JPH10197687A - 複合型原子力発電設備 - Google Patents
複合型原子力発電設備Info
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- JPH10197687A JPH10197687A JP9002636A JP263697A JPH10197687A JP H10197687 A JPH10197687 A JP H10197687A JP 9002636 A JP9002636 A JP 9002636A JP 263697 A JP263697 A JP 263697A JP H10197687 A JPH10197687 A JP H10197687A
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- Japan
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- steam
- boiler
- pressure turbine
- feedwater
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、蒸気タービンの熱効率の大幅
な向上を確実に達成でき、且つ運転も容易な複合型原子
力発電設備を提供することにある。 【解決手段】原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸
気配管１１を介して高圧タービン２に供給される。高圧
タービン２から排気された蒸気は、ボイラ２５内の蒸気
加熱器２３で再加熱されて低圧タービン３に供給され
る。この際、ボイラの熱出力Ｑb ［kcal／ｈ］、低圧タ
ービン入口の蒸気エンタルピーｈ3［kcal／kg］、高圧
タービン出口の蒸気エンタルピーｈ2［kcal／kg］、低
圧タービンの蒸気流量ＧS ［kg／ｈ］、及び蒸気に対す
るボイラの熱効率ηbSの間に、Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧＳ
／ηbS の関係が成立するように構成する。
な向上を確実に達成でき、且つ運転も容易な複合型原子
力発電設備を提供することにある。 【解決手段】原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸
気配管１１を介して高圧タービン２に供給される。高圧
タービン２から排気された蒸気は、ボイラ２５内の蒸気
加熱器２３で再加熱されて低圧タービン３に供給され
る。この際、ボイラの熱出力Ｑb ［kcal／ｈ］、低圧タ
ービン入口の蒸気エンタルピーｈ3［kcal／kg］、高圧
タービン出口の蒸気エンタルピーｈ2［kcal／kg］、低
圧タービンの蒸気流量ＧS ［kg／ｈ］、及び蒸気に対す
るボイラの熱効率ηbSの間に、Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧＳ
／ηbS の関係が成立するように構成する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は核分裂の熱で蒸気を
発生し発電する原子力発電設備に係わり、特に発電用の
タービンと蒸気過熱用のボイラとを備えた複合型原子力
発電設備に関する。
発生し発電する原子力発電設備に係わり、特に発電用の
タービンと蒸気過熱用のボイラとを備えた複合型原子力
発電設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の複合型原子力発電設備に関する第
１の従来技術としては、特開昭62−218606号公報及び米
国特許第3,047,479号公報に、高圧タービンを出て低圧
タービンに入る蒸気を原子炉から出た蒸気で加熱する構
成が記載されている。
１の従来技術としては、特開昭62−218606号公報及び米
国特許第3,047,479号公報に、高圧タービンを出て低圧
タービンに入る蒸気を原子炉から出た蒸気で加熱する構
成が記載されている。
【０００３】また、第２の従来技術としては、特開昭62
−27696 号公報に、高圧タービンを出て低圧タービンに
入る蒸気を、原子炉から出た蒸気およびガスタービン発
電機の排ガスの両方を用いて加熱する構成が記載されて
いる。
−27696 号公報に、高圧タービンを出て低圧タービンに
入る蒸気を、原子炉から出た蒸気およびガスタービン発
電機の排ガスの両方を用いて加熱する構成が記載されて
いる。
【０００４】また、第３の従来技術としては、特開昭57
−22596 号公報に、高圧タービンを出て低圧タービンに
入る蒸気を燃焼炉で加熱する構成が記載されている。
−22596 号公報に、高圧タービンを出て低圧タービンに
入る蒸気を燃焼炉で加熱する構成が記載されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記した第１及び第２
の従来技術では、原子炉から出た蒸気の温度及びガスタ
ービン発電機の排ガスの温度が低いために、蒸気タービ
ン(特に、低圧タービン)の熱効率を大幅には向上できな
かった。更に、第２の従来技術では、ガスタービンの運
転と連動した原子炉の運転が要求されるので、運転が複
雑であった。
の従来技術では、原子炉から出た蒸気の温度及びガスタ
ービン発電機の排ガスの温度が低いために、蒸気タービ
ン(特に、低圧タービン)の熱効率を大幅には向上できな
かった。更に、第２の従来技術では、ガスタービンの運
転と連動した原子炉の運転が要求されるので、運転が複
雑であった。
【０００６】また、第３の従来技術では、第１及び第２
の従来技術に比べて熱効率は向上するものの、燃焼炉が
満足すべき熱効率に関係する条件に関しては特に考慮さ
れていない。従って、第３の従来技術でも、蒸気タービ
ンの熱効率の大幅な向上は不確実であった。
の従来技術に比べて熱効率は向上するものの、燃焼炉が
満足すべき熱効率に関係する条件に関しては特に考慮さ
れていない。従って、第３の従来技術でも、蒸気タービ
