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 Patent Document 1, for example, in a nuclear power plant (hereinafter referred to as a BWR nuclear power plant) using a new boiling water reactor (hereinafter referred to as a BWR (Boiling Water Reactor)), for example, an electrical output is increased. Therefore, the fuel flow or the shape of the fuel assembly is improved to increase the heat generation (heat output) in the core, and the flow rate of steam from the steam outlet nozzle (reactor outlet) of the reactor pressure vessel The technique of increasing the electrical output by increasing the steam flow rate from the steam outlet nozzle of the reactor pressure vessel is referred to as the main steam flow rate is described.

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。
特開平９−２６４９８３号公報 特開２００６−２０８２３８号公報。 Further, in Patent Document 2, in a BWR nuclear power plant that has already started operation, a small-scale modification such as adoption of a new fuel assembly that can further increase the average heat output per unit, In order to mitigate the impact on the high-pressure turbine and the like due to the increase in the main steam flow rate when increasing the electrical output, the high-pressure turbine reduces the feed water temperature and suppresses the increase in the amount of generated steam when the thermal output of the core increases. Describes a technique for increasing the amount of power generation by reducing the amount of extraction air from the feedwater heater to the steam flow rate from the high-pressure turbine to the low-pressure turbine.
JP-A-9-264983 JP 2006-208238 A.

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 Patent Document 1 is applied to a large increase of 10% or more, for example, about 15% increase in the electric output of the existing BWR nuclear power plant, for example, approximately in proportion to the increase in electric output. Main steam flow increases.
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 nuclear power plant 110.

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 nuclear power plant 110 of the comparative example based, the steam of enthalpy 2766 kJ / kg generated in the reactor pressure vessel (reactor) 1A is connected to the steam outlet nozzle (reactor outlet) 1a. The main steam pipe 5 flows into the high-pressure turbine 7 composed of a multistage impeller, and the high-pressure turbine 7 is driven. In FIG. 1, the steam flow rate from the steam outlet nozzle 1a is defined as 100% in terms of mass flow rate G, and the mass flow rate G of water or steam downstream thereafter is shown in%. The enthalpy (kJ / kg) of water or steam is indicated by H.
In addition, the thermal output Q of the nuclear reactor of the nuclear power plant 110 is 100%, and the electrical output E of the generator 10 is 100%.

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-pressure extraction pipe 24A to the turbine-driven feed water pump 15A and the motor-driven feed water pump 15B. After the feed water is heated by being led to a high-pressure feed water heater (feed water heater) 17 disposed downstream, the low pressure feed water heater (five stages shown in FIG. 1 is provided via the feed water drain pipe 27 ( It is led to the drain side of the first-stage low-pressure feed water heater 13a (indicated as “first” in the figure) on the high temperature side of the feed water heater 13).

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 moisture separator 8 ′ by the cross-around pipe 21, and the moisture separator 8 ′. The moisture is removed and 9.6% is led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a (indicated as “first” in the figure) via the high-pressure extraction pipe 24B to heat the feed water.
Here, the cross-around pipe 21 corresponds to “piping from the high-pressure turbine outlet to the low-pressure turbine inlet” recited in the claims.

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 moisture separator 8 ′ again passes through the cross-around pipe 21 and 73.6% flows from the low-pressure turbine inlet into the low-pressure turbine 9 to drive the low-pressure turbine. Of the steam from which moisture has been removed by the moisture separator 8 ′, 1.6% is extracted from a branch in the middle of the cross-around pipe 21, and is supplied to the turbine-driven feed water pump via the feed pipe bleed pipe 28. It is guided to the feed water pump drive turbine 14 that drives 15A, and the exhaust gas is dumped to the condenser 11 via the feed water pump turbine exhaust pipe 29.

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 moisture separator 8 ′ passes through the drain pipe 25 to the second-stage low-pressure feed water heater 13b (indicated as “second” in the figure). Guided and heated feed water.

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-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet is 2.0% from the extraction ports arranged in the stages of the plurality of impellers of the low-pressure turbine 9 while driving the low-pressure turbine 9 including the multi-stage impeller. 4.4%, 4.4%, and 6.8% are extracted and passed through the low-pressure extraction pipes 26A, 26B, 26C, and 26D, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, and the third-stage low-pressure feed water. A heater 13c (shown as “third” in the figure), a fourth-stage low-pressure feed water heater 13d (shown as “fourth” in the figure), and a fifth-stage low-pressure feed water heater 13e (in the figure, “ 5th "), respectively, and the feed water is heated.
The high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9 are connected to one shaft to drive the generator 10 and output an electric output of 100%.

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-pressure turbine 9 side of each of the low-pressure extraction pipes 26A, 26B, 26C, and 26D in FIG. 1 are not accurate because the schematic view of the heat balance is not complicated, but the low-pressure extraction pipe 26A It goes without saying that the air is extracted from the stage of the impeller close to the low-pressure turbine inlet side in the order of, 26B, 26C, and 26D.

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 condenser 11 where it is returned to the water. The steam and drain led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, the third-stage low-pressure feed water heater 13c, and the fourth-stage low-pressure feed water heater 13d In the low-pressure feed water heaters 13a to 13d, the feed water is heated to become drain, and if it is on the lower temperature side, for example, the first-stage low-pressure feed water heater 13a, the second-stage low-pressure feed water heater 13b is supplied to the second-stage low-pressure feed water heater 13b. If it is the heater 13b, it will be sent to the 3rd low-pressure feed water heater 13c via the feed water heater drain pipe 27 to each drain side, will heat feed water, and will be the 5th low-pressure feed water heater of the last stage. The drain via 13e is dumped to the condenser 11.

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 condenser 11 is guided to the feed water pipe 30 and boosted by the low-pressure condensate pump 12A and the high-pressure condensate pump 12B, and the multi-stage low-pressure feed water heater 13 is replaced with the low-pressure feed water heater 13e, 13d, 13c, 13b, and 13a in this order, the pressure is further increased by the turbine-driven feedwater pump 15A and the motor-driven feedwater pump 15B, and the feedwater nozzle 1b of the reactor pressure vessel 1A via the high-pressure feedwater heater 17 Return to. The enthalpy of water supply to the reactor pressure vessel 1A (hereinafter referred to as “water supply enthalpy”) is 924 kJ / kg and the mass flow rate is 100%.
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 condenser 11 extracted from the main steam pipe 5 and the extraction for generating ground steam for shaft sealing of the high pressure turbine 7 and the low pressure turbine 9 Amounts are omitted.

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 reactor pressure vessel 1A of FIG. 1, the recirculation pump and the recirculation loop piping, which are features of the BWR5 type reactor not directly related to the heat balance, are omitted.
Further, the steam outlet nozzle 1a (reactor outlet) to which steam generated in the reactor pressure vessel 1A is supplied to the main steam pipe 5 from the high pressure turbine 7 to the low pressure turbine inlet including the high pressure turbine 7 is referred to as a high pressure steam system. The low-pressure turbine 9 includes a low-pressure turbine, and the low-pressure turbine inlet to the condenser 11 inlet is referred to as a low-pressure steam system, and the condenser 11 and the low-pressure feed heater (feed water heater) that heats the feed water supplied from the condenser 11. ) 13 and a high-pressure feed water heater (feed water heater) 17, and the feed water is led from the condenser 11 through the low-pressure feed water heater 13 and the high-pressure feed water heater 17 to the feed nozzle 1 b of the reactor pressure vessel 1 </ b> A. The water supply pipe 30 is referred to as a water supply system.
Further, the steam flow rate of the high-pressure bleed pipe 24A that bleeds from the high-pressure turbine 7 and leads to the high-pressure feed water heater 17 is equal to “the amount of steam bleed extracted from the high-pressure turbine and led to the feed water heater”. Correspond.

