力前と同等もしくはそれ以上にするためには、増出力した熱量以上に給水熱量を低下させればよい。そのための条件は下式となる。
Q2-Q1 = W × 13/100 × 4.5 × (T1-T2)
Here, in order to make the core characteristic equal to or higher than that before the increased output, it is only necessary to reduce the amount of heat of the feed water beyond the increased amount of heat. The condition for this is as follows.
Q2-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
この式を変形すると、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W)
となる。すなわち、5%以下の増出力において上式を満たす給水温度とすれば、炉心の熱的余裕、圧損特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕等の特性は基本的に増出力前と同等かより良いものになる。また、主蒸気流量も増出力前と同等もしくは減少するので、高圧タービンや蒸気乾燥器といった主蒸気系の設計余裕も増出力前と同等かそれ以上に出来る。
Q2-Q1 ≦ W × 13/100 × 4.5 × (T1-T2)
If this equation is transformed,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2-Q1) / (4.5 × W)
It becomes. In other words, if the feed water temperature satisfies the above equation at an output increase of 5% or less, the core thermal margin, pressure loss characteristics, stability margin, transient design margin, etc. are basically the same as before the increase output. It will be better. In addition, since the main steam flow rate is the same as or less than that before the increased output, the design margin of the main steam system such as the high-pressure turbine and the steam dryer can be equal to or more than that before the increased output.
さらに原子炉熱出力の増加が5%を超えて10%以下の場合の給水温度について以下で述べる。従来型増出力で原子炉熱出力が5%を超えて増加すると、主蒸気流量も5%を超えて増加し、一般に高圧タービン等の機器の設計余裕を越えるため、このような機器の交換が必要となる。この場合に本実施例のように給水温度を下げることにより、主蒸気流量の増加幅を5%以下に抑えることが可能である。 Furthermore, the water supply temperature when the increase in reactor heat output exceeds 5% and below 10% is described below. When the reactor heat output increases by more than 5% with the conventional power increase, the main steam flow also increases by more than 5%, which generally exceeds the design margin of equipment such as high-pressure turbines. Necessary. In this case, it is possible to suppress the increase in the main steam flow rate to 5% or less by lowering the feed water temperature as in this embodiment.
今、主蒸気流量の5%までの増加を認めると、増出力幅がA(%)のときに必要な給水熱量の低下幅は(A-5)(%)の出力増加分に相当し、
Q2×(A-5+100)/100-Q1= Q2×(A+95/100)-Q1
となる。増出力前の給水温度をT1、増出力後の給水温度をT2とすると、この熱量を相殺するにはT1,T2は次式を満たせばよい。
Now, when an increase of 5% in the main steam flow rate is recognized, the amount of decrease in the amount of feed water required when the increased output width is A (%) corresponds to the increased output of (A-5) (%)
Q2 × (A-5 + 100) / 100-Q1 = Q2 × (A + 95/100) -Q1
It becomes. Assuming that the water supply temperature before the increased output is T1, and the water supply temperature after the increased output is T2, T1 and T2 may satisfy the following equations in order to cancel out this amount of heat.
Q2×(A+95/100)-Q1=W×13/100×4.5×(T1-T2)
主蒸気流量の増加を5%以下にするためには、
Q2×(A+95/100)-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
であればよく、上式を変形して、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+95)/100-Q1)/(4.5×W)
を得る。これは5%を超え、10%以下の増出力については増出力後の給水温度T2が上式を満たせば高圧タービン等の設計余裕の範囲で増出力ができ、これら機器の交換等が不要となることを意味し、さらに高圧タービンや炉心の設計余裕は従来例の5%増出力時と同等かそれ以上になる。
Q2 × (A + 95/100) -Q1 = W × 13/100 × 4.5 × (T1-T2)
In order to increase the main steam flow rate to 5% or less,
Q2 × (A + 95/100) -Q1 ≦ W × 13/100 × 4.5 × (T1-T2)
You can change the above formula,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 95) / 100-Q1) / (4.5 × W)
Get. This is over 5%, and for increased output of 10% or less, if the water supply temperature T2 after the increased output satisfies the above equation, the increased output can be made within the design margin of a high-pressure turbine, etc. In addition, the design margin of the high-pressure turbine and core is equal to or higher than that of the conventional 5% output increase.