ンの熱効率の大幅な向上は不確実であった。
【０００７】本発明の目的は、蒸気タービンの熱効率の
大幅な向上を確実に達成でき、且つ運転も容易な複合型
原子力発電設備を提供することにある。
大幅な向上を確実に達成でき、且つ運転も容易な複合型
原子力発電設備を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
の第１の発明は、蒸気を発生する原子炉圧力容器と、該
圧力容器で発生された蒸気が供給される高圧タービン
と、該高圧タービンから排気された蒸気を加熱するボイ
ラと、該ボイラで加熱された蒸気が供給される低圧ター
ビンとを備えた複合型原子力発電設備において、ボイラ
の熱出力Ｑb［kcal／ｈ］、低圧タービン入口の蒸気エ
ンタルピーｈ3［kcal／kg］、高圧タービン出口の蒸気
エンタルピーｈ2［kcal／kg］ 、低圧タービンの蒸気流
量ＧS［kg／ｈ］、及び蒸気に対するボイラの熱効率η
bSの間に、 Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧS／ηbS の関係が成立するように構成する。
の第１の発明は、蒸気を発生する原子炉圧力容器と、該
圧力容器で発生された蒸気が供給される高圧タービン
と、該高圧タービンから排気された蒸気を加熱するボイ
ラと、該ボイラで加熱された蒸気が供給される低圧ター
ビンとを備えた複合型原子力発電設備において、ボイラ
の熱出力Ｑb［kcal／ｈ］、低圧タービン入口の蒸気エ
ンタルピーｈ3［kcal／kg］、高圧タービン出口の蒸気
エンタルピーｈ2［kcal／kg］ 、低圧タービンの蒸気流
量ＧS［kg／ｈ］、及び蒸気に対するボイラの熱効率η
bSの間に、 Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧS／ηbS の関係が成立するように構成する。
【０００９】第２の発明は、蒸気を発生する原子炉圧力
容器と、該圧力容器で発生された蒸気が供給される高圧
タービンと、該高圧タービンから排気された蒸気を加熱
するボイラと、該ボイラで加熱された蒸気が供給される
低圧タービンと、該低圧タービンから排気された蒸気を
凝縮して復水とする復水器と、該復水器で凝縮された復
水を給水として前記圧力容器に供給する給水系とを備え
た複合型原子力発電設備において、前記ボイラは前記給
水を加熱する給水加熱部を備え、更に、該給水加熱部を
バイパスするバイパスラインと、前記ボイラと前記圧力
容器の間の給水系における給水温度に基づいて前記バイ
パスラインの給水流量を制御する制御装置とを備える。
容器と、該圧力容器で発生された蒸気が供給される高圧
タービンと、該高圧タービンから排気された蒸気を加熱
するボイラと、該ボイラで加熱された蒸気が供給される
低圧タービンと、該低圧タービンから排気された蒸気を
凝縮して復水とする復水器と、該復水器で凝縮された復
水を給水として前記圧力容器に供給する給水系とを備え
た複合型原子力発電設備において、前記ボイラは前記給
水を加熱する給水加熱部を備え、更に、該給水加熱部を
バイパスするバイパスラインと、前記ボイラと前記圧力
容器の間の給水系における給水温度に基づいて前記バイ
パスラインの給水流量を制御する制御装置とを備える。
【００１０】
【発明の実施の形態】図１及び図２を用いて、本発明に
よる複合型原子力発電設備の第１実施例を説明する。図
１は第１実施例の概略系統図、図２は第１実施例のター
ビン建屋内の概略配置図で、図２（ａ）は上面図を、図
２（ｂ）はＡ−Ａ矢視図をそれぞれ示す。
よる複合型原子力発電設備の第１実施例を説明する。図
１は第１実施例の概略系統図、図２は第１実施例のター
ビン建屋内の概略配置図で、図２（ａ）は上面図を、図
２（ｂ）はＡ−Ａ矢視図をそれぞれ示す。
【００１１】本複合型原子力発電設備は、主に原子炉圧
力容器１，高圧タービン２，低圧タービン３，発電機
５，復水器６，給水加熱器８，ボイラ２５等から構成さ
れる。これらの構成機器のうち原子炉圧力容器１以外の
ものは、タービン建屋２８の中に設置されている。
力容器１，高圧タービン２，低圧タービン３，発電機
５，復水器６，給水加熱器８，ボイラ２５等から構成さ
れる。これらの構成機器のうち原子炉圧力容器１以外の
ものは、タービン建屋２８の中に設置されている。
【００１２】図１の構成で、原子炉圧力容器１内の核分
裂により発生した蒸気は主蒸気配管１１を介して高圧タ
ービン２に供給され、仕事をする。高圧タービン２から
排気された蒸気は、ボイラ２５内の蒸気加熱器２３で再
加熱されて低圧タービン３に供給され、仕事をする。即
ち、低圧タービン３に供給された蒸気により低圧タービ
ン３に接続された発電機５を回転させて、発電を行う。
裂により発生した蒸気は主蒸気配管１１を介して高圧タ
ービン２に供給され、仕事をする。高圧タービン２から
排気された蒸気は、ボイラ２５内の蒸気加熱器２３で再
加熱されて低圧タービン３に供給され、仕事をする。即
ち、低圧タービン３に供給された蒸気により低圧タービ
ン３に接続された発電機５を回転させて、発電を行う。
【００１３】低圧タービン３で仕事をした蒸気は、復水
器６内の復水コンデンサ２１で凝縮され水（復水）に戻
される。復水コンデンサ２１には、蒸気を冷却するため
の海水を海水ポンプ２０により通水している。復水は、
復水ポンプ７で昇圧され、復水器６内の給水加熱器２２
で加熱され、給水ポンプ９で更に昇圧される。給水ポン
プ９で昇圧された給水（復水）は、ボイラ２５内の給水
加熱器２４で加熱された後、給水加熱器８で更に加熱さ
れ、給水配管１２を介して原子炉圧力容器１に戻され
る。
器６内の復水コンデンサ２１で凝縮され水（復水）に戻
される。復水コンデンサ２１には、蒸気を冷却するため
の海水を海水ポンプ２０により通水している。復水は、
復水ポンプ７で昇圧され、復水器６内の給水加熱器２２
で加熱され、給水ポンプ９で更に昇圧される。給水ポン
プ９で昇圧された給水（復水）は、ボイラ２５内の給水
加熱器２４で加熱された後、給水加熱器８で更に加熱さ