《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-pressure turbine 9, it is possible to make as small a modification as possible so as to increase the thermal output Q of the nuclear reactor and increase the electrical output E as much as possible. It is preferable to consider an output increase method (operation method of a nuclear power plant) from the viewpoint of reducing the power generation cost of the BWR nuclear power plant.

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 nuclear power plant 110 when the design margin of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine 9 is about 112%, and increases the electrical output. E is increased by nearly 15%. The feature is that the moisture separator 8 'is modified to the moisture separator heater 8, or the moisture separator 8' is removed and the moisture separator heater 8 is newly installed. Almost all 8.8% of the increase in the steam flow rate from the steam outlet nozzle 1a due to the increase is used for the heater of the moisture separation heater 8.

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 nuclear power plant 110 corresponds to the “first operation cycle” described in the claims, and after the modification, the operation cycle is operating in the state of the nuclear power plant 100A 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 110 corresponds to the “first heat output” described in the claims, and the reactor during operation in the state of the nuclear power plant 100A. The thermal output Q = 115% corresponds to the “second thermal output” recited in the claims.
Incidentally, in the nuclear power plants 110 and 100A, a period from start to stop of the operation of the nuclear power plants 110 and 100A for fuel replacement is referred to as one operation cycle.

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 nuclear power plant 110 to the nuclear power plant 100A to increase the thermal output Q of the nuclear reactor in the nuclear power plant 100A causes the amount of control rods being operated to be inserted in the first operation cycle in the second operation cycle. This can be realized by increasing the reactivity of the nuclear reactor such as reducing the number of cycles or changing the type of fuel assembly.
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 reactor pressure vessel 1A is performed from the viewpoint of maintaining a pressure that is not more than a predetermined multiple (1.1 times the maximum operating pressure of the reactor coolant pressure boundary including the reactor pressure vessel). Since the pressure at the time cannot be increased, the steam enthalpy 2766 kJ / kg at the steam outlet nozzle 1a is the same as that of the nuclear power plant 110 of the comparative example based.

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 nuclear power plant 110 of the comparative example based, but the moisture separator 8 ′ is modified to the moisture separation heater 8 or Replaced and installed. Then, the branch pipe 22 for heater branched and connected from the upstream side of the high-pressure turbine inlet of the main steam pipe 5 is connected to the heater bundle (not shown) bundled in the moisture separation heater 8 with high-temperature steam. Connected to the heater inlet for supply. The steam branched from the main steam pipe 5 passes through the heater branch pipe 22, and then passes through the heater exhaust pipe 23 connected to the heater outlet of the moisture separation heater 8, and then passes through the high-pressure extraction pipe 24 </ b> A. On the downstream side of the flow rate adjusting valve 18 to be described later, it joins with the high pressure extraction pipe 24A and is led to the high pressure feed water heater 17 to heat the feed water. Then, the water is supplied to the drain side of the low-pressure feed water heaters 13 a to 13 e at each stage of the low-pressure feed water heater 13 by the feed water heater drain pipe 27 and finally dumped to the condenser 11.
About the same structure as the base nuclear power plant 110, the same code | symbol is attached | subjected and the overlapping description is abbreviate | omitted.

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 nuclear power plant 110. 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 100A with the corresponding absolute% display value in the nuclear power plant 110.
In this embodiment, the moisture separation heater 8 is installed when the nuclear power plant 110 is initially constructed. However, the heater branch pipe 22 for passing high-temperature steam through the built-in heater or the heating The reactor exhaust pipe 23 is not installed, it is operated only as a moisture separator, and after that, with the permission of the government office such as the installation permission for the increase of the thermal output Q of the nuclear reactor and the construction approval This includes the case where the heater branch pipe 22, the heater exhaust pipe 23, and the like are additionally installed by remodeling work before the second operation cycle.

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 steam outlet nozzle 1a is 9.5% against a 15% increase in the thermal output of the reactor. It is increasing.

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 main steam pipe 5 is branched by the heater branch pipe 22 and sent to the heater of the moisture separation heater 8, the steam flow to the high-pressure turbine 7 is It is suppressed to 100.4% (an increase of 0.6%). Of the 100.4% steam flow rate that flows into the high-pressure turbine 7, the bleed air to the high-pressure feed water heater 17 can be remotely controlled by an electric motor that acts as a channel resistance in the middle of the high-pressure bleed pipe 24 </ b> A. The flow rate adjustment valve 18 is provided and is suppressed to 0.05% (a decrease of 99.2%). After the remainder exits from the high-pressure turbine outlet, 92.0% (increased by 9.3) is led to the moisture separation heater 8 by the cross-around pipe 21, and the moisture is removed in the moisture separation heater 8. 8.3% (decrease of 13.5%) is led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a via the high-pressure extraction pipe 24B to heat the feed water.
Note that the steam flow rate of 8.8% branched from the main steam pipe 5 for the heater of the moisture separation heater 8 described above is the heating of the increased steam flow rate of 92.0% from the high-pressure turbine 7 to the low-pressure turbine 9. The flow rate is commensurate.

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 main steam pipe 5 to the heater for the moisture separator / heater 8 by the branch pipe 22 for heater is 92.0% exhausted from the high-pressure turbine 7 by the moisture separator / heater 8. Then, the steam flows through the heater exhaust pipe 23 and then joins the downstream side of the flow rate adjusting valve 18A of the high pressure extraction pipe 24A.

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 / heater 8 passes through the cross-around pipe 21 again, and 80.1% (8.8% increase) flows into the low-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet. Drive the turbine. 1.6% (2.4% decrease) of the steam from which moisture has been removed by the moisture separator / heater 8 is extracted from a branch in the middle of the cross-around pipe 21 and passes through an extraction pipe 28 for the feed water pump. Then, it is guided to the feed water pump drive turbine 14 that drives the turbine drive feed water pump 15 </ b> A, and its exhaust is dumped to the condenser 11 via the feed water pump turbine exhaust pipe 29.
A mass flow rate of 10.3% (increase of 15.7%) of moisture removed by the moisture separation heater 8 is led to the second-stage low-pressure feed water heater 13b via the drain pipe 25, Heat the water supply.

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-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet drives the low-pressure turbine 9 including a multi-stage impeller, while 1.9% (from each of the extraction ports arranged in the stages of the plural impellers of the low-pressure turbine 9 ( 4% decrease), 4.6% (4.9% increase), 4.3% (1.3% decrease), 6.5% (4.7% decrease) Via the extraction pipes 26A, 26B, 26C, 26D, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, the third-stage low-pressure feed water heater 13c, the fourth-stage low-pressure feed water heater 13d, and the fifth-stage low-pressure feed water Each is led to the heater 13e to heat the feed water.
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the condenser 11 is 61.1% (increase of 12.8%), which almost satisfies the design margin of the low-pressure turbine 9 outlet steam flow, which is about 112%. .

