JPS60120294A - Nuclear power plant - Google Patents

Nuclear power plant

Info

Publication number
JPS60120294A
JPS60120294A JP58228482A JP22848283A JPS60120294A JP S60120294 A JPS60120294 A JP S60120294A JP 58228482 A JP58228482 A JP 58228482A JP 22848283 A JP22848283 A JP 22848283A JP S60120294 A JPS60120294 A JP S60120294A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
steam
turbine
pipe
accumulator
condenser
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP58228482A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
亮 新村
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP58228482A priority Critical patent/JPS60120294A/en
Publication of JPS60120294A publication Critical patent/JPS60120294A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Low-Molecular Organic Synthesis Reactions Using Catalysts (AREA)
  • Steroid Compounds (AREA)
  • Saccharide Compounds (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は、原子力発電プラント、特に、原子炉で発生し
た蒸気を王タービンをバイパスして主復水器に逃すター
ビンバイパス系を備えた沸騰水形原子力発電プラントに
関する。
Detailed Description of the Invention [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear power plant, particularly a boiling water plant equipped with a turbine bypass system that bypasses a turbine and releases steam generated in a nuclear reactor to a main condenser. Regarding nuclear power plants.

[発明の技術的背景とその問題点コ 従来、沸騰水形原子力発電プラントにおいて、プラント
の起動中や停止運転中でタービンは停止。
[Technical background of the invention and its problems] Conventionally, in boiling water nuclear power plants, the turbine is stopped during plant startup or shutdown operation.

原子炉は運転中という場合には原子炉内で発生した蒸気
を逃す必要があり%また、プラントの通常運転時の負荷
急激により余剰蒸気が発生しfc場合にもタービンバイ
パス弁を開き復水器へ余剰蒸気を逃す必要かめる。
When a nuclear reactor is in operation, it is necessary to release the steam generated within the reactor.Also, if surplus steam is generated due to sudden load during normal plant operation, the turbine bypass valve is opened and the condenser is removed. It is necessary to release excess steam to the tank.

第1図は、従来のタービンバイパス装置を備えた沸騰水
形原子力発電プラントの概要図である。
FIG. 1 is a schematic diagram of a boiling water nuclear power plant equipped with a conventional turbine bypass device.

同図において、原子炉1で発生した蒸気は、主蒸気管1
4を通り王蒸気止め弁21.蒸気加減弁22を経て、タ
ービン2に導かれタービン2で回転機3を回転させて仕
事をした後、復水器4に導かれる0そして、復水器4か
らの腹水は低圧復水ポンプ5にて復水浄化装置6へ導か
れ、さらに高圧腹水ポンプ7により給水加熱器8に導か
れ加熱された後、原子炉給水ポンプ9により高圧給水加
熱器10に導かれ、この高圧給水加熱器IOで加熱され
て原子炉1に戻される。また、タービン2より両給水加
熱器8.lOへは抽気逆止弁23.23及び抽気管15
.15が接続されている。
In the figure, the steam generated in the reactor 1 is transferred to the main steam pipe 1.
4 through the king steam stop valve 21. The steam is guided to the turbine 2 through the steam control valve 22, and after doing work by rotating the rotary machine 3, the turbine 2 is led to the condenser 4.The ascites from the condenser 4 is then sent to the low pressure condensate pump 5. The water is guided to the condensate purification device 6 at is heated and returned to the reactor 1. Also, from the turbine 2, both feed water heaters 8. Bleed check valve 23.23 and bleed pipe 15 to lO
.. 15 are connected.

一方、主蒸気管14の途中にタービンバイノくス弁24
、バイパス蒸気管16を経て復水器4に至るタービンバ
イパス装置が設けられている。このタービンバイパス装
置は、プラントの起動中や停止運転中でタービン2は停
止しているが、原子炉1は運転中のため原子炉内で発生
した蒸気を復水器4へ逃すためあるいは負荷急減により
発生した余剰蒸気をtM水容器4逃すために設けられて
いる。そして、この復水器4へ導かれた蒸気は、冷却水
30 Eより冷却されて復水になるが、このときの熱は
、すべて冷却水30を通して捨てられているので、熱損
失になるという不具合があった0 [発明の目的] 本発明は、上記不具合を解消するため(−なされたもの
で、その目的は、復水器において廃棄されていた熱を回
収することによりエネルギーの有効利用を図るようにし
た原子力発電プラントを提供するにある。
On the other hand, a turbine binosu valve 24 is installed in the middle of the main steam pipe 14.
, a turbine bypass device is provided which leads to the condenser 4 via a bypass steam pipe 16. This turbine bypass device is used to release the steam generated in the reactor to the condenser 4 because the reactor 1 is in operation while the turbine 2 is stopped during startup or shutdown of the plant, or when the load suddenly decreases. The tM water container 4 is provided to release excess steam generated by the tM water container 4. The steam led to the condenser 4 is cooled by the cooling water 30E and becomes condensate, but all the heat at this time is discarded through the cooling water 30, resulting in heat loss. There were 0 defects. [Objective of the Invention] The present invention was made in order to eliminate the above-mentioned defects. The purpose of the present invention is to provide a nuclear power generation plant designed to achieve this goal.

