JP4982351B2 - Nuclear power plant and operation method for increasing its output - Google Patents
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Description
本発明は原子力発電プラント及びその運転方法に関わり、特に発電容量を増大させるのに好適な原子力発電プラント及びその運転方法に関する。 The present invention relates to a nuclear power plant and an operation method thereof, and more particularly to a nuclear power plant suitable for increasing a power generation capacity and an operation method thereof.
特許文献1には、新設の沸騰水型原子炉〔以下、BWR(Boiling Water Reactor)と称する〕を用いた原子力発電プラント(以下、BWR原子力発電プラントと称する)において、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、炉心での発熱量(熱出力)を増大させ、原子炉圧力容器の蒸気出口ノズル(原子炉出口)からの蒸気流量(以下、原子炉圧力容器の蒸気出口ノズルからの蒸気流量を主蒸気流量と称する)を増加させることで電気出力を増大させる技術が記載されている。
In
また、原子炉圧力容器から高圧タービンまでの主蒸気管を通過する蒸気を分岐して、高圧タービン出口から低圧タービンへ供給される蒸気を加熱し、低圧タービンの効率を向上させて電気出力の増大を図る湿分分離加熱器(湿分分離再熱器とも言う)が知られている。 In addition, the steam that passes through the main steam pipe from the reactor pressure vessel to the high-pressure turbine is branched to heat the steam supplied from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine, improving the efficiency of the low-pressure turbine and increasing the electrical output. Moisture separation heaters (also referred to as moisture separation reheaters) are known.
更に、特許文献2には、既に運転を開始しているBWR原子力発電プラントにおいて、1体当たりの平均熱出力をより増大させることができる新型の燃料集合体の採用等の小規模の改造により、電気出力を増大するときの主蒸気流量の増加による高圧タービン等への影響を緩和するため、給水温度を低下させて、炉心の熱出力増大時における発生蒸気量の増加を抑制しつつ、高圧タービンから給水加熱器への抽気量を低減し、高圧タービンから低圧タービンへの蒸気流量を増加させて、発電量を増大させる技術が記載されている。
しかしながら、前記した特許文献1に記載の従来技術を既設のBWR原子力発電プラントの電気出力の10%以上の大幅な増大、例えば、約15%増大に適用した場合、電気出力増大にほぼ比例して主蒸気流量が増加する。
既設のBWR原子力発電プラントでは、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。BWR原子力発電プラント以外の原子力発電プラント、例えば、加圧水型原子炉〔以下、PWR(Pressurized Water Reactor)と称する〕を用いた原子力発電プラント(以下、PWR原子力発電プラントと称する)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、既設のPWR原子力発電プラントの電気出力の増大を図る場合、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。
However, when the prior art described in
In an existing BWR nuclear power plant, one of the devices that may initially lose design margin due to an increase in the main steam flow rate is a high-pressure turbine. In a nuclear power plant other than a BWR nuclear power plant, for example, a nuclear power plant using a pressurized water reactor (hereinafter referred to as PWR (Pressurized Water Reactor)) (hereinafter referred to as a PWR nuclear power plant), A plant with a relatively small design margin has the same problem, and in order to increase the electrical output of an existing PWR nuclear power plant, large-scale improvement and replacement of plant equipment has been required.
また、主蒸気流量の増加を抑制するには給水温度(給水エンタルピ)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。 Moreover, to suppress the increase in the main steam flow rate, it is only necessary to lower the feed water temperature (feed water enthalpy). 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 is reduced. It is not realistic because it hardly increases.
既設の原子力発電プラントでは、一般に高圧タービン出口から低圧タービンまでの蒸気配管の途中に湿分分離器を設置して蒸気中の湿分を除去してから低圧タービンに蒸気を供給するものが多いが、湿分分離器を改造して最新の原子力発電プラントのように湿分分離加熱器とした場合、主蒸気流量を改造前と同じままとすると、湿分分離加熱器の加熱器用に供給できる高温蒸気流量が十分に確保できず、湿分分離加熱器での加熱量が十分でなく、熱効率向上の効果が低下するなど現実的でない。
このように、従来技術を既設の原子力発電プラントの電気出力の大幅な増大のために個別に採用しても、目的とする電気出力の大幅な増大ができなかった。
In many existing nuclear power plants, in general, a moisture separator is installed in the middle of the steam piping from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine to remove the moisture in the steam, and then the steam is supplied to the low-pressure turbine. If the moisture separator is modified to be a moisture separation heater as in the latest nuclear power plant, the high temperature that can be supplied for the heater of the moisture separation heater if the main steam flow rate remains the same as before the modification. It is not realistic that the steam flow rate cannot be sufficiently secured, the amount of heating in the moisture separation heater is not sufficient, and the effect of improving the thermal efficiency is lowered.
As described above, even if the conventional technology is individually adopted for a significant increase in the electrical output of the existing nuclear power plant, the intended electrical output could not be significantly increased.
本発明は、既設の原子力発電プラントの大幅な出力増大に当たって、プラント機器の大幅な変更を行わずに、大幅な出力増大を可能にする原子力発電プラント及び運転方法を提供することを目的とする。 SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a nuclear power plant and an operation method that enable a significant increase in output without significantly changing plant equipment when a large increase in output is achieved in an existing nuclear power plant.
前記課題を解決するため本発明は、高圧タービン出口と低圧タービン入口との間に、高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている原子力発電プラントの既設状態に対して、
原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
高圧タービン出口と低圧タービン入口との間に、高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、主蒸気管から分岐する蒸気のみにより高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、原子炉の定格熱出力を、原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、主蒸気管から湿分分離加熱器へ分岐する蒸気流量を、原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力運転時における主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、高圧タービンから抽気して給水加熱器に導く蒸気の抽気量を、原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力運転時における抽気量の39%以下とすることを特徴とする。
The present invention for solving the above problem is, between the high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam discharged from the high-pressure turbine are facilities For the existing state,
In the state after the output increase of nuclear power plant,
Moisture separation in which the steam exhausted from the high-pressure turbine is separated between the high-pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, and the steam exhausted from the high-pressure turbine is heated only by the steam branched from the main steam pipe A heater is installed , the rated heat output of the reactor is increased by more than 8% from the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant , and it branches from the main steam pipe to the moisture separation heater Steam extraction is 8 to 9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the reactor in the existing state of the nuclear power plant , and steam extraction is conducted from the high-pressure turbine and led to the feed water heater The amount is set to 39% or less of the bleed amount during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant .
特に、原子力発電プラントの出力増大後の状態では、高圧タービンから給水加熱器への抽気量を、原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力運転時における給水加熱器への抽気量の1%以下、又は、原子炉への給水温度を原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力運転時におけるよりも20℃以上低下させて、原子炉の定格熱出力を原子力発電プラントの既設状態での原子炉の定格熱出力の115〜121%とすることが好ましい。 In particular, in the state after increasing the output of the nuclear power plant, the amount of air extracted from the high-pressure turbine to the feed water heater is the same as the amount of air extracted to the feed water heater during the rated heat output operation of the reactor in the existing state of the nuclear power plant. 1% or less, or, the water temperature to the reactor is lowered 20 ° C. or higher than at the reactor rated thermal power operation in the existing state of the nuclear power plant, the rated thermal power of the reactor of a nuclear power plant It is preferably set to 115 to 121% of the rated heat output of the reactor in the existing state .
または、低圧タービンの出口流量の制限に対応した高圧タービン出口流量以下となるように、原子炉の熱出力(ひいては高圧タービンへの入口流量)と高圧タービンから給水加熱器への蒸気の抽気量を制御することが、より電気出力の増大を図る上で好都合である。 Alternatively, the thermal output of the nuclear reactor (and hence the inlet flow rate to the high pressure turbine) and the amount of steam extracted from the high pressure turbine to the feed water heater should be reduced so that the flow rate is less than the high pressure turbine outlet flow rate corresponding to the low pressure turbine outlet flow rate restriction. It is convenient to control the electrical output more.
その他、特に、高圧タービン途中段から抽気して給水加熱器に導く高圧抽気管を削除することが、高圧タービン及び低圧タービン周囲の配管スペースを確保する上で好ましい方法の一つである。 In addition, it is one of the preferable methods for securing piping space around the high-pressure turbine and the low-pressure turbine, in particular, deleting the high-pressure extraction pipe that extracts air from the middle stage of the high-pressure turbine and leads it to the feed water heater.
本発明によれば、既設の原子力発電プラントの大幅な出力増大に当たって、プラント機器の大幅な変更を行わずに、大幅な出力増大を可能にする原子力発電プラント及び運転方法を提供することができる。 According to the present invention, it is possible to provide a nuclear power plant and an operation method that can greatly increase the output of the existing nuclear power plant without significantly changing plant equipment.
《ベースのBWR原子力発電プラント》
先ず、図1を参照しながら本発明のベースとする比較例の代表的なBWR5型の110万kWe級のBWR原子力発電プラントのヒートバランスについて説明する。図1は、ベースとする比較例のBWR原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。以下では、ベースとする比較例の代表的なBWR5型の110万kWe級のBWR原子力発電プラントを、原子力発電プラント110と称する。
<< Base BWR Nuclear Power Plant >>
First, the heat balance of a representative BWR5 type 1.1 million kWe class BWR nuclear power plant of a comparative example based on the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a diagram for explaining the heat balance of a BWR nuclear power plant as a base comparative example. In the following, a representative BWR5 type 1.1 million kWe BWR nuclear power plant as a base comparative example is referred to as a
図1に示すようにベースとする比較例の原子力発電プラント110では、原子炉圧力容器(原子炉)1A内で発生したエンタルピ2766kJ/kgの蒸気は、蒸気出口ノズル(原子炉出口)1aに接続する主蒸気管5を経由して多段の翼車で構成される高圧タービン7に流入し、高圧タービン7を駆動する。図1においては、蒸気出口ノズル1aからの蒸気流量を質量流量Gで100%と定義して、それ以降の下流における水あるいは蒸気の質量流量Gを%表示で示す。また、水あるいは蒸気のエンタルピ(kJ/kg)をHで示している。
また、原子力発電プラント110の原子炉の熱出力Qを100%、発電機10の電気出力Eを100%としている。
As shown in FIG. 1, in the
In addition, the thermal output Q of the nuclear reactor of the
高圧タービン7に流入した100%の蒸気流量の内、6.2%は、高圧タービン7の途中段から抽気され、高圧抽気管24Aを経由し、タービン駆動給水ポンプ15A及び電動機駆動給水ポンプ15Bの下流に配された高圧給水加熱器(給水加熱器)17に導かれて給水を加熱後、給水加熱器ドレン管27を経由して、図1では5段に設けられている低圧給水加熱器(給水加熱器)13の内の高温側の第1段の低圧給水加熱器13a(図中、「第1」と表示)のドレン側に導かれる。
Of the 100% steam flow rate that flows into the high-pressure turbine 7, 6.2% is extracted from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and passes through the high-
高圧タービン7に流入した100%の蒸気流量の内、残りは高圧タービン出口から出た後、84.2%がクロスアラウンド管21により湿分分離器8’に導かれて湿分分離器8’において湿分が除去され、9.6%が高圧抽気管24Bを経由して第1段の低圧給水加熱器13a(図中、「第1」と表示)に導かれて給水を加熱する。
ここで、クロスアラウンド管21が請求項に記載の「高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管」に対応する。
Of the 100% steam flow rate that flows into the high-pressure turbine 7, the remainder flows out from the high-pressure turbine outlet, and then 84.2% is led to the
Here, the
湿分分離器8’で湿分を除去された蒸気は再びクロスアラウンド管21を経由して、73.6%が低圧タービン入口から低圧タービン9に流入し、低圧タービンを駆動する。湿分分離器8’で湿分を除去された蒸気の内、1.6%はクロスアラウンド管21の途中の分岐から抽気されて、給水ポンプ用抽気管28を経由して、タービン駆動給水ポンプ15Aを駆動する給水ポンプ駆動タービン14に導かれ、その排気は給水ポンプ用タービン排気管29を経由して復水器11にダンプされる。
The steam from which moisture has been removed by the
ちなみに、図1では、給水ポンプ駆動タービン14とタービン駆動給水ポンプ15Aは分離して描かれているが、実際は、一体に組み合わされ、給水ポンプ駆動タービン14の出力軸でタービン駆動給水ポンプ15Aが直接駆動される構造のものである。
湿分分離器8’で除去された湿分の質量流量8.9%は、ドレン管25を経由して、第2段の低圧給水加熱器13b(図中、「第2」と表示)に導かれ、給水を加熱する。
Incidentally, in FIG. 1, the feed water pump drive turbine 14 and the turbine drive feed water pump 15 </ b> A are depicted separately, but in reality, the turbine drive feed water pump 15 </ b> A is directly combined with the output shaft of the feed water pump drive turbine 14. It is of a driven structure.
The mass flow rate of 8.9% of the moisture removed by the
低圧タービン入口から低圧タービン9に流入した蒸気は、多段の翼車を含む低圧タービン9を駆動しながら、低圧タービン9の複数の翼車の段に配置された抽気口からそれぞれ2.0%,4.4%,4.4%,6.8%抽気されて、各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dを経由して、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c(図中、「第3」と表示)、第4段の低圧給水加熱器13d(図中、「第4」と表示)、第5段の低圧給水加熱器13e(図中、「第5」と表示)にそれぞれ導かれ、給水を加熱する。
高圧タービン7及び低圧タービン9は一軸に連結されて発電機10を駆動し、電気出力100%を出力する。
The steam flowing into the low-
The high-pressure turbine 7 and the low-
なお、図1での各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dの低圧タービン9側の抽気口の位置は、ヒートバランスの模式図を煩雑にしないため正確になっていないが、低圧抽気管26A,26B,26C,26Dの順に低圧タービン入口側に近い翼車の段から抽気していることは言うまでもないことである。
Note that the positions of the extraction ports on the low-
低圧タービン出口から排気される54.2%の蒸気は復水器11にダンプされ、ここで水に戻される。第1段の低圧給水加熱器13a、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c、第4段の低圧給水加熱器13dに導かれた蒸気やドレンは、それらの低圧給水加熱器13a〜13dにおいて給水を加熱してドレンとなり、より低温側、例えば、第1段の低圧給水加熱器13aならば第2段の低圧給水加熱器13bへ、第2段の低圧給水加熱器13bならば第3段の低圧給水加熱器13cへ、それぞれのドレン側に給水加熱器ドレン管27を経由して送られ、給水を加熱し、最終段の第5段の低圧給水加熱器13eを経由したドレンは、復水器11へダンプされる。
54.2% of the steam exhausted from the low pressure turbine outlet is dumped into the
復水器11へダンプされ凝縮された水は、給水配管30に導かれ、低圧復水ポンプ12A及び高圧復水ポンプ12Bで昇圧されて、多段の低圧給水加熱器13を低圧給水加熱器13e,13d,13c,13b,13aの順に経由して、タービン駆動給水ポンプ15A、及び電動機駆動給水ポンプ15Bにより更に昇圧されて、高圧給水加熱器17を経由して、原子炉圧力容器1Aの給水ノズル1bに戻る。この原子炉圧力容器1Aへの給水のエンタルピ(以下、給水エンタルピと称する)は924kJ/kgで、質量流量100%である。
ちなみに、高圧給水加熱器17で加熱される前の給水のエンタルピは812kJ/kgである。
The water dumped and condensed in the
Incidentally, the enthalpy of the water before being heated by the high-pressure feed water heater 17 is 812 kJ / kg.