10%を超える増出力になると、沸騰水型軽水炉では一般に高圧タービン等の他に湿分分離器の交換等が必要になってくる。そこで上述と同じように湿分分離器の交換が要らないように主蒸気流量の増加を10%以下にするように給水温度を下げればよい。この場合の式は上述の5%を超え、10%以下の増出力と同様に考えて、増出力幅A(%)に対して下記のようになる。 When the output exceeds 10%, boiling water type light water reactors generally require replacement of a moisture separator in addition to a high pressure turbine. Therefore, as in the case described above, the feed water temperature may be lowered so that the increase in the main steam flow rate is 10% or less so that the moisture separator does not need to be replaced. The equation in this case is as follows for the increased output width A (%), considering the above-mentioned increased output exceeding 5% and 10% or less.
Q2×(A-10+100)/100-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
上式を変形すると、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+90)/100-Q1)/(4.5×W)
となる。これは10%を超える増出力において、湿分分離器の交換が要らない給水温度低下幅を示している。この場合は高圧タービンや炉心の設計余裕は従来例の10%増出力時と同等かそれ以上になる。
Q2 × (A-10 + 100) /100-Q1≦W×13/100×4.5× (T1-T2)
Transforming the above equation,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 90) / 100-Q1) / (4.5 × W)
It becomes. This indicates a decrease in the feed water temperature at which the moisture separator does not need to be replaced at an increased output exceeding 10%. In this case, the design margin of the high-pressure turbine and core is equal to or greater than that of the conventional 10% increase output.
なお、5%以下の増出力、5%を超え10%以下の増出力及び10%を超える増出力においても、熱疲労の観点から給水温度の低下幅が40℃を超えるのは現実的ではない。また、増出力していくと炉心の熱的余裕が減少する。新燃料の採用により一般に20%程度までは炉心の熱的余裕は持つと言われている。さらに炉心流量を増やすためのポンプの改良等が考えられるが、これらを加味しても増出力幅は30%程度が炉心特性上、限界と考えられる。また機器側からも30%以上の増出力は高圧タービンより高い低圧タービンや復水器の設計限界を超えるため、これらの機器の交換も必要であるため現実的でない。 In addition, it is not realistic that the decrease in the feed water temperature exceeds 40 ° C from the viewpoint of thermal fatigue even when the output is 5% or less, the output is 5% or more and 10% or less and the output is over 10%. . In addition, as the output increases, the thermal margin of the core decreases. It is said that the core has a thermal margin of up to about 20% by adopting new fuel. Furthermore, improvement of the pump for increasing the core flow rate can be considered, but even if these are taken into consideration, the increased output width is considered to be a limit in terms of the core characteristics of about 30%. Moreover, since the increase in output of 30% or more from the equipment side exceeds the design limit of the low-pressure turbine or condenser higher than the high-pressure turbine, it is not practical because these equipments must be replaced.
本実施例によれば5%以下の増出力については増出力前と同等かそれ以上の高圧タービンや炉心の設計余裕を維持しつつ、増出力が可能である。5%を超え10%以下の増出力においては高圧タービンや炉心の設計余裕を従来型5%増出力と同等がそれ以上に出来、高圧タービン等の機器交換を削減して10%まで増出力が可である。10%を超える増出力においては湿分分離器や炉心の設計余裕を従来型10%増出力と同等がそれ以上に出来、湿分分離器等の交換をしなくても10%を超える増出力が可能となる。 According to the present embodiment, an increase in output of 5% or less can be increased while maintaining a design margin of a high-pressure turbine or core equal to or higher than that before the increase. With an increase in output exceeding 5% and less than 10%, the design margin of the high-pressure turbine and core can be increased to the same level as the conventional 5% increase, and the replacement of equipment such as the high-pressure turbine can be reduced to an increase of 10%. Yes. When the output exceeds 10%, the design margin of the moisture separator and core can be equal to or higher than the conventional 10% increase, and the output exceeds 10% without replacing the moisture separator. Is possible.
本発明は上記実施例に制約されず種々の変形が可能である。例えば、沸騰水型軽水炉システムにいおては、湿分分離器4の代わりに図7に示す湿分分離過熱器もしくは湿分分離再熱器11が用いられる場合も考えられる。この場合は蒸気抽気ライン31やドレンライン32が追加になるが、増出力時の給水温度や主蒸気流量といった主要パラメータに関しては大きな変化はなく、上記実施例の場合と同様に本発明の運転方法が適用可能であり、その場合も同様の効果を得ることができる。
The present invention is not limited to the above-described embodiments, and various modifications can be made. For example, in a boiling water type light water reactor system, a moisture separation superheater or a moisture separation reheater 11 shown in FIG. 7 may be used instead of the moisture separator 4. In this case, the
また、上記実施の形態は沸騰水型軽水炉システムに本発明を適用した場合のものであるが、加圧水型軽水炉システムにも本発明は適用可能である。 Moreover, although the said embodiment is a thing at the time of applying this invention to a boiling water type light water reactor system, this invention is applicable also to a pressurized water type light water reactor system.
