JP2004531712A - 原子力発電所の発電回路を状態調節するための方法 - Google Patents
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Abstract
高温ガス冷却原子炉を利用する原子力発電所において、発電を開始し発電機を配電グリッドに接続する前に、発電所の発電回路を状態調節する必要がある。これは発電回路内に安定状態を生成することを含む。この目的のために、発電所は、所望の状態調節が達成されるまで、作動流体、一般的にはヘリウムを発電回路中に循環させるための始動用ブロワシステムを含む。始動用ブロワシステムは一般的に、通常開のインライン弁と、該インライン弁と並列に接続された少なくとも１つのブロワと、該ブロワと直列に接続された通常閉の遮断弁とを含む。発電回路の状態調節は一般的に、回路内の圧力を１０バールと５０バールの間に安定化させることを含む。
Description
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力発電所に関する。それは、原子力発電所の発電回路を状態調節（conditioning）する方法にも関する。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００２】
本発明の目的は、原子力発電所を待機モードから出力運転モードにするために、発電回路に安定した熱力学的状態を生成する方法を提供すること、すなわち出力運転のための発電回路の状態調節をする方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００３】
本発明の一態様では、ガスを作動流体として利用する閉ループ発電回路と、発電回路を状態調節するための始動用ブロワシステムとを含む原子力発電所を提供する。一般的に作動流体はヘリウムである。
【０００４】
当該発電回路は、作動流体入口および作動流体出口を有する原子炉と、上流側が原子炉の出口に接続されたタービン設備と、少なくとも１台の圧縮機と、少なくとも１台の熱交換機とを含むことができ、発電所はさらに、タービン設備が駆動的に接続された発電機と、切断自在に発電機に接続可能な可変抵抗器バンクとを含む。
【０００５】
タービン設備は、高圧圧縮機に駆動的に接続された高圧タービンと、低圧圧縮機に駆動的に接続された低圧タービンと、発電機に駆動的に接続されたパワータービンとを含むことができる。
【０００６】
発電回路は、高圧側および低圧側を有する復熱装置（recuperator）であって各側に入口および出口を有する復熱装置と、該復熱装置の低圧側の出口と低圧圧縮機の入口との間に接続された予冷器（pre-cooler）と、低圧圧縮機の出口と高圧圧縮機の入口との間に接続された中間冷却器と、復熱装置の低圧側の出口と予冷器の入口との間に配置された始動用ブロワシステムとを含むことができる。
【０００７】
発電回路は、低圧再循環弁を取り付けた低圧再循環ラインであって、低圧圧縮機の出口と中間冷却器の入口との間の位置から始動用ブロワシステムと予冷器の入口との間の位置まで伸長する低圧再循環ラインを含むことができる。
【０００８】
発電回路は、高圧再循環弁を取り付けた高圧再循環ラインであって、高圧圧縮機の出口と復熱装置の高圧側の入口との間の位置から低圧圧縮機の出口と中間冷却器の入口との間の位置まで伸長する高圧再循環ラインを含むことができる。
【０００９】
発電回路は、復熱装置バイパス弁を取り付けた復熱装置バイパスラインであって、復熱装置の高圧側の入口の上流の位置から復熱装置の高圧側の出口の下流の位置まで伸長する復熱装置バイパスラインを含むことができる。
【００１０】
発電回路は、高圧クーラント弁および低圧クーラント弁をさらに含むことができ、高圧クーラント弁は開放時に高圧圧縮機の高圧側から低圧タービンの入口までヘリウムのバイパスを提供するように構成され、低圧クーラント弁は高圧圧縮機の高圧側からパワータービンの入口までヘリウムのバイパスを提供するように構成される。
【００１１】
始動用ブロワシステムは、並列に、始動用ブロワと通常開の始動用ブロワシステムインライン弁とを含むことができ、該弁は復熱装置の低圧側と予冷器との間に直列に接続される。
【００１２】
好ましくは、始動用ブロワシステムは、並列に接続された２つのブロワと、各ブロワに関連付けられた通常閉の遮断弁とを含むことができる。
【００１３】
原子炉は、球状核燃料要素を利用する高温ヘリウム冷却ペブルベッド炉とすることができる。
【００１４】
原子力発電所を出力運転およびグリッドへの接続が可能な待機モードにするために、発電回路に安定状態を生成しなければならず、これは発電回路の状態調節と呼ばれる。
【００１５】
本発明の別の態様では、閉ループ発電回路を含む原子力発電所において、始動用ブロワシステムによって発電回路中にヘリウムを循環させるステップを含む、発電回路の状態調節の方法を提供する。
【００１６】
始動用ブロワシステムは、通常開の始動用ブロワシステムインライン弁と、該始動用ブロワシステムインライン弁と並列に接続された少なくとも１つのブロワと、該または各ブロワと直列に接続された通常閉の遮断弁とを持つことができ、当該方法は、始動用ブロワシステムインライン弁を閉じるステップと、該または各遮断弁を開くステップと、該または各ブロワを作動させてヘリウムを発電回路中に循環させるステップとを含むことができる。
【００１７】
当該方法は、発電回路の圧力を１０バールと５０バールの間に安定化させるステップを含むことができる。
【００１８】
発電所が、正常運転中に熱力学的変換サイクルとしてブレイトンサイクルを使用するように構成され、発電回路が高圧圧縮機と、低圧圧縮機と、ヘリウムを高圧圧縮機中に再循環させることのできる高圧再循環ラインと、ヘリウムを低圧圧縮機中に再循環させることのできる低圧再循環ラインと、ブレイトンサイクルの早過ぎる開始を防止するために、高圧再循環ラインおよび低圧再循環ライン中のヘリウムの流量をそれぞれ調整するための高圧再循環弁および低圧再循環弁とを含む場合、当該方法は、高圧および低圧再循環弁の少なくとも一方を、好ましくは両方を開くステップを含むことができる。