ところで、図1を含め以下に示すヒートバランスを説明する図は、模式的なヒートバランスであるので、原子力発電プラントの補機用に抽気される蒸気を省略したり、絶対%表示を小数点第2位で四捨五入して表示したりしてある関係で、マスバランスが取れていないように見える。
例えば、主蒸気管5から抽気される復水器11の真空度維持のための蒸気式空気抽出器用の抽気量や、高圧タービン7や低圧タービン9の軸シールのためのグラウンド蒸気発生用の抽気量等は省略されている。
By the way, since the figure explaining the heat balance shown below including FIG. 1 is typical heat balance, the steam extracted for the auxiliary machine of a nuclear power plant is abbreviate | omitted, or an absolute% display is the second decimal point. It seems that the mass balance has not been achieved due to the rounded off display.
For example, the extraction amount for a steam type air extractor for maintaining the degree of vacuum of the
なお、図1の原子炉圧力容器1Aにおいて、ヒートバランスに直接関係しないBWR5型原子炉の特徴である再循環ポンプや再循環ループの配管は省略してある。
また、原子炉圧力容器1Aで発生した蒸気が供給される蒸気出口ノズル1a(原子炉出口)から高圧タービン7までの主蒸気管5、高圧タービン7を含む低圧タービン入口までを高圧蒸気系と称し、低圧タービン9を含み、低圧タービン入口から復水器11の入口までを低圧蒸気系と称し、復水器11、復水器11から供給された給水を加熱する低圧給水加熱器(給水加熱器)13、及び高圧給水加熱器(給水加熱器)17を含み、復水器11から低圧給水加熱器13及び高圧給水加熱器17を経由して原子炉圧力容器1Aの給水ノズル1bまで給水を導く給水配管30を給水系と称する。
また、高圧タービン7から抽気して高圧給水加熱器17に導く高圧抽気管24Aの蒸気流量が、請求項に記載の「前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量」に対応する。
In the
Further, the
Further, the steam flow rate of the high-
《第1の実施形態:低圧タービンの出口蒸気流量の設計余裕約112%の場合》
次に、図2を参照しながら適宜図1を参照して、本発明の第1の実施形態に係わる原子力発電プラントについて説明する。
<< First embodiment: When the design margin of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine is about 112% >>
Next, the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 1 as appropriate with reference to FIG.
最近のBWR原子力発電プラントに用いられる燃料集合体は、運転時の熱的制限値や過渡時の熱的制限値に対して余裕のある燃料集合体が開発され、BWR原子炉の熱出力を増大させることが可能となっている。
BWR原子力発電プラントの一般的な高圧タービンは、約105%以下の蒸気流量増加に対応できる設計余裕がある。また、低圧タービンでも、出口蒸気流量に対する設計余裕は設計余裕の小さいBWR原子力発電プラントでも約112%であり、最大のものでは約120%、中にはそれ以上のものもある。
Fuel assemblies used in recent BWR nuclear power plants have been developed with sufficient margins for thermal limits during operation and thermal limits during transients, increasing the thermal output of the BWR reactor It is possible to make it.
A typical high-pressure turbine of a BWR nuclear power plant has a design margin that can cope with an increase in steam flow of about 105% or less. Further, even in a low-pressure turbine, the design margin for the outlet steam flow rate is about 112% even in a BWR nuclear power plant with a small design margin, about 120% at the maximum, and some more.
そこで原子力発電プラント110(図1)における高圧タービン7と低圧タービン9の設計余裕の範囲で、原子炉の熱出力Qを増大させ電気出力Eをできるだけ増大させるように、できるだけ小規模な改造で済ませる出力増大方法(原子力発電プラントの運転方法)を考えることが、BWR原子力発電プラントの発電コスト低減の観点から好ましい。
Therefore, in the nuclear power plant 110 (FIG. 1), within the range of the design margin of the high-pressure turbine 7 and the low-
図2に示す本実施形態の原子力発電プラント100Aは、低圧タービン9の出口蒸気流量の設計余裕が約112%の場合の原子力発電プラント110における原子炉の熱出力Qを15%増大させ、電気出力Eを15%近く増大させるものである。その特徴は、湿分分離器8’を湿分分離加熱器8に改造、又は湿分分離器8’を取り外して新たに湿分分離加熱器8を設置するものであり、原子炉の熱出力増大による蒸気出口ノズル1aからの蒸気流量の増加分のほぼ全ての8.8%を湿分分離加熱器8の加熱器用に利用するものである。
The nuclear power plant 100A of this embodiment shown in FIG. 2 increases the thermal output Q of the reactor in the
なお、原子力発電プラント110の状態で運転していた場合の運転サイクルが請求項に記載の「第1の運転サイクル」に対応し、改造した後、原子力発電プラント100Aの状態で運転している場合の運転サイクルが請求項に記載の「第2の運転サイクル」に対応する。また、原子力発電プラント110の状態での運転時の原子炉の熱出力Q=100%が請求項に記載の「第1の熱出力」に、原子力発電プラント100Aの状態での運転時の原子炉の熱出力Q=115%が請求項に記載の「第2の熱出力」に対応する。
ちなみに、原子力発電プラント110,100Aにおいて、起動から燃料交換のために原子力発電プラント110,100Aの運転を停止するまでの期間を1つの運転サイクルと称する。
In addition, the operation cycle when operating in the state of the
Incidentally, in the
原子力発電プラント110から原子力発電プラント100Aに改造して、原子力発電プラント100Aにおいて原子炉の熱出力Qを増大させることは、運転中の制御棒の挿入量を第2の運転サイクルにおいて第1の運転サイクルよりも減ずることや、燃料集合体の種類を変更すること等の原子炉の反応度を高めることで実現可能である。
以下に、具体的な改造後の原子力発電プラント100Aの構成について、特にそのヒートバランスについて説明する。
Remodeling from the
Hereinafter, a specific configuration of the nuclear power plant 100A after remodeling, particularly its heat balance, will be described.
BWR原子力発電プラントの出力増大の改造は、BWR原子力発電プラントの当初の設置許可を受けた段階における原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性への要求(通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時において、原子炉圧力容器を含めた原子炉冷却材圧力バウンダリの最大使用圧力の所定倍(1.1倍)以下の圧力とする)を守る観点から、原子炉圧力容器1Aの通常運転時の圧力は増加させることはできないので、蒸気出口ノズル1aにおける蒸気のエンタルピ2766kJ/kgは、ベースとした比較例の原子力発電プラント110の場合と同じとしている。
Remodeling the increase in output of the BWR nuclear power plant is a requirement for the soundness of the reactor coolant pressure boundary at the stage when the initial installation permission for the BWR nuclear power plant was received (during normal operation, abnormal transient changes during operation) In the event of an accident, the normal operation of the
図2は、ベースとする比較例の原子力発電プラントを電気出力で約15%出力増大の改造をした第1の実施形態に係わる原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。
本実施形態における原子力発電プラント100Aの構成は、ベースとした比較例の原子力発電プラント110とは、基本的に同じ構成であるが、湿分分離器8’が湿分分離加熱器8に改造又は置き換えられて設置されている。そして、主蒸気管5の高圧タービン入口の手前(上流側)から分岐して接続された加熱器用分岐管22が、湿分分離加熱器8に内蔵された図示しない加熱器用の管束に高温蒸気を供給するための加熱器入口に接続している。主蒸気管5から分岐された蒸気は、加熱器用分岐管22を通過後、湿分分離加熱器8の加熱器出口に接続している加熱器排気管23を経由して、高圧抽気管24Aの後記する流量調整弁18の下流側において高圧抽気管24Aと合流して高圧給水加熱器17に導かれ、給水を加熱する。そして、給水加熱器ドレン管27により、低圧給水加熱器13の各段の低圧給水加熱器13a〜13eのドレン側に順に供給され、最終的に復水器11にダンプされる。
ベースの原子力発電プラント110と同じ構成については、同じ符号を付し、重複する説明を省略する。
FIG. 2 is a diagram for explaining the heat balance of the nuclear power plant according to the first embodiment in which the nuclear power plant of the comparative example as a base is modified to increase the output by about 15% in terms of electrical output.
The configuration of the nuclear power plant 100A in the present embodiment is basically the same as that of the
About the same structure as the base
図2において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント110における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント100Aにおける絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント110における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
なお、本実施形態には、原子力発電プラント110を当初建設したときに湿分分離加熱器8が設置されているが、その内蔵の加熱器に高温蒸気を通すための加熱器用分岐管22や加熱器排気管23が配管されておらず、単に、湿分分離器としての機能のみで運用され、その後に、原子炉の熱出力Qの増大の設置許可や工事認可等の官庁の許可を得て、第2の運転サイクルの前に改造工事で加熱器用分岐管22、加熱器排気管23等を追設する場合も含んでいる。
In FIG. 2, the% display of the thermal output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G are the same as the reference of the% display in the above-described
In this embodiment, the
図2に示すように原子力発電プラント100Aでは、原子炉への給水エンタルピ(H=832kJ/kg、給水温度で約195℃)を第1の運転サイクルの給水エンタルピ(H=924kJ/kg、給水温度で約215℃)より92kJ/kg(給水温度で約20℃)だけ低下させているため、蒸気出口ノズル1aにおける蒸気流量は原子炉の熱出力の15%の増大に対して9.5%の増加となっている。
As shown in FIG. 2, in the nuclear power plant 100A, the enthalpy of water supply to the nuclear reactor (H = 832 kJ / kg, about 195 ° C. at the water supply temperature) is the water supply enthalpy (H = 924 kJ / kg, the water supply temperature of the first operation cycle). The steam flow rate at the
主蒸気管5から、主蒸気流量の約8.8%の蒸気を加熱器用分岐管22で分岐して湿分分離加熱器8の加熱器に回しているので、高圧タービン7への蒸気流量は100.4%(0.6%の増加)に抑制されている。そして、高圧タービン7に流入した100.4%の蒸気流量の内、高圧給水加熱器17への抽気は、高圧抽気管24Aの途中に、流路抵抗として作用させる電動機で開度を遠隔制御できる流量調整弁18を設けて、0.05%(99.2%の減少)に抑制されている。残りは高圧タービン出口から出た後、92.0%(9.3の増加)がクロスアラウンド管21により湿分分離加熱器8に導かれて湿分分離加熱器8において湿分が除去され、8.3%(13.5%の減少)が高圧抽気管24Bを経由して第1段の低圧給水加熱器13aに導かれ、給水を加熱する。
なお、前記した湿分分離加熱器8の加熱器用に主蒸気管5から分岐される蒸気流量8.8%は、高圧タービン7から低圧タービン9への増加した蒸気流量92.0%の加熱に見合った流量である。
Since about 8.8% of the main steam flow from the
Note that the steam flow rate of 8.8% branched from the
主蒸気管5から加熱器用分岐管22で湿分分離加熱器8の加熱器用に分岐された蒸気流量8.8%は、湿分分離加熱器8で高圧タービン7から排気された92.0%の蒸気流量を加熱した後、加熱器排気管23を経由して、高圧抽気管24Aの流量調整弁18Aの下流側に合流する。
The steam flow rate of 8.8% branched from the
湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気は再びクロスアラウンド管21を経由して、80.1%(8.8%の増加)が低圧タービン入口から低圧タービン9に流入し、低圧タービンを駆動する。湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気の内1.6%(2.4%の減少)はクロスアラウンド管21の途中の分岐から抽気されて、給水ポンプ用抽気管28を経由して、タービン駆動給水ポンプ15Aを駆動する給水ポンプ駆動タービン14に導かれ、その排気は給水ポンプ用タービン排気管29を経由して復水器11にダンプされる。
湿分分離加熱器8で除去された湿分の質量流量10.3%(15.7%の増加)は、ドレン管25を経由して、第2段の低圧給水加熱器13bに導かれ、給水を加熱する。
The steam from which moisture has been removed by the moisture separator /
A mass flow rate of 10.3% (increase of 15.7%) of moisture removed by the
低圧タービン入口から低圧タービン9に流入した蒸気は、多段の翼車を含む低圧タービン9を駆動しながら、低圧タービン9の複数の翼車の段に配置された抽気口からそれぞれ1.9%(4%の減少),4.6%(4.9%の増加),4.3%(1.3%の減少),6.5%(4.7%の減少)抽気されて、各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dを経由して、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c、第4段の低圧給水加熱器13d、第5段の低圧給水加熱器13eにそれぞれ導かれ、給水を加熱する。
低圧タービン出口から復水器11にダンプされる蒸気流量は、61.1%(12.8%の増加)であり、ほぼ低圧タービン9の出口蒸気流量の設計余裕、約112%を満たしている。
The steam flowing into the low-
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the
前記のように主に高圧タービン7の途中段からの抽気量の減少及び低圧タービン9への蒸気流量の増加により、電気出力の増大は、熱出力の15%の増大に、ほぼ見合った114.4%となっている。
このとき、復水器11から給水配管30を経由して原子炉圧力容器1Aの給水ノズル1bに戻る給水の質量流量は109.5%(9.5%の増加)であるにも拘わらず、低圧給水加熱器13へ抽気される蒸気の抽気量は全部で35.9%(=8.3+10.3+1.9+4.6+4.3+6.5)であり、低圧給水加熱器13においてエンタルピ797kJ/kgまで加熱される。
As described above, the increase in the electric output is almost commensurate with the increase of 15% in the heat output mainly due to the decrease in the amount of extraction from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and the increase in the steam flow rate to the low-
At this time, although the mass flow rate of the feed water returning from the
高圧給水加熱器17への蒸気の抽気量も見かけは9.6%(0.8+8.8)であるが、その内の8.8%は湿分分離加熱器8の加熱器からの排気であり、最終段の高圧給水加熱器17で35kJ/kg(=797→832)だけ加熱されている。
ベースである比較例の原子力発電プラント110の場合の低圧給水加熱器13へ抽気される蒸気流量は36.1%(=9.6+8.9+2.0+4.4+4.4+6.8)と比較しても、低圧給水加熱器13への蒸気の抽気量は給水の質量流量の増加にも見合っておらず、高圧給水加熱器17での加熱量も給水の質量流量の増加に見合うものではない。
The apparent amount of steam extracted to the high-pressure feed water heater 17 is also 9.6% (0.8 + 8.8), of which 8.8% is exhausted from the heater of the
The steam flow extracted to the low-pressure feed water heater 13 in the case of the
従って、給水のエンタルピは、ベースである比較例の原子力発電プラント110の状態における第1の運転サイクルでの給水エンタルピ924kJ/kgより低い832kJ/kg(給水温度約195℃)となっている。この低い給水エンタルピにより、原子炉の熱出力が原子力発電プラント100Aの状態における第2の運転サイクルで、改造前の第1のサイクルの115%に増大していても、主蒸気管5の蒸気流量は、109.5%に抑制されている。