れ、給水配管１２を介して原子炉圧力容器１に戻され
る。
【００１４】給水加熱器８には、高圧タービン２の下流
側から抽気配管１３を介して蒸気が供給される。抽気配
管１３には、抽気配管隔離弁１４が設けてある。制御装
置４０は、給水加熱器８と原子炉圧力容器１の間の給水
系である給水配管１２に設けた温度計２７で計測した給
水温度に基づいて、抽気配管隔離弁１４の開閉を制御す
る。
側から抽気配管１３を介して蒸気が供給される。抽気配
管１３には、抽気配管隔離弁１４が設けてある。制御装
置４０は、給水加熱器８と原子炉圧力容器１の間の給水
系である給水配管１２に設けた温度計２７で計測した給
水温度に基づいて、抽気配管隔離弁１４の開閉を制御す
る。
【００１５】以下、起動時、低出力時及び高出力時にお
ける運転方法を説明する。起動時及び低出力時には、給
水の加熱は、ボイラ２５を用いず給水加熱器８を用いて
行う。即ち、起動時及び低出力時に、ボイラ２５は停止
しており、制御装置４０は、温度計２７で計測した給水
温度が任意の設定温度になるように、抽気配管隔離弁１
４の開度を制御する。
ける運転方法を説明する。起動時及び低出力時には、給
水の加熱は、ボイラ２５を用いず給水加熱器８を用いて
行う。即ち、起動時及び低出力時に、ボイラ２５は停止
しており、制御装置４０は、温度計２７で計測した給水
温度が任意の設定温度になるように、抽気配管隔離弁１
４の開度を制御する。
【００１６】高出力時には、給水の加熱は、ボイラ２５
及び給水加熱器８の両方を用いて行う。即ち、高出力時
において、ボイラ２５のみで給水温度を設定温度に調整
できる場合は、抽気配管隔離弁１４を閉じ、給水加熱器
８による加熱は行わない。一方、ボイラ２５のみで給水
温度が設定温度より低い場合は、制御装置４０は、温度
計２７で計測した給水温度が設定温度になるように、抽
気配管隔離弁１４の開度を制御する。
及び給水加熱器８の両方を用いて行う。即ち、高出力時
において、ボイラ２５のみで給水温度を設定温度に調整
できる場合は、抽気配管隔離弁１４を閉じ、給水加熱器
８による加熱は行わない。一方、ボイラ２５のみで給水
温度が設定温度より低い場合は、制御装置４０は、温度
計２７で計測した給水温度が設定温度になるように、抽
気配管隔離弁１４の開度を制御する。
【００１７】図２に示すように、高圧タービン２，低圧
タービン３，発電機５，給水ポンプ９及びボイラ２５
は、タービン建屋２８の運転フロアの床面２８ａよりも
上側に設置されている。高圧タービン２，３台の低圧タ
ービン３及び発電機５は、各回転軸が一致するように配
置されている。復水器６は、低圧タービン３の下側に配
置されている。２台の給水ポンプ９は、低圧タービン３
の近傍に配置されている。
タービン３，発電機５，給水ポンプ９及びボイラ２５
は、タービン建屋２８の運転フロアの床面２８ａよりも
上側に設置されている。高圧タービン２，３台の低圧タ
ービン３及び発電機５は、各回転軸が一致するように配
置されている。復水器６は、低圧タービン３の下側に配
置されている。２台の給水ポンプ９は、低圧タービン３
の近傍に配置されている。
【００１８】ボイラ２５は、高圧タービン２及び低圧タ
ービン３の近傍で、給水ポンプ９と反対側に配置されて
いる。このように配置することにより、高圧タービン２
とボイラ２５を接続する配管２９の長さ、及び低圧ター
ビン３とボイラ２５を接続する配管３０の長さを最短に
できる。配管２９及び３０の長さを最短にすることによ
り、プラントコストを低減できると共に、配管からの放
熱量を低減して熱効率を向上することもできる。
ービン３の近傍で、給水ポンプ９と反対側に配置されて
いる。このように配置することにより、高圧タービン２
とボイラ２５を接続する配管２９の長さ、及び低圧ター
ビン３とボイラ２５を接続する配管３０の長さを最短に
できる。配管２９及び３０の長さを最短にすることによ
り、プラントコストを低減できると共に、配管からの放
熱量を低減して熱効率を向上することもできる。
【００１９】更に、ボイラ２５をタービン建屋２８内に
設置したことにより、ボイラ２５で発生する排気ガスを
復水器６からの排気ガスと合わせて排気筒（図示せず）
から排気できるので、排気ラインの長さを短くできる。
これもプラントコストの低減に寄与する。
設置したことにより、ボイラ２５で発生する排気ガスを
復水器６からの排気ガスと合わせて排気筒（図示せず）
から排気できるので、排気ラインの長さを短くできる。
これもプラントコストの低減に寄与する。
【００２０】以下、図３を用いて本実施例の主な動作原
理を説明する。同図は蒸気−水系のエンタルピーとエン
トロピーの関係図で、本実施例による状態推移も併記し
ている。同図で、ｔ［℃］は蒸気温度、ｐ［kg／cm2 ］
は蒸気圧、ｙ［％］は湿り度を表す。
理を説明する。同図は蒸気−水系のエンタルピーとエン
トロピーの関係図で、本実施例による状態推移も併記し
ている。同図で、ｔ［℃］は蒸気温度、ｐ［kg／cm2 ］
は蒸気圧、ｙ［％］は湿り度を表す。
【００２１】蒸気は、原子炉圧力容器１内で加熱される
ことにより、湿り蒸気の状態から飽和線の近傍までエン
タルピー及びエントロピーが増加する。この状態変化を
図中の太い実線の矢印Ａ１で示す。この蒸気は、高圧タ
ービン２に導かれて、エンタルピー差（熱落差）に相当
する仕事をする。この状態変化を図中の太い破線の矢印
Ａ２で示す。
ことにより、湿り蒸気の状態から飽和線の近傍までエン
タルピー及びエントロピーが増加する。この状態変化を
図中の太い実線の矢印Ａ１で示す。この蒸気は、高圧タ
ービン２に導かれて、エンタルピー差（熱落差）に相当
する仕事をする。この状態変化を図中の太い破線の矢印
Ａ２で示す。
【００２２】高圧タービン２を出た湿り蒸気は、ボイラ
２５で再加熱され過熱蒸気の状態までエンタルピー及び
エントロピーが増加する。この状態変化を図中の太い実
線の矢印Ａ３で示す。この蒸気は、低圧タービン３に導
かれて、エンタルピー差（熱落差）に相当する仕事をす
る。この状態変化を図中の太い破線の矢印Ａ４で示す。
２５で再加熱され過熱蒸気の状態までエンタルピー及び