1…原子炉圧力容器
2…主蒸気管
3…高圧タービン
4…湿分分離器
5…低圧タービン
6…復水器
7…低圧給水加熱器
8…主給水ポンプ
9…高圧給水加熱器
10…抽気管流量調整弁
11…湿分分離過熱器もしくは湿分分離再熱器
21…原子炉
22…蒸気系(22A…高圧蒸気系、22B…低圧蒸気系)
23…給水系
24…給水管
25〜28…抽気管
31…蒸気抽気ライン
32…ドレンライン
DESCRIPTION OF
23 ...
Claims (13)
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおける前記高圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合に対して、前記第2運転サイクルでは前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合を減少させ、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system from the reactor outlet to the low-pressure turbine inlet to which steam generated in the reactor is supplied;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to a condenser inlet for condensing steam discharged from the low pressure turbine;
In a method of operating a nuclear power plant comprising a feed water heater that heats feed water supplied from the condenser, and a feed water system that guides feed water discharged from the feed water heater toward the nuclear reactor,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
The ratio of the extracted steam mass flow rate extracted from the high pressure steam system in the first operating cycle to the feed water heater with respect to the mass flow rate of the main steam at the reactor outlet is compared with the high pressure steam in the second operating cycle. The ratio of the mass flow rate of the bleed steam from the system to the mass flow rate of the main steam at the reactor outlet is decreased, and the temperature of the feed water discharged from the feed water heater is set to 1 in the second operation cycle from the first operation cycle. A method for operating a nuclear power plant, characterized in that the temperature is lowered by 40 ° C. or more.
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおける前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合に対して、前記第2運転サイクルでは前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合をともに減少させ、前記第2運転サイクルでの前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合の前記第1運転サイクルに対する減少割合を、前記第2運転サイクルでの前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合の前記第1運転サイクルに対する減少割合よりも大きくし、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system from the reactor outlet to the low-pressure turbine inlet to which steam generated in the reactor is supplied;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to a condenser inlet for condensing steam discharged from the low pressure turbine;
In a method of operating a nuclear power plant comprising a feed water heater that heats feed water supplied from the condenser, and a feed water system that guides feed water discharged from the feed water heater toward the nuclear reactor,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
The ratio of the mass flow rate of the extracted steam extracted from the high-pressure steam system and the low-pressure steam system to the feed water heater in the first operation cycle with respect to the mass flow rate of the main steam at the reactor outlet, In the operation cycle, the ratio of the mass flow rate of the extracted steam from the high-pressure steam system and the low-pressure steam system to the mass flow rate of the main steam at the reactor outlet is decreased, and the ratio from the high-pressure steam system in the second operation cycle is reduced. The ratio of the ratio of the mass flow rate of the extracted steam to the mass flow rate of the main steam at the reactor outlet with respect to the first operating cycle is defined as the ratio of the mass flow rate of the extracted steam from the low-pressure steam system in the second operating cycle. The ratio with respect to the mass flow rate of the main steam at the outlet is made larger than the decreasing ratio with respect to the first operation cycle, and the temperature of the feed water discharged from the feed water heater is set to the first operation. Cycle 1 ℃ or more than the second operating cycle, the method of operating a nuclear plant, characterized in that lower 40 ° C. or less.
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおける前記高圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量に対して、前記第2運転サイクルでは前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量を減少させ、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system from the reactor outlet to the low-pressure turbine inlet to which steam generated in the reactor is supplied;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to a condenser inlet for condensing steam discharged from the low pressure turbine;
In a method of operating a nuclear power plant comprising a feed water heater that heats feed water supplied from the condenser, and a feed water system that guides feed water discharged from the feed water heater toward the nuclear reactor,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
In contrast to the mass flow rate of the extraction steam extracted from the high-pressure steam system in the first operation cycle and led to the feed water heater, the mass flow rate of the extraction steam from the high-pressure steam system is decreased in the second operation cycle, A method for operating a nuclear power plant, characterized in that the temperature of feed water discharged from the feed water heater is lower by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less in the second operation cycle than in the first operation cycle.