Therefore, the enthalpy of water supply is 832 kJ / kg (water supply temperature of about 195 ° C.) lower than the water supply enthalpy of 924 kJ / kg in the first operation cycle in the state of the
本実施形態のように給水エンタルピを下げて、炉心内のボイド率(蒸気の体積割合)を減少させ、反応度を高めることによって原子炉の熱出力を増大させることができる。そのためには、高圧蒸気系及び低圧蒸気系から抽気して高圧給水加熱器17や低圧給水加熱器13に送る蒸気流量を減少させれば良いが、単に全体的に蒸気の抽気量を減少させると、原子炉の熱出力が、原子炉圧力容器1A内の水を飽和温度にまで上昇させるのに多く使われ、蒸気発生量が余り増加しないので、原子力発電プラント全体の熱効率が大きく減少して発電量をあまり増大させることができない。
The heat output of the nuclear reactor can be increased by lowering the water supply enthalpy as in the present embodiment, decreasing the void ratio (steam volume ratio) in the core, and increasing the reactivity. To that end, it is only necessary to reduce the steam flow extracted from the high-pressure steam system and the low-pressure steam system and sent to the high-pressure feed water heater 17 or the low-pressure feed water heater 13, but if the steam extraction amount is simply reduced overall. The thermal output of the reactor is often used to raise the water in the
従って、高圧タービン7の途中段、又は高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から湿分分離加熱器8の入口までの間)からの抽気蒸気量を選択的に減少させることで、低圧タービン9に流れる蒸気流量を増加させて発電量を増大させる。すなわち、原子炉での熱出力増大時に、湿分分離加熱器8の加熱器へ主蒸気管5から蒸気を8.8%(8〜9%)分岐させることにより、高圧タービン7への蒸気流量を抑制している。その上、高圧タービン7からの抽気量を低減して高圧タービン7を通過する蒸気流量及び低圧タービン9への蒸気流量を増加させつつ、高圧給水加熱器17での加熱量を35kJ/kg(=797→832)と、ベースである比較例における112kJ/kg(=812→924)よりも大幅に抑制して、給水エンタルピをベースである比較例よりも92kJ/kg(約20℃)下げることで、電気出力を増大させている。
Therefore, by selectively reducing the amount of extracted steam from the middle stage of the high-pressure turbine 7 or from the high-pressure turbine outlet (actually, from the high-pressure turbine outlet to the inlet of the moisture separator / heater 8), the low-
《第1の実施形態に対する参考例と変形例》
(第1の実施形態に対する参考例)
次に、図3を参照しながら適宜図2を参照して本実施形態の出力増大方法に対する参考例について説明する。本参考例の原子力発電プラント120は、原子力発電プラント100Aと同じである。異なるのは原子力発電プラント100Aが原子炉の熱出力を15%増大させるときに、給水エンタルピをベースの原子力発電プラント110の924kJ/kgから92kJ/kgだけ低下させているのに対し、原子力発電プラント120では、ベースの原子力発電プラント110と同じ給水エンタルピとしている点である。
図3は、第1の実施形態の参考例の原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である
<< Reference Example and Modification to First Embodiment >>
(Reference example for the first embodiment)
Next, a reference example for the output increasing method of the present embodiment will be described with reference to FIG. 2 as appropriate with reference to FIG. The
FIG. 3 is a diagram illustrating the heat balance of the nuclear power plant according to the reference example of the first embodiment.
図3において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント110における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント120における絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント110における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
図3に示す出力増大の場合は、給水エンタルピを原子力発電プラント110と同じ924kJ/kg(給水温度約215℃)としているため、主蒸気管5の蒸気流量は、原子炉の熱出力の増大に比例した約115%(114.9%)である。湿分分離加熱器8へ、第1の実施形態の原子力発電プラント100Aと同じ8.8%を分岐して導いても、高圧タービン7への蒸気流量は約106%(105.8%)に増加している。また、高圧タービン7の途中段から高圧給水加熱器17への抽気量も3.2%(47.6%減)とベースの原子力発電プラント110における抽気量からの低減量も比較的小さいため、低圧タービン9への蒸気流量は約79%(7.0%の増加)と、第1の実施形態と同等であり、電気出力の増大も同等の約115%である。
In FIG. 3, the% display of the thermal output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G are the same as the% display in the above-described
In the case of the output increase shown in FIG. 3, the feed water enthalpy is set to 924 kJ / kg (feed water temperature of about 215 ° C.), which is the same as that of the
高圧タービン7に流入した105.8%(5.8%の増加)の蒸気流量の内、残りは高圧タービン出口から出た後、91.2%(8.4の増加)がクロスアラウンド管21により湿分分離加熱器8に導かれて湿分分離加熱器8において湿分が除去され、11.3%(17.7%の増加)が高圧抽気管24Bを経由して第2段の低圧給水加熱器13bに導かれ、給水を加熱する。
主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器に分岐された蒸気流量8.8%は、湿分分離加熱器8で高圧タービン7から排気された91.2%の蒸気流量を加熱した後、加熱器排気管23を経由して、高圧抽気管24Aの流量調整弁18Aの下流側に合流する。
Of the 105.8% (5.8% increase) steam flow rate that flowed into the high-pressure turbine 7, the remainder is 91.2% (8.4 increase) after exiting the high-pressure turbine outlet, and the
The steam flow rate of 8.8% branched from the
湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気は再びクロスアラウンド管21を経由して、78.8%(7.0%の増加)が低圧タービン入口から低圧タービン9に流入し、低圧タービンを駆動する。湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気の内の1.7%(7.0%の増加)はクロスアラウンド管21の途中の分岐から抽気されて、給水ポンプ用抽気管28を経由して、タービン駆動給水ポンプ15Aを駆動する給水ポンプ駆動タービン14に導かれ、その排気は給水ポンプ用タービン排気管29を経由して復水器11にダンプされる。
湿分分離加熱器8で除去された湿分の質量流量9.9%(11.2%の増加)は、ドレン管25を経由して、第2段の低圧給水加熱器13bに導かれ、給水を加熱する。
The steam from which moisture has been removed by the moisture separator /
The moisture mass flow rate of 9.9% (an increase of 11.2%) removed by the
低圧タービン入口から低圧タービン9に流入した蒸気は、多段の翼車を含む低圧タービン9を駆動しながら、低圧タービン9の複数の翼車の段に配置された抽気口からそれぞれ1.9%(5.7%の減少),4.6%(4.5%の増加),4.1%(4.6%の減少),6.5%(5.6%の減少)抽気されて、各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dを経由して、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c、第4段の低圧給水加熱器13d、第5段の低圧給水加熱器13eにそれぞれ導かれ、給水を加熱する。
低圧タービン出口から復水器11にダンプされる蒸気流量は、60.7%(11.9%の増加)であり、低圧タービン9の出口蒸気流量の設計余裕、約112%を満たしている。
復水器11からの給水114.9%(14.9%の増加)は低圧給水加熱器13においてエンタルピ848kJ/kgまで加熱され、最終段の高圧給水加熱器17で76kJ/kg(=848→924)加熱されている。
前記のように主に高圧タービン7の途中段からの抽気量の減少及び低圧タービン9への蒸気流量の増加により、電気出力の増大は、熱出力の15%の増大に、ほぼ見合った約15%となっている。
The steam flowing into the low-
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the
The feed water 114.9% (14.9% increase) from the
As described above, mainly due to the decrease in the amount of bleed from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and the increase in the steam flow rate to the low-
図3に示した参考例の原子力発電プラント120における出力増大方法では、高圧タービン7への蒸気流量が約106%と、前記した一般的なBWR5の原子力発電プラント110の高圧タービン7の蒸気流量の設計余裕105%を超えており、高圧タービン7の改造又は交換が必要となる。一方、図2に示す第1の実施形態では、高圧タービン7への蒸気流量は設計余裕内であり、保守的に許容範囲を104.5%と小さめに設定しても高圧タービン7の改造又は交換は不必要である。
In the method of increasing the output in the
(第1の実施形態に対する変形例)
そこで、参考例の原子力発電プラント120を見直して、給水エンタルピを下げて高圧タービン7への蒸気流量を前記許容範囲の104.5%にする第1の実施形態に対する変形例を考える。そして参考例の原子力発電プラント120を見直したものを、以下では原子力発電プラント120Mと称する。
ただし、主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器用に分岐する蒸気流量は8.8%と固定する。
(Modification to the first embodiment)
Therefore, the
However, the flow rate of the steam branched from the
蒸気流量を前記許容範囲の104.5%にするには、図3のヒートバランスから主蒸気管5の蒸気流量を105.8%→104.5%に、つまり、1.3%だけ低減させれば良く、図2に示したヒートバランスと図3に示したヒートバランスから、給水エンタルピの必要な低下量は以下のように求められる。
(給水エンタルピの必要な低下量)=(必要な蒸気流量の低下量)/(図2と図3における給水エンタルピの差による蒸気流量の差)*(図2と図3における給水エンタルピの差)*(高圧タービンの入口流量が104.5%のときの給水流量=原子炉の蒸気発生量)/(図2における給水流量)=(1.3)/(114.9−109.5)*(924−832)*(114.9−1.3)/(109.5)=23.0kJ/kg
給水エンタルピの必要な低下量は23.0kJ/kg、つまり、約5℃の給水温度の低下が必要になる。
In order to set the steam flow rate to 104.5% of the allowable range, the steam flow rate of the
(Necessary amount of decrease in water supply enthalpy) = (Decrease amount of necessary steam flow rate) / (Difference in steam flow rate due to difference in water supply enthalpy in FIGS. 2 and 3) * (Difference in water supply enthalpy in FIGS. 2 and 3) * (Feed water flow rate when the inlet flow rate of the high-pressure turbine is 104.5% = reactor steam generation amount) / (feed water flow rate in FIG. 2) = (1.3) / (114.9-109.5) * (924-832) * (114.9-1.3) / (109.5) = 23.0 kJ / kg
The required amount of reduction in the water supply enthalpy is 23.0 kJ / kg, that is, a water supply temperature drop of about 5 ° C. is required.
また、図3のヒートバランスから給水エンタルピを23.0kJ/kg低下させるために、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への抽気量を低減させる必要がある。図2に示したヒートバランスと図3に示したヒートバランスから、高圧タービン7からの抽気量の低減量は以下のように求められる。
(図3における高圧給水加熱器への抽気量の低減量)=(必要な蒸気流量の低減量)/(図2と図3における給水エンタルピの差による蒸気流量の差)*(図2と図3における給水加熱器での加熱量の差=抽気量の差)*(高圧タービンの入口流量が104.5%のときの給水流量=原子炉の蒸気発生量)/(図2における給水流量)=(1.3)/(114.9−109.5)*(3.2−0.05)*(114.9−1.3)/(109.5)=0.79%
図3のヒートバランスにおける高圧タービン7からの抽気量を3.2%から0.8%減じた2.4%、つまり、ベースとなる比較例の原子力発電プラント110における6.2%を基準にすると相対%表示で約39%となる。
Further, in order to lower the water supply enthalpy from the heat balance of FIG. 3 by 23.0 kJ / kg, it is necessary to reduce the amount of extraction from the high pressure turbine 7 to the high pressure feed water heater 17. From the heat balance shown in FIG. 2 and the heat balance shown in FIG. 3, the amount of reduction in the amount of air extracted from the high-pressure turbine 7 is obtained as follows.
(Reduction amount of bleed amount to high-pressure feed water heater in FIG. 3) = (Reduction amount of necessary steam flow rate) / (Difference in steam flow rate due to difference in feed water enthalpy in FIGS. 2 and 3) * (FIG. 2 and FIG. Difference in heating amount at feed water heater in 3 = difference in extraction amount) * (feed water flow rate when the high-pressure turbine inlet flow rate is 104.5% = reactor steam generation amount) / (feed water flow rate in FIG. 2) = (1.3) / (114.9-109.5) * (3.2-0.05) * (114.9-1.3) / (109.5) = 0.79%
The amount of bleed from the high-pressure turbine 7 in the heat balance of FIG. 3 is reduced from 3.2% to 0.8%, that is, 2.4%, that is, based on 6.2% in the
まとめると、本実施形態において、ベースである比較例よりも原子炉の熱出力(第2の熱出力)を115%に増大させて、電気出力を約15%増大させる方法として、次の2ケースが考えられる。
〈ケース1:原子力発電プラント100A〉
図2に示したように原子炉の蒸気発生量を、湿分分離加熱器8の加熱器用に8.8%の蒸気流量を主蒸気管5から分岐する量だけ増加させ(約109%)、略100%の蒸気流量を高圧タービン7に導き、高圧タービン7からの高圧給水加熱器17への抽気量を最小限の1%以下とするケース。
〈ケース2:原子力発電プラント120M〉
図3の参考例を修正した原子力発電プラント120Mのように、原子炉の蒸気発生量を、湿分分離加熱器8の加熱器用に8.8%の蒸気流量を主蒸気管5から分岐する量と、高圧タービン7の許容範囲104.5%とを合算した量、つまり、約113.5%に増加させ、高圧タービン7からの高圧給水加熱器17への抽気量を、ベースとする比較例に対する相対%で約39%とするケース。
そして、この2つのケースの間で、連続的に高圧タービン7への蒸気流量を100〜104.5%の間で調整し、それに応じて、高圧給水加熱器17への抽気量を、ベースとする比較例に対する相対%で1〜39%の間に設定することが可能である。
In summary, in this embodiment, as a method of increasing the thermal output (second thermal output) of the reactor to 115% and increasing the electrical output by about 15% as compared with the comparative example that is the base, the following two cases are used. Can be considered.