エントロピーが増加する。この状態変化を図中の太い実
線の矢印Ａ３で示す。この蒸気は、低圧タービン３に導
かれて、エンタルピー差（熱落差）に相当する仕事をす
る。この状態変化を図中の太い破線の矢印Ａ４で示す。
【００２３】一般に、原子力発電における状態は図３の
飽和線を上回ることはなく、大きな熱効率が期待できな
い。一方、火力発電においては飽和線を越えた領域での
運転が行われるものの、高圧タービン２での熱落差は小
さく、大きな熱効率を獲得しているのは低圧タービン３
である。従って、高圧タービン２を出て低圧タービン３
に入る蒸気をボイラ２５を用いて加熱することにより、
大幅な熱効率の向上が図れる。
飽和線を上回ることはなく、大きな熱効率が期待できな
い。一方、火力発電においては飽和線を越えた領域での
運転が行われるものの、高圧タービン２での熱落差は小
さく、大きな熱効率を獲得しているのは低圧タービン３
である。従って、高圧タービン２を出て低圧タービン３
に入る蒸気をボイラ２５を用いて加熱することにより、
大幅な熱効率の向上が図れる。
【００２４】低圧タービンでの熱効率η1tは次式で表さ
れ、η1tを向上させるには、低圧タービンでの熱落差Ｈ
e を大きくする必要がある。
れ、η1tを向上させるには、低圧タービンでの熱落差Ｈ
e を大きくする必要がある。
【００２５】
【数１】 η1t＝Ｈe／Ｈ0 …（数１） ここで、Ｈ0 は低圧タービンでの断熱熱落差である。
【００２６】このためには、低圧タービン入口の蒸気エ
ンタルピーｈ3 を大きくする必要がある。任意の低圧タ
ービン入口の蒸気エンタルピーｈ3 ［kcal／kg］を得る
ためのボイラ熱出力Ｑb ［kcal／ｈ］は、次式で与えら
れる。
ンタルピーｈ3 を大きくする必要がある。任意の低圧タ
ービン入口の蒸気エンタルピーｈ3 ［kcal／kg］を得る
ためのボイラ熱出力Ｑb ［kcal／ｈ］は、次式で与えら
れる。
【００２７】
【数２】 Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧS／ηbS …（数２） ここで、ｈ2［kcal／kg］は高圧タービン出口の蒸気エ
ンタルピー、ＧS［kg／ｈ］は低圧タービンの蒸気流
量、ηbSは蒸気に対するボイラ熱効率である。
ンタルピー、ＧS［kg／ｈ］は低圧タービンの蒸気流
量、ηbSは蒸気に対するボイラ熱効率である。
【００２８】従って、Ｑb，ｈ3，ｈ2，ＧS及びηbSの間
に数１の関係が成立するように構成することにより、ボ
イラが有する高い熱効率を利用して、低圧タービンの熱
効率を大幅に且つ確実に向上できる。
に数１の関係が成立するように構成することにより、ボ
イラが有する高い熱効率を利用して、低圧タービンの熱
効率を大幅に且つ確実に向上できる。
【００２９】また、ボイラの熱は低圧タービンに供給さ
れる蒸気の加熱で消費されるものの、給水を加熱するの
に十分なエネルギーを有している。この蒸気の加熱及び
給水の加熱の両方を行うためのボイラ熱出力Ｑb［kcal
／ｈ］ は、次式で与えられる。
れる蒸気の加熱で消費されるものの、給水を加熱するの
に十分なエネルギーを有している。この蒸気の加熱及び
給水の加熱の両方を行うためのボイラ熱出力Ｑb［kcal
／ｈ］ は、次式で与えられる。
【００３０】
【数３】 Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧS＋（ｈ0−ｈ6）Ｇ1／ηb1 …（数３） ここで、ｈ0 ［kcal／kg］は原子炉圧力容器入口の給水
エンタルピー、ｈ6［kcal／kg］はボイラ入口の給水エ
ンタルピー、Ｇ1 ［kg／ｈ］は給水流量、ηb1は給水に
対するボイラ熱効率である。
エンタルピー、ｈ6［kcal／kg］はボイラ入口の給水エ
ンタルピー、Ｇ1 ［kg／ｈ］は給水流量、ηb1は給水に
対するボイラ熱効率である。
【００３１】また、蒸気に対するボイラ熱効率η
bS は、次式で与えられる。
bS は、次式で与えられる。
【００３２】
【数４】 ηbS＝（ｈ3−ｈ2）ＧS／((ｈ3−ｈ2）ＧS＋（ｈ0−ｈ6）Ｇ1／ηb1） …（数４） 従って、Ｑb，ｈ3，ｈ2，ＧS，ｈ0，ｈ6，Ｇ1 及びηb1
の間に数３の関係が成立するように構成することによ
り、ボイラが有する高い熱効率を利用して、低圧タービ
ンの熱効率を大幅に且つ確実に向上できる。更に、ボイ
ラによる給水の加熱も熱効率の向上に寄与する。
の間に数３の関係が成立するように構成することによ
り、ボイラが有する高い熱効率を利用して、低圧タービ
ンの熱効率を大幅に且つ確実に向上できる。更に、ボイ
ラによる給水の加熱も熱効率の向上に寄与する。
【００３３】次に、一般的な原子炉に対して本発明を適
用する際のボイラの設計条件を説明する。高圧タービン
の出口から原子炉に至る系統において、蒸気の系統外へ
の流出はないと仮定すると、ＧS＝Ｇ1＝ＧSYS(系統流
量）と定義できる。これは、給水の加熱をボイラのみで
実施することに対応している。
用する際のボイラの設計条件を説明する。高圧タービン
の出口から原子炉に至る系統において、蒸気の系統外へ
の流出はないと仮定すると、ＧS＝Ｇ1＝ＧSYS(系統流
量）と定義できる。これは、給水の加熱をボイラのみで
実施することに対応している。
【００３４】典型的な原子炉の高圧タービン出口におい
ては、圧力は約１５kg／cm2 、蒸気エンタルピーｈ2 は
約６００kcal／kgである。この際、低圧タービンでの熱
効率を十分に高くするためには、低圧タービン入口の蒸
気エンタルピーｈ3 を火力プラント並みの約９００kcal
／kgとする必要がある。
ては、圧力は約１５kg／cm2 、蒸気エンタルピーｈ2 は
約６００kcal／kgである。この際、低圧タービンでの熱
効率を十分に高くするためには、低圧タービン入口の蒸
気エンタルピーｈ3 を火力プラント並みの約９００kcal
／kgとする必要がある。
【００３５】一方、典型的な復水器出口（ボイラ入口）
の給水エンタルピーｈ6 は約３０kcal／kgで、典型的な