【００１９】
当該方法は、始動用ブロワシステムに流入するガスの温度を調整し、それによって始動用ブロワシステムの損傷の危険性を低減するステップを含むことができる。
【００２０】
当該方法は、始動用ブロワシステムの出口温度を予め定められた値より低い温度に、一般的には２５０℃以下の温度に制限するステップを含むことができる。
【００２１】
発電回路が高圧側および低圧側を有する復熱装置を含む場合、当該方法は、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップを含むことができる。
【００２２】
当該方法は、復熱装置に流入するヘリウムの温度を６００℃以下の温度に制限するステップを含むことができる。
【００２３】
発電所が、ヘリウムが復熱装置の高圧側を迂回することができるように構成された復熱装置バイパスラインと、該復熱装置バイパスラインを通っているヘリウムの流量を調整するための復熱装置バイパス弁とを含む場合、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップは、復熱装置バイパス弁を作動させて復熱装置を通るヘリウムの流量を調整するステップを含むことができる。
【００２４】
発電回路が、開放時に高圧圧縮機の高圧側から低圧タービンの入口まで、および高圧圧縮機の高圧側からパワータービンの入口までのヘリウムのバイパスを提供する高圧クーラント弁および低圧クーラント弁を含む場合、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップは、高圧クーラント弁および低圧クーラント弁の少なくとも一方を作動させるステップを含むことができる。
【００２５】
当該方法は、原子炉入口温度を調整し、かつ始動用ブロワシステムの温度を制御するために、復熱装置バイパス弁を操作するステップを含むことができる。復熱装置バイパス弁の作動により、システム内の冷却器が、炉心で発生した熱をより効果的に除去することをも可能になる。始動用ブロワシステムの出口温度を予め定められた値、一般的には２５０℃より低く維持するように、復熱装置バイパス弁を作動させることが好ましい。
【００２６】
発電所が発電機に駆動的に接続されたパワータービンを含む場合、当該方法はパワータービンの速度を安定化し、かつ制御するステップを含むことができる。
【００２７】
パワータービンの速度を安定化し、かつ制御するステップは、発電機の負荷を変化させることによって達成することができる。
【００２８】
当該方法は、可変抵抗器バンクによって発電機の電気負荷を変化させるステップを含むことができる。
【００２９】
以下に、例として、本発明に係る原子力発電所の略図を示す添付の線図を参照して、本発明を説明する。
【発明の効果】
【００３０】
本発明によれば、原子力発電所の発電回路を状態調節することができるようになる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３１】
図中、参照番号１０は、本発明に係る原子力発電所の一部を一般的に指す。
【００３２】
原子力発電所１０は、一般的に参照番号１２によって示された閉ループ発電回路を含む。発電回路１２は原子炉１４、高圧タービン１６、低圧タービン１８、パワータービン２０、復熱装置２２、予冷器２４、低圧圧縮機２６、中間冷却器２８、および高圧圧縮機３０を含む。
【００３３】
原子炉１４は、球状核燃料要素を利用するペブルベッド炉とすることができる。原子炉１４はヘリウム入口１４．１およびヘリウム出口１４．２を有する。
【００３４】
高圧タービン１６は高圧圧縮機３０に駆動的に接続され、上流側または入口１６．１および下流側または出口１６．２を有し、入口１６．１は原子炉１４の出口１４．２に接続される。
【００３５】
低圧タービン１８は低圧圧縮機２６に駆動的に接続され、上流側または入口１８．１および下流側または出口１８．２を有する。入口１８．１は高圧タービン１６の出口１６．２に接続される。
【００３６】
原子力発電所１０は、パワータービン２０が駆動的に接続された、参照番号３２によって一般的に示される発電機を含む。パワータービン２０は上流側または入口２０．１および下流側または出口２０．２を含む。パワータービン２０の入口２０．１は、低圧タービン１８の出口１８．２に接続される。
【００３７】
可変抵抗器バンク（bank）３３は、発電機３２に切断自在に接続可能である。
【００３８】
復熱装置２２は高温または低圧側３４および低温または高圧側３６を有する。復熱装置の低圧側３４は入口３４．１および出口３４．２を有する。低圧側の入口３４．１はパワータービン２０の出口２０．２に接続される。
【００３９】
予冷器２４はヘリウム−水熱交換機であり、ヘリウム入口２４．１およびヘリウム出口２４．２を含む。予冷器２４の入口２４．１は、復熱装置２２の低圧側３４の出口３４．２に接続される。
【００４０】
低圧圧縮機２６は上流側または入口２６．１および下流側または出口２６．２を有する。低圧圧縮機２６の入口２６．１は予冷器２４のヘリウム出口２４．２に接続される。
【００４１】
中間冷却器２８はヘリウム−水熱交換機であり、ヘリウム入口２８．１およびヘリウム出口２８．２を含む。ヘリウム入口２８．１は低圧圧縮機２６の出口２６．２に接続される。
【００４２】
高圧圧縮機３０は上流側または入口３０．１および下流側または出口３０．２を含む。高圧圧縮機３０の入口３０．１は中間冷却器２８のヘリウム出口２８．２に接続される。高圧圧縮機３０の出口３０．２は復熱装置２２の高圧側の入口３６．１に接続される。復熱装置２２の高圧側の出口３６．２は原子炉１４の入口１４．１に接続される。
【００４３】
原子力発電所１０は、復熱装置２２の低圧側３４の出口３４．２と予冷器２４の入口２４．１との間に接続された、参照番号３８によって一般的に示される始動用ブロワシステムを含む。
【００４４】
始動用ブロワシステム３８は、復熱装置の低圧側の出口３４．２と予冷器２４の入口２４．１との間に一列に接続された、通常開の始動用ブロワシステムインライン弁４０を含む。２つのブロワ４２が始動用ブロワシステムインライン弁４０と並列に接続され、通常閉の遮断弁４４が各ブロワ４２に関連付けられ、それと直列に接続される。