<Case 1: Nuclear power plant 100A>
As shown in FIG. 2, the steam generation amount of the nuclear reactor is increased by an amount of 8.8% steam flow from the
<Case 2: Nuclear power plant 120M>
As in the nuclear power plant 120M in which the reference example of FIG. 3 is modified, the steam generation amount of the reactor is the amount by which the steam flow rate of 8.8% is branched from the
And between these two cases, the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is continuously adjusted between 100 to 104.5%, and accordingly, the amount of extraction to the high-pressure feed water heater 17 is It is possible to set between 1% and 39% relative to the comparative example.
図4は、ベースとする比較例の原子力発電プラントにおける第1の運転サイクルと、第1の実施形態に係わる出力増大の改造後の原子力発電プラントにおける第2の運転サイクルとの比較図であり、(a)は湿分分離加熱器の加熱器用の分岐蒸気流量の比較、(b)は高圧給水加熱器への高圧タービンからの抽気量の比較図であり、(c)は原子炉の熱出力の比較図である。
湿分分離加熱器8の加熱器用に主蒸気管5から分岐する蒸気流量(図4の(a)では「分岐蒸気流量」と表示)は、前記した絶対%表示で第1の運転サイクルでは0(ゼロ)であるが、改造して出力増大後の原子力発電プラント100A,120,120Mにおける第2の運転サイクルでは8.8%(図4の(a)では、「8〜9%」と表示)である。
高圧給水加熱器17への高圧タービン7からの抽気量は、ベースとする比較例を100%とした相対%表示では、改造して出力増大後の原子力発電プラント100Aでは1%以下であり、参考例の原子力発電プラント120では、52%であり、原子力発電プラント120Mでは、39%である。
原子炉の熱出力は、ベースとする比較例を100%とすると、改造して出力増大後の原子力発電プラント100A、120,120Mでは115%である。
FIG. 4 is a comparison diagram of the first operation cycle in the nuclear power plant of the comparative example as a base and the second operation cycle in the nuclear power plant after the power increase modification according to the first embodiment, (A) is a comparison of the branch steam flow for the heater of the moisture separation heater, (b) is a comparison diagram of the amount of extraction from the high-pressure turbine to the high-pressure feed water heater, and (c) is the thermal output of the reactor FIG.
The flow rate of steam that branches from the
The amount of air extracted from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is 1% or less in the nuclear power plant 100A after remodeling and increasing the output in the relative% display in which the base comparative example is 100%. In the example
The thermal output of the nuclear reactor is 115% in the
以上のように第1の実施形態の原子力発電プラント100A、及び第1の実施形態に対する変形例の原子力発電プラント120Mによれば、原子炉の炉心で生じた熱的制限に対する熱的余裕を用いて、高圧タービン7を改造・交換することなく原子炉の熱出力(第2の熱出力)を増大して約115%まで増大ができる。
また、第1の実施形態では、ベースとする比較例の原子力発電プラント110の場合よりも給水のエンタルピを92kJ/kg(20℃)低減しているので、次の効果がある。給水温度が低下すれば、原子炉での蒸気発生が抑制され、発熱体である燃料集合体の燃料棒周囲のボイド率が減少し、原子炉の炉心の熱的余裕(BWRの場合ではMCPRに相当)がベースとする比較例と比較して大きい。すなわち、熱的余裕の許容範囲内で原子炉の熱出力を増大させ易い。
従って、約115%の同じ原子炉の熱出力で約115%の電気出力を得られる前記したケース1の原子力発電プラント100Aと前記したケース2の原子力発電プラント120Mとでは、原子力発電プラント100Aの方が炉心の熱的余裕が大きく、運転の自由度や燃料集合体の取り出し燃焼度をより高い値にする核燃料の経済性の高い燃焼のさせ方ができる。
As described above, according to the nuclear power plant 100A of the first embodiment and the nuclear power plant 120M of the modified example of the first embodiment, the thermal margin for the thermal restriction generated in the reactor core is used. Further, the thermal output (second thermal output) of the nuclear reactor can be increased to about 115% without modifying or replacing the high-pressure turbine 7.
In the first embodiment, since the enthalpy of water supply is reduced by 92 kJ / kg (20 ° C.) as compared with the case of the
Therefore, in the nuclear power plant 100A in
なお、図2に示すように、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への抽気量を減少させる抽気点は、高圧タービン7の途中段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。原子力発電プラント100Aでは、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への高圧抽気管24Aの途中に、抽気量を調節する手段として電動機で開度を遠隔調整できる流量調整弁18を設け、その下流で湿分分離加熱器8からの加熱器排気管23と合流させて、高圧給水加熱器17へと導いている。このとき、高圧抽気管24Aの流量を調節する手段は、流量調整弁18に限定されるものではなく、流動抵抗となるものであれば良く、オリフィス等の静的機器でも良い。更に、高圧抽気管24Aの流量は、出力増大前の第1の運転サイクルにおける抽気量の相対%で1%以下であることから、他の低圧給水加熱器13への流量を調整する等で、高圧抽気管24Aの抽気量を0(ゼロ)とすることも可能であり、高圧抽気管24Aを閉止し削除できる。この場合は、追設する湿分分離加熱器8からの加熱器排気管23用の配置スペース確保が容易になる効果がある。
As shown in FIG. 2, the extraction point for reducing the amount of extraction from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is the most upstream when there are a plurality of extraction points in the middle stage of the high-pressure turbine 7. Choosing the side bleed point is most effective. In the nuclear power plant 100A, in the middle of the high-
更に、本実施形態では、原子炉の熱出力を115%増大させる場合を例に説明したが、それに限定されることは無く、主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器用に分岐する蒸気流量約8%以上を確保できるように原子炉の熱出力を108%以上にベースとする比較例よりも増大させた電気出力が約108%以上のケースも含む。
Furthermore, in this embodiment, the case where the thermal output of the nuclear reactor is increased by 115% has been described as an example. However, the present invention is not limited to this, and branches from the
《第2の実施形態:低圧タービンの出口蒸気流量の設計余裕約121%の場合》 << Second Embodiment: When the design margin of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine is about 121% >>
更に、本発明の実施形態では給水のエンタルピをベースである比較例の原子力発電プラント110の場合よりも低減させることにより原子炉の炉心で生じた熱的余裕を用いて、高圧タービン7や低圧タービン9を改造又は交換することなく、高圧タービン7の入口蒸気流量の許容範囲(104.5%以下)及び低圧タービン9の出口蒸気流量の許容範囲(ベースの121%以下)に対する設計余裕の最大値まで活用することにより原子炉の熱出力を更に増大して約121%まで増大させることができる。
以下に、図5、図6を参照しながらそのような例である第2の実施形態の原子力発電プラントについて説明する。
図5は、第2の実施形態に係わる原子力発電プラントの構成を説明する模式図である。
図6は、ベースとなる比較例の原子力発電プラントを電気出力で約20%出力増大の改造をした第2の実施形態に係わる原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。
Furthermore, in the embodiment of the present invention, the thermal margin generated in the core of the nuclear reactor is reduced by reducing the enthalpy of the water supply as compared with the case of the
Below, the nuclear power plant of 2nd Embodiment which is such an example is demonstrated, referring FIG. 5, FIG.
FIG. 5 is a schematic diagram illustrating the configuration of the nuclear power plant according to the second embodiment.
FIG. 6 is a diagram for explaining the heat balance of the nuclear power plant according to the second embodiment in which the nuclear power plant of the comparative example as a base is modified to increase the output by about 20% in terms of electrical output.
本実施形態の原子力発電プラント100Bでは、図5に示すように高圧タービン7の途中段から抽気して高圧給水加熱器17に導く高圧抽気管24Aと、高圧タービン出口から抽気して第1段の低圧給水加熱器13aに導く高圧抽気管24Bの中間には、例えば、電動機駆動の流量調整弁18A,18Bがそれぞれ配置され、流量制御部50によってその開度が制御される。また、低圧タービン出口には、流量検出センサ(フローエレメントとも言う)41が設けられ、流量検出センサ41からの信号を流量計43で流量信号に変換し、流量制御部50に送信する。
流量制御部50は、その流量信号を低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値と比較し、制限値以内であれば高圧タービン7の途中段からの高圧抽気管24Aの流量調整弁18A及び高圧タービン出口からの高圧抽気管24Bの流量調整弁18Bを順次閉じて、低圧タービン9への蒸気流量を増加させる制御を行う。
流量制御部50における前記制御は、要求される発電出力に対して高圧タービン7及び低圧タービン9が追従するように、原子力発電プラント100Bの図示しない中央制御室に配置された制御盤と接続した制御コンピュータに搭載された原子力発電プラント制御ソフトウェアの内のタービン制御系のソフトウェアの一部として実行される。
前記以外の他の構成は、第1の実施形態と同じ構成であり、同じ符号を付し重複する説明を省略する。
In the
The flow
The control in the
Other configurations than the above are the same as those in the first embodiment, and the same reference numerals are given and redundant descriptions are omitted.
次に、図6を参照しながら本実施形態の原子力発電プラントにおけるヒートバランスについて説明する。
図6において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント110における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント100Bにおける絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント110における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
Next, the heat balance in the nuclear power plant of this embodiment is demonstrated, referring FIG.
In FIG. 6, the% display of the heat output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G are the same as the reference of the% display in the
図6に示すように原子力発電プラント100Bでは、原子炉への給水エンタルピ(H=811kJ/kg、給水温度で約190℃)を第1の運転サイクルの給水エンタルピ(H=924kJ/kg、給水温度約215℃)より113kJ/kg(給水温度で約26℃)だけ低下させているため、蒸気出口ノズル1aにおける蒸気流量は原子炉の熱出力の21%の増大に対して14%の増加となっている。
ここで、原子力発電プラント110の状態での運転時の原子炉の熱出力Q=100%が請求項に記載の第1の熱出力に、原子力発電プラント100Bの状態での運転時の原子炉の熱出力Q=121%が請求項に記載の第2の熱出力に対応する。
As shown in FIG. 6, in the
Here, the thermal output Q = 100% of the reactor during operation in the state of the
主蒸気管5から、主蒸気流量の約9.1%の蒸気流量を分岐して湿分分離加熱器8の加熱器に回しているので、高圧タービン7への蒸気流量は104.6%(4.6%の増加)に抑制されている。そして、高圧タービン7に流入した104.6%の蒸気流量の内、高圧給水加熱器17への抽気は、高圧抽気管24Aの途中に、流路抵抗として作用させる流量調整弁18Aを設けて、0.02%(99.7%の減少)に抑制されている。高圧タービン7に流入した104.6%の蒸気流量の内、残りは高圧タービン出口から出た後、97.7%(16.0の増加)がクロスアラウンド管21により湿分分離加熱器8に導かれて湿分分離加熱器8において湿分が除去され、6.9%(28.1%の減少)が高圧抽気管24Bを経由して第1段の低圧給水加熱器13aに導かれ、給水を加熱する。
主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器に分岐された蒸気流量9.1%は、湿分分離加熱器8で高圧タービン7から排気された97.7%の蒸気流量を加熱した後、加熱器排気管23を経由して、高圧抽気管24Aの流量調整弁18Aの下流側に合流する。
Since the steam flow of about 9.1% of the main steam flow is branched from the
The steam flow rate of 9.1% branched from the
湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気は再びクロスアラウンド管21を経由して、85.2%(15.6%の増加)が低圧タービン入口から低圧タービン9に流入し、低圧タービンを駆動する。湿分分離加熱器8で湿分を除去された蒸気の内1.6%(2.4%の増加)はクロスアラウンド管21の途中の分岐から抽気されて、給水ポンプ用抽気管28を経由して、タービン駆動給水ポンプ15Aを駆動する給水ポンプ駆動タービン14に導かれ、その排気は給水ポンプ用タービン排気管29を経由して復水器11にダンプされる。
湿分分離加熱器8で除去された湿分の質量流量10.9%(22.0%の増加)は、ドレン管25を経由して、第2段の低圧給水加熱器13bに導かれ、給水を加熱する。
The steam from which moisture has been removed by the moisture separator /
The moisture mass flow rate of 10.9% (increase of 22.0%) removed by the
低圧タービン入口から低圧タービン9に流入した蒸気は、多段の翼車を含む低圧タービン9を駆動しながら、低圧タービン9の複数の翼車の段に配置された抽気口からそれぞれ2.0%(3.7%の増加),5.0%(12.6%の増加),4.6%(6.1%の増加),7.0%(3.9%の増加)抽気されて、各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dを経由して、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c、第4段の低圧給水加熱器13d、第5段の低圧給水加熱器13eにそれぞれ導かれ、給水を加熱する。
低圧タービン出口から復水器11にダンプされる蒸気流量は、64.5%(19.2%の増加)であり、低圧タービン9の出口蒸気流量の設計余裕、約121%を満たしている
復水器11からの給水114%(14%の増加)は低圧給水加熱器13においてエンタルピ776kJ/kgまで加熱され、最終段の高圧給水加熱器17で35kJ/kg(=776→811)まで加熱されている。
The steam flowing into the low-
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the
前記のように主に高圧タービン7の途中段からの抽気量の減少及び低圧タービン9への蒸気流量の増加により、電気出力の増大は、熱出力の21%の増大に、ほぼ見合った119.9%となっている。
As described above, the increase in the electrical output is almost commensurate with the increase of 21% in the heat output mainly due to the decrease in the amount of extraction from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and the increase in the steam flow rate to the low-
本実施形態におけるように湿分分離加熱器8の加熱器へ分岐する蒸気流量を出力増大前の第1の運転サイクルでの蒸気出口ノズル1aでの蒸気流量の約9%とし、低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値に対応した高圧タービン出口蒸気流量の値以下となるように、原子炉の熱出力(ひいては高圧タービン入口での蒸気流量)を制御し、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への蒸気の抽気量を制御することにより、低圧タービン9の出口蒸気流量を設計余裕の範囲内に抑制しつつ、原子炉の熱出力の増大又は変動に対応して、湿分分離加熱器8の加熱器へ分岐させる蒸気流量を確保しつつ、高圧タービン7及び低圧タービン9を通過する蒸気流量を最大とすることができ、設備の容量上許容される最大の出力向上が可能となる。つまり、発電機10の電気出力を最大にすることができる。
As in the present embodiment, the steam flow rate branched to the heater of the
以上のように本実施形態の原子力発電プラント100Bによれば、原子炉で生じた熱的余裕を用いて、高圧タービン7及び低圧タービン9を改造・交換することなく原子炉の熱出力を約121%まで増大できる。
この第1の実施形態及びその変形例よりも更なる原子炉の熱出力増大において、本実施形態のように給水エンタルピを811kJ/kg(113kJ/kgの低下、給水温度26℃の低下に相当)とベースの原子力発電プラント110より低下させていることにより、次の効果がある。
給水温度が低下すれば、原子炉での蒸気発生が抑制され、発熱体である燃料集合体の燃料棒周囲のボイド率が減少し、炉心の熱的余裕がベースとする比較例と比較して大きい。すなわち、熱的余裕の許容範囲内で原子炉の熱出力を増大させ易い。
As described above, according to the
In the further increase in the thermal output of the reactor than in the first embodiment and its modification, the feed water enthalpy is 811 kJ / kg as in this embodiment (corresponding to a drop of 113 kJ / kg and a drop of the feed water temperature of 26 ° C.) And lower than the base
If the feed water temperature decreases, steam generation in the reactor is suppressed, the void ratio around the fuel rods of the fuel assembly, which is a heating element, decreases, and the thermal margin of the core is the base, compared to the comparative example. large. That is, it is easy to increase the thermal output of the nuclear reactor within an allowable range of thermal margin.