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおける前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量に対して、前記第2運転サイクルでは前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量をともに減少させ、前記第2運転サイクルでの前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の前記第1運転サイクルに対する減少割合を、前記第2運転サイクルでの前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の前記第1運転サイクルに対する減少割合よりも大きくし、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system from the reactor outlet to the low-pressure turbine inlet to which steam generated in the reactor is supplied;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to a condenser inlet for condensing steam discharged from the low pressure turbine;
In a method of operating a nuclear power plant comprising a feed water heater that heats feed water supplied from the condenser, and a feed water system that guides feed water discharged from the feed water heater toward the nuclear reactor,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
In contrast to the mass flow rate of extraction steam extracted from the high-pressure steam system and the low-pressure steam system in the first operation cycle and guided to the feed water heater, in the second operation cycle, from the high-pressure steam system and the low-pressure steam system And reducing the mass flow rate of the extracted steam from the high-pressure steam system in the second operating cycle with respect to the first operating cycle in the second operating cycle. The mass flow rate of the extracted steam from the system is greater than the rate of decrease with respect to the first operating cycle, and the temperature of the feed water discharged from the feed water heater is 1 ° C. or more in the second operating cycle from the first operating cycle, A method for operating a nuclear power plant, wherein the temperature is lowered by 40 ° C. or less.
該原子炉で発生する蒸気が供給される高圧タービン及び低圧タービンを含む蒸気系と、
該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
該復水器から供給された給水を加熱する、該復水器より下流側でかつ主給水ポンプより上流側に設置された低圧給水加熱器と、前記主給水ポンプより下流側でかつ前記原子炉より上流側に設置された高圧給水加熱器を含み、該高圧給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおける前記蒸気系から抽気して前記高圧給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量に対して、前記第2運転サイクルでは前記蒸気系からの抽気蒸気の質量流量を減少させることで、前記第1運転サイクルにおける前記高圧給水加熱器での温度上昇量に対して、前記第2運転サイクルでは前記高圧給水加熱器での温度上昇量を小さくすることにより、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
A steam system including a high-pressure turbine and a low-pressure turbine to which steam generated in the nuclear reactor is supplied;
A condenser for condensing steam discharged from the low-pressure turbine;
A low-pressure feed water heater installed on the downstream side of the condenser and upstream of the main feed water pump for heating the feed water supplied from the condenser; and on the downstream side of the main feed water pump and the reactor In a method for operating a nuclear power plant comprising a high-pressure feed water heater installed on the upstream side, and a feed water system for guiding feed water discharged from the high-pressure feed water heater toward the nuclear reactor,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
Relative to the mass flow rate of extracted steam which bled before Ki蒸 exhaust system leading to the high-pressure feed water heater in the first operating cycle, the mass flow rate of extracted steam from Ki蒸 exhaust system before the second operation cycle By reducing the temperature increase amount in the high-pressure feed water heater in the first operation cycle, the temperature increase amount in the high-pressure feed water heater is reduced in the second operation cycle, thereby reducing the feed water heating. A method for operating a nuclear plant, characterized in that the temperature of the feed water discharged from the vessel is lower by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less in the second operation cycle than in the first operation cycle.