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-pressure turbine 9. 4%.
At this time, although the mass flow rate of the feed water returning from the condenser 11 to the feed nozzle 1b of the reactor pressure vessel 1A via the feed water pipe 30 is 109.5% (an increase of 9.5%), The total amount of steam extracted to the low-pressure feed water heater 13 is 35.9% (= 8.3 + 10.3 + 1.9 + 4.6 + 4.3 + 6.5). In the low-pressure feed water heater 13, the enthalpy is up to 797 kJ / kg. Heated.

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 moisture separation heater 8. Yes, it is heated by 35 kJ / kg (= 797 → 832) by the high-pressure feed water heater 17 in the final stage.
The steam flow extracted to the low-pressure feed water heater 13 in the case of the nuclear power plant 110 of the comparative example which is the base is 36.1% (= 9.6 + 8.9 + 2.0 + 4.4 + 4.4 + 6.8). The amount of steam extracted to the low-pressure feed water heater 13 does not match the increase in the mass flow rate of the feed water, and the heating amount in the high pressure feed water heater 17 does not match the increase in the mass flow rate of the feed water.

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 nuclear power plant 110 of the comparative example which is the base. Due to this low water supply enthalpy, even if the heat output of the reactor is increased to 115% of the first cycle before the modification in the second operation cycle in the state of the nuclear power plant 100A, the steam flow rate of the main steam pipe 5 Is suppressed to 109.5%.

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 reactor pressure vessel 1A to the saturation temperature, and the amount of steam generated does not increase so much. The amount cannot be increased too much.

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-pressure turbine 9 The amount of power generation is increased by increasing the flow rate of the steam flowing through. That is, when the heat output in the nuclear reactor is increased, the steam flow from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 is branched by 8.8% (8 to 9%), so that the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is increased. Is suppressed. In addition, while reducing the amount of extraction from the high-pressure turbine 7 and increasing the flow rate of steam passing through the high-pressure turbine 7 and the flow rate of steam to the low-pressure turbine 9, the heating amount in the high-pressure feed water heater 17 is 35 kJ / kg (= 797 → 832), significantly lower than 112 kJ / kg (= 812 → 924) in the base comparative example, and lowering the water supply enthalpy by 92 kJ / kg (about 20 ° C.) than the base comparative example. , Increasing the electrical output.

《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 nuclear power plant 120 of this reference example is the same as the nuclear power plant 100A. The difference is that when the nuclear power plant 100A increases the thermal output of the reactor by 15%, the water supply enthalpy is reduced by 92 kJ / kg from the 924 kJ / kg of the nuclear power plant 110 based on the nuclear power plant. 120 is the same water supply enthalpy as the base nuclear power plant 110.
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 nuclear power plant 110, which is the so-called base. 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 120 with the absolute% display value in the corresponding nuclear power plant 110.
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 nuclear power plant 110, so that the steam flow rate of the main steam pipe 5 increases the thermal output of the reactor. The proportion is approximately 115% (114.9%). Even if 8.8%, which is the same as the nuclear power plant 100A of the first embodiment, is branched to the moisture separation heater 8, the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is about 106% (105.8%). It has increased. Further, the amount of extraction from the middle stage of the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is also 3.2% (47.6% reduction), and the reduction from the amount of extraction in the base nuclear power plant 110 is relatively small. The steam flow rate to the low-pressure turbine 9 is approximately 79% (7.0% increase), which is equivalent to that of the first embodiment, and the increase in electric output is approximately 115%.

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 cross-around pipe 21. Is led to the moisture separator / heater 8 to remove moisture in the moisture separator / heater 8, and 11.3% (an increase of 17.7%) passes through the high-pressure extraction pipe 24B to the second stage low pressure. It is led to the feed water heater 13b and heats the feed water.
The steam flow rate of 8.8% branched from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 heated the steam flow rate of 91.2% exhausted from the high pressure turbine 7 by the moisture separation heater 8. After that, it joins to the downstream side of the flow rate adjustment valve 18A of the high pressure extraction pipe 24A via the heater exhaust pipe 23.

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 / heater 8 passes through the cross-around pipe 21 again, and 78.8% (7.0% increase) flows into the low-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet. Drive the turbine. 1.7% (7.0% increase) of the steam from which moisture has been removed by the moisture separator / heater 8 is extracted from a branch in the middle of the cross-around pipe 21, and the feed water pump extraction pipe 28 is connected to the steam. Via the feed water pump drive turbine 14 that drives the turbine drive feed water pump 15A, the exhaust gas is dumped to the condenser 11 via the feed water pump turbine exhaust pipe 29.
The moisture mass flow rate of 9.9% (an increase of 11.2%) removed by the moisture separation heater 8 is led to the second-stage low-pressure feed water heater 13b via the drain pipe 25, Heat the water supply.

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-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet drives the low-pressure turbine 9 including a multi-stage impeller, while 1.9% (from each of the extraction ports arranged in the stages of the plural impellers of the low-pressure turbine 9 ( 5.7% decrease), 4.6% (4.5% increase), 4.1% (4.6% decrease), 6.5% (5.6% decrease) Via each low-pressure extraction pipe 26A, 26B, 26C, 26D, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, the third-stage low-pressure feed water heater 13c, the fourth-stage low-pressure feed water heater 13d, the fifth-stage low-pressure feed water heater 13d, Each is led to the low-pressure feed water heater 13e to heat the feed water.
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the condenser 11 is 60.7% (increase of 11.9%), which satisfies the design margin of the low-pressure turbine 9 outlet steam flow, which is about 112%.
The feed water 114.9% (14.9% increase) from the condenser 11 is heated to enthalpy 848 kJ / kg in the low pressure feed water heater 13, and 76 kJ / kg (= 848 →) in the final high pressure feed water heater 17. 924) Heated.
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-pressure turbine 9, the increase in the electrical output is approximately 15% commensurate with the 15% increase in the heat output. %.

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 nuclear power plant 120 of the reference example shown in FIG. 3, the steam flow rate to the high pressure turbine 7 is about 106%, and the steam flow rate of the high pressure turbine 7 of the nuclear power plant 110 of the general BWR 5 described above. The design margin exceeds 105%, and the high-pressure turbine 7 needs to be modified or replaced. On the other hand, in the first embodiment shown in FIG. 2, the steam flow rate to the high pressure turbine 7 is within the design margin, and even if the allowable range is set to be as small as 104.5% conservatively, Exchange is unnecessary.

（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 nuclear power plant 120 of the reference example is reviewed to consider a modification to the first embodiment in which the water supply enthalpy is lowered so that the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is 104.5% of the allowable range. A review of the nuclear power plant 120 of the reference example is hereinafter referred to as a nuclear power plant 120M.
However, the flow rate of the steam branched from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 is fixed at 8.8%.

