JPH08171000A - 沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】タービンへの蒸気条件を過熱状態に向上させる
とともに、タービン系に大型遮蔽体を設置する必要がな
い。 【構成】原子炉圧力容器１に接続した蒸気配管５に熱交
換器22を設ける。蒸気配管５に熱交換器22の一次系を接
続し、熱交換器の一次系水配管29を給水配管７に接続す
る。熱交換器22の二次系蒸気配管24を高圧蒸気タービン
11に接続する。高圧蒸気タービン11と低圧蒸気タービン
14との間に蒸気加熱器27を設け、この蒸気加熱器27に二
次系蒸気配管24から分岐したバイパス管44を接続する。
低圧蒸気タービン14からの蒸気は復水となり、この復水
は低圧給水加熱器18から二次系水配管23を通して熱交換
器22へ流入する。これにより二次系側はサブクールから
飽和蒸気，水を経て完全に蒸気となり、さらに過熱され
る。タービン側へ流入する蒸気は湿分を含まない過熱蒸
気となりタービンの効率は向上する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の冷却材として
水を使い、それの沸騰により蒸気を発生させ、蒸気ター
ビンにより発電する沸騰水型原子炉発電プラントに関す
る。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉は図６に示すよう
に、原子炉圧力容器１内に配置した炉心２で核分裂によ
り発生した熱を水で冷却し、沸騰させ２相流になって炉
心２の上部から流出していく。炉心２の上方には気水分
離器３が設けられており、この気水分離器３で蒸気と液
体を遠心力を使って分離させる。

【０００３】蒸気はさらにその気水分離器３の上方に設
けられた蒸気乾燥器４を通ることにより、同伴している
ミスト（液滴）を分離させる。ミストが除去された乾燥
蒸気は原子炉圧力容器１内から蒸気配管５内を流れて蒸
気タービン系に流入する。

【０００４】一方、気水分離器３で分離された液体はダ
ンカマ部６で給水配管７からの冷却水と混合しながら、
ジェットポンプ８に流入する。ジェットカマ８ではダン
カマ部６の下部からの水を再循環ポンプ９で昇圧し、再
循環配管10を通してジェットポンプ８のノズルから高速
で噴出させ、ダンカマ部６の水を吸引する。

【０００５】ジェットポンプ８の内部ではノズルからの
水と吸引水とが混合しながら運動量の交換が行われた
後、ディフューザで速度を落し圧力を上昇させる。この
上昇した水は炉心２に戻り冷却水に使われる。

【０００６】図７に示すように原子炉圧力容器１から流
出した蒸気は蒸気配管５を流れて高圧蒸気タービン11に
流入しそのタービン11を駆動した後、気水分離再熱器12
に流入する。ここで、水滴を同伴した湿り蒸気は気水分
離されるとともに、蒸気配管５から分岐した加熱蒸気配
管13を通る蒸気により加熱（再熱）され、過熱蒸気とな
って低圧蒸気タービン14に流入する。

【０００７】高圧蒸気タービン11及び低圧蒸気タービン
14は同軸で結合され、両者で発生する機械的エネルギー
は同軸接続した発電機15に伝えられ電気エネルギに変換
（発電）される。低圧蒸気タービン14で仕事をした蒸気
は復水器16において海水で冷却され復水される。

【０００８】復水は復水ポンプ17で昇圧され、低圧給水
加熱器18に流入し、低圧蒸気タービン14の抽気で加熱昇
温される。昇温昇圧された復水はタービン型又は電動型
給水ポンプ19で更に昇圧され、高圧蒸気タービン11の抽
気や蒸気分離加熱器12のドレン水20により高圧給水加熱
器21で更に加熱され適度なサブクール度となって原子炉
圧力容器１内への給水となる。なお、図中符号48は注気
蒸気加熱管で、高圧蒸気タービン11から気水分離再熱器
12に接続している。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】従来の沸騰水型原子炉
発電プラントの熱効率を向上させるためには原子炉圧力
容器１の蒸気出口温度と圧力を高くし、ランキンサイク
ルの効率を上昇させることが考えられる。しかしなが
ら、従来の飽和蒸気サイクルにおいては温度と圧力を上
昇させても炉心の熱的性能はかえって悪くなったり、高
圧により原子炉圧力容器や配管の肉厚を厚くしなければ
ならないなどの課題がある。