【００４５】
低圧圧縮機再循環ライン４６は、低圧圧縮機２６の出口または下流側２６．２と中間冷却器２８の入口２８．１との間の位置から、始動用ブロワシステム３８と予冷器２４の入口２４．１との間の位置まで伸長する。通常閉の低圧再循環弁４８が低圧圧縮機再循環ライン４６に取り付けられる。
【００４６】
高圧圧縮機再循環ライン５０は、高圧圧縮機の出口または下流側３０．２と復熱装置２２の高圧側３６の入口３６．１との間の位置から、低圧圧縮機２６の出口または下流側２６．２と中間冷却器２８の入口２８．１との間の位置まで伸長する。通常閉の高圧再循環弁５１が高圧圧縮機再循環ライン５０に取り付けられる。
【００４７】
復熱装置バイパスライン５２は、復熱装置２２の高圧側３６の入口３６．１の上流の位置から復熱装置２２の高圧側３６の出口３６．２の下流の位置まで伸長する。通常閉の復熱装置バイパス弁５４が復熱装置バイパスライン５２中に取り付けられる。
【００４８】
発電所１０は高圧クーラント弁５６および低圧クーラント弁５８を含む。高圧クーラント弁５６は、開放時に、高圧圧縮機３０の高圧側または出口３０．２から低圧タービン１８の入口または低圧側１８．１までのヘリウムのバイパスを提供するように構成される。低圧クーラント弁５８は、開放時に高圧圧縮機３０の高圧側または出口３０．２からパワータービン２０の入口２０．１までのヘリウムのバイパスを提供するように構成される。
【００４９】
原子力発電所１０を待機モードから出力運転モードにするためには、発電回路１２に安定した熱力学的状態を生成しなければならない。これは、出力運転のための発電回路の状態調節と呼ばれる。
【００５０】
使用中に、発電回路を出力運転用に状態調節するために、始動用ブロワシステムを始動させる手順が実行される。さらに詳しくは、始動用ブロワインライン弁４０が閉じられる。各々の遮断弁４４が開かれ、ブロワ４２が作動して発電回路の質量流量を安定させる。
【００５１】
発電回路１２は熱力学的変換サイクルとしてブレイトンサイクル（Brayton cycle）を利用するように構成され、ブレイトンサイクルの早過ぎる開始を防止するために、高圧および低圧圧縮機再循環弁４８，５１が開かれる。
【００５２】
原子炉内の状態調節温度を調整するために、復熱装置バイパス弁５４の位置およびブロワ４２の速度が制御される。
【００５３】
ブロワ４２の損傷の危険性を低減するために、ブロワの最高温度が予め定められた最高温度、一般的に２５０℃より低く維持されることが重要である。これに関連して、復熱装置バイパス弁５４を作動させ、それにより炉心入口温度およびしたがって間接的に始動用ブロワシステム３８の最高温度を制御する。
【００５４】
さらに、復熱装置２２の最高温度を調整するために、高圧クーラントバイパス弁５６および低圧クーラントバイパス弁５８の一方または両方を、復熱装置の最高温度が予め定められた最高温度、一般的に６００℃より低く維持されることを確実にするために作動させる。
【００５５】
発電回路１２の安定状態が達成されると、原子力発電所１０は電力生産およびグリッドへの接続が可能な出力運転モードになる。
【図面の簡単な説明】
【００５６】
【図１】本発明に係る原子力発電所の発電回路の略図である。
【符号の説明】
【００５７】
１０……原子力発電所
１２……発電回路、
１４……原子炉
１６……高圧タービン
１８……低圧タービン
２０……パワータービン
２２……復熱装置
２４……予冷器
２６……低圧圧縮機
２８……中間冷却器
３０……高圧圧縮機
３２……発電機
３３……可変抵抗器バンク
３４……復熱装置の高温または低圧側
３６……復熱装置の低温または高圧側
３８……始動用ブロワシステム
４０……始動用ブロワシステムインライン弁
４２……ブロワ
４４……遮断弁
４６……低圧圧縮機再循環ライン
４８……高圧圧縮機再循環弁
５０……高圧圧縮機再循環ライン
５１……低圧圧縮機再循環弁
５２……復熱装置バイパスライン
５４……復熱装置バイパス弁
５６……高圧クーラントバイパス弁
５８……低圧クーラントバイパス弁
【０００１】
本発明は原子力発電所に関する。それは、原子力発電所の発電回路を状態調節（conditioning）する方法にも関する。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００２】
本発明の目的は、原子力発電所を待機モードから出力運転モードにするために、発電回路に安定した熱力学的状態を生成する方法を提供すること、すなわち出力運転のための発電回路の状態調節をする方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００３】
本発明の一態様では、ガスを作動流体として利用する閉ループ発電回路と、発電回路を状態調節するための始動用ブロワシステムとを含む原子力発電所を提供する。一般的に作動流体はヘリウムである。
【０００４】
当該発電回路は、作動流体入口および作動流体出口を有する原子炉と、上流側が原子炉の出口に接続されたタービン設備と、少なくとも１台の圧縮機と、少なくとも１台の熱交換機とを含むことができ、発電所はさらに、タービン設備が駆動的に接続された発電機と、切断自在に発電機に接続可能な可変抵抗器バンクとを含む。
【０００５】
タービン設備は、高圧圧縮機に駆動的に接続された高圧タービンと、低圧圧縮機に駆動的に接続された低圧タービンと、発電機に駆動的に接続されたパワータービンとを含むことができる。
【０００６】
発電回路は、高圧側および低圧側を有する復熱装置（recuperator）であって各側に入口および出口を有する復熱装置と、該復熱装置の低圧側の出口と低圧圧縮機の入口との間に接続された予冷器（pre-cooler）と、低圧圧縮機の出口と高圧圧縮機の入口との間に接続された中間冷却器と、復熱装置の低圧側の出口と予冷器の入口との間に配置された始動用ブロワシステムとを含むことができる。
【０００７】
発電回路は、低圧再循環弁を取り付けた低圧再循環ラインであって、低圧圧縮機の出口と中間冷却器の入口との間の位置から始動用ブロワシステムと予冷器の入口との間の位置まで伸長する低圧再循環ラインを含むことができる。