原子炉圧力容器入口の給水エンタルピーｈ0 は約２３０
kcal／kgである。
の給水エンタルピーｈ6 は約３０kcal／kgで、典型的な
原子炉圧力容器入口の給水エンタルピーｈ0 は約２３０
kcal／kgである。
【００３６】図４に、単位系統流量当たりのボイラ熱出
力Ｑｂ／ＧSYS と蒸気に対するボイラ熱効率ηbSの関係
を示す。ここで、ｈ0，ｈ2，ｈ3及びｈ6は上記の条件を
用いた。低圧タービン入口の蒸気の加熱に必要な単位系
統流量当たりのボイラ熱出力Ｑb／ＧSYSは、ボイラ熱効
率ηbSが１.０で最小の値３００kcal／kg（＝ｈ3−
ｈ2 ）をとる。ボイラ熱効率ηbSが低下すると、低圧タ
ービン入口の蒸気の加熱に供しない熱（図４の実線と破
線の差分）が増加する。しかし、この蒸気の加熱に供し
ない熱の一部は、給水の加熱に供することができる。
力Ｑｂ／ＧSYS と蒸気に対するボイラ熱効率ηbSの関係
を示す。ここで、ｈ0，ｈ2，ｈ3及びｈ6は上記の条件を
用いた。低圧タービン入口の蒸気の加熱に必要な単位系
統流量当たりのボイラ熱出力Ｑb／ＧSYSは、ボイラ熱効
率ηbSが１.０で最小の値３００kcal／kg（＝ｈ3−
ｈ2 ）をとる。ボイラ熱効率ηbSが低下すると、低圧タ
ービン入口の蒸気の加熱に供しない熱（図４の実線と破
線の差分）が増加する。しかし、この蒸気の加熱に供し
ない熱の一部は、給水の加熱に供することができる。
【００３７】給水に対するボイラ熱効率ηb1を一般的な
ボイラの熱効率と同じ０.８５ とすると、給水の加熱に
必要な熱は（ｈ0−ｈ6）／ηb1＝２３５kcal／kgとな
る。従って、単位系統流量当たりのボイラ熱出力Ｑb／
ＧSYSは、最低でも（ｈ3−ｈ2）＋（ｈ0−ｈ6）／ηb1
＝３００＋２３５＝５３５kcal／kgが必要である。この
最低の熱出力を図４に一点鎖線で示す。
ボイラの熱効率と同じ０.８５ とすると、給水の加熱に
必要な熱は（ｈ0−ｈ6）／ηb1＝２３５kcal／kgとな
る。従って、単位系統流量当たりのボイラ熱出力Ｑb／
ＧSYSは、最低でも（ｈ3−ｈ2）＋（ｈ0−ｈ6）／ηb1
＝３００＋２３５＝５３５kcal／kgが必要である。この
最低の熱出力を図４に一点鎖線で示す。
【００３８】即ち、図４の実線と一点鎖線の差分は、低
圧タービン入口の蒸気の加熱及び給水の加熱の何れにも
用いられない熱（以下、熱損失という）に相当する。図
４から、ボイラ熱効率ηbSが約０.５ より小さくなる
と、熱損失が増加することが判る。従って、熱損失を抑
えてプラントの熱効率を十分に向上するためには、蒸気
に対するボイラ熱効率ηbSが数４の条件を満足するよう
に構成することが重要である。
圧タービン入口の蒸気の加熱及び給水の加熱の何れにも
用いられない熱（以下、熱損失という）に相当する。図
４から、ボイラ熱効率ηbSが約０.５ より小さくなる
と、熱損失が増加することが判る。従って、熱損失を抑
えてプラントの熱効率を十分に向上するためには、蒸気
に対するボイラ熱効率ηbSが数４の条件を満足するよう
に構成することが重要である。
【００３９】これにより、ボイラ運転時の熱損失を最小
限に抑制しつつ、最大限の熱効率を得ることができる。
これに伴い、熱効率の向上及び化石燃料の有効利用の両
面から、資源及びエネルギーの節約が可能となる。更
に、化石燃料への依存度の低減により、二酸化炭素や窒
素酸化物などの環境への放出量を抑制することも期待で
きる。
限に抑制しつつ、最大限の熱効率を得ることができる。
これに伴い、熱効率の向上及び化石燃料の有効利用の両
面から、資源及びエネルギーの節約が可能となる。更
に、化石燃料への依存度の低減により、二酸化炭素や窒
素酸化物などの環境への放出量を抑制することも期待で
きる。
【００４０】次に、図５を用いて、本発明による複合型
原子力発電設備の第２実施例を説明する。図５は第２実
施例の概略系統図である。本実施例の基本構成は第１実
施例とほぼ同じで、第１実施例と異なるのは次の２点で
ある。第１は、ボイラ２５内の給水加熱器２４に流量制
御弁２６付きのバイパスライン２９を設けたことであ
る。第２は、抽気配管隔離弁１４及び流量制御弁２６の
開閉を、給水加熱器８と原子炉圧力容器１の間の給水配
管１２に設けた温度計２７で計測した給水温度に基づい
て制御する制御装置４１を設けたことである。その他の
構成は第１実施例と同じであるので、ここでは説明を省
略する。
原子力発電設備の第２実施例を説明する。図５は第２実
施例の概略系統図である。本実施例の基本構成は第１実
施例とほぼ同じで、第１実施例と異なるのは次の２点で
ある。第１は、ボイラ２５内の給水加熱器２４に流量制
御弁２６付きのバイパスライン２９を設けたことであ
る。第２は、抽気配管隔離弁１４及び流量制御弁２６の
開閉を、給水加熱器８と原子炉圧力容器１の間の給水配
管１２に設けた温度計２７で計測した給水温度に基づい
て制御する制御装置４１を設けたことである。その他の
構成は第１実施例と同じであるので、ここでは説明を省
略する。
【００４１】本実施例では、ボイラ２５を運転していな
い場合、抽気配管隔離弁１４を開き、高圧タービン２か
ら排気された蒸気の一部を抽気配管１３を介して給水加
熱器８に供給することにより給水を加熱する。一方、ボ
イラ２５を運転している場合、抽気配管隔離弁１４及び
流量制御弁２６を閉じることにより給水加熱器２４への
給水の流量を増加し、給水を加熱する。何れの場合も、
制御装置４１が給水配管１２に設けた温度計２７で計測
した給水温度に基づいて、抽気配管隔離弁１４及び流量
制御弁２６の開閉を制御する。
い場合、抽気配管隔離弁１４を開き、高圧タービン２か
ら排気された蒸気の一部を抽気配管１３を介して給水加
熱器８に供給することにより給水を加熱する。一方、ボ
イラ２５を運転している場合、抽気配管隔離弁１４及び
流量制御弁２６を閉じることにより給水加熱器２４への
給水の流量を増加し、給水を加熱する。何れの場合も、
制御装置４１が給水配管１２に設けた温度計２７で計測
した給水温度に基づいて、抽気配管隔離弁１４及び流量