【００１０】また、原子炉において過熱蒸気をつくるこ
とにより蒸気の温度のみを高くするには原子炉の炉心な
どを大幅に変更する必要があり、構造が複雑化し、原子
炉の制御が難しくなる課題がある。

【００１１】さらに、従来の沸騰水型原子炉発電プラン
トの総合的な熱の利用効率を上げるために、蒸気タービ
ン系の蒸気や水を利用しようとする場合、短半減期では
あるが溶存酸素が放射化した窒素等を含むので、蒸気タ
ービン系の遮蔽体の構造が大きくなる課題がある。

【００１２】一方、気水分離器はできるだけ液体中の蒸
気を遠心力で分離しようとしているため、圧力損失が大
きく、しかも、この気水分離器とその上方に設置される
蒸気乾燥器は、炉心に装荷された燃料を交換する場合に
は取り外す必要があり、かなりのメンテナンス作業工数
を必要とする課題がある。

【００１３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、タービン系への蒸気条件を過熱状態に向上さ
せ、タービン系に大型遮蔽体を設置する必要とせず、し
かも原子炉圧力容器内に蒸気乾燥器を設置する必要がな
い。沸騰水型原子力発電プラントを提供することにあ
る。

【００１４】

【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
内の炉心で冷却水を加熱して蒸気化し、その蒸気流を主
蒸気として蒸気配管を通してタービンへ供給してタービ
ンを回転し発電機を駆動して発電し、前記タービンから
の蒸気を復水器で復水し、その復水を給水配管を通して
前記原子炉圧力内に供給する系統を備えた沸騰水型原子
力発電プラントにおいて、前記原子炉圧力容器と前記タ
ービンとの間に熱交換器を設け、前記蒸気配管に前記熱
交換器の一次系入口を接続し、この熱交換器の一次系出
口を一次系水配管に接続し、この一次系水配管を前記給
水配管に接続し、前記熱交換器に接続した二次系蒸気配
管を前記タービンに接続し、前記タービンからの復水系
を前記熱交換器に接続した二次系水配管に接続してなる
ことを特徴とする。

【００１５】

【作用】原子炉で発生した蒸気をいったん熱交換器に流
入し、この熱交換器で間接的に二次冷却水を加熱し、発
生した蒸気を蒸気タービンに導く。熱交換器の一次側に
原子炉から発生して流入してくる非凝縮性ガスを一部の
蒸気と共に熱交換器の下方に凝縮水が溜まるホットウエ
ルの水面の近傍の蒸気配管を通して小型復水器に導き、
蒸気と非凝縮性ガスを分離し非凝縮性ガスは抽気系（オ
フガス系を含む）にて処理する。

【００１６】ここで、原子炉圧力容器内の蒸気と熱交換
するために原子炉圧力容器側の蒸気条件を従来より高目
に設定する。すなわち、一次側の原子炉圧力容器で発生
した蒸気は熱交換器で二次側に伝えられる。二次側蒸気
は過熱蒸気となり、高圧蒸気タービン，低圧蒸気タービ
ンを通って機械的回転エネルギに変換し、同軸の発電機
に伝える。

【００１７】発電機で発電し、仕事をした蒸気は復水器
で水に戻され、給水となって復水ポンプ，低圧ヒータ，
給水ポンプを通り加熱，加圧され、給水加熱部の熱交換
器で沸騰寸前までサブクール度を低下し、沸騰加熱部の
熱交換器で蒸発，過熱されて循環する。非凝縮性ガスは
小型の復水器により処理する。

【００１８】これにより二次側はサブクールより飽和蒸
気，水を経て完全な蒸気となり、更に過熱される。この
ため、タービン側へ流れる蒸気を湿分を含まない過熱蒸
気にできるので、タービン効率は向上する。

【００１９】

【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
沸騰水型原子力発電プラントの第１の実施例を説明す
る。図１および図２中、図６および図７と同一部分には
同一符号を付している。原子炉圧力容器１内には炉心２
が設置されており、炉心２で発生した蒸気と水の２相流
は炉心上方に設けた気液分離器３で蒸気と液体に分離さ
れる。蒸気は蒸気配管５を通って熱交換器22へ流入す
る。熱交換器22は沸騰過熱部22Ａと給水加熱部22Ｂとか
らなっている。