本実施形態で低圧タービン9の出口側に流量検出センサ41を設けて流量計43で蒸気流量を計測する構成としたが、それに限定されるものではなく、低圧タービン9の入口側に流量検出センサ41を設けて流量計43で蒸気流量を計測する構成としても良い。その場合、流量制御部50において、低圧タービン9の途中段段から抽気される蒸気流量を低圧タービン入口での蒸気流量の関数の形でデータを予め有し、低圧タービン9の出口流量を算出し、その上で、低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値と比較し、流量調整弁18A,18Bの開度を調整する。
In the present embodiment, the flow
なお、第1の実施形態及びその変形例において、高圧抽気管24Aに第2の実施形態における流量検出センサ41及び流量計43のような流量検出センサと流量計を設けて高圧給水加熱器17へ抽気される蒸気流量を計測して、その信号を第2の実施形態におけるように流量制御部50に入力して原子炉の熱出力のレベルに応じて流量調整弁18の開度を制御しても良い。
同様に、第2の実施形態において、高圧抽気管24A,24Bに流量検出センサと流量計を設けて高圧給水加熱器17又は第1段の低圧給水加熱器13aへ抽気される蒸気流量を計測して、その信号を流量制御部50に入力して原子炉の熱出力のレベルに応じて流量調整弁18A,18Bの開度を制御しても良い。
In the first embodiment and its modifications, the high-
Similarly, in the second embodiment, a flow rate detection sensor and a flow meter are provided in the high
また、第1の実施形態と、その変形例、及び第2の実施形態において、図1、図2、図3、図5及び図6には図示省略しているが、主蒸気管5には主蒸気流量を計測する流量検出センサ及び流量計が設けられている。この主蒸気流量に応じて高圧タービン7の入口流量が許容範囲を超えないように、例えば、ベースとする比較例の104.5%蒸気流量以下となるように、加熱器用分岐管22に流量調整弁と流量検出センサ及び流量計を設けて、流量制御部50において主蒸気流量に応じて加熱器用分岐管22の前記流量調整弁の開度を制御しても良い。
Further, in the first embodiment, its modified example, and the second embodiment, although not shown in FIGS. 1, 2, 3, 5, and 6, the
《他の実施形態:PWR原子力発電プラント》
次に本発明を間接サイクル型原子力発電プラントの一つであるPWR原子力発電プラントに適用した場合の実施形態について説明する。
<< Other Embodiments: PWR Nuclear Power Plant >>
Next, an embodiment when the present invention is applied to a PWR nuclear power plant that is one of indirect cycle nuclear power plants will be described.
図7、図8を参照しながらPWR原子力発電プラントに本発明を適用した場合の第3の実施形態について説明する。図7は、ベースとする比較例のPWR原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。以下では、ベースとする比較例のPWR原子力発電プラントを、原子力発電プラント210と称する。 A third embodiment when the present invention is applied to a PWR nuclear power plant will be described with reference to FIGS. FIG. 7 is a diagram for explaining the heat balance of a PWR nuclear power plant as a base comparative example. Hereinafter, the PWR nuclear power plant of the comparative example as a base is referred to as a nuclear power plant 210.
(ベースのPWR原子力発電プラント)
図7に示すようにベースとする比較例の原子力発電プラント210では、原子炉容器(原子炉)1B、蒸気発生器2、加圧器3、一次冷却材ポンプ4、一次系配管35で、一次系が構成され、原子炉容器1B内の図示しない燃料集体で発生した熱は、炉心を循環する一次冷却材(原子炉で加熱された冷却材)に伝達され、蒸気発生器2で二次系の冷却材(二次冷却材)に伝達される。蒸気発生器2内で一次系と二次系との熱交換により二次冷却材は蒸気となり、エンタルピ2766kJ/kgの蒸気は、蒸気出口ノズル2aに接続する主蒸気管5を経由して多段の翼車で構成される高圧タービン7に流入し、高圧タービン7を駆動する。図7においては、蒸気出口ノズル2aからの蒸気流量を質量流量Gで100%と定義して、それ以降の下流における水あるいは蒸気の質量流量Gをパーセント表示で示す。また、水あるいは蒸気のエンタルピ(kJ/kg)をHで示している。
また、原子力発電プラント210の原子炉の熱出力Qを100%、発電機10の電気出力Eを100%としている。
(Base PWR nuclear power plant)
As shown in FIG. 7, in the nuclear power plant 210 of the comparative example based, the primary system is composed of a reactor vessel (reactor) 1B, a
Further, the thermal output Q of the nuclear reactor of the nuclear power plant 210 is 100%, and the electrical output E of the
高圧タービン7に流入した100%の蒸気流量の内、6.2%は、高圧タービン7の途中段から抽気され、高圧抽気管24Aを経由し、タービン駆動給水ポンプ15A及び電動機駆動給水ポンプ15Bの下流に配された高圧給水加熱器(給水加熱器)17に導かれて給水を加熱後、給水加熱器ドレン管27を経由して、図7では5段に設けられている低圧給水加熱器(給水加熱器)13の内の高温側の第1段の低圧給水加熱器13a(図中、「第1」と表示)のドレン側に導かれる。
Of the 100% steam flow rate that flows into the high-pressure turbine 7, 6.2% is extracted from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and passes through the high-
高圧タービン7に流入した100%の蒸気流量の内、残りは高圧タービン出口から出た後、84.2%がクロスアラウンド管21により湿分分離器8’に導かれて湿分分離器8’において湿分が除去され、9.6%が高圧抽気管24Bを経由して第1段の低圧給水加熱器13a(図中、「第1」と表示)に導かれて給水を加熱する。
Of the 100% steam flow rate that flows into the high-pressure turbine 7, the remainder flows out from the high-pressure turbine outlet, and then 84.2% is led to the
湿分分離器8’で湿分を除去された蒸気は再びクロスアラウンド管21を経由して、73.6%が低圧タービン入口から低圧タービン9に流入し、低圧タービンを駆動する。湿分分離器8’で湿分を除去された蒸気の内、1.6%はクロスアラウンド管21の途中の分岐から抽気されて、給水ポンプ用抽気管28を経由して、タービン駆動給水ポンプ15Aを駆動する給水ポンプ駆動タービン14に導かれ、その排気は給水ポンプ用タービン排気管29を経由して復水器11にダンプされる。
The steam from which moisture has been removed by the
ちなみに、図7では、給水ポンプ駆動タービン14とタービン駆動給水ポンプ15Aは分離して描かれているが、実際は、一体に組み合わされ、給水ポンプ駆動タービン14の出力軸でタービン駆動給水ポンプ15Aが直接駆動される構造のものである。
湿分分離器8’で除去された湿分の質量流量8.9%は、ドレン管25を経由して、第2段の低圧給水加熱器13b(図中、「第2」と表示)に導かれ、給水を加熱する。
Incidentally, in FIG. 7, the feed water pump drive turbine 14 and the turbine drive feed water pump 15 </ b> A are drawn separately, but in reality, the turbine drive feed water pump 15 </ b> A is directly combined with the output shaft of the feed water pump drive turbine 14. It is of a driven structure.
The mass flow rate of 8.9% of the moisture removed by the
低圧タービン入口から低圧タービン9に流入した蒸気は、多段の翼車を含む低圧タービン9を駆動しながら、低圧タービン9の複数の翼車の段に配置された抽気口からそれぞれ2.0%,4.4%,4.4%,6.8%抽気されて、各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dを経由して、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c(図中、「第3」と表示)、第4段の低圧給水加熱器13d(図中、「第4」と表示)、第5段の低圧給水加熱器13e(図中、「第5」と表示)にそれぞれ導かれ、給水を加熱する。
高圧タービン7及び低圧タービン9は一軸に連結されて発電機10を駆動し、電気出力100%を出力する。
The steam flowing into the low-
The high-pressure turbine 7 and the low-
なお、図7での各低圧抽気管26A,26B,26C,26Dの低圧タービン9側の抽気口の位置は、ヒートバランスの模式図を煩雑にしないため正確になっていないが、低圧抽気管26A,26B,26C,26Dの順に低圧タービン入口側に近い翼車の段から抽気していることは言うまでもないことである。
Note that the positions of the extraction ports on the low-
低圧タービン出口から排気される54.2%の蒸気は復水器11にダンプされ、ここで水に戻される。第1段の低圧給水加熱器13a、第2段の低圧給水加熱器13b、第3段の低圧給水加熱器13c、第4段の低圧給水加熱器13dに導かれた蒸気やドレンは、それらの低圧給水加熱器13a〜13dにおいて給水を加熱してドレンとなり、より低温側、例えば、第1段の低圧給水加熱器13aならば第2段の低圧給水加熱器13bへ、第2段の低圧給水加熱器13bならば第3段の低圧給水加熱器13cへ、それぞれのドレン側に給水加熱器ドレン管27を経由して送られ、給水を加熱し、最終段の第5段の低圧給水加熱器13eを経由したドレンは、復水器11へダンプされる。
54.2% of the steam exhausted from the low pressure turbine outlet is dumped into the
復水器11へダンプされ凝縮された水は、給水配管30に導かれ、低圧復水ポンプ12A及び高圧復水ポンプ12Bで昇圧されて、多段の低圧給水加熱器13を低圧給水加熱器13e,13d,13c,13b,13aの順に経由して、タービン駆動給水ポンプ15A、及び電動機駆動給水ポンプ15Bにより更に昇圧されて、高圧給水加熱器17を経由して、蒸気発生器2の給水ノズル2bに戻る。この蒸気発生器2への給水のエンタルピ(以下、給水エンタルピと称する)は924kJ/kgで、質量流量100%である。
ちなみに、高圧給水加熱器17で加熱される前の給水のエンタルピは812kJ/kgである。
The water dumped and condensed in the
Incidentally, the enthalpy of the water before being heated by the high-pressure feed water heater 17 is 812 kJ / kg.
また、蒸気発生器2で発生した蒸気が供給される主蒸気管5、高圧タービン7、及び低圧タービン9を以下では蒸気系と称し、復水器11、復水器11から供給された給水を加熱する低圧給水加熱器(給水加熱器)13、及び高圧給水加熱器(給水加熱器)17を含み、復水器11から低圧給水加熱器13及び高圧給水加熱器17を経由して蒸気発生器2の給水ノズル2bまで給水を導く給水配管30を給水系と称する。
また、高圧タービン7から抽気して高圧給水加熱器17に導く高圧抽気管24Aの蒸気流量が、請求項に記載の「前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量」に対応する。
以上のように、前記した第1の実施形態及び第2の実施形態におけるベースとする原子力発電プラント110とは、一次系を有している点が異なるだけで、二次系の蒸気出口ノズル2aから高圧タービン7、低圧タービン9、低圧給水加熱器13、高圧給水加熱器17等で構成される二次系の構成は同じである。従って、以下では原子力発電プラント110、100A、120,120Mと同じ構成については、同じ符号を付し、重複する説明は省略する。
また、図7に示すように原子力発電プラント210の二次系のヒートバランスは、図1に示した原子力発電プラント110と同じものである。
The
Further, the steam flow rate of the high-
As described above, the secondary
Further, as shown in FIG. 7, the secondary heat balance of the nuclear power plant 210 is the same as that of the
(第3の実施形態:低圧タービンの出口蒸気流量の設計余裕約112%の場合)
次に、図8を参照しながら適宜図7を参照して、本発明の第3の実施形態に係わる原子力発電プラントについて説明する。
(Third embodiment: When the design margin of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine is about 112%)
Next, a nuclear power plant according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 7 as appropriate with reference to FIG.