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 main steam pipe 5 is reduced from 105.8% to 104.5% from the heat balance in FIG. From the heat balance shown in FIG. 2 and the heat balance shown in FIG. 3, the required amount of reduction in the water supply enthalpy can be obtained as follows.
(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 nuclear power plant 110 of the base comparative example. 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 main steam pipe 5 for the heater of the moisture separation heater 8 (about 109%). A case in which a substantially 100% steam flow is led to the high-pressure turbine 7 and the amount of bleed from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is set to a minimum of 1% or less.
<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 main steam pipe 5 for the heater of the moisture separation heater 8. And a permissible range of 104.5% of the high-pressure turbine 7, that is, about 113.5%, and a comparative example based on the amount of bleed from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 Case where the relative% is about 39%.
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 main steam pipe 5 for the heater of the moisture separation heater 8 (shown as “branch flow rate” in FIG. 4A) is 0 in the first operation cycle in the absolute% display described above. Although it is (zero), it is 8.8% in the second operation cycle in the nuclear power plants 100A, 120, 120M after the modification and the increase in output (in FIG. 4A, "8-9%" is displayed) ).
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 nuclear power plant 120, it is 52%, and in the nuclear power plant 120M, it is 39%.
The thermal output of the nuclear reactor is 115% in the nuclear power plants 100A, 120, and 120M after the modification and the increase in output assuming that the comparative example based on the base is 100%.

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 nuclear power plant 110 of the comparative example as a base, the following effects are obtained. When 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 reactor core (in the case of BWR, MCPR Equivalent) is larger than the comparative example based. That is, it is easy to increase the thermal output of the nuclear reactor within an allowable range of thermal margin.
Therefore, in the nuclear power plant 100A in case 1 and the nuclear power plant 120M in case 2 described above, which can obtain an electric output of approximately 115% with the thermal output of approximately 115% of the same reactor, the nuclear power plant 100A However, the thermal margin of the core is large, and the fuel can be burned with high economic efficiency by increasing the degree of freedom of operation and the fuel burn-out of the fuel assembly.

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-pressure bleed pipe 24A from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17, a flow rate adjusting valve 18 whose opening degree can be remotely adjusted with an electric motor is provided as a means for adjusting the bleed amount. It is combined with the heater exhaust pipe 23 from the moisture separator heater 8 and led to the high-pressure feed water heater 17. At this time, the means for adjusting the flow rate of the high-pressure bleed pipe 24A is not limited to the flow rate adjustment valve 18, but may be any flow resistance, and may be a static device such as an orifice. Furthermore, since the flow rate of the high pressure bleed pipe 24A is 1% or less as a relative percentage of the bleed amount in the first operation cycle before the output increase, by adjusting the flow rate to the other low pressure feed water heaters 13, etc. The bleed amount of the high pressure bleed pipe 24A can be set to 0 (zero), and the high pressure bleed pipe 24A can be closed and deleted. In this case, the arrangement space for the heater exhaust pipe 23 from the additionally installed moisture separation heater 8 can be easily secured.

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 main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8. This includes cases in which the electrical output is about 108% or more, which is higher than the comparative example based on the thermal output of the reactor based on 108% or more so that a steam flow rate of about 8% or more can be secured.

《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 nuclear power plant 110 of the comparative example based on the high pressure turbine 7 or the low pressure turbine. Maximum design margin for the allowable range (104.5% or less) of the inlet steam flow rate of the high pressure turbine 7 and the allowable range of the outlet steam flow rate of the low pressure turbine 9 (121% or less of the base) without modifying or replacing 9 Can be used to further increase the thermal output of the reactor to about 121%.
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 nuclear power plant 100B of the present embodiment, as shown in FIG. 5, a high-pressure extraction pipe 24A that extracts air from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and leads to the high-pressure feed water heater 17, and a first-stage air is extracted from the high-pressure turbine outlet. In the middle of the high-pressure bleed pipe 24 </ b> B leading to the low-pressure feed water heater 13 a, for example, motor-driven flow rate adjustment valves 18 </ b> A and 18 </ b> B are respectively disposed, and the opening degree is controlled by the flow rate control unit 50. Further, a flow rate detection sensor (also referred to as a flow element) 41 is provided at the low-pressure turbine outlet, and a signal from the flow rate detection sensor 41 is converted into a flow rate signal by the flow meter 43 and transmitted to the flow rate control unit 50.
The flow rate control unit 50 compares the flow rate signal with the limit value of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine 9, and if it is within the limit value, the flow rate adjustment valve 18A of the high-pressure bleed pipe 24A from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and the high-pressure turbine. The flow rate adjusting valve 18B of the high-pressure extraction pipe 24B from the outlet is closed in order to increase the steam flow rate to the low-pressure turbine 9.
The control in the flow rate controller 50 is a control connected to a control panel arranged in a central control room (not shown) of the nuclear power plant 100B so that the high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9 follow the required power generation output. It is executed as a part of the turbine control system software in the nuclear power plant control software installed in the computer.
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 nuclear power plant 110 that is the base described above, so-called. 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 100B with the absolute% display value in the corresponding nuclear power plant 110.

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 nuclear power plant 100B, the enthalpy of water supply to the nuclear reactor (H = 811 kJ / kg, about 190 ° 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 steam outlet nozzle 1a is increased by 14% with respect to the increase of 21% in the thermal output of the reactor because it is reduced by 113 kJ / kg (approximately 26 ° C. at the feed water temperature). ing.
Here, the thermal output Q = 100% of the reactor during operation in the state of the nuclear power plant 110 is the first thermal output described in the claims, and the nuclear power plant 100B during operation in the state of the nuclear power plant 100B. The heat output Q = 121% corresponds to the second heat output described in the claims.

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 main steam pipe 5 and sent to the heater of the moisture separation heater 8, the steam flow to the high-pressure turbine 7 is 104.6% ( (4.6% increase). Of the steam flow rate of 104.6% that has flowed into the high-pressure turbine 7, the bleed air to the high-pressure feed water heater 17 is provided in the middle of the high-pressure bleed pipe 24A with a flow rate adjusting valve 18A that acts as a flow path resistance, It is suppressed to 0.02% (decrease of 99.7%). Of the 104.6% steam flow rate flowing into the high-pressure turbine 7, the remainder flows from the high-pressure turbine outlet, and then 97.7% (16.0 increase) is transferred to the moisture separator / heater 8 by the cross-around pipe 21. Then, the moisture is removed in the moisture separator heater 8, and 6.9% (28.1% decrease) is led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a via the high-pressure extraction pipe 24B. Heat the water supply.
The steam flow rate of 9.1% branched from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 heated the steam flow rate of 97.7% exhausted from the high-pressure turbine 7 by the moisture separation heater 8. After that, it joins to the downstream side of the flow rate adjustment valve 18A of the high pressure extraction pipe 24A via the heater exhaust pipe 23.

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 / heater 8 passes through the cross-around pipe 21 again, and 85.2% (an increase of 15.6%) flows into the low-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet. Drive the turbine. 1.6% (2.4% increase) of the steam from which moisture has been removed by the moisture separator / heater 8 is extracted from a branch in the middle of the cross-around pipe 21 and passes through the extraction pipe 28 for the feed water pump. Then, it is guided to the feed water pump drive turbine 14 that drives the turbine drive feed water pump 15 </ b> A, and its exhaust is dumped to the condenser 11 via the feed water pump turbine exhaust pipe 29.
The moisture mass flow rate of 10.9% (increase of 22.0%) removed by the moisture separation heater 8 is led to the second-stage low-pressure feed water heater 13b via the drain pipe 25, Heat the water supply.