【０００８】
発電回路は、高圧再循環弁を取り付けた高圧再循環ラインであって、高圧圧縮機の出口と復熱装置の高圧側の入口との間の位置から低圧圧縮機の出口と中間冷却器の入口との間の位置まで伸長する高圧再循環ラインを含むことができる。
【０００９】
発電回路は、復熱装置バイパス弁を取り付けた復熱装置バイパスラインであって、復熱装置の高圧側の入口の上流の位置から復熱装置の高圧側の出口の下流の位置まで伸長する復熱装置バイパスラインを含むことができる。
【００１０】
発電回路は、高圧クーラント弁および低圧クーラント弁をさらに含むことができ、高圧クーラント弁は開放時に高圧圧縮機の高圧側から低圧タービンの入口までヘリウムのバイパスを提供するように構成され、低圧クーラント弁は高圧圧縮機の高圧側からパワータービンの入口までヘリウムのバイパスを提供するように構成される。
【００１１】
始動用ブロワシステムは、並列に、始動用ブロワと通常開の始動用ブロワシステムインライン弁とを含むことができ、該弁は復熱装置の低圧側と予冷器との間に直列に接続される。
【００１２】
好ましくは、始動用ブロワシステムは、並列に接続された２つのブロワと、各ブロワに関連付けられた通常閉の遮断弁とを含むことができる。
【００１３】
原子炉は、球状核燃料要素を利用する高温ヘリウム冷却ペブルベッド炉とすることができる。
【００１４】
原子力発電所を出力運転およびグリッドへの接続が可能な待機モードにするために、発電回路に安定状態を生成しなければならず、これは発電回路の状態調節と呼ばれる。
【００１５】
本発明の別の態様では、閉ループ発電回路を含む原子力発電所において、始動用ブロワシステムによって発電回路中にヘリウムを循環させるステップを含む、発電回路の状態調節の方法を提供する。
【００１６】
始動用ブロワシステムは、通常開の始動用ブロワシステムインライン弁と、該始動用ブロワシステムインライン弁と並列に接続された少なくとも１つのブロワと、該または各ブロワと直列に接続された通常閉の遮断弁とを持つことができ、当該方法は、始動用ブロワシステムインライン弁を閉じるステップと、該または各遮断弁を開くステップと、該または各ブロワを作動させてヘリウムを発電回路中に循環させるステップとを含むことができる。
【００１７】
当該方法は、発電回路の圧力を１０バールと５０バールの間に安定化させるステップを含むことができる。
【００１８】
発電所が、正常運転中に熱力学的変換サイクルとしてブレイトンサイクルを使用するように構成され、発電回路が高圧圧縮機と、低圧圧縮機と、ヘリウムを高圧圧縮機中に再循環させることのできる高圧再循環ラインと、ヘリウムを低圧圧縮機中に再循環させることのできる低圧再循環ラインと、ブレイトンサイクルの早過ぎる開始を防止するために、高圧再循環ラインおよび低圧再循環ライン中のヘリウムの流量をそれぞれ調整するための高圧再循環弁および低圧再循環弁とを含む場合、当該方法は、高圧および低圧再循環弁の少なくとも一方を、好ましくは両方を開くステップを含むことができる。
【００１９】
当該方法は、始動用ブロワシステムに流入するガスの温度を調整し、それによって始動用ブロワシステムの損傷の危険性を低減するステップを含むことができる。
【００２０】
当該方法は、始動用ブロワシステムの出口温度を予め定められた値より低い温度に、一般的には２５０℃以下の温度に制限するステップを含むことができる。
【００２１】
発電回路が高圧側および低圧側を有する復熱装置を含む場合、当該方法は、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップを含むことができる。
【００２２】
当該方法は、復熱装置に流入するヘリウムの温度を６００℃以下の温度に制限するステップを含むことができる。
【００２３】
発電所が、ヘリウムが復熱装置の高圧側を迂回することができるように構成された復熱装置バイパスラインと、該復熱装置バイパスラインを通っているヘリウムの流量を調整するための復熱装置バイパス弁とを含む場合、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップは、復熱装置バイパス弁を作動させて復熱装置を通るヘリウムの流量を調整するステップを含むことができる。
【００２４】
発電回路が、開放時に高圧圧縮機の高圧側から低圧タービンの入口まで、および高圧圧縮機の高圧側からパワータービンの入口までのヘリウムのバイパスを提供する高圧クーラント弁および低圧クーラント弁を含む場合、復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップは、高圧クーラント弁および低圧クーラント弁の少なくとも一方を作動させるステップを含むことができる。
【００２５】
当該方法は、原子炉入口温度を調整し、かつ始動用ブロワシステムの温度を制御するために、復熱装置バイパス弁を操作するステップを含むことができる。復熱装置バイパス弁の作動により、システム内の冷却器が、炉心で発生した熱をより効果的に除去することをも可能になる。始動用ブロワシステムの出口温度を予め定められた値、一般的には２５０℃より低く維持するように、復熱装置バイパス弁を作動させることが好ましい。
【００２６】
発電所が発電機に駆動的に接続されたパワータービンを含む場合、当該方法はパワータービンの速度を安定化し、かつ制御するステップを含むことができる。
【００２７】
パワータービンの速度を安定化し、かつ制御するステップは、発電機の負荷を変化させることによって達成することができる。
【００２８】
当該方法は、可変抵抗器バンクによって発電機の電気負荷を変化させるステップを含むことができる。
【００２９】
以下に、例として、本発明に係る原子力発電所の略図を示す添付の線図を参照して、本発明を説明する。
【発明の効果】
【００３０】
本発明によれば、原子力発電所の発電回路を状態調節することができるようになる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３１】
図中、参照番号１０は、本発明に係る原子力発電所の一部を一般的に指す。