【００２０】沸騰過熱部熱交換器22Ａと給水加熱部熱交
換器22Ｂとは一次系が直列接続して連通し、その二次系
は二次系水連絡管43を介して連通している。熱交換器22
で蒸気は凝縮しながら熱を二次系水配管23から流入する
水に伝え、二次系の水を沸騰，過熱する。

【００２１】過熱された蒸気は二次系蒸気配管24から高
圧蒸気タービン11に流入し膨張により仕事をしてそのタ
ービン11を駆動し、発電機15を回転して発電する。高圧
蒸気タービン11内で蒸気は湿り蒸気となるので、抽気配
管25により液が分離抽出される。

【００２２】高圧蒸気タービン出口配管26は蒸気加熱器
27に接続し、高圧蒸気タービン11からの蒸気は二次系蒸
気出口配管28を通る蒸気により再熱されてから複数台の
低圧蒸気タービン14に流入する。二次系蒸気配管24に分
岐したバイパス管44が接続し、このバイパス管44は蒸気
加熱器27に接続している。蒸気加熱器27にはバイパス管
44から連通する抽気配管25が接続している。

【００２３】低圧蒸気タービン14で再び膨脹により仕事
をして発電機15を回転し電力を発生する。低圧蒸気ター
ビン14を流出した蒸気は復水器16で海水等により冷却さ
れ凝縮し水になる。この水は復水ポンプ17で送り出さ
れ、複数段の給水加熱器18により蒸気タービンからの抽
気配管25等の湿り蒸気等で加熱される。

【００２４】給水ポンプ19により昇圧されてから二次系
水配管23を経由して給水加熱用熱交換器22Ｂに流入す
る。給水加熱用熱交換器22Ｂで沸騰寸前まで加熱され、
その後熱交換器22に戻り再び沸騰，過熱が行われ、循環
する。

【００２５】一方、熱交換器22内で凝縮した一次系水は
給水加熱部22Ｂの熱交換器の一次側に入り、液液熱交換
により二次側の給水を加熱し自らの一次側水のサブクー
ル度を上昇させる。その後、一次系水配管29から給水ポ
ンプ30に流入し、昇圧され給水配管７により原子炉圧力
容器１に流入する。

【００２６】また、図２に示したように炉心２の近くの
炉水47中に放射線分解によって発生した水素，酸素等の
非凝縮性ガスは、熱交換器22のホットウエル38からベン
ト管31を流れて凝縮を逃れた僅かの蒸気とともに部分給
水加熱器32で戻ってくる復水に熱を与えて、小復水器33
に送られる。ベント管31は熱交換器22の下方に凝縮水が
溜まるホットウエル38の水面の僅か上方に接続されてい
る。

【００２７】復水器33に送られた非凝縮性ガスを含む蒸
気は復水器33で冷却され、水分を分解する。非凝縮性ガ
スと僅かな水分は抽気系34に送られ水素，酸素の再結
合，ＦＰガスの処理が行われる。復水器33で分離された
比較的小量の復水は小復水ポンプ35で昇圧後、部分給水
加熱器32で加熱され小給水ポンプ36で更に昇圧されて戻
り配管37を通り原子炉圧力容器１内に流入する。

【００２８】本発明に係る第１の実施例においては、従
来の沸騰水型原子炉の基本的な構造を変えることなく、
蒸気タービンに過熱蒸気を送り出すことができる。すな
わち、原子炉出口を飽和蒸気条件としたまま原子炉系の
圧力を上げ、熱交換器の二次側のみを過熱蒸気となるよ
うにする。

【００２９】具体的な例をあげると、従来の沸騰水型原
子炉の出口蒸気圧力約７ＭＰａ，温度約 560Ｋであった
のを、例えば、図１の実施例の原子炉出口圧力12.9ＭＰ
ａ，温度 603Ｋの飽和蒸気となるようにし、熱交換器の
二次側出口を圧力 7.4ＭＰａ，温度 583Ｋの過熱蒸気と
なるようにする。

【００３０】これにより、熱交換器22内で熱伝達を行わ
せられる温度差を保ちながら、従来より24Ｋだけ温度の
高い（過熱度を持った）過熱蒸気を蒸気タービンへ送り
込むことができる。したがって、プラントの熱効率を大
きくすることができる。

【００３１】原子炉で放射線分解して発生し、一般に熱
伝達面付近に存在すると熱伝達を極端に阻害する非凝縮
性ガスは熱交換器の下方の凝縮水が溜まるホットウエル
の水面のわずか上方に接続されたベント管から一部の蒸
気とともに小型の復水器およびこれに接続した抽気系，
オフガス系により処理される。