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-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet drives 2.0% of the extraction ports arranged at the stages of the plurality of impellers of the low-pressure turbine 9 while driving the low-pressure turbine 9 including the multi-stage impeller. 3.7% increase), 5.0% (12.6% increase), 4.6% (6.1% increase), 7.0% (3.9% increase) Via each low-pressure extraction pipe 26A, 26B, 26C, 26D, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, the third-stage low-pressure feed water heater 13c, the fourth-stage low-pressure feed water heater 13d, the fifth-stage low-pressure feed water heater 13d, Each is led to the low-pressure feed water heater 13e to heat the feed water.
The steam flow dumped from the low-pressure turbine outlet to the condenser 11 is 64.5% (increase of 19.2%), which satisfies the design margin of the outlet steam flow of the low-pressure turbine 9 and about 121%. 114% (14% increase) of the feed water from the water vessel 11 is heated to enthalpy 776 kJ / kg in the low pressure feed water heater 13 and is heated to 35 kJ / kg (= 776 → 811) in the high pressure feed water heater 17 in the final stage. ing.

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-pressure turbine 9. 9%.

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 moisture separation heater 8 is set to about 9% of the steam flow rate at the steam outlet nozzle 1a in the first operation cycle before the output increase, and the low-pressure turbine 9 The thermal output of the nuclear reactor (and consequently the steam flow rate at the high-pressure turbine inlet) is controlled so as to be equal to or less than the value of the high-pressure turbine outlet steam flow rate corresponding to the limit value of the outlet steam flow rate, and the high-pressure feed water heater 17 from the high-pressure turbine 7 is controlled. By controlling the amount of steam extracted into the reactor, the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine 9 is controlled within the range of the design margin, and the moisture separation heater 8 is adapted to the increase or fluctuation of the thermal output of the reactor. It is possible to maximize the steam flow rate that passes through the high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9 while ensuring the steam flow rate to branch to the heater, and it is possible to improve the maximum output that is allowed for the capacity of the equipment. That is, the electrical output of the generator 10 can be maximized.

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 nuclear power plant 100B of the present embodiment, the thermal power generated in the nuclear reactor is used to increase the thermal output of the nuclear reactor by about 121 without modifying or replacing the high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9. % Can be increased.
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 nuclear power plant 110 have the following effects.
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 rate detection sensor 41 is provided on the outlet side of the low pressure turbine 9 and the steam flow rate is measured by the flow meter 43. However, the present invention is not limited to this, and the flow rate detection sensor is provided on the inlet side of the low pressure turbine 9. It is good also as a structure which provides 41 and measures a vapor | steam flow rate with the flowmeter 43. FIG. In that case, in the flow rate control unit 50, the steam flow extracted from the intermediate stage of the low-pressure turbine 9 has data in the form of a function of the steam flow rate at the low-pressure turbine inlet, and calculates the outlet flow rate of the low-pressure turbine 9, Then, the opening degree of the flow rate adjusting valves 18A and 18B is adjusted by comparing with the limit value of the outlet steam flow rate of the low pressure turbine 9.

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-pressure bleed pipe 24A is provided with a flow detection sensor and a flow meter such as the flow detection sensor 41 and the flow meter 43 in the second embodiment, and the high-pressure feed water heater 17 is provided. The flow rate of the extracted steam is measured and the signal is input to the flow rate control unit 50 as in the second embodiment to control the opening degree of the flow rate adjustment valve 18 according to the level of the thermal output of the reactor. Also good.
Similarly, in the second embodiment, a flow rate detection sensor and a flow meter are provided in the high pressure extraction pipes 24A and 24B to measure the flow rate of steam extracted to the high pressure feed water heater 17 or the first stage low pressure feed water heater 13a. Then, the signal may be input to the flow control unit 50 to control the opening degree of the flow control valves 18A and 18B according to the level of the thermal output of the reactor.

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 main steam pipe 5 has A flow rate detection sensor and a flow meter for measuring the main steam flow rate are provided. In order to prevent the inlet flow rate of the high-pressure turbine 7 from exceeding the allowable range in accordance with the main steam flow rate, for example, the flow rate is adjusted in the heater branch pipe 22 so as to be 104.5% or less of the steam flow rate of the base comparative example. A valve, a flow rate detection sensor, and a flow meter may be provided, and the flow rate control unit 50 may control the opening of the flow rate adjustment valve of the heater branch pipe 22 according to the main steam flow rate.

Figure 0004982351
表１は、第１の実施形態及び第２の実施形態におけるヒートバランスの原子炉の熱出力（％）、給水エンタルピ（ｋＪ／ｋｇ）、主蒸気流量（％）、湿分分離加熱器へ分岐される蒸気流量（％）、高圧タービンへの蒸気流量（％）、低圧タービンの出口流量（％）、電機出力（％）をまとめた表である。
Figure 0004982351
 Table 1 shows the heat output (%) of the heat balance reactor, the feed water enthalpy (kJ / kg), the main steam flow rate (%), and the moisture separation heater in the first and second embodiments. It is the table | surface which put together the steam flow rate (%) performed, the steam flow rate (%) to a high-pressure turbine, the exit flow rate (%) of a low-pressure turbine, and an electrical machinery output (%).

《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 steam generator 2, a pressurizer 3, a primary coolant pump 4, and a primary system pipe 35. The heat generated in the fuel assembly (not shown) in the reactor vessel 1B is transmitted to the primary coolant (coolant heated in the reactor) that circulates in the core, and the steam generator 2 generates the secondary system. It is transmitted to the coolant (secondary coolant). In the steam generator 2, the secondary coolant becomes steam by heat exchange between the primary system and the secondary system, and the enthalpy 2766 kJ / kg steam is multistage through the main steam pipe 5 connected to the steam outlet nozzle 2 a. It flows into the high-pressure turbine 7 composed of an impeller and drives the high-pressure turbine 7. In FIG. 7, the steam flow rate from the steam outlet nozzle 2 a is defined as 100% in terms of mass flow rate G, and the mass flow rate G of water or steam downstream thereafter is shown as a percentage. The enthalpy (kJ / kg) of water or steam is indicated by H.
Further, the thermal output Q of the nuclear reactor of the nuclear power plant 210 is 100%, and the electrical output E of the generator 10 is 100%.

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-pressure extraction pipe 24A to the turbine-driven feed water pump 15A and the motor-driven feed water pump 15B. After the feed water is heated by being led to the high-pressure feed water heater (feed water heater) 17 disposed downstream, the low pressure feed water heater (five stages in FIG. 7 is provided via the feed water drain pipe 27 ( It is led to the drain side of the first-stage low-pressure feed water heater 13a (indicated as “first” in the figure) on the high temperature side of the feed water heater 13).

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 moisture separator 8 ′ by the cross-around pipe 21, and the moisture separator 8 ′. The moisture is removed and 9.6% is led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a (indicated as “first” in the figure) via the high-pressure extraction pipe 24B to heat the feed water.