PWR原子力発電プラントである原子力発電プラント210でも、高圧タービン7と低圧タービン9の設計余裕の範囲で、原子炉の熱出力Qを増大させ電気出力Eをできるだけ増大させるように、できるだけ小規模な改造で済ませる出力増大方法(原子力発電プラントの運転方法)を考えることが、PWR原子力発電プラントの発電コスト低減の観点から好ましい。
The nuclear power plant 210, which is a PWR nuclear power plant, is modified as small as possible so as to increase the thermal output Q of the nuclear reactor and increase the electrical output E as much as possible within the design margin of the high-pressure turbine 7 and the low-
本実施形態の原子力発電プラント200Aは、低圧タービン9の出口蒸気流量の設計余裕が約112%の場合の原子力発電プラント210における原子炉の熱出力Qを15%増大させ、電気出力Eを15%近く増大させるものである。その特徴は、湿分分離器8’を湿分分離加熱器8に改造、又は湿分分離器8’を取り外して新たに湿分分離加熱器8を設置するものであり、原子炉の熱出力増大による蒸気出口ノズルからの蒸気流量の増加分のほぼ全ての8.8%を湿分分離加熱器8の加熱器用に利用するものである。
The nuclear power plant 200A of the present embodiment increases the thermal output Q of the reactor in the nuclear power plant 210 when the design margin of the outlet steam flow rate of the low-
なお、原子力発電プラント210の状態で運転していた場合の運転サイクルが請求項に記載の「第1の運転サイクル」に対応し、改造した後、原子力発電プラント200Aの状態で運転している場合の運転サイクルが請求項に記載の「第2の運転サイクル」に対応する。また、原子力発電プラント210の状態での運転時の原子炉の熱出力Q=100%が請求項に記載の「第1の熱出力」に、原子力発電プラント200Aの状態での運転時の原子炉の熱出力Q=115%が請求項に記載の「第2の熱出力」に対応する。 In addition, when the operation cycle when operating in the state of the nuclear power plant 210 corresponds to the “first operation cycle” recited in the claims, and after being modified, the operation cycle is operating in the state of the nuclear power plant 200A The operation cycle corresponds to the “second operation cycle” recited in the claims. Further, the nuclear reactor power output Q = 100% during operation in the state of the nuclear power plant 210 is the “first heat output” described in the claims, and the reactor during operation in the state of the nuclear power plant 200A. The thermal output Q = 115% corresponds to the “second thermal output” recited in the claims.
原子力発電プラント210から原子力発電プラント200Aに改造して、原子力発電プラント200Aにおいて原子炉の熱出力Qを増大させることは、運転中の一次冷却材中のホウ素濃度を第2の運転サイクルにおいて第1の運転サイクルよりも減ずることや、燃料集合体の種類を変更すること等の原子炉の反応度を高めることで実現可能である。
以下に、具体的な改造後の原子力発電プラント200Aの構成について、特にそのヒートバランスについて説明する。
Remodeling from the nuclear power plant 210 to the nuclear power plant 200A to increase the thermal output Q of the nuclear reactor in the nuclear power plant 200A causes the boron concentration in the primary coolant during operation to be the first in the second operating cycle. This can be achieved by increasing the reactivity of the nuclear reactor, such as by reducing the number of operation cycles, or changing the type of fuel assembly.
Hereinafter, a specific configuration of the nuclear power plant 200A after remodeling, particularly its heat balance, will be described.
ここでは、蒸気出口ノズル2aにおける蒸気のエンタルピ2766kJ/kgは、ベースとした比較例の原子力発電プラント210の場合と同じとしている。
図8は、ベースとする比較例の原子力発電プラントを電気出力で約15%出力増大の改造をした第3の実施形態に係わる原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。
本実施形態における原子力発電プラント200Aの構成は、ベースとした比較例の原子力発電プラント210とは、基本的に同じ構成であるが、湿分分離器8’が湿分分離加熱器8に改造又は置き換えられて設置されている。そして、主蒸気管5の高圧タービン入口の手前(上流側)から分岐して接続された加熱器用分岐管22が、湿分分離加熱器8に内蔵された図示しない加熱器用の管束に高温蒸気を供給するための加熱器入口に接続している。そして、主蒸気管5から分岐された蒸気は、前記管束を通過後、湿分分離加熱器8の加熱器出口に接続している加熱器排気管23を経由して、高圧抽気管24Aの後記する流量調整弁18の下流側において高圧抽気管24Aと合流して高圧給水加熱器17に導かれ、給水を加熱して、給水加熱器ドレン管27により、低圧給水加熱器13の各段の低圧給水加熱器13a〜13eのドレン側に順に供給され、最終的に復水器11にダンプされる。
ベースの原子力発電プラント210と同じ構成については、同じ符号を付し、重複する説明を省略する。
Here, the enthalpy of
FIG. 8 is a diagram for explaining the heat balance of the nuclear power plant according to the third embodiment in which the nuclear power plant of the comparative example as a base is modified to increase the output by about 15% in terms of electrical output.
The configuration of the nuclear power plant 200 </ b> A in this embodiment is basically the same as that of the nuclear power plant 210 of the comparative example based on, but the
About the same structure as the base nuclear power plant 210, the same code | symbol is attached | subjected and the overlapping description is abbreviate | omitted.
図8において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント210における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント200Aにおける絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント210における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
なお、本実施形態には、原子力発電プラント210を当初建設したときに湿分分離加熱器8が設置されているが、その内蔵の加熱器に高温蒸気を通すための加熱器用分岐管22や加熱器排気管23が配管されておらず、単に、湿分分離器としての機能のみで運用され、その後に、原子炉の熱出力Qの増大の設置許可や工事認可等の官庁の許可を得て、第2の運転サイクルの前に改造工事で加熱器用分岐管22、加熱器排気管23等を追設する場合も含んでいる。
In FIG. 8, the% display of the thermal output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G have the same reference as the% display in the above-described nuclear power plant 210. Absolute percentage display. The% display in parentheses attached to these values is a relative% display value obtained by comparing the absolute% display value in the nuclear power plant 200 </ b> A with the corresponding absolute% display value in the nuclear power plant 210.
In this embodiment, the
図8に示すように原子力発電プラント200Aの二次系のヒートバランスは、図2に示した原子力発電プラント100Aと同じものであり、重複する説明を省略する。
なお、原子力発電プラント100Aの説明における蒸気出口ノズル1aは蒸気出口ノズル2aに、給水ノズル1bは給水ノズル2bに、原子炉で発生する蒸気は蒸気発生器2で発生する蒸気に読み直す。
As shown in FIG. 8, the secondary heat balance of the nuclear power plant 200A is the same as that of the nuclear power plant 100A shown in FIG.
In the description of the nuclear power plant 100A, the
本実施形態では、給水エンタルピは、ベースである比較例の原子力発電プラント210の状態における第1の運転サイクルでの給水エンタルピ924kJ/kgより低い832kJ/kg(給水温度約195℃)となっている。この低い給水エンタルピにより、原子炉の熱出力が原子力発電プラント200Aの状態における第2の運転サイクルで、改造前の第1のサイクルの115%に増大していても、主蒸気管5の蒸気流量は、109.5%に抑制されている。
In the present embodiment, the water supply enthalpy is 832 kJ / kg (water supply temperature of about 195 ° C.), which is lower than the
本実施形態のように給水エンタルピを下げて、一次系冷却材の温度を低下させ、反応度を高めることによって原子炉の熱出力を増大させることができる。そのためには、高圧タービン7及び低圧タービン9から抽気して高圧給水加熱器17や低圧給水加熱器13に送る蒸気流量を減少させれば良いが、単に全体的に蒸気の抽気量を減少させると、蒸気発生器2において二次系の水を飽和温度にまで上昇させるのに多くの熱が使われ、蒸気発生量が余り増加しないので、原子力発電プラント全体の熱効率が大きく減少して発電量をあまり増大させることができない。
As in this embodiment, the heat supply of the nuclear reactor can be increased by lowering the water supply enthalpy, lowering the temperature of the primary coolant, and increasing the reactivity. For this purpose, the steam flow from the high-pressure turbine 7 and the low-
従って、高圧タービン7の途中段、又は高圧タービン出口(実際には高圧タービン出口から湿分分離加熱器8の入口までの間)からの抽気蒸気量を選択的に減少させることで、低圧タービン9に流れる蒸気流量を増加させて発電量を増大させる。すなわち、原子炉での熱出力増大時に、湿分分離加熱器8の加熱器へ主蒸気管5から蒸気を8.8%(8〜9%)分岐させることにより、高圧タービン7への蒸気流量を抑制しつつ、高圧タービン7からの抽気量を低減して高圧タービン7を通過する蒸気流量及び低圧タービン9への蒸気流量を増加させつつ、高圧給水加熱器17での加熱量を35kJ/kg(=797→832)と、ベースである比較例における112kJ/kg(=812→924)よりも大幅に抑制して給水エンタルピをベースである比較例よりも92kJ/kg(約20℃)下げることで、電気出力を増大させている。
Therefore, by selectively reducing the amount of extracted steam from the middle stage of the high-pressure turbine 7 or from the high-pressure turbine outlet (actually, from the high-pressure turbine outlet to the inlet of the moisture separator / heater 8), the low-
(第3の実施形態に対する参考例と変形例)
次に、図9を参照しながら適宜図8を参照して本実施形態の出力増大方法に対する参考例について説明する。本参考例の原子力発電プラント220は、原子力発電プラント200Aと同じである。異なるのは原子力発電プラント200Aが原子炉の熱出力を15%増大させるときに、給水エンタルピをベースの原子力発電プラント210の924kJ/kgから92kJ/kgだけ低下させているのに対し、原子力発電プラント220では、ベースの原子力発電プラント210と同じ給水エンタルピとしている点である。
図9は、第3の実施形態の参考例の原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。
(Reference examples and modifications to the third embodiment)
Next, a reference example for the output increasing method of this embodiment will be described with reference to FIG. 8 as appropriate with reference to FIG. The
FIG. 9 is a diagram illustrating the heat balance of the nuclear power plant according to the reference example of the third embodiment.
図9において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント210における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント220における絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント210における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
図9に示す出力増大の場合は、給水エンタルピを原子力発電プラント210と同じ924kJ/kg(給水温度約215℃)としている。
図9に示すように原子力発電プラント220の二次系のヒートバランスは、図3に示した原子力発電プラント120と同じものであり、重複する説明を省略する。
なお、原子力発電プラント120の説明における蒸気出口ノズル1aは蒸気出口ノズル2aに、給水ノズル1bは給水ノズル2bに、原子炉で発生する蒸気は蒸気発生器2で発生する蒸気に読み直す。
In FIG. 9, the% display of the thermal output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G are the same as the reference of the% display in the above-described nuclear power plant 210. Absolute percentage display. The% display in parentheses attached to these values is a relative% display value obtained by comparing the absolute% display value in the
In the case of the increase in output shown in FIG.
As shown in FIG. 9, the secondary heat balance of the
In the description of the
図9に示した参考例の原子力発電プラント220における出力増大方法では、高圧タービン7への蒸気流量が約106%と、前記した原子力発電プラント210の高圧タービン7の蒸気流量の設計余裕105%を超えており、高圧タービン7の改造又は交換が必要となる。一方、図8に示す第3の実施形態では、高圧タービン7への蒸気流量は設計余裕内であり、保守的に許容範囲を104.5%と小さめに設定しても高圧タービン7の改造又は交換は不必要である。
In the method of increasing the output in the
(第3の実施形態に対する変形例)
そこで、参考例の原子力発電プラント220を見直して、給水エンタルピを下げて高圧タービン7への蒸気流量を前記許容範囲の104.5%にする第3の実施形態に対する変形例を考える。そして参考例の原子力発電プラント220を見直したものを、以下では原子力発電プラント220Mと称する。
ただし、主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器用に分岐する蒸気流量は8.8%と固定する。
(Modification to the third embodiment)
Therefore, the
However, the flow rate of the steam branched from the
蒸気流量を前記許容範囲の104.5%にするには、図9のヒートバランスから主蒸気管5の蒸気流量を105.8%→104.5%に、つまり、1.3%だけ低減させれば良く、図8に示したヒートバランスと図9に示したヒートバランスから、給水エンタルピの必要な低下量は以下のように求められる。
(給水エンタルピの必要な低下量)=(必要な蒸気流量の低下量)/(図8と図9における給水エンタルピの差による蒸気流量の差)*(図8と図9における給水エンタルピの差)*(高圧タービンの入口流量が104.5%のときの給水流量=蒸気発生器の蒸気発生量)/(図8における給水流量)=(1.3)/(114.9−109.5)*(924−832)*(114.9−1.3)/(109.5)=23.0kJ/kg
給水エンタルピの必要な低下量は23.0kJ/kg、つまり、約5℃の給水温度の低下が必要になる。
In order to set the steam flow rate to 104.5% of the allowable range, the steam flow rate of the
(Necessary amount of reduction in water supply enthalpy) = (Amount of decrease in necessary steam flow rate) / (Difference in steam flow rate due to difference in water supply enthalpy in FIGS. 8 and 9) * (Difference in water supply enthalpy in FIGS. 8 and 9) * (Feed water flow rate when the inlet flow rate of the high-pressure turbine is 104.5% = steam generation amount of the steam generator) / (feed water flow rate in FIG. 8) = (1.3) / (114.9-109.5) * (924-832) * (114.9-1.3) / (109.5) = 23.0 kJ / kg
The required amount of reduction in the water supply enthalpy is 23.0 kJ / kg, that is, a water supply temperature drop of about 5 ° C. is required.
また、図9のヒートバランスから給水エンタルピを23.0kJ/kg低下させるために、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への抽気量を低減させる必要がある。図8に示したヒートバランスと図9に示したヒートバランスから、高圧タービン7からの抽気量の低減量は以下のように求められる。
(図9における高圧給水加熱器への抽気量の低減量)=(必要な蒸気流量の低減量)/(図8と図9における給水エンタルピの差による蒸気流量の差)*(図8と図9における給水加熱器での加熱量の差=抽気量の差)*(高圧タービンの入口流量が104.5%のときの給水流量=蒸気発生器の蒸気発生量)/(図2における給水流量)=(1.3)/(114.9−109.5)*(3.2−0.05)*(114.9−1.3)/(109.5)=0.79%
図9のヒートバランスにおける高圧タービン7からの抽気量を3.2%から0.8%減じた2.4%、つまり、ベースとなる比較例の原子力発電プラント210における6.2%を基準にすると相対%表示で約39%となる。
Further, in order to lower the water supply enthalpy by 23.0 kJ / kg from the heat balance of FIG. 9, it is necessary to reduce the amount of extraction from the high pressure turbine 7 to the high pressure feed water heater 17. From the heat balance shown in FIG. 8 and the heat balance shown in FIG. 9, the reduction amount of the extraction amount from the high-pressure turbine 7 is obtained as follows.