[発明の概要] 本発明は、上記目的を達成するために、原子炉で発生し
た蒸気を主蒸気管から主タービン、*水密及び給水加熱
器をへて再び原子炉に戻る配管系と前記主蒸気管より分
岐して前記主タービンをノ(イパスして前記復水器へ接
続されるタービンノくイパス蒸気管を設けてなる原子力
発電プラントにおいて、前記タービンバイノくス蒸気管
の前記主蒸気管の分岐点より下流側にさらに分岐管を設
け、この分岐管中にアキュムレータを設けるとともしこ
のアキュムレータで発生した蒸気を前記給水加熱器又は
前記復水器に送るようにしたものである。
[Summary of the Invention] In order to achieve the above object, the present invention provides a piping system for transporting steam generated in a nuclear reactor from a main steam pipe to a main turbine, through a watertight and feed water heater, and back to the reactor. In a nuclear power plant provided with a turbine pass steam pipe that branches from a steam pipe, passes through the main turbine, and is connected to the condenser, the main steam pipe of the turbine bypass steam pipe is provided. A branch pipe is further provided on the downstream side of the branch point, and an accumulator is provided in this branch pipe, and the steam generated in the accumulator is sent to the feed water heater or the condenser.

そして、アキュムレータへの補給水は復水貯蔵タンクよ
り供給され、また、アキュムレータから給水加熱器に至
る配管中にタービングランドシール蒸気発生器を配設す
ることもできる。
Makeup water to the accumulator is supplied from a condensate storage tank, and a turbine gland seal steam generator can also be disposed in the piping from the accumulator to the feed water heater.

[発明の実施例] 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。[Embodiments of the invention] An embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

第2図は本発明の一実施例の概要図を示すもので、第1
図と同一箇所には同一符号を附して説明する。同図に示
すように原子炉1より発生した蒸気は、主蒸気管14.
主蒸気止め弁21 、蒸気加減弁22を打てタービン2
に導かれ、このタービン2により回転機3等を回転させ
て仕事をした後、復水器4に導かれる。そして、復水器
4からの復水け、低圧復水ポンプ5にて復水浄化装置6
へ導かれ、さらに高圧復水ポンプ7により給水加熱器8
に導かれ加熱された後、原子炉給水ポンプ9により高圧
給水加熱器lOに導かれ、この高圧給水加熱器lOで加
熱されて原子炉1に戻される。また、主蒸気管14から
分岐し、タービンバイパス弁24を経てバイパス蒸気管
16の途中から分岐した配管はバイパス蒸気止め弁25
を経てその下流に設けたアキュムレータ11に連結する
。アキュムレータ11で発生した蒸気は、加熱蒸気管1
7により加熱蒸気逆止弁27を経てタービン2より給水
加熱器8へ接続された抽気管15へ接続される。また、
バイパス蒸気管16に設けたバイパス蒸気止め弁25の
上流より分岐した配管はバイパス蒸気逃し弁26を介し
て一方はタービン2へ、他方は復水器4へ連絡する。さ
らに、加熱蒸気管17より分岐して、逃し蒸気止め弁あ
を経て復水器4に接続する逃し蒸気管18を設置してい
る。しかして、アキュムレータ11の水位を一定に保つ
ため復水貯蔵タンク12から補給水ポンプ13により補
給水が送り込まれるような構成となっている。
FIG. 2 shows a schematic diagram of one embodiment of the present invention.
The same parts as those in the figures will be described with the same reference numerals. As shown in the figure, the steam generated from the reactor 1 is transferred to the main steam pipe 14.
Turn on the main steam stop valve 21 and the steam control valve 22.Turbine 2
The turbine 2 rotates the rotating machine 3 and other parts to perform work, and then the water is guided to the condenser 4. Then, condensate is drained from the condenser 4, and a condensate purification device 6 is used with the low pressure condensate pump 5.
The high pressure condensate pump 7 further supplies the water to the feed water heater 8.
After being guided and heated, the reactor feed water pump 9 guides it to the high pressure feed water heater lO, where it is heated and returned to the reactor 1. Further, a pipe branched from the main steam pipe 14, passed through the turbine bypass valve 24, and branched from the middle of the bypass steam pipe 16 is connected to a bypass steam stop valve 25.
and is connected to an accumulator 11 provided downstream. The steam generated in the accumulator 11 is transferred to the heating steam pipe 1
7 is connected to the bleed pipe 15 which is connected from the turbine 2 to the feedwater heater 8 via the heated steam check valve 27 . Also,
Pipes branched from upstream of the bypass steam stop valve 25 provided in the bypass steam pipe 16 are connected to the turbine 2 on one side and to the condenser 4 on the other side via the bypass steam relief valve 26 . Furthermore, a relief steam pipe 18 is installed which branches off from the heating steam pipe 17 and connects to the condenser 4 via a relief steam stop valve. In order to keep the water level in the accumulator 11 constant, makeup water is fed from the condensate storage tank 12 by the makeup water pump 13.