【００３２】
原子力発電所１０は、一般的に参照番号１２によって示された閉ループ発電回路を含む。発電回路１２は原子炉１４、高圧タービン１６、低圧タービン１８、パワータービン２０、復熱装置２２、予冷器２４、低圧圧縮機２６、中間冷却器２８、および高圧圧縮機３０を含む。
【００３３】
原子炉１４は、球状核燃料要素を利用するペブルベッド炉とすることができる。原子炉１４はヘリウム入口１４．１およびヘリウム出口１４．２を有する。
【００３４】
高圧タービン１６は高圧圧縮機３０に駆動的に接続され、上流側または入口１６．１および下流側または出口１６．２を有し、入口１６．１は原子炉１４の出口１４．２に接続される。
【００３５】
低圧タービン１８は低圧圧縮機２６に駆動的に接続され、上流側または入口１８．１および下流側または出口１８．２を有する。入口１８．１は高圧タービン１６の出口１６．２に接続される。
【００３６】
原子力発電所１０は、パワータービン２０が駆動的に接続された、参照番号３２によって一般的に示される発電機を含む。パワータービン２０は上流側または入口２０．１および下流側または出口２０．２を含む。パワータービン２０の入口２０．１は、低圧タービン１８の出口１８．２に接続される。
【００３７】
可変抵抗器バンク（bank）３３は、発電機３２に切断自在に接続可能である。
【００３８】
復熱装置２２は高温または低圧側３４および低温または高圧側３６を有する。復熱装置の低圧側３４は入口３４．１および出口３４．２を有する。低圧側の入口３４．１はパワータービン２０の出口２０．２に接続される。
【００３９】
予冷器２４はヘリウム−水熱交換機であり、ヘリウム入口２４．１およびヘリウム出口２４．２を含む。予冷器２４の入口２４．１は、復熱装置２２の低圧側３４の出口３４．２に接続される。
【００４０】
低圧圧縮機２６は上流側または入口２６．１および下流側または出口２６．２を有する。低圧圧縮機２６の入口２６．１は予冷器２４のヘリウム出口２４．２に接続される。
【００４１】
中間冷却器２８はヘリウム−水熱交換機であり、ヘリウム入口２８．１およびヘリウム出口２８．２を含む。ヘリウム入口２８．１は低圧圧縮機２６の出口２６．２に接続される。
【００４２】
高圧圧縮機３０は上流側または入口３０．１および下流側または出口３０．２を含む。高圧圧縮機３０の入口３０．１は中間冷却器２８のヘリウム出口２８．２に接続される。高圧圧縮機３０の出口３０．２は復熱装置２２の高圧側の入口３６．１に接続される。復熱装置２２の高圧側の出口３６．２は原子炉１４の入口１４．１に接続される。
【００４３】
原子力発電所１０は、復熱装置２２の低圧側３４の出口３４．２と予冷器２４の入口２４．１との間に接続された、参照番号３８によって一般的に示される始動用ブロワシステムを含む。
【００４４】
始動用ブロワシステム３８は、復熱装置の低圧側の出口３４．２と予冷器２４の入口２４．１との間に一列に接続された、通常開の始動用ブロワシステムインライン弁４０を含む。２つのブロワ４２が始動用ブロワシステムインライン弁４０と並列に接続され、通常閉の遮断弁４４が各ブロワ４２に関連付けられ、それと直列に接続される。
【００４５】
低圧圧縮機再循環ライン４６は、低圧圧縮機２６の出口または下流側２６．２と中間冷却器２８の入口２８．１との間の位置から、始動用ブロワシステム３８と予冷器２４の入口２４．１との間の位置まで伸長する。通常閉の低圧再循環弁４８が低圧圧縮機再循環ライン４６に取り付けられる。
【００４６】
高圧圧縮機再循環ライン５０は、高圧圧縮機の出口または下流側３０．２と復熱装置２２の高圧側３６の入口３６．１との間の位置から、低圧圧縮機２６の出口または下流側２６．２と中間冷却器２８の入口２８．１との間の位置まで伸長する。通常閉の高圧再循環弁５１が高圧圧縮機再循環ライン５０に取り付けられる。
【００４７】
復熱装置バイパスライン５２は、復熱装置２２の高圧側３６の入口３６．１の上流の位置から復熱装置２２の高圧側３６の出口３６．２の下流の位置まで伸長する。通常閉の復熱装置バイパス弁５４が復熱装置バイパスライン５２中に取り付けられる。
【００４８】
発電所１０は高圧クーラント弁５６および低圧クーラント弁５８を含む。高圧クーラント弁５６は、開放時に、高圧圧縮機３０の高圧側または出口３０．２から低圧タービン１８の入口または低圧側１８．１までのヘリウムのバイパスを提供するように構成される。低圧クーラント弁５８は、開放時に高圧圧縮機３０の高圧側または出口３０．２からパワータービン２０の入口２０．１までのヘリウムのバイパスを提供するように構成される。
【００４９】
原子力発電所１０を待機モードから出力運転モードにするためには、発電回路１２に安定した熱力学的状態を生成しなければならない。これは、出力運転のための発電回路の状態調節と呼ばれる。
【００５０】
使用中に、発電回路を出力運転用に状態調節するために、始動用ブロワシステムを始動させる手順が実行される。さらに詳しくは、始動用ブロワインライン弁４０が閉じられる。各々の遮断弁４４が開かれ、ブロワ４２が作動して発電回路の質量流量を安定させる。
【００５１】
発電回路１２は熱力学的変換サイクルとしてブレイトンサイクル（Brayton cycle）を利用するように構成され、ブレイトンサイクルの早過ぎる開始を防止するために、高圧および低圧圧縮機再循環弁４８，５１が開かれる。
【００５２】
原子炉内の状態調節温度を調整するために、復熱装置バイパス弁５４の位置およびブロワ４２の速度が制御される。
【００５３】
ブロワ４２の損傷の危険性を低減するために、ブロワの最高温度が予め定められた最高温度、一般的に２５０℃より低く維持されることが重要である。これに関連して、復熱装置バイパス弁５４を作動させ、それにより炉心入口温度およびしたがって間接的に始動用ブロワシステム３８の最高温度を制御する。
【００５４】
さらに、復熱装置２２の最高温度を調整するために、高圧クーラントバイパス弁５６および低圧クーラントバイパス弁５８の一方または両方を、復熱装置の最高温度が予め定められた最高温度、一般的に６００℃より低く維持されることを確実にするために作動させる。
【００５５】