制御弁２６の開閉を制御する。
【００４２】次に、図６を用いて、本実施例における抽
気配管隔離弁１４及び流量制御弁２６の制御方法を説明
する。図６（ａ）の縦軸は抽気配管隔離弁の開閉速度
を、図６（ｂ）の縦軸は流量制御弁の開閉速度を、横軸
は給水温度をそれぞれ表す。給水温度は設定温度を０と
し、設定温度より高い温度を＋で、設定温度より低い温
度を−で表している。
気配管隔離弁１４及び流量制御弁２６の制御方法を説明
する。図６（ａ）の縦軸は抽気配管隔離弁の開閉速度
を、図６（ｂ）の縦軸は流量制御弁の開閉速度を、横軸
は給水温度をそれぞれ表す。給水温度は設定温度を０と
し、設定温度より高い温度を＋で、設定温度より低い温
度を−で表している。
【００４３】温度計２７で計測した給水温度が設定温度
より低い（−）場合、制御装置４１は、給水温度と設定
温度の温度差に比例した速度で抽気配管隔離弁１４が開
くように、抽気配管隔離弁１４に開弁信号を送信する。
給水温度が設定温度より高い（＋）場合、制御装置４１
は、給水温度と設定温度の温度差に比例した速度で抽気
配管隔離弁１４が閉じるように、抽気配管隔離弁１４に
閉弁信号を送信する。これらの開弁信号又は閉弁信号に
応じて、抽気配管隔離弁１４は仕様範囲内の速度で開弁
動作又は閉弁動作を行う。
より低い（−）場合、制御装置４１は、給水温度と設定
温度の温度差に比例した速度で抽気配管隔離弁１４が開
くように、抽気配管隔離弁１４に開弁信号を送信する。
給水温度が設定温度より高い（＋）場合、制御装置４１
は、給水温度と設定温度の温度差に比例した速度で抽気
配管隔離弁１４が閉じるように、抽気配管隔離弁１４に
閉弁信号を送信する。これらの開弁信号又は閉弁信号に
応じて、抽気配管隔離弁１４は仕様範囲内の速度で開弁
動作又は閉弁動作を行う。
【００４４】流量制御弁２６に対しても同様な制御が行
われるが、給水温度と設定温度の温度差に対する流量制
御弁２６の開閉動作は、抽気配管隔離弁１４と逆であ
る。即ち、給水温度が−の場合、制御装置４１は流量制
御弁２６を閉じるように制御し、給水温度が＋の場合、
制御装置４１は流量制御弁２６を開くように制御する。
図７に、流量制御弁２６と抽気配管隔離弁１４の動作条
件を示す。ボイラ２５を停止している場合、原子炉圧力
容器１で発生した蒸気により給水を加熱するために流量
制御弁２６を全閉し、抽気配管隔離弁１４のみで給水温
度を制御する。ボイラ２５を運転している場合は、ボイ
ラ２５の熱を優先的に給水の加熱に用いる。このため、
抽気配管隔離弁１４を全閉し、流量制御弁２６のみで給
水温度を制御する。この場合、流量制御弁２６を全閉に
しても給水温度が低いときは、抽気配管隔離弁１４を開
いて給水温度を更に上昇させる。
われるが、給水温度と設定温度の温度差に対する流量制
御弁２６の開閉動作は、抽気配管隔離弁１４と逆であ
る。即ち、給水温度が−の場合、制御装置４１は流量制
御弁２６を閉じるように制御し、給水温度が＋の場合、
制御装置４１は流量制御弁２６を開くように制御する。
図７に、流量制御弁２６と抽気配管隔離弁１４の動作条
件を示す。ボイラ２５を停止している場合、原子炉圧力
容器１で発生した蒸気により給水を加熱するために流量
制御弁２６を全閉し、抽気配管隔離弁１４のみで給水温
度を制御する。ボイラ２５を運転している場合は、ボイ
ラ２５の熱を優先的に給水の加熱に用いる。このため、
抽気配管隔離弁１４を全閉し、流量制御弁２６のみで給
水温度を制御する。この場合、流量制御弁２６を全閉に
しても給水温度が低いときは、抽気配管隔離弁１４を開
いて給水温度を更に上昇させる。
【００４５】本実施例でも、第１実施例と同様に、大幅
な熱効率の向上を確実に図ることができる。本実施例で
は、更に、プラントの起動運転から高出力運転までの広
い運転状態に亘る連続した出力変動に対しても、給水温
度を任意に設定することにより対応できるので、負荷追
従運転が容易となる効果も得られる。これについては、
後述する。
な熱効率の向上を確実に図ることができる。本実施例で
は、更に、プラントの起動運転から高出力運転までの広
い運転状態に亘る連続した出力変動に対しても、給水温
度を任意に設定することにより対応できるので、負荷追
従運転が容易となる効果も得られる。これについては、
後述する。
【００４６】次に、図８及び図９を用いて、第１実施例
及び第２実施例によるプラント電気出力の負荷追従運転
を説明する。図８はボイラの出力を一定にした場合、図
９はボイラの出力を連続可変にした場合を示す。
及び第２実施例によるプラント電気出力の負荷追従運転
を説明する。図８はボイラの出力を一定にした場合、図
９はボイラの出力を連続可変にした場合を示す。
【００４７】図８（ａ）は電力需要の時間変化を、図８
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
図８は、一日内の電力需要に対してボイラ出力を一定で
運転し、負荷追従を図った例である。この場合、図８
（ｂ）に二点鎖線で示した原子炉の定格出力以上に負荷
が増加した時、負荷の増加に対してボイラを燃焼させて
電気出力を増加させる。
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
図８は、一日内の電力需要に対してボイラ出力を一定で
運転し、負荷追従を図った例である。この場合、図８
（ｂ）に二点鎖線で示した原子炉の定格出力以上に負荷
が増加した時、負荷の増加に対してボイラを燃焼させて
電気出力を増加させる。
【００４８】本運転方法によれば、原子炉とは独立した
ボイラ運転によって負荷変動に追従できるので、複雑な
連携運転を必要とせず運転が容易になる。但し、ボイラ
の出力が一定のために、不連続な負荷の変動に対しては
追従できない。この場合は、他の発電設備と連携した運
転が必要となる。
ボイラ運転によって負荷変動に追従できるので、複雑な
連携運転を必要とせず運転が容易になる。但し、ボイラ
の出力が一定のために、不連続な負荷の変動に対しては
追従できない。この場合は、他の発電設備と連携した運