(Reduction amount of bleed amount to high-pressure feed water heater in FIG. 9) = (Reduction amount of necessary steam flow rate) / (Difference in steam flow rate due to difference in feed water enthalpy in FIGS. 8 and 9) * (FIG. 8 and FIG. Heating amount difference in feed water heater at 9 = difference in extraction amount) * (feed water flow rate when the inlet flow rate of the high-pressure turbine is 104.5% = steam generation amount of the steam generator) / (feed water flow rate in FIG. 2) ) = (1.3) / (114.9-109.5) * (3.2-0.05) * (114.9-1.3) / (109.5) = 0.79%
The amount of bleed from the high-pressure turbine 7 in the heat balance of FIG. 9 is reduced by 3.2% from 0.8% to 2.4%, that is, based on 6.2% in the nuclear power plant 210 of the comparative example as a base. Then, the relative% display is about 39%.
まとめると、本実施形態において、ベースである比較例よりも原子炉の熱出力(第2の熱出力)を115%に増大させて、電気出力を約15%増大させる方法として、次の2ケースが考えられる。
〈ケース1:原子力発電プラント200A〉
図8に示したように蒸気発生器2の蒸気発生量を、湿分分離加熱器8の加熱器用に8.8%の蒸気流量を主蒸気管5から分岐する量だけ増加させ(約109%)、略100%の蒸気流量を高圧タービン7に導き、高圧タービン7からの高圧給水加熱器17への抽気量を最小限の1%以下とするケース。
〈ケース2:原子力発電プラント220M〉
図9の参考例を修正した原子力発電プラント220Mのように、蒸気発生器2の蒸気発生量を、湿分分離加熱器8の加熱器用に8.8%の蒸気流量を主蒸気管5から分岐する量と、高圧タービン7の許容範囲104.5%とを合算した量、つまり、約113.5%に増加させ、高圧タービン7からの高圧給水加熱器17への抽気量を、ベースとする比較例に対する相対%で約39%とするケース。
そして、この2つのケースの間で、連続的に高圧タービン7への蒸気流量を100〜104.5%の間で調整し、それに応じて、高圧給水加熱器17への抽気量を、ベースとする比較例に対する相対%で1〜39%の間に設定することが可能である。
In summary, in this embodiment, as a method of increasing the thermal output (second thermal output) of the reactor to 115% and increasing the electrical output by about 15% as compared with the comparative example that is the base, the following two cases are used. Can be considered.
<Case 1: Nuclear power plant 200A>
As shown in FIG. 8, the steam generation amount of the
<Case 2: Nuclear power plant 220M>
As in the nuclear power plant 220M in which the reference example of FIG. 9 is modified, the steam generation amount of the
And between these two cases, the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is continuously adjusted between 100 to 104.5%, and accordingly, the amount of extraction to the high-pressure feed water heater 17 is It is possible to set between 1% and 39% relative to the comparative example.
以上のように第3の実施形態の原子力発電プラント200A、及び第3の実施形態に対する変形例の原子力発電プラント220Mによれば、高圧タービン7を改造・交換することなく原子炉の熱出力を増大して約115%まで増大ができる。
また、第3の実施形態では、ベースとする比較例の原子力発電プラント210の場合よりも給水エンタルピを92kJ/kg(20℃)低減しているので、次の効果がある。給水温度が低下すれば、一次冷却材温度が低下し原子炉の熱出力を増大させ易い。
従って、燃料集合体の取り出し燃焼度をより高い値にする核燃料の経済性の高い燃焼のさせ方ができる。
As described above, according to the nuclear power plant 200A of the third embodiment and the nuclear power plant 220M of the modification to the third embodiment, the thermal output of the nuclear reactor is increased without modifying or replacing the high-pressure turbine 7. Can be increased to about 115%.
Further, in the third embodiment, since the water supply enthalpy is reduced by 92 kJ / kg (20 ° C.) as compared with the case of the nuclear power plant 210 of the comparative example as a base, the following effects are obtained. If the feed water temperature is lowered, the primary coolant temperature is lowered and the thermal output of the reactor is easily increased.
Therefore, it is possible to burn the nuclear fuel with high economic efficiency by making the fuel assembly take-out burnup value higher.
なお、図8に示すように、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への抽気量を減少させる抽気点は、高圧タービン7の途中段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。原子力発電プラント200Aでは、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への高圧抽気管24Aの途中に、抽気量を調節する手段として電動機で開度を遠隔調整できる流量調整弁18を設け、その下流で湿分分離加熱器8からの加熱器排気管23と合流させて、高圧給水加熱器17へと導いている。このとき、高圧抽気管24Aの流量を調節する手段は、流量調整弁18に限定されるものではなく、流動抵抗となるものであれば良く、オリフィス等の静的機器でも良い。更に、高圧抽気管24Aの流量は、出力増大前の第1の運転サイクルにおける抽気量の相対%で1%以下であることから、他の低圧給水加熱器13への流量を調整する等で、高圧抽気管24Aの抽気量を0(ゼロ)とすることも可能であり、高圧抽気管24Aを閉止し削除できる。この場合は、追設する湿分分離加熱器8からの加熱器排気管23用の配置スペース確保が容易になる効果がある。
As shown in FIG. 8, the extraction point for reducing the amount of extraction from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is the most upstream when there are a plurality of extraction points in the middle of the high-pressure turbine 7. Choosing the side bleed point is most effective. In the nuclear power plant 200A, in the middle of the high-
更に、本実施形態では、原子炉の熱出力を115%増大させる場合を例に説明したが、それに限定されることは無く、主蒸気管5から湿分分離加熱器8の加熱器用に分岐する蒸気流量約8%以上を確保できるように原子炉の熱出力を108%以上にベースとする比較例よりも増大させた電気出力が約108%以上のケースも含む。
Furthermore, in this embodiment, the case where the thermal output of the nuclear reactor is increased by 115% has been described as an example. However, the present invention is not limited to this, and branches from the
(第4の実施形態:低圧タービンの出口蒸気流量の設計余裕約121%の場合) (Fourth embodiment: When the design margin of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine is about 121%)
更に、本発明の実施形態では給水エンタルピをベースである比較例の原子力発電プラント210の場合よりも低減させることにより、高圧タービン7や低圧タービン9を改造又は交換することなく、高圧タービン7の入口蒸気流量の許容範囲(104.5%以下)及び低圧タービン9の出口蒸気流量の許容範囲(ベースの121%以下)に対する設計余裕の最大値まで活用することにより原子炉の熱出力を更に増大して約121%まで増大させることができる。
以下に、図10を参照しながらそのような例である第4の実施形態の原子力発電プラントについて説明する。
Furthermore, in the embodiment of the present invention, the inlet of the high pressure turbine 7 can be reduced without modifying or replacing the high pressure turbine 7 or the
Below, the nuclear power plant of 4th Embodiment which is such an example is demonstrated, referring FIG.
本実施形態の原子力発電プラント200Bでは、図10に示すように高圧タービン7の途中段から抽気して高圧給水加熱器17に導く高圧抽気管24Aと、高圧タービン出口から抽気して第1段の低圧給水加熱器13aに導く高圧抽気管24Bの中間には、例えば、電動機駆動の流量調整弁18A,18Bがそれぞれ配置され、流量制御部50によってその開度が制御される。また、低圧タービン出口には、流量検出センサ(フローエレメントとも言う)41が設けられ、流量検出センサ41からの信号を流量計43で流量信号に変換し、流量制御部50に送信する。
流量制御部50は、その流量信号を低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値と比較し、制限値以内であれば高圧タービン7の途中段からの高圧抽気管24Aの流量調整弁18A及び高圧タービン出口からの高圧抽気管24Bの流量調整弁18Bを順次閉じて、低圧タービン9への蒸気流量を増加させる制御を行う。
流量制御部50における前記制御は、要求される発電出力に対して高圧タービン7及び低圧タービン9が追従するように、原子力発電プラント200Bの図示しない中央制御室に配置された制御盤と接続した制御コンピュータに搭載された原子力発電プラント制御ソフトウェアの内のタービン制御系のソフトウェアの一部として実行される。
前記以外の他の構成は、第3の実施形態と同じ構成であり、同じ符号を付し重複する説明を省略する。
In the
The flow
The control in the flow
Other configurations other than those described above are the same as those in the third embodiment, and the same reference numerals are given and redundant descriptions are omitted.
次に、図10を参照しながら本実施形態の原子力発電プラントにおけるヒートバランスについて説明する。
図10は、ベースとなる比較例の原子力発電プラントを電気出力で約20%出力増大の改造をした第4の実施形態に係わる原子力発電プラントのヒートバランスを説明する図である。
図10において、熱出力Qの%表示、電気出力Eの%表示、及び質量流量Gの%表示は、前記したベースとする原子力発電プラント210における%表示と基準を同じにしたものであり、いわゆる、絶対%表示である。それらの値に付した( )内の%表示は、原子力発電プラント100Bにおける絶対%表示の値を、対応する原子力発電プラント210における絶対%表示の値と比較した相対%表示の値である。
Next, the heat balance in the nuclear power plant of this embodiment is demonstrated, referring FIG.
FIG. 10 is a diagram for explaining the heat balance of the nuclear power plant according to the fourth embodiment in which the nuclear power plant of the comparative example as a base is modified to increase the output by about 20% in terms of electrical output.
In FIG. 10, the% display of the thermal output Q, the% display of the electrical output E, and the% display of the mass flow rate G are the same as the reference of the% display in the above-described nuclear power plant 210. Absolute percentage display. The% display in parentheses attached to these values is a relative% display value obtained by comparing the absolute% display value in the
図10に示すように原子力発電プラント200Bの二次系のヒートバランスは、図4に示した原子力発電プラント100Bと同じものであり、重複する説明を省略する。
なお、原子力発電プラント200Bの説明における蒸気出口ノズル1aは蒸気出口ノズル2aに、給水ノズル1bは給水ノズル2bに、原子炉で発生する蒸気は蒸気発生器2で発生する蒸気に読み直す。
ここで、原子力発電プラント210の状態での運転時の原子炉の熱出力Q=100%が請求項に記載の第1の熱出力に、原子力発電プラント200Bの状態での運転時の原子炉の熱出力Q=121%が請求項に記載の第2の熱出力に対応する。
As shown in FIG. 10, the secondary heat balance of the
In the description of the
Here, the thermal output Q = 100% of the reactor during operation in the state of the nuclear power plant 210 is the first thermal output described in the claims, and the
本実施形態におけるように湿分分離加熱器8の加熱器へ分岐する蒸気流量を出力増大前の第1の運転サイクルでの蒸気出口ノズル2aでの蒸気流量の約9%とし、低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値に対応した高圧タービン出口蒸気流量の値以下となるように、原子炉の熱出力(ひいては高圧タービン入口での蒸気流量)を制御し、高圧タービン7から高圧給水加熱器17への蒸気の抽気量を制御することにより、低圧タービン9の出口蒸気流量を設計余裕の範囲内に抑制しつつ、原子炉の熱出力の増大又は変動に対応して、湿分分離加熱器8の加熱器へ分岐させる蒸気流量を確保しつつ、高圧タービン7及び低圧タービン9を通過する蒸気流量を最大とすることができ、設備の容量上許容される最大の出力向上が可能となる。つまり、発電機10の電気出力を最大にすることができる。
As in the present embodiment, the steam flow rate branched to the heater of the
以上のように本実施形態の原子力発電プラント200Bによれば、高圧タービン7及び低圧タービン9を改造・交換することなく原子炉の熱出力を約121%まで増大できる。
この第3の実施形態及びその変形例よりも更なる原子炉の熱出力増大において、本実施形態のように給水エンタルピを811kJ/kg(113kJ/kgの低下、給水温度26℃の低下に相当)とベースの原子力発電プラント210より低下させていることにより、次の効果がある。
給水温度が低下すれば、一次冷却材の温度が低下し、原子炉の熱出力を増大させ易い。
As described above, according to the
In the further increase in the thermal output of the reactor than the third embodiment and its modification, the feed water enthalpy is 811 kJ / kg (corresponding to a drop of 113 kJ / kg and a drop of the feed water temperature of 26 ° C.) as in this embodiment. And lower than the base nuclear power plant 210, there are the following effects.
If the feed water temperature is lowered, the temperature of the primary coolant is lowered, and the thermal output of the reactor is easily increased.