該原子炉で発生する蒸気が供給される高圧タービン及び低圧タービンを含み、かつ前記高圧タービンと低圧タービンとの間に湿分分離器、湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つを有する蒸気系と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
該復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、前記給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系と、
前記高圧タービンの途中及び、前記高圧タービン出口より下流側でかつ前記湿分分離器、湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか1つの入口よりも上流側から蒸気を抽気し、前記給水加熱器に導く少なくとも1系統の高圧抽気管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力を、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第1運転サイクルにおいては抽気蒸気が流れていた前記高圧抽気管の少なくとも1系統で、前記第2運転サイクルにおいては抽気蒸気を止めるか、抽気蒸気量調節手段を設けて抽気蒸気量を調節することにより、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第1運転サイクルより前記第2運転サイクルで1℃以上、40℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear reactor,
One of a moisture separator, a moisture separation superheater, and a moisture separation reheater is provided between the high pressure turbine and the low pressure turbine, the high pressure turbine being supplied with steam generated in the nuclear reactor, and the low pressure turbine. A steam system having one;
A condenser for condensing steam discharged from the low-pressure turbine;
A feed water heater that heats feed water supplied from the condenser, and that feeds the feed water discharged from the feed water heater toward the reactor;
Steam is extracted from the middle of the high-pressure turbine, downstream from the high-pressure turbine outlet and upstream from any one of the moisture separator, the moisture separation superheater, or the moisture separation reheater, In a method for operating a nuclear power plant comprising at least one high-pressure extraction pipe leading to the feed water heater,
Increasing the second reactor heat output in the second operating cycle of the reactor above the first reactor heat output in the first operating cycle prior to the second operating cycle;
In at least one system of the high-pressure extraction pipe in which the extraction steam has flowed in the first operation cycle, the extraction steam is stopped in the second operation cycle or the extraction steam amount adjusting means is provided to adjust the extraction steam amount. Thereby, the temperature of the feed water discharged from the feed water heater is lowered by 1 ° C. or more and 40 ° C. or less in the second operation cycle from the first operation cycle.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、
0<A≦5、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W) ,
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the operating method of the nuclear power plant of any one of Claims 1-4 and 6 ,
The second reactor thermal output in the second operating cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor thermal output in the first operating cycle prior to the second operating cycle is Q1 (kW), and the feed water heater The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W ( kg / s) and the increased output width is A (%)
0 <A ≦ 5,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2-Q1) / (4.5 × W),
A method for operating a nuclear power plant that satisfies the following relationship.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、
5<A≦10、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+95)/100-Q1)/(4.5×W)
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the operating method of the nuclear power plant of any one of Claims 1-4 and 6 ,
The second reactor thermal output in the second operating cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor thermal output in the first operating cycle prior to the second operating cycle is Q1 (kW), and the feed water heater The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W ( kg / s) and the increased output width is A (%)
5 <A ≦ 10,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 95) / 100-Q1) / (4.5 × W)
A method for operating a nuclear power plant that satisfies the following relationship.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、
10<A<30、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+90)/100-Q1)/(4.5×W)
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the operating method of the nuclear power plant of any one of Claims 1-4 and 6 ,
The second reactor thermal output in the second operating cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor thermal output in the first operating cycle prior to the second operating cycle is Q1 (kW), and the feed water heater The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W ( kg / s) and the increased output width is A (%)
10 <A <30,
T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 90) / 100-Q1) / (4.5 × W)
A method for operating a nuclear power plant that satisfies the following relationship.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記高圧給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、 The second reactor heat output in the second operation cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor heat output in the first operation cycle before the second operation cycle is Q1 (kW), and the high-pressure feed water heating The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W (Kg / s) and the increased output width is A (%)
0<A≦5、 0 <A ≦ 5,
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W) , T2 ≦ T1-7.7 × (Q2-Q1) / (4.5 × W),
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。A method for operating a nuclear power plant that satisfies the following relationship.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記高圧給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、 The second reactor heat output in the second operation cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor heat output in the first operation cycle before the second operation cycle is Q1 (kW), and the high-pressure feed water heating The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W (Kg / s) and the increased output width is A (%)
5<A≦10、 5 <A ≦ 10,
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+95)/100-Q1)/(4.5×W) T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 95) / 100-Q1) / (4.5 × W)
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。A method for operating a nuclear power plant that satisfies the following relationship.
前記原子炉の第2運転サイクルにおける第2原子炉熱出力をQ2(kW)、該第2運転サイクルより前の第1運転サイクルにおける第1原子炉熱出力をQ1(kW)、前記高圧給水加熱器から排出された給水の前記第1運転サイクルの温度をT1(℃)、前記第2運転サイクルでの温度をT2(℃)とし、前記第2運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW(kg/s)とし、増出力幅をA(%)とするとき、 The second reactor heat output in the second operation cycle of the reactor is Q2 (kW), the first reactor heat output in the first operation cycle before the second operation cycle is Q1 (kW), and the high-pressure feed water heating The temperature of the first operating cycle of the feed water discharged from the reactor is T1 (° C), the temperature in the second operating cycle is T2 (° C), and the core flow rate flowing into the reactor in the second operating cycle is W (Kg / s) and the increased output width is A (%)
10<A<30、 10 <A <30,
T2≦T1-7.7×(Q2×(A+90)/100-Q1)/(4.5×W) T2 ≦ T1-7.7 × (Q2 × (A + 90) / 100-Q1) / (4.5 × W)
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