転が必要となる。
【００４９】図９（ａ）は電力需要の時間変化を、図９
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
図９は、一日内の電力需要に応じてボイラ出力を連続可
変にして、負荷追従を図った例である。この場合、図９
（ｂ）に二点鎖線で示した原子炉の定格出力以上に負荷
が増加した時、負荷の増加に応じてボイラの燃焼を増加
させることにより電気出力を増加させる。
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
図９は、一日内の電力需要に応じてボイラ出力を連続可
変にして、負荷追従を図った例である。この場合、図９
（ｂ）に二点鎖線で示した原子炉の定格出力以上に負荷
が増加した時、負荷の増加に応じてボイラの燃焼を増加
させることにより電気出力を増加させる。
【００５０】本運転方法によれば、不連続な負荷変動に
対しても、原子炉とは独立したボイラ運転によって追従
できるので、運転は更に容易となる。
対しても、原子炉とは独立したボイラ運転によって追従
できるので、運転は更に容易となる。
【００５１】
【発明の効果】本発明によれば、従来の原子力発電設備
に比べて熱効率の大幅な向上を確実に図ることができ
る。また、原子炉とは独立したボイラ運転によって負荷
変動に追従できるので、運転が容易になる。
に比べて熱効率の大幅な向上を確実に図ることができ
る。また、原子炉とは独立したボイラ運転によって負荷
変動に追従できるので、運転が容易になる。
【図１】本発明による複合型原子力発電設備の第１実施
例の概略系統図。
例の概略系統図。
【図２】第１実施例のタービン建屋内の概略配置図で、
（ａ）は上面図を、（ｂ）はＡ−Ａ矢視図をそれぞれ示
す。
（ａ）は上面図を、（ｂ）はＡ−Ａ矢視図をそれぞれ示
す。
【図３】蒸気−水系のエンタルピーとエントロピーの関
係図。
係図。
【図４】単位系統流量当たりのボイラ熱出力と蒸気に対
するボイラ熱効率の関係図。
するボイラ熱効率の関係図。
【図５】本発明による複合型原子力発電設備の第２実施
例の概略系統図。
例の概略系統図。
【図６】第２実施例における抽気配管隔離弁及び流量制
御弁の制御方法の説明図で、（ａ）は抽気配管隔離弁
を、（ｂ）は流量制御弁をそれぞれ示す。
御弁の制御方法の説明図で、（ａ）は抽気配管隔離弁
を、（ｂ）は流量制御弁をそれぞれ示す。
【図７】流量制御弁と抽気配管隔離弁の動作条件を示す
図。
図。
【図８】本発明によるプラント電気出力の負荷追従運転
の一例の説明図で、（ａ）は電力需要の時間変化を、
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
の一例の説明図で、（ａ）は電力需要の時間変化を、
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
【図９】本発明によるプラント電気出力の負荷追従運転
の一例の説明図で、（ａ）は電力需要の時間変化を、
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
の一例の説明図で、（ａ）は電力需要の時間変化を、
（ｂ）はプラント電気出力の時間変化をそれぞれ示す。
１…原子炉圧力容器、２…高圧タービン、３…低圧ター
ビン、５…発電機、６…復水器、７…復水ポンプ、８…
給水加熱器、９…給水ポンプ、１１…主蒸気配管、１２
…給水配管、１３…抽気配管、１４…抽気配管隔離弁、
２０…海水ポンプ、２１…復水コンデンサ、２２…給水
加熱器、２３…蒸気加熱器、２４…給水加熱器、２５…
ボイラ、２６…流量制御弁、２７…温度計、２８…ター
ビン建屋、２８ａ…運転フロアの床面、３１…制御装
置。
ビン、５…発電機、６…復水器、７…復水ポンプ、８…
給水加熱器、９…給水ポンプ、１１…主蒸気配管、１２
…給水配管、１３…抽気配管、１４…抽気配管隔離弁、
２０…海水ポンプ、２１…復水コンデンサ、２２…給水
加熱器、２３…蒸気加熱器、２４…給水加熱器、２５…
ボイラ、２６…流量制御弁、２７…温度計、２８…ター
ビン建屋、２８ａ…運転フロアの床面、３１…制御装
置。
フロントページの続き (72)発明者 橋本 光司 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 鈴木 博志 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 斉藤 実 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 仲山 高史 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内
Claims (9)
- 【請求項１】蒸気を発生する原子炉圧力容器と、該圧力
容器で発生された蒸気が供給される高圧タービンと、該
高圧タービンから排気された蒸気を加熱するボイラと、
該ボイラで加熱された蒸気が供給される低圧タービンと
を備えた複合型原子力発電設備において、 ボイラの熱出力Ｑb ［kcal／ｈ］、低圧タービン入口の
蒸気エンタルピーｈ3［kcal／kg］、高圧タービン出口
の蒸気エンタルピーｈ2 ［kcal／kg］、低圧タービンの
蒸気流量ＧS ［kg／ｈ］、及び蒸気に対するボイラの熱
効率ηbSの間に、 Ｑb ＞（ｈ3−ｈ2）ＧＳ／ηbS の関係が成立するように構成したことを特徴とする複合
型原子力発電設備。 - 【請求項２】請求項１において、Ｑb ［kcal／ｈ］、ｈ
3［kcal／kg］、ｈ2［kcal／kg］、ＧS［kg／ｈ］、圧
力容器入口の給水のエンタルピーｈ0［kcal／kg］、ボ
イラ入口の給水のエンタルピーｈ6［kcal／kg］、給水
の流量Ｇ1［kg／ｈ］、及び給水に対するボイラの熱効
率ηb1の間に、 Ｑb＞（ｈ3−ｈ2）ＧS＋（ｈ0−ｈ6）Ｇ1／ηb1 の関係が成立するように構成したことを特徴とする複合
型原子力発電設備。 - 【請求項３】請求項１または２において、前記低圧ター