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 moisture separator 8 ′ again passes through the cross-around pipe 21 and 73.6% flows from the low-pressure turbine inlet into the low-pressure turbine 9 to drive the low-pressure turbine. Of the steam from which moisture has been removed by the moisture separator 8 ′, 1.6% is extracted from a branch in the middle of the cross-around pipe 21, and is supplied to the turbine-driven feed water pump via the feed pipe bleed pipe 28. It is guided to the feed water pump drive turbine 14 that drives 15A, and the exhaust gas is dumped to the condenser 11 via the feed water pump turbine exhaust pipe 29.

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 moisture separator 8 ′ passes through the drain pipe 25 to the second-stage low-pressure feed water heater 13b (indicated as “second” in the figure). Guided and heated feed water.

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-pressure turbine 9 from the low-pressure turbine inlet is 2.0% from the extraction ports arranged in the stages of the plurality of impellers of the low-pressure turbine 9 while driving the low-pressure turbine 9 including the multi-stage impeller. 4.4%, 4.4%, and 6.8% are extracted and passed through the low-pressure extraction pipes 26A, 26B, 26C, and 26D, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, and the third-stage low-pressure feed water. A heater 13c (shown as “third” in the figure), a fourth-stage low-pressure feed water heater 13d (shown as “fourth” in the figure), and a fifth-stage low-pressure feed water heater 13e (in the figure, “ 5th "), respectively, and the feed water is heated.
The high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9 are connected to one shaft to drive the generator 10 and output an electric output of 100%.

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-pressure turbine 9 side of the low-pressure extraction pipes 26A, 26B, 26C, and 26D in FIG. 7 are not accurate because the schematic view of heat balance is not complicated, but the low-pressure extraction pipes 26A It goes without saying that the air is extracted from the stage of the impeller close to the low-pressure turbine inlet side in the order of, 26B, 26C, and 26D.

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 condenser 11 where it is returned to the water. The steam and drain led to the first-stage low-pressure feed water heater 13a, the second-stage low-pressure feed water heater 13b, the third-stage low-pressure feed water heater 13c, and the fourth-stage low-pressure feed water heater 13d In the low-pressure feed water heaters 13a to 13d, the feed water is heated to become drain, and if it is on the lower temperature side, for example, the first-stage low-pressure feed water heater 13a, the second-stage low-pressure feed water heater 13b is supplied to the second-stage low-pressure feed water heater 13b. If it is the heater 13b, it will be sent to the 3rd low-pressure feed water heater 13c via the feed water heater drain pipe 27 to each drain side, will heat feed water, and will be the 5th low-pressure feed water heater of the last stage. The drain via 13e is dumped to the condenser 11.

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 condenser 11 is guided to the feed water pipe 30 and boosted by the low-pressure condensate pump 12A and the high-pressure condensate pump 12B, and the multi-stage low-pressure feed water heater 13 is replaced with the low-pressure feed water heater 13e, The pressure is further increased by the turbine-driven feed water pump 15 </ b> A and the motor-driven feed water pump 15 </ b> B through the order of 13 d, 13 c, 13 b, and 13 a, and then passed through the high-pressure feed water heater 17 to the feed water nozzle 2 b of the steam generator 2. Return. The enthalpy of water supply to the steam generator 2 (hereinafter referred to as “water supply enthalpy”) is 924 kJ / kg and the mass flow rate is 100%.
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 main steam pipe 5, high pressure turbine 7 and low pressure turbine 9 to which steam generated by the steam generator 2 is supplied are hereinafter referred to as a steam system, and the water supplied from the condenser 11 and the condenser 11 is referred to as the steam system. A steam generator including a low-pressure feed water heater (feed water heater) 13 and a high-pressure feed water heater (feed water heater) 17 to be heated and from the condenser 11 via the low-pressure feed water heater 13 and the high-pressure feed water heater 17 The water supply pipe 30 that guides the water supply to the second water supply nozzle 2b is referred to as a water supply system.
Further, the steam flow rate of the high-pressure bleed pipe 24A that bleeds from the high-pressure turbine 7 and leads to the high-pressure feed water heater 17 is equal to “the amount of steam bleed extracted from the high-pressure turbine and led to the feed water heater”. Correspond.
As described above, the secondary steam outlet nozzle 2a is different from the nuclear power plant 110 as a base in the first and second embodiments described above only in that it has a primary system. To the high-pressure turbine 7, the low-pressure turbine 9, the low-pressure feed water heater 13, the high-pressure feed water heater 17 and the like have the same secondary system configuration. Therefore, in the following, the same components as those of the nuclear power plants 110, 100A, 120, and 120M are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.
Further, as shown in FIG. 7, the secondary heat balance of the nuclear power plant 210 is the same as that of the nuclear power plant 110 shown in FIG.

（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-pressure turbine 9. It is preferable from the viewpoint of reducing the power generation cost of the PWR nuclear power plant to consider an output increasing method (operation method of the nuclear power plant) that can be completed with the above.

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-pressure turbine 9 is about 112%, and increases the electrical output E by 15%. It will increase in the near future. The feature is that the moisture separator 8 'is modified to the moisture separator heater 8, or the moisture separator 8' is removed and the moisture separator heater 8 is newly installed. Almost all 8.8% of the increase in the steam flow rate from the steam outlet nozzle due to the increase is used for the heater of the moisture separation heater 8.

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 steam 2766 kJ / kg at the steam outlet nozzle 2a is the same as that of the nuclear power plant 210 of the comparative example based.
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 moisture separator 8 ′ is modified or replaced with the moisture separation heater 8. Replaced and installed. Then, the branch pipe 22 for heater branched and connected from the upstream side of the high-pressure turbine inlet of the main steam pipe 5 is connected to the heater bundle (not shown) bundled in the moisture separation heater 8 with high-temperature steam. Connected to the heater inlet for supply. The steam branched from the main steam pipe 5 passes through the pipe bundle, and then passes through the heater exhaust pipe 23 connected to the heater outlet of the moisture separation heater 8 to be described later on the high pressure extraction pipe 24A. The flow control valve 18 is joined to the high-pressure bleed pipe 24 </ b> A and led to the high-pressure feed water heater 17 to heat the feed water, and the feed water heater drain pipe 27 is used to reduce the low pressure of each stage of the low-pressure feed water heater 13. The water supply heaters 13 a to 13 e are sequentially supplied to the drain side and finally dumped into the condenser 11.
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 moisture separation heater 8 is installed when the nuclear power plant 210 is initially constructed. However, the heater branch pipe 22 for passing high-temperature steam through the built-in heater or the heating The reactor exhaust pipe 23 is not installed, it is operated only as a moisture separator, and after that, with the permission of the government office such as the installation permission for the increase of the thermal output Q of the nuclear reactor and the construction approval This includes the case where the heater branch pipe 22, the heater exhaust pipe 23, and the like are additionally installed by remodeling work before the second operation cycle.

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 steam outlet nozzle 1a is read as the steam outlet nozzle 2a, the feed water nozzle 1b is read as the feed water nozzle 2b, and the steam generated in the nuclear reactor is read as steam generated in the steam generator 2.

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 water supply enthalpy 924 kJ / kg in the first operation cycle in the state of the nuclear power plant 210 of the comparative example which is the base. . Due to this low water supply enthalpy, even if the heat output of the reactor is increased to 115% of the first cycle before the modification in the second operation cycle in the state of the nuclear power plant 200A, the steam flow rate of the main steam pipe 5 Is suppressed to 109.5%.