本実施形態で低圧タービン9の出口側に流量検出センサ41を設けて流量計43で蒸気流量を計測する構成としたが、それに限定されるものではなく、低圧タービン9の入口側に流量検出センサ41を設けて流量計43で蒸気流量を計測する構成としても良い。その場合、流量制御部50において、低圧タービン9の途中段段から抽気される蒸気流量を低圧タービン入口での蒸気流量の関数の形でデータを予め有し、低圧タービン9の出口流量を算出し、その上で、低圧タービン9の出口蒸気流量の制限値と比較し、流量調整弁18A,18Bの開度を調整する。
In the present embodiment, the flow
なお、第3の実施形態及びその変形例において、高圧抽気管24Aに第4の実施形態における流量検出センサ41及び流量計43のような流量検出センサと流量計を設けて高圧給水加熱器17へ抽気される蒸気流量を計測して、その信号を第4の実施形態におけるように流量制御部50に入力して原子炉の熱出力のレベルに応じて流量調整弁18の開度を制御しても良い。
同様に、第4の実施形態において、高圧抽気管24A,24Bに流量検出センサと流量計を設けて高圧給水加熱器17又は第1段の低圧給水加熱器13aへ抽気される蒸気流量を計測して、その信号を流量制御部50に入力して原子炉の熱出力のレベルに応じて流量調整弁18A,18Bの開度を制御しても良い。
In the third embodiment and its modification, the high-
Similarly, in the fourth embodiment, a flow rate detection sensor and a flow meter are provided in the high
また、第3の実施形態と、その変形例、及び第4の実施形態において、図7、図8、図9及び図10には図示省略しているが、主蒸気管5には主蒸気流量を計測する流量検出センサ及び流量計が設けられている。この主蒸気流量に応じて高圧タービン7の入口流量が許容範囲を超えないように、例えば、ベースとする比較例の104.5%蒸気流量以下となるように、加熱器用分岐管22に流量調整弁と流量検出センサ及び流量計を設けて、流量制御部50において主蒸気流量に応じて加熱器用分岐管22の前記流量調整弁の開度を制御しても良い。
Further, in the third embodiment, its modification, and the fourth embodiment, although not shown in FIGS. 7, 8, 9 and 10, the
1A 原子炉圧力容器(原子炉)
1a 蒸気出口ノズル(原子炉出口)
1b 給水ノズル
1B 原子炉容器(原子炉)
2 蒸気発生器
2a 蒸気出口ノズル
2b 給水ノズル
3 加圧器
4 一次冷却材ポンプ
5 主蒸気管
7 高圧タービン
8 湿分分離加熱器
8’ 湿分分離器
9 低圧タービン
10 発電機
11 復水器
12A 低圧復水ポンプ
12B 高圧復水ポンプ
13 低圧給水加熱器(給水加熱器)
13a 第1段の低圧給水加熱器
13b 第2段の低圧給水加熱器
13c 第3段の低圧給水加熱器
13d 第4段の低圧給水加熱器
13e 第5段の低圧給水加熱器
14 給水ポンプ駆動タービン
15A タービン駆動給水ポンプ
15B 電動機駆動給水ポンプ
17 高圧給水加熱器(給水加熱器)
18,18A,18B 流量調整弁
21 クロスアラウンド管
22 加熱器用分岐管
23 加熱器排気管
24A,24B 高圧抽気管
25 ドレン管
26A,26B,26C,26D 低圧抽気管
27 給水加熱器ドレン管
28 給水ポンプ用抽気管
29 給水ポンプ用タービン排気管
30 給水管
35 一次系配管
1A Reactor pressure vessel (reactor)
1a Steam outlet nozzle (reactor outlet)
1b
DESCRIPTION OF
13a First-stage low-
18, 18A, 18B Flow
Claims (18)
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における抽気量の39%以下とすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The flow rate of the branching steam from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. And the amount of steam extracted from the high-pressure turbine and guided to the feed water heater is set to 39% or less of the amount of extraction during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant An operation method for increasing the output of a nuclear power plant.
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記原子炉への給水温度を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時におけるより、5〜26℃までの範囲で低くすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The flow rate of the branching steam from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. And the temperature of the water supplied to the nuclear reactor is lowered in the range of 5 to 26 ° C. compared to the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. Operation method for increasing power plant output .
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービンから給水加熱器への抽気量を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における給水加熱器への抽気量の1%以下とするか、又は、前記原子炉への給水温度を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時よりも20℃以上低下させて、前記原子炉の定格熱出力を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力の115〜121%とすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 An operation method for increasing the output of the nuclear power plant according to claim 1 or 2,
In the state after increasing the output of the nuclear power plant,
The high pressure or the extraction of the feed water heater from the turbine to less than 1% of the extraction of the feed water heater at rated thermal power operation of the reactor in the existing state of the nuclear power plant, or, the atomic and the water temperature of the furnace is lowered 20 ° C. or higher than the rated thermal power operation of the reactor in the existing state of the nuclear power plant, the rated thermal output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant An operation method for increasing the output of a nuclear power plant, characterized by being 115 to 121% of the rated heat output of the nuclear reactor .
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記低圧タービンの出口流量の制限に対応した前記高圧タービンの出口流量以下となるように、前記原子炉の熱出力、前記高圧タービンの入口流量、及び前記高圧タービンから前記給水加熱器への蒸気の抽気量の内の少なくとも1つを制御することを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The steam flow that branches from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8 to 9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation in the existing state of the nuclear power plant , and The thermal output of the nuclear reactor, the inlet flow rate of the high pressure turbine, and the steam flow from the high pressure turbine to the feed water heater so as to be less than or equal to the outlet flow rate of the high pressure turbine corresponding to the restriction of the outlet flow rate of the low pressure turbine. An operation method for increasing the output of a nuclear power plant, wherein at least one of the bleed amounts is controlled.
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における抽気量の39%以下とすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and A nuclear power plant characterized in that the amount of steam extracted from the high-pressure turbine and guided to the feed water heater is 39% or less of the amount of extraction during rated heat output operation of the reactor in the existing state .
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記原子炉への給水温度を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時におけるより、5〜26℃までの範囲で低くすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and A nuclear power plant characterized in that the feed water temperature to the nuclear reactor is lowered in a range of 5 to 26 ° C. compared to the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state .
前記出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービンから給水加熱器への抽気量を前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における給水加熱器への抽気量の1%以下、又は、前記原子炉への給水温度を前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時よりも20℃以上低下させて、前記原子炉の定格熱出力を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力の115〜121%とすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear power plant according to claim 5 or claim 6,
In the state after the output increase construction,
The amount of bleed from the high-pressure turbine to the feed water heater is 1% or less of the amount of bleed to the feed water heater during the rated heat output operation of the reactor in the existing state , or the feed water temperature to the reactor is by reducing 20 ° C. or higher than when the reactor rated thermal power operation in the existing state, the rated thermal power of the reactor rated thermal output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant 115 to 121 A nuclear power plant characterized by
該原子炉で発生した蒸気が供給される原子炉出口から高圧タービン入口までの主蒸気管、高圧タービン、及び高圧タービン出口から低圧タービン入口までの配管を含む高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記低圧タービンの出口流量の制限に対応した前記高圧タービンの出口流量以下となるように、前記原子炉の熱出力、前記高圧タービンの入口流量、及び前記高圧タービンから前記給水加熱器への蒸気の抽気量の内の少なくとも1つを制御することを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A high-pressure steam system including a main steam pipe from a reactor outlet to which a steam generated in the reactor is supplied to a high-pressure turbine inlet, a high-pressure turbine, and a pipe from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet;
A low pressure steam system from the low pressure turbine inlet to the condenser inlet;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and The thermal output of the nuclear reactor, the inlet flow rate of the high pressure turbine, and the steam flow from the high pressure turbine to the feed water heater so as to be less than or equal to the outlet flow rate of the high pressure turbine corresponding to the restriction of the outlet flow rate of the low pressure turbine. A nuclear power plant characterized by controlling at least one of the bleed amount.
前記出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービンから前記給水加熱器への抽気配管と前記湿分分離加熱器から前記給水加熱器への排気管を合流させるか、
若しくは、前記高圧タービンから前記給水加熱器への抽気配管を削除し、かつ、前記湿分分離加熱器から前記給水加熱器への排気管のみを設置したことを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear power plant according to any one of claims 5 to 8,
In the state after the output increase construction,
The extraction pipe from the high-pressure turbine to the feed water heater and the exhaust pipe from the moisture separation heater to the feed water heater are merged,
Alternatively, a nuclear power plant characterized in that a bleed pipe from the high-pressure turbine to the feed water heater is deleted and only an exhaust pipe from the moisture separation heater to the feed water heater is installed.
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における抽気量の39%以下とすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The flow rate of the branching steam from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. And the amount of steam extracted from the high-pressure turbine and guided to the feed water heater is set to 39% or less of the amount of extraction during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant An operation method for increasing the output of a nuclear power plant.
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備えた原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記蒸気発生器への給水温度を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時におけるより、5〜26℃までの範囲で低くすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant equipped with
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The flow rate of the branching steam from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. And the feed water temperature to the steam generator is lowered in the range from 5 to 26 ° C. than the rated heat output operation of the reactor in the existing state of the nuclear power plant. An operation method for increasing the output of a nuclear power plant.
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービンから給水加熱器への抽気量を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における給水加熱器への抽気量の1%以下とするか、又は、前記蒸気発生器への給水温度を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時よりも20℃以上低下させて、前記原子炉の定格熱出力を前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力の115〜121%とすることを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 An operation method for increasing the output of a nuclear power plant according to claim 10 or 11,
In the state after increasing the output of the nuclear power plant,
Wherein either the extraction amount from the high pressure turbine to the feed water heater and 1% or less extraction amount to the feed water heater at the reactor rated thermal power operation in the existing state of the nuclear power plant, or, the steam and the feed water temperature is lowered 20 ° C. or higher than when the reactor rated thermal power operation of the in existing state of the nuclear power plant to the generator, the rated thermal power of the reactor at the existing state of the nuclear power plant An operation method for increasing the output of a nuclear power plant, characterized in that it is 115 to 121% of the rated thermal output of the nuclear reactor .
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントの出力増大化の運転方法であって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている前記原子力発電プラントの既設状態に対して、
前記原子力発電プラントの出力増大後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記原子力発電プラントの既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記低圧タービンの出口流量の制限に対応した前記高圧タービンの出口流量以下となるように、前記原子炉の熱出力、前記高圧タービンの入口流量、及び前記高圧タービンから前記給水加熱器への蒸気の抽気量の内の少なくとも1つを制御することを特徴とする原子力発電プラントの出力増大化の運転方法。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
An operation method for increasing the output of a nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to the existing state of the nuclear power plant moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine is equipment,
In the state after the output increase of the atomic power plant,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Increasing the rated heat output of the reactor by 8% or more than the rated heat output of the reactor in the existing state of the nuclear power plant ,
The flow rate of the branching steam from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow rate of the main steam pipe during the rated heat output operation of the nuclear reactor in the existing state of the nuclear power plant. And the heat output of the nuclear reactor, the inlet flow rate of the high pressure turbine, and the feed water heater from the high pressure turbine so as to be equal to or less than the outlet flow rate of the high pressure turbine corresponding to the restriction of the outlet flow rate of the low pressure turbine. An operation method for increasing the output of a nuclear power plant, characterized by controlling at least one of the amount of steam extracted into the nuclear power plant.
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記高圧タービンから抽気して前記給水加熱器に導く蒸気の抽気量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における抽気量の39%以下とすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and A nuclear power plant characterized in that the amount of steam extracted from the high-pressure turbine and guided to the feed water heater is 39% or less of the amount of extraction during rated heat output operation of the reactor in the existing state .
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備える原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記蒸気発生器への給水温度を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時におけるより、5〜26℃までの範囲で低くすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant comprising:
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and A nuclear power plant characterized in that a feed water temperature to the steam generator is lowered in a range of 5 to 26 ° C. than in a rated heat output operation of the reactor in the existing state .
前記出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービンから給水加熱器への抽気量を前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における給水加熱器への抽気量の1%以下、又は、前記原子炉への給水温度を前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時よりも20℃以上低下させて、前記原子炉の定格熱出力を既設状態での前記原子炉の定格熱出力の115〜121%とすることを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear power plant according to claim 14 or claim 15,
In the state after the output increase construction,
The amount of bleed from the high-pressure turbine to the feed water heater is 1% or less of the amount of bleed to the feed water heater during the rated heat output operation of the reactor in the existing state , or the feed water temperature to the reactor is by reducing 20 ° C. or higher than when the reactor rated thermal power operation in the existing state to the rated thermal power of the reactor and 115 to 121 percent of rated thermal power of the reactor in the existing state A featured nuclear power plant.
該原子炉で加熱された冷却材を熱源にして蒸気を発生する蒸気発生器と、
該蒸気発生器で発生した蒸気が供給される主蒸気管、高圧タービン、及び低圧タービンを含む蒸気系と、
前記復水器と給水加熱器とを含み、前記復水器から前記給水加熱器を経由して前記原子炉まで給水を導く給水系と、
を備えた原子力発電プラントであって、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離する湿分分離器が設備されている既設状態に対して、
出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービン出口と前記低圧タービン入口との間に、前記高圧タービンから排気された蒸気中の湿分を分離するとともに、前記主蒸気管から分岐する蒸気のみにより前記高圧タービンから排気された蒸気を加熱する湿分分離加熱器が設備されており、
前記原子炉の定格熱出力を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力よりも8%以上増大させ、
前記主蒸気管から前記湿分分離加熱器へ前記分岐する蒸気流量を、前記既設状態での前記原子炉の定格熱出力運転時における前記主蒸気管の蒸気流量の8〜9%とし、かつ、前記低圧タービンの出口流量の制限に対応した前記高圧タービンの出口流量以下となるように、前記原子炉の熱出力、前記高圧タービンの入口流量、及び前記高圧タービンから前記給水加熱器への蒸気の抽気量の内の少なくとも1つを制御することを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear reactor,
A steam generator that generates steam using a coolant heated in the nuclear reactor as a heat source;
A steam system including a main steam pipe to which steam generated by the steam generator is supplied, a high pressure turbine, and a low pressure turbine;
A water supply system that includes the condenser and a feed water heater, and leads the feed water from the condenser to the reactor via the feed water heater;
A nuclear power plant with
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet, with respect to existing state moisture separator for separating moisture in the steam exhausted from the high pressure turbine it is equipment,
In the state after the output increase construction,
Between the front Symbol high pressure turbine outlet and the low-pressure turbine inlet steam with separating moisture in steam exhausted from the high pressure turbine, which is exhausted from the high pressure turbine only by the steam branching from the main steam pipe Is equipped with a moisture separator heater ,
Rated thermal output of the previous SL reactor increases by 8% or more than the rated thermal power of the reactor at the existing state,
The steam flow branching from the main steam pipe to the moisture separation heater is 8-9% of the steam flow of the main steam pipe at the rated heat output operation of the reactor in the existing state , and The thermal output of the nuclear reactor, the inlet flow rate of the high pressure turbine, and the steam flow from the high pressure turbine to the feed water heater so as to be less than or equal to the outlet flow rate of the high pressure turbine corresponding to the restriction of the outlet flow rate of the low pressure turbine. A nuclear power plant characterized by controlling at least one of the bleed amount.
前記出力増大工事後の状態では、
前記高圧タービンから前記給水加熱器への抽気配管と前記湿分分離加熱器から前記給水加熱器への排気管を合流させるか、
若しくは、前記高圧タービンから前記給水加熱器への抽気配管を削除し、かつ、前記湿分分離加熱器から前記給水加熱器への排気管のみを設置したことを特徴とする原子力発電プラント。 A nuclear power plant according to any one of claims 14 to 17,
In the state after the output increase construction,
The extraction pipe from the high-pressure turbine to the feed water heater and the exhaust pipe from the moisture separation heater to the feed water heater are merged,
Alternatively, a nuclear power plant characterized in that a bleed pipe from the high-pressure turbine to the feed water heater is deleted and only an exhaust pipe from the moisture separation heater to the feed water heater is installed.
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