ビンから排気された蒸気を凝縮して復水とする復水器
と、該復水器で凝縮された復水を給水として前記圧力容
器に供給する給水系とを備え、前記ボイラは前記給水を
加熱することを特徴とする複合型原子力発電設備。 - 【請求項４】請求項３において、前記蒸気を用いて前記
給水を加熱する給水加熱器を、前記ボイラと前記圧力容
器の間の給水系に設けたことを特徴とする複合型原子力
発電設備。 - 【請求項５】請求項４において、前記給水加熱器と前記
圧力容器の間の給水系における給水温度に基づいて前記
給水を加熱する蒸気の量を制御する制御装置を備えたこ
とを特徴とする複合型原子力発電設備。 - 【請求項６】蒸気を発生する原子炉圧力容器と、該圧力
容器で発生された蒸気が供給される高圧タービンと、該
高圧タービンから排気された蒸気を加熱するボイラと、
該ボイラで加熱された蒸気が供給される低圧タービン
と、該低圧タービンから排気された蒸気を凝縮して復水
とする復水器と、該復水器で凝縮された復水を給水とし
て前記圧力容器に供給する給水系とを備えた複合型原子
力発電設備において、 前記ボイラは前記給水を加熱する給水加熱部を備え、更
に、該給水加熱部をバイパスするバイパスラインと、前
記ボイラと前記圧力容器の間の給水系における給水温度
に基づいて前記バイパスラインの給水流量を制御する制
御装置とを備えたことを特徴とする複合型原子力発電設
備。 - 【請求項７】請求項６において、前記制御装置は前記給
水温度が所定の温度になるように前記バイパスラインの
給水流量を制御することを特徴とする複合型原子力発電
設備。 - 【請求項８】請求項６において、前記蒸気を用いて前記
給水を加熱する給水加熱器を前記ボイラと前記圧力容器
の間の給水系に設け、前記制御装置は前記給水加熱器と
前記圧力容器の間の給水系における給水温度に基づいて
前記給水を加熱する蒸気の量を制御することを特徴とす
る複合型原子力発電設備。 - 【請求項９】請求項１又は６において、前記高圧タービ
ン、前記低圧タービン及び前記ボイラはタービン建屋内
に設けられたことを特徴とする複合型原子力発電設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9002636A JPH10197687A (ja) | 1997-01-10 | 1997-01-10 | 複合型原子力発電設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9002636A JPH10197687A (ja) | 1997-01-10 | 1997-01-10 | 複合型原子力発電設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10197687A true JPH10197687A (ja) | 1998-07-31 |
Family
ID=11534879
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9002636A Pending JPH10197687A (ja) | 1997-01-10 | 1997-01-10 | 複合型原子力発電設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH10197687A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009020110A (ja) * | 2007-07-13 | 2009-01-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 給水温度の制御方法およびシステム |
| CN108868918A (zh) * | 2018-06-22 | 2018-11-23 | 山东电力工程咨询院有限公司 | 核能与非核燃料带再热双链耦合高效发电系统及方法 |
| CN109139161A (zh) * | 2018-08-29 | 2019-01-04 | 山东电力工程咨询院有限公司 | 基于蓄热和气体换热的核能与火电耦合发电系统和方法 |
-
1997
- 1997-01-10 JP JP9002636A patent/JPH10197687A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009020110A (ja) * | 2007-07-13 | 2009-01-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 給水温度の制御方法およびシステム |
| US8705682B2 (en) | 2007-07-13 | 2014-04-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Feedwater temperature control methods and systems |
| US10163532B2 (en) | 2007-07-13 | 2018-12-25 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Feedwater temperature control methods and systems |
| CN108868918A (zh) * | 2018-06-22 | 2018-11-23 | 山东电力工程咨询院有限公司 | 核能与非核燃料带再热双链耦合高效发电系统及方法 |
| CN109139161A (zh) * | 2018-08-29 | 2019-01-04 | 山东电力工程咨询院有限公司 | 基于蓄热和气体换热的核能与火电耦合发电系统和方法 |
| CN109139161B (zh) * | 2018-08-29 | 2021-01-29 | 山东电力工程咨询院有限公司 | 基于蓄热和气体换热的核能与火电耦合发电系统和方法 |
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