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-pressure turbine 9 to be sent to the high-pressure feed water heater 17 and the low-pressure feed water heater 13 may be reduced, but if the steam extraction amount is simply reduced as a whole. In the steam generator 2, a lot of heat is used to raise the secondary water to the saturation temperature, and the amount of steam generation does not increase so much. It cannot be increased too much.

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-pressure turbine 9 The amount of power generation is increased by increasing the flow rate of the steam flowing through. That is, when the heat output in the nuclear reactor is increased, the steam flow from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 is branched by 8.8% (8 to 9%), so that the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is increased. The amount of heating in the high-pressure feed water heater 17 is reduced to 35 kJ / kg while increasing the steam flow rate through the high-pressure turbine 7 and the steam flow rate to the low-pressure turbine 9 by reducing the amount of extraction from the high-pressure turbine 7. (= 797 → 832) and significantly lower than 112 kJ / kg (= 812 → 924) in the base comparative example, and lowering the water supply enthalpy by 92 kJ / kg (about 20 ° C.) than the base comparative example. The electrical output is increased.

（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 nuclear power plant 220 of this reference example is the same as the nuclear power plant 200A. The difference is that when the nuclear power plant 200A increases the thermal output of the reactor by 15%, the water supply enthalpy is reduced by 92 kJ / kg from the 924 kJ / kg of the nuclear power plant 210 based on the nuclear power plant. 220 is the same water supply enthalpy as the base nuclear power plant 210.
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 nuclear power plant 220 with the corresponding absolute% display value in the nuclear power plant 210.
In the case of the increase in output shown in FIG.
As shown in FIG. 9, the secondary heat balance of the nuclear power plant 220 is the same as that of the nuclear power plant 120 shown in FIG.
In the description of the nuclear power plant 120, the steam outlet nozzle 1a is read as the steam outlet nozzle 2a, the feed water nozzle 1b is read as the feed water nozzle 2b, and the steam generated in the nuclear reactor is read as steam generated in the steam generator 2.

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 nuclear power plant 220 of the reference example shown in FIG. 9, the steam flow rate to the high pressure turbine 7 is about 106%, and the design margin of the steam flow rate of the high pressure turbine 7 in the nuclear power plant 210 is 105%. Therefore, it is necessary to modify or replace the high-pressure turbine 7. On the other hand, in the third embodiment shown in FIG. 8, the steam flow rate to the high pressure turbine 7 is within the design margin, and even if the allowable range is set to be as small as 104.5% for maintenance, Exchange is unnecessary.

（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 nuclear power plant 220 of the reference example is reviewed to consider a modification to the third embodiment in which the water supply enthalpy is lowered so that the steam flow rate to the high-pressure turbine 7 is 104.5% of the allowable range. A review of the nuclear power plant 220 of the reference example is hereinafter referred to as a nuclear power plant 220M.
However, the flow rate of the steam branched from the main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8 is fixed at 8.8%.

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 main steam pipe 5 is reduced from 105.8% to 104.5%, that is, 1.3% from the heat balance of FIG. From the heat balance shown in FIG. 8 and the heat balance shown in FIG. 9, the required amount of decrease in the water supply enthalpy can be obtained as follows.
(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 steam generator 2 is increased by an amount for branching the steam flow rate of 8.8% for the heater of the moisture separation heater 8 from the main steam pipe 5 (about 109%). ), A case where the steam flow rate of approximately 100% is led to the high-pressure turbine 7 and the amount of extraction from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is set to a minimum of 1% or less.
<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 steam generator 2 is branched from the main steam pipe 5 by a steam flow rate of 8.8% for the heater of the moisture separation heater 8. And the allowable amount 104.5% of the high-pressure turbine 7 are added together, that is, increased to about 113.5%, and the amount of bleed from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17 is used as a base. A case where the relative% to the comparative example is about 39%.
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-pressure extraction pipe 24A from the high-pressure turbine 7 to the high-pressure feed water heater 17, a flow rate adjusting valve 18 whose opening degree can be remotely adjusted with an electric motor is provided as a means for adjusting the amount of extraction. It is combined with the heater exhaust pipe 23 from the moisture separator heater 8 and led to the high-pressure feed water heater 17. At this time, the means for adjusting the flow rate of the high-pressure bleed pipe 24A is not limited to the flow rate adjustment valve 18, but may be any flow resistance, and may be a static device such as an orifice. Furthermore, since the flow rate of the high pressure bleed pipe 24A is 1% or less as a relative percentage of the bleed amount in the first operation cycle before the output increase, by adjusting the flow rate to the other low pressure feed water heaters 13, etc. The bleed amount of the high pressure bleed pipe 24A can be set to 0 (zero), and the high pressure bleed pipe 24A can be closed and deleted. In this case, the arrangement space for the heater exhaust pipe 23 from the additionally installed moisture separation heater 8 can be easily secured.

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 main steam pipe 5 to the heater of the moisture separation heater 8. This includes cases in which the electrical output is about 108% or more, which is higher than the comparative example based on the thermal output of the reactor based on 108% or more so that a steam flow rate of about 8% or more can be secured.

（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 low pressure turbine 9 by reducing the water supply enthalpy as compared with the case of the comparative nuclear power plant 210 based on the comparative example. By utilizing the maximum design margin for the allowable range of steam flow (104.5% or less) and the allowable range of outlet steam flow of the low-pressure turbine 9 (121% or less of the base), the thermal output of the reactor is further increased. Up to about 121%.
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 nuclear power plant 200B of the present embodiment, as shown in FIG. 10, a high-pressure bleed pipe 24A is extracted from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and led to the high-pressure feed water heater 17, and the first-stage bleed is extracted from the high-pressure turbine outlet. In the middle of the high-pressure bleed pipe 24 </ b> B leading to the low-pressure feed water heater 13 a, for example, motor-driven flow rate adjustment valves 18 </ b> A and 18 </ b> B are arranged, respectively, and the opening degree is controlled by the flow rate control unit 50. Further, a flow rate detection sensor (also referred to as a flow element) 41 is provided at the low-pressure turbine outlet, and a signal from the flow rate detection sensor 41 is converted into a flow rate signal by the flow meter 43 and transmitted to the flow rate control unit 50.
The flow rate control unit 50 compares the flow rate signal with the limit value of the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine 9, and if it is within the limit value, the flow rate adjustment valve 18A of the high-pressure bleed pipe 24A from the middle stage of the high-pressure turbine 7 and the high-pressure turbine. The flow rate adjusting valve 18B of the high-pressure extraction pipe 24B from the outlet is closed in order to increase the steam flow rate to the low-pressure turbine 9.
The control in the flow rate control unit 50 is a control connected to a control panel arranged in a central control room (not shown) of the nuclear power plant 200B so that the high pressure turbine 7 and the low pressure turbine 9 follow the required power generation output. It is executed as a part of the turbine control system software in the nuclear power plant control software installed in the computer.
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 nuclear power plant 100B with the corresponding absolute% display value in the nuclear power plant 210.