発電回路１２の安定状態が達成されると、原子力発電所１０は電力生産およびグリッドへの接続が可能な出力運転モードになる。
【図面の簡単な説明】
【００５６】
【図１】本発明に係る原子力発電所の発電回路の略図である。
【符号の説明】
【００５７】
１０……原子力発電所
１２……発電回路、
１４……原子炉
１６……高圧タービン
１８……低圧タービン
２０……パワータービン
２２……復熱装置
２４……予冷器
２６……低圧圧縮機
２８……中間冷却器
３０……高圧圧縮機
３２……発電機
３３……可変抵抗器バンク
３４……復熱装置の高温または低圧側
３６……復熱装置の低温または高圧側
３８……始動用ブロワシステム
４０……始動用ブロワシステムインライン弁
４２……ブロワ
４４……遮断弁
４６……低圧圧縮機再循環ライン
４８……高圧圧縮機再循環弁
５０……高圧圧縮機再循環ライン
５１……低圧圧縮機再循環弁
５２……復熱装置バイパスライン
５４……復熱装置バイパス弁
５６……高圧クーラントバイパス弁
５８……低圧クーラントバイパス弁
Claims (24)
- 作動流体としてガスを利用する閉ループ発電回路であって、作動流体入口および作動流体出口を有する原子炉と、高圧圧縮機に駆動的に接続された高圧タービンと、低圧圧縮機に駆動的に接続された低圧タービンと、発電機に駆動的に接続されたパワータービンと、高圧側および低圧側を有し、各側に入口および出口を有する復熱装置と、前記復熱装置の前記低圧側の出口と前記高圧圧縮機の入口との間に接続された予冷器と、前記低圧圧縮機の出口と前記高圧圧縮機の入口との間に接続された中間冷却器とを含む前記発電回路と、
前記発電回路を状態調節するための始動用ブロワシステムであって、前記復熱装置の前記低圧側の出口と前記予冷器の入口との間に配置された前記始動用ブロワシステムと
を含む原子力発電所。 - 前記始動用ブロワシステムが、通常開の始動用ブロワシステムインライン弁と、前記始動用ブロワシステムインライン弁と並列に接続された少なくとも１つのブロワと、前記ブロアまたは各ブロワと直列に接続された通常閉の遮断弁とを有する、請求項１に記載の発電所。
- 前記発電機に切断自在に接続可能な可変抵抗器バンクを含む、請求項１または２に記載の発電所。
- 前記発電回路が低圧再循環弁を取り付けた低圧再循環ラインを含み、前記低圧再循環ラインが、前記低圧圧縮機の出口と前記中間冷却器の入口との間の位置から、前記始動用ブロワシステムと前記予冷器の入口との間の位置まで伸長する、請求項の１ないし３のいずれか一項に記載の発電所。
- 前記発電回路が高圧再循環弁を取り付けた高圧再循環ラインを含み、前記高圧再循環ラインが、前記高圧圧縮機の出口と前記復熱装置の前記高圧側の入口との間の位置から、前記低圧圧縮機の出口と前記中間冷却器の入口との間の位置まで伸長する、請求項４に記載の発電所。
- 前記発電回路が復熱装置バイパス弁を取り付けた復熱装置バイパスラインを含み、前記バイパスラインが、前記復熱装置の前記高圧側の入口の上流の位置から前記復熱装置の前記高圧側の出口の下流の位置まで伸長する、請求項４または５に記載の発電所。
- 前記発電回路が高圧クーラント弁および低圧クーラント弁をさらに含み、前記高圧クーラント弁は、開放時に前記高圧圧縮機の前記高圧側から前記低圧タービンの入口までのヘリウムのバイパスを提供するように構成され、前記低圧クーラント弁は、前記高圧圧縮機の前記高圧側から前記パワータービンの入口までのヘリウムのバイパスを提供するように構成される、請求項４ないし６のいずれか一項に記載の発電所。
- 前記始動用ブロワシステムが並列に始動用ブロワおよび通常開の始動用ブロワシステムインライン弁を含み、前記インライン弁が前記復熱装置の前記低圧側と前記予冷器との間に直列に接続された、請求項４ないし７のいずれか一項に記載の発電所。
- 前記始動用ブロワシステムが、並列に接続された２つのブロワと、各ブロワに関連付けられた通常閉の遮断弁とを含む、請求項８に記載の発電所。
- 前記原子炉が球状核燃料要素を利用する高温ヘリウム冷却ペブルベッド炉である、請求項の１ないし９のいずれか一項に記載の発電所。
- 熱力学的変換サイクルとしてブレイトンサイクルを使用するように構成された原子力発電所であって、高圧圧縮機と、低圧圧縮機と、前記高圧圧縮機中にヘリウムを再循環させることができる高圧再循環ラインと、前記低圧圧縮機中にヘリウムを再循環させることができる低圧再循環ラインと、前記高圧再循環ラインおよび低圧再循環ラインを通っているヘリウムの流量をそれぞれ調整するための高圧再循環弁および低圧再循環弁とを含む閉ループ発電回路を含む原子力発電所において、始動用ブロワシステムによって前記発電回路中にヘリウムを循環させるステップと、前記ブレイトンサイクルの早過ぎる開始を防止するために前記高圧および低圧再循環弁の少なくとも一方を開くステップとを含む、前記発電回路の状態調節方法。
- 前記始動用ブロワシステムが通常開の始動用ブロワシステムインライン弁と、前記始動用ブロワシステムインライン弁と並列に接続された少なくとも１つのブロワと、前記ブロアまたは各ブロワと直列に接続された通常閉の遮断弁とを含むときに、
前記始動用ブロワシステムインライン弁を閉じるステップと、
前記弁または各遮断弁を開くステップと、
前記ブロアまたは各ブロワを作動させて前記発電回路中にヘリウムを循環させるステップと
を含む、請求項１１に記載の方法。 - 前記始動用ブロワシステムに流入するガスの温度を調整するステップを含む、請求項１１または１２に記載の方法。
- 前記始動用ブロワシステムの出口温度を２５０℃以下の温度に制限するステップを含む、請求項１３に記載の方法。
- 前記発電回路が高圧側および低圧側を有する復熱装置を含むときに、前記復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップを含む、請求項１４に記載の方法。
- 前記復熱装置に流入するヘリウムの温度を６００℃以下の温度に制限するステップを含む、請求項１５に記載の方法。