【００３２】非凝縮性ガスは水素等の蒸気よりも軽い成
分が含まれているが僅かの流動でも強制流動効果によ
り、熱交換器に溜まることを防止し、効果的に小型復水
器へと導くことができる。これによって熱交換器の凝縮
熱伝達が阻害されることがない。また、小型復水器は定
格蒸気流量の 0.1％以下の蒸気を処理する程度に小型化
できるのでプラントの熱効率はほとんど低下しない。

【００３３】また、本実施例においては原子炉を沸騰水
型にすることができるので、冷却水の炉心流量を増加さ
せれば、炉心のボイド率が減少し、正の反応度が発生し
出力が上昇する。すなわち、炉心流量を比較的容易な出
力増減の手段として使用できるので、原子炉の運転操作
性が良好となる。

【００３４】制御棒操作による出力制御と併用してスペ
クトルシフト運転，すなわち比較的ボイド率の大きな状
態での中性子の原則を抑制した、いわゆるハードスペク
トル運転による下方炉心の燃焼促進や、ボイド率の小さ
な状態での中性子を十分減速させた、いわゆるソフトス
ペクトル運転による上方炉心の燃焼促進等、燃料の燃焼
度に併せた運転、いわゆるＢＷＲの特徴を発揮した運転
が可能となり、さらに、発電所に多種多様な故障が生じ
た場合も、炉心流量を減少させ、より安全な低出力状態
への移行が直ちに可能である。

【００３５】さらに、本実施例においては、原子炉から
の熱を除去する一次冷却材は、原子炉圧力容器１と熱交
換器22との間を循環するのみで、炉心２で溶存酸素を放
射化して生成した短半減期の放射性窒素等を含む一次冷
却水は蒸気タービン系へ流れ込まないため、蒸気タービ
ン系への大型遮蔽体を設置する必要はない。

【００３６】また、従来液滴によるタービンの侵食を防
止するため必要であった大型構造物である蒸気乾燥器を
設ける必要もなく、蒸気系圧力損失が低減され、燃料交
換時の蒸気乾燥器の取り出し作業の必要がなく、さらに
原子炉圧力容器１が小型にできるため経済性が高まる。

【００３７】さらにまた、熱交換器の二次系は原子炉系
と独立になるため、二次系の冷却材としてアンモニヤの
水との混合媒体（非共沸媒体）などを使い、交流型熱交
換器として熱交換器内の一次系と二次系の冷却材間の温
度差を小さくすることができ、プラント効率を高めるこ
とができる。

【００３８】本発明の実施例では、熱交換器22を沸騰過
熱部22Ａと給水加熱部22Ｂの二つに分けて説明したが勿
論一体型でもよく、給水加熱部，沸騰部，過熱部の三つ
に区分することができる。

【００３９】また、小給水ポンプ36を省略して部分給水
加熱器32からの原子炉圧力容器１への戻り水を戻り配管
37に戻してもよく、さらに、復水ポンプを直列２段構成
にして低圧復水ポンプ，高圧復水ポンプと分けて圧力上
昇を分担してもよいのは勿論である。

【００４０】つぎに図３により本発明に係る沸騰水型原
子力発電プラントの第２の実施例を説明する。図３中、
図１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説
明は省略する。

【００４１】この第２の実施例が第１の実施例と異なる
点は、給水ポンプ30の代りにスチームインジェクタ40を
使用したことにある。すなわち、図３において蒸気配管
５に分岐蒸気配管39の一端を接続し、給水配管７と一次
系水配管29との間にスチームインジェクタ40を接続し、
このスチームインジェクタ40の作動蒸気入口側に前記分
岐蒸気配管39の他端を接続している。

【００４２】この第２の実施例によれば作動蒸気を蒸気
配管５から分岐蒸気配管39を蒸気を使用して熱交換器22
内で冷却された一次系水配管29から流出する一次系冷却
水を原子炉圧力容器１内へ給水することができる。給水
ポンプ30に代えてスチームインジェクタ40を使用するこ
とによって回転駆動部分がないため、故障率が少なく安
全かつ確実に操作できる効果がある。