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 nuclear power plant 200B is the same as that of the nuclear power plant 100B shown in FIG.
In the description of the nuclear power plant 200B, the steam outlet nozzle 1a is read as the steam outlet nozzle 2a, the feed water nozzle 1b is read as the feed water nozzle 2b, and the steam generated in the nuclear reactor is read as steam generated in the steam generator 2.
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 nuclear power plant 200B in operation in the state of the nuclear power plant 200B. The heat output Q = 121% corresponds to the second heat output described in the claims.

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 moisture separation heater 8 is set to about 9% of the steam flow rate at the steam outlet nozzle 2a in the first operation cycle before the output increase, and the low-pressure turbine 9 The thermal output of the nuclear reactor (and consequently the steam flow rate at the high-pressure turbine inlet) is controlled so as to be equal to or less than the value of the high-pressure turbine outlet steam flow rate corresponding to the limit value of the outlet steam flow rate, and the high-pressure feed water heater 17 from the high-pressure turbine 7 is controlled. By controlling the amount of steam extracted into the reactor, the outlet steam flow rate of the low-pressure turbine 9 is controlled within the range of the design margin, and the moisture separation heater 8 is adapted to the increase or fluctuation of the thermal output of the reactor. It is possible to maximize the steam flow rate that passes through the high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9 while ensuring the steam flow rate to branch to the heater, and it is possible to improve the maximum output that is allowed for the capacity of the equipment. That is, the electrical output of the generator 10 can be maximized.

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 nuclear power plant 200B of the present embodiment, the thermal output of the nuclear reactor can be increased to about 121% without modifying or replacing the high-pressure turbine 7 and the low-pressure turbine 9.
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 rate detection sensor 41 is provided on the outlet side of the low pressure turbine 9 and the steam flow rate is measured by the flow meter 43. However, the present invention is not limited to this, and the flow rate detection sensor is provided on the inlet side of the low pressure turbine 9. It is good also as a structure which provides 41 and measures a vapor | steam flow rate with the flowmeter 43. FIG. In that case, in the flow rate control unit 50, the steam flow extracted from the intermediate stage of the low-pressure turbine 9 has data in the form of a function of the steam flow rate at the low-pressure turbine inlet, and calculates the outlet flow rate of the low-pressure turbine 9, Then, the opening degree of the flow rate adjusting valves 18A and 18B is adjusted by comparing with the limit value of the outlet steam flow rate of the low pressure turbine 9.

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-pressure bleed pipe 24A is provided with a flow rate detection sensor and a flow meter such as the flow rate detection sensor 41 and the flow meter 43 in the fourth embodiment, and the high-pressure feed water heater 17 is provided. The flow rate of the extracted steam is measured, and the signal is input to the flow rate control unit 50 as in the fourth embodiment to control the opening degree of the flow rate adjustment valve 18 according to the level of the thermal output of the reactor. Also good.
Similarly, in the fourth embodiment, a flow rate detection sensor and a flow meter are provided in the high pressure extraction pipes 24A and 24B to measure the flow rate of steam extracted to the high pressure feed water heater 17 or the first stage low pressure feed water heater 13a. Then, the signal may be input to the flow control unit 50 to control the opening degree of the flow control valves 18A and 18B according to the level of the thermal output of the reactor.

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 main steam pipe 5 has a main steam flow rate. A flow rate detection sensor and a flow meter are provided. In order to prevent the inlet flow rate of the high-pressure turbine 7 from exceeding the allowable range in accordance with the main steam flow rate, for example, the flow rate is adjusted in the heater branch pipe 22 so as to be 104.5% or less of the steam flow rate of the base comparative example. A valve, a flow rate detection sensor, and a flow meter may be provided, and the flow rate control unit 50 may control the opening of the flow rate adjustment valve of the heater branch pipe 22 according to the main steam flow rate.

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。It is a figure explaining the heat balance of the BWR nuclear power plant of the comparative example based. 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。It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant concerning 1st Embodiment which remodeled the nuclear power plant of the comparative example based on the electric output about 15% increase in output. 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It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant of the reference example of 1st Embodiment. 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。It is a comparison figure of the 1st operation cycle in the nuclear power plant of the comparative example based, and the 2nd operation cycle in the nuclear power plant after remodeling of output increase concerning a 1st embodiment, (a) Comparison of branch steam flow for heater of moisture separation heater, (b) is a comparison diagram of extraction amount from high pressure turbine to high pressure feed water heater, (c) is a comparison diagram of thermal output of reactor is there. 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。It is a schematic diagram explaining the structure of the nuclear power plant concerning 2nd Embodiment. 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。It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant concerning 2nd Embodiment which remodeled the nuclear power plant of the comparative example used as a base about the output increase of about 20% by electrical output. 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。It is a figure explaining the heat balance of the PWR nuclear power plant of the comparative example based. 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。It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant concerning 3rd Embodiment which remodeled the nuclear power plant of the comparative example based on the electric output about 15% increase in output. 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。It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant of the reference example of 3rd Embodiment. 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。It is a figure explaining the heat balance of the nuclear power plant concerning 4th Embodiment which remodeled the nuclear power plant of the comparative example used as a base about the output increase of about 20% by electrical output.

符号の説明Explanation of symbols

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 Water supply nozzle 1B Reactor vessel (reactor)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 2 Steam generator 2a Steam outlet nozzle 2b Water supply nozzle 3 Pressurizer 4 Primary coolant pump 5 Main steam pipe 7 High pressure turbine 8 Moisture separation heater 8 'Moisture separator 9 Low pressure turbine 10 Generator 11 Condenser 12A Low pressure Condensate pump 12B High pressure condensate pump 13 Low pressure feed water heater (feed water heater)
13a First-stage low-pressure feedwater heater 13b Second-stage low-pressure feedwater heater 13c Third-stage low-pressure feedwater heater 13d Fourth-stage low-pressure feedwater heater 13e Fifth-stage low-pressure feedwater heater 14 Feedwater pump drive turbine 15A Turbine-driven feed water pump 15B Motor-driven feed water pump 17 High-pressure feed water heater (feed water heater)
18, 18A, 18B Flow rate adjusting valve 21 Cross-around pipe 22 Heater branch pipe 23 Heater exhaust pipe 24A, 24B High pressure bleed pipe 25 Drain pipe 26A, 26B, 26C, 26D Low pressure bleed pipe 27 Feed water heater drain pipe 28 Feed water pump Extraction pipe 29 Turbine exhaust pipe for water supply pump 30 Water supply pipe 35 Primary system piping

Claims (18)

原子炉と、
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. 原子炉と、
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 . 請求項１又は請求項２に記載の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 . 原子炉と、
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. 原子炉と、
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 . 原子炉と、
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 . 請求項５又は請求項６に記載の原子力発電プラントであって、
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 原子炉と、
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. 請求項５から請求項８のいずれか１項に記載の原子力発電プラントであって、
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. 原子炉と、
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. 原子炉と、
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. 請求項１０又は請求項１１に記載の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 . 原子炉と、
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. 原子炉と、
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 . 原子炉と、
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 . 請求項１４又は請求項１５に記載の原子力発電プラントであって、
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. 原子炉と、
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. 請求項１４から請求項１７のいずれか１項に記載の原子力発電プラントであって、
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,
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