- 前記発電所が、ヘリウムが前記復熱装置の前記高圧側を迂回することができるように構成された復熱装置バイパスラインと、前記復熱装置バイパスライン内のヘリウムの流量を調整するための復熱装置バイパス弁とを含むときに、前記復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップが、前記復熱装置バイパス弁を作動させて前記復熱装置を通るヘリウムの流量を調整するステップを含む、請求項１５または１６に記載の方法。
- 前記発電回路が、開放時に高圧圧縮機の高圧側から低圧タービンの入口まで、および高圧圧縮機の高圧側からパワータービンの入口までのヘリウムのバイパスをそれぞれ提供するように構成された高圧クーラント弁および低圧クーラント弁を含むときに、前記復熱装置に流入するヘリウムの温度を調整するステップが、前記高圧クーラント弁および前記低圧クーラント弁の少なくとも一方を作動させるステップを含む、請求項１５ないし１７のいずれか一項に記載の方法。
- 前記発電所が発電機に駆動的に接続されたパワータービンを含むときに、前記パワータービンの速度を安定化しかつ制御するステップを含む、請求項１８に記載の方法。
- 前記パワータービンの速度を安定化しかつ制御する前記ステップが、前記発電機の負荷を変化させることによって達成される、請求項１９に記載の方法。
- 可変抵抗器バンクによって前記発電機の電気的負荷を変化させるステップを含む、請求項２０に記載の方法。
- 本明細書に実質的に記載する、請求項１に記載の発電所。
- 本明細書に実質的に記載する、請求項１１に記載の方法。
- 本明細書に実質的に記載し図示する新規の発電所および方法。
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Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108597632A (zh) * | 2018-03-15 | 2018-09-28 | 岭东核电有限公司 | 一种用于核电机组的并网带载调节控制方法及其系统 |
| JP2021516742A (ja) * | 2018-03-16 | 2021-07-08 | ユーオーピー エルエルシー | プロセスにおいて回収される電力の使用 |
| JP2021517220A (ja) * | 2018-03-16 | 2021-07-15 | ユーオーピー エルエルシー | プロセスユニットにおける、タービンから回収された動力の統合及び使用 |
| US11507031B2 (en) | 2018-03-16 | 2022-11-22 | Uop Llc | Recovered electric power measuring system and method for collecting data from a recovered electric power measuring system |
Families Citing this family (26)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7436922B2 (en) * | 2005-12-21 | 2008-10-14 | General Electric Company | Electricity and steam generation from a helium-cooled nuclear reactor |
| US7866157B2 (en) | 2008-05-12 | 2011-01-11 | Cummins Inc. | Waste heat recovery system with constant power output |
| US8544274B2 (en) * | 2009-07-23 | 2013-10-01 | Cummins Intellectual Properties, Inc. | Energy recovery system using an organic rankine cycle |
| US8627663B2 (en) * | 2009-09-02 | 2014-01-14 | Cummins Intellectual Properties, Inc. | Energy recovery system and method using an organic rankine cycle with condenser pressure regulation |
| US20130287162A1 (en) * | 2009-11-03 | 2013-10-31 | Korea Advanced Institute Of Science And Technology | Integrated process for water-hydrogen-electricity nuclear gas-cooled reactor |
| US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| JP6026887B2 (ja) * | 2009-11-06 | 2016-11-16 | テラパワー， エルエルシー | 核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム |
| US10008294B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| WO2012019161A1 (en) | 2010-08-05 | 2012-02-09 | Cummins Intellectual Properties, Inc. | Emissions-critical charge cooling using an organic rankine cycle |
| CN103180553B (zh) | 2010-08-09 | 2015-11-25 | 康明斯知识产权公司 | 包括兰金循环rc子系统的废热回收系统和内燃机系统 |
| US9470115B2 (en) | 2010-08-11 | 2016-10-18 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Split radiator design for heat rejection optimization for a waste heat recovery system |