【００４３】つぎに図４により本発明に係る沸騰水型原
子力発電プラントの第３の実施例を説明する。この第３
の実施例は図３に示した第２の実施例と対応したもので
あり、第２の実施例と異なる点は熱交換器22の二次系蒸
気配管24を高圧蒸気タービン11に接続し、この二次系蒸
気配管24から分岐して接続した二次系蒸気出口配管28を
低圧蒸気タービン14に接続している。また、高圧蒸気タ
ービン11からの排出蒸気を戻り管を介して二次系水配管
23に接続している。本実施例によれば配管系が簡素化さ
れ、熱効率が向上し、大型遮蔽体を設置する必要がない
効果がある。

【００４４】つぎに図５により本発明に係る沸騰水型原
子力発電プラントの第４の実施例を説明する。この第４
の実施例が第１の実施例と異なる点は図１に示した熱交
換器22の代わりに、従来の蒸気分離加熱器（図７の蒸気
分離加熱器12）と同じ位置に同様な蒸気過熱器41を設置
して、高圧蒸気タービン11を流出した蒸気で低圧蒸気タ
ービン14側の冷却水を加熱し、沸騰，過熱蒸気を発生さ
せることにある。

【００４５】蒸気過熱器41は、従来の沸騰水型原子炉発
電プラントの蒸気分離加熱器（図７の12）の機能を拡大
したものであるが、従来の蒸気分離加熱器12が一次系側
が凝縮で二次系側が蒸気過熱の伝熱形態であったもの
を、この第４の実施例の蒸気過熱器41は二次系側を沸
騰，蒸気過熱の伝熱形態としている。

【００４６】沸騰伝熱は蒸気過熱伝熱に比べて著しく熱
伝達がよいため、全体としての伝熱量が増大する割には
熱交換器の大きさは大きくならない。このことは、第１
の実施例で説明した図１の熱交換器22についても言える
ことである。すなわち、熱交換器の二次側は冷却材の沸
騰，蒸気過熱の伝熱であり、沸騰伝熱は蒸気過熱伝熱に
比べて著しくよいため、沸騰部の伝熱面積は蒸気過熱部
に比べてそれほど大きくならない。

【００４７】本実施例では蒸気過熱器41から原子炉圧力
容器１への給水ポンプとして通常の機械式の一次系循環
ポンプ42を示したが、第２の実施例で説明したスチーム
インジェクタ40を使用することもできる。

【００４８】この第４の実施例によれば、低圧蒸気ター
ビン14側に放射化した窒素等を含む冷却水が流れ込むこ
とがない効果があり、また大型遮蔽体を蒸気タービン系
に設置する必要がない効果もある。なお、本実施例では
二次系の冷却材としてアンモニヤの水との混合媒体（非
共沸媒体）などを使用し、熱交換器内の一次系と二次系
の冷却材間の温度差を小さくすることができるので、サ
イクル効率を上げることができる。

【００４９】

【発明の効果】本発明によれば、タービン系への蒸気条
件を過熱状態に向上させ、タービン系に大型の遮蔽体を
設置する必要がない効果がある。また、原子炉圧力容器
内に蒸気乾燥器を設置する必要がないので、原子炉圧力
容器を小型化でき、メンテナンス作業の工数が簡略化で
きる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの第
１の実施例を示す系統図。

【図２】図１における要部を具体的に示す系統図。

【図３】本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの第
２の実施例を示す系統図。

【図４】本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの第
３の実施例を示す系統図。

【図５】本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの第
４の実施例を示す系統図。

【図６】従来の沸騰水型原子炉を概略的に示す構成図。

【図７】従来の沸騰水型原子力発電プラントの蒸気ター
ビン系を示す系統図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…気水分離器、４…
蒸気乾燥器、５…蒸気配管、６…ダウンカマ部、７…給
水配管、８…ジェットポンプ、９…再循環ポンプ、10…
再循環配管、11…高圧蒸気タービン、12…気水分離再熱
器、13…加熱蒸気配管、14…低圧蒸気タービン、15…発
電機、16…復水器、17…復水ポンプ、18…低圧給水加熱
器、19…給水ポンプ、20ドレン水、21…高圧給水加熱
器、22…熱交換器、23…二次系水配管、24…二次系蒸気
配管、25…抽気配管、26…高圧蒸気タービン出口配管、
27…蒸気加熱器、28…二次系蒸気出口配管、29…一次系
水配管、30…給水ポンプ、31…ベント管、32…部分給水
加熱器、33…小復水器、34…抽気系、35…小復水ポン
プ、36…小給水ポンプ、37…戻り配管、38…ホットウエ
ル、39…分岐蒸気配管、40…スチームインジェクタ、41
…蒸気過熱器、42…一次系循環ポンプ、43…二次系水連
絡管、44…バイパス管、45…戻り管、46…ドレン管、47
…炉水、48…注気蒸気加熱管。

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器内の炉心で冷却水を加熱
   して蒸気化し、その蒸気流を主蒸気として蒸気配管を通
   してタービンへ供給してタービンを回転し発電機を駆動
   して発電し、前記タービンからの蒸気を復水器で復水
   し、その復水を給水配管を通して前記原子炉圧力内に供
   給する系統を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおい
   て、前記原子炉圧力容器と前記タービンとの間に熱交換
   器を設け、前記蒸気配管に前記熱交換器の一次系入口を
   接続し、この熱交換器の一次系出口を一次系水配管に接
   続し、この一次系水配管を前記給水配管に接続し、前記
   熱交換器に接続した二次系蒸気配管を前記タービンに接
   続し、前記タービンからの復水系を前記熱交換器に接続
   した二次系水配管に接続してなることを特徴とする沸騰
   水型原子力発電プラント。
2. 【請求項２】 前記熱交換器は沸騰加熱部熱交換器と給
   水加熱部熱交換器とからなり、これらの熱交換器の一次
   系は直列接続し、二次系は二次系連絡配管を介して接続
   し、前記蒸気配管は前記沸騰加熱部熱交換器の一次系入
   口に接続し、前記給水配管は前記給水加熱部熱交換器の
   一次系水配管に接続してなることを特徴とする請求項１
   記載の沸騰水型原子力発電プラント。
3. 【請求項３】 前記沸騰加熱部熱交換器の凝縮水が溜ま
   るホットウエルの液面より上方にベント管を接続し、こ
   のベント管に抽気系を接続してなることを特徴とする請
   求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
4. 【請求項４】 前記蒸気配管から分岐して分岐蒸気配管
   を接続し、前記一次系水配管と前記給水配管との間にス
   チームインジェクタを接続し、このスチームインジェク
   タの作動蒸気入口側に前記分岐蒸気配管を接続してなる
   ことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の発電
   プラント。
5. 【請求項５】 前記熱交換器の二次系冷却材に非共沸媒
   体を流通させることを特徴とする請求項１記載の沸騰水
   型原子力発電プラント。
6. 【請求項６】 前記タービンは高圧側タービンと低圧側
   タービンとが接続されたものからなり、この高圧側ター
   ビンと低圧側タービンとの間に蒸気加熱器を設け、この
   蒸気加熱器に前記二次系蒸気配管から分岐したバイパス
   管を接続してなることを特徴とする請求項１記載の沸騰
   水型原子力発電プラント。
7. 【請求項７】 前記熱交換器の二次系蒸気配管を前記高
   圧蒸気タービンに接続し、前記二次系蒸気配管から分岐
   して接続した二次系蒸気出口配管を前記低圧蒸気タービ
   ンに接続し、前記高圧蒸気タービンの排出蒸気を戻り管
   を介して前記熱交換器の二次系配管に接続してなること
   を特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラン
   ト。
8. 【請求項８】 前記熱交換器の二次側伝熱形態を給水加
   熱領域，沸騰領域および加熱領域の三領域に区分してな
   ることを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電
   プラント。
9. 【請求項９】 原子炉圧力容器内の炉心で冷却水を加熱
   して蒸気化し、その蒸気流を主蒸気として蒸気配管を通
   してタービンへ供給してタービンを回転し発電機を駆動
   して発電し、前記タービンからの蒸気を復水器で復水
   し、その復水を給水配管を通して前記原子炉圧力内に供
   給する系統を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおい
   て、前記タービンの前記高圧蒸気タービンと低圧蒸気タ
   ービンとの間に蒸気加熱器を設け、この蒸気加熱器に前
   記蒸気配管から分岐した過熱蒸気配管を接続し、前記蒸
   気加熱器に接続したドレン管を前記給水配管に接続し、
   前記低圧蒸気タービンからの二次系水配管を前記蒸気加
   熱器に接続してなることを特徴とする沸騰水型原子力発
   電プラント。
10. 【請求項１０】 前記ドレン管と前記給水配管との間に
    は一次系循環ポンプを設けてなることを特徴する請求項
    ９記載の沸騰水型原子力発電プラント。