| EP2603673B1 (en) | 2010-08-13 | 2019-12-25 | Cummins Intellectual Properties, Inc. | Rankine cycle condenser pressure control using an energy conversion device bypass valve |
| US8826662B2 (en) | 2010-12-23 | 2014-09-09 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Rankine cycle system and method |
| WO2012088532A1 (en) | 2010-12-23 | 2012-06-28 | Cummins Intellectual Property, Inc. | System and method for regulating egr cooling using a rankine cycle |
| DE102012000100A1 (de) | 2011-01-06 | 2012-07-12 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Rankine-kreisprozess-abwärmenutzungssystem |
| WO2012096958A1 (en) | 2011-01-10 | 2012-07-19 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Rankine cycle waste heat recovery system |
| WO2012100212A1 (en) | 2011-01-20 | 2012-07-26 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Rankine cycle waste heat recovery system and method with improved egr temperature control |
| US8707914B2 (en) | 2011-02-28 | 2014-04-29 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Engine having integrated waste heat recovery |
| US8893495B2 (en) | 2012-07-16 | 2014-11-25 | Cummins Intellectual Property, Inc. | Reversible waste heat recovery system and method |
| US9140209B2 (en) | 2012-11-16 | 2015-09-22 | Cummins Inc. | Rankine cycle waste heat recovery system |
| US9845711B2 (en) | 2013-05-24 | 2017-12-19 | Cummins Inc. | Waste heat recovery system |
| CN104929710B (zh) * | 2015-06-25 | 2016-04-13 | 国家电网公司 | 一种余热利用的高效节能发电系统 |
| CN105351018A (zh) * | 2015-11-27 | 2016-02-24 | 上海援梦电力能源科技咨询中心 | 带有熔盐储能供电供热的火力发电系统及方法 |
| CN105508051B (zh) * | 2015-12-07 | 2017-05-31 | 集美大学 | 高温气冷堆氦气间接循环制氢耦合发电系统及其方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3210254A (en) | 1961-02-10 | 1965-10-05 | Gen Dynamics Corp | Heat extraction system for a nuclear reactor |
| CH517990A (de) | 1971-01-25 | 1972-01-15 | Foerderung Forschung Gmbh | Verfahren zur Verbesserung der Nachwärmeabfuhr bei einer Notabschaltung eines gasgekühlten Kernreaktors sowie Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens in einer Energieerzeugungsanlage |
| US4052260A (en) | 1975-06-12 | 1977-10-04 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of operating a nuclear-power-generating installation with closed gas cycle and plant operated by this method |
| JP2000154733A (ja) | 1998-11-19 | 2000-06-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | クローズドブレイトンサイクルガスタービン装置 |
| WO2002021537A2 (en) | 2000-09-04 | 2002-03-14 | Eskom | Nuclear reactor |
-
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Cited By (7)
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