次に、本芙施例の作用について説明する0今、プラント
の起動時で、原子炉1では蒸気が発生しており、タービ
ン2は起動していない状態では、原子炉蒸気はタービン
バイパス弁24が開いていて、バイパス蒸気管16に流
れ込む。また、プラントの運転中で、タービン2の負荷
が急減すると、蒸気加減弁22は、その分だけ閉じてタ
ービン2への流入蒸気を制限するが、原子炉側はそれに
追従できないため、余分な蒸気は、タービンバイパス弁
24が開いてバイパス蒸気管16に流れ込む。
Next, we will explain the operation of this embodiment.0 Now, when the plant is started up, steam is generated in the reactor 1, and the turbine 2 is not started, the reactor steam is transferred to the turbine bypass valve 24. is open and flows into the bypass steam pipe 16. Additionally, when the load on the turbine 2 suddenly decreases during plant operation, the steam control valve 22 closes by that amount to limit the amount of steam flowing into the turbine 2, but the reactor cannot follow this, so excess steam The turbine bypass valve 24 opens and the steam flows into the bypass steam pipe 16.

このような時、バイパス蒸気逃し弁26を閉鎖してオキ
、バイパス蒸気止め弁25を開いておけば、いずれも蒸
気はアキュムレータ11に流れ込み中の水を加熱し、水
温及び内部の圧力が上昇する。アキュムレータ1】には
、加熱蒸気管17が接続されており、この加熱蒸気管1
7は、抽気管■5に接続しているが、途中に加熱蒸気逆
止弁27を設け、ある圧力以上で開くようにしておく。
In such a case, if the bypass steam relief valve 26 is closed and the bypass steam stop valve 25 is opened, the steam will flow into the accumulator 11 and heat the water in it, increasing the water temperature and internal pressure. . A heating steam pipe 17 is connected to the accumulator 1.
7 is connected to the bleed pipe 5, and a heated steam check valve 27 is provided in the middle so that it opens at a certain pressure or higher.

アキュムレータIl内の圧力が、その圧力以上仁なると
、アキュムレー゛り11内の蒸気は、加熱蒸気管17 
、加熱蒸気逆止弁27および抽気管15を通って給水加
熱器8へ流れ加熱用蒸気として使用される。
When the pressure in the accumulator Il increases above that pressure, the steam in the accumulator 11 is transferred to the heating steam pipe 17.
, the heated steam flows through the check valve 27 and the bleed pipe 15 to the feed water heater 8 and is used as heating steam.

加熱蒸気止め弁27の開放圧力設定値を抽気管15内の
蒸気圧力より若干高目にしておくと、アキュムレータ1
1からの蒸気が流れ込むことにより、タービン2からの
抽気禁は、それに見合って減少する。そうすると、ター
ビン2内の蒸気量が増加し、タービンの出力増加となる
が、タービン2の出力は、発電機3の負荷で抑えられて
いるため、蒸気が余剰となり、タービンの制御装置が働
いて蒸気加減弁22を必要量だけ絞る0原子炉1側では
、その分だけ蒸気が余ることになるため、原子炉の出力
制御装置が働いて熱出力を落し、蒸気の発生量を減少さ
せる。
If the opening pressure setting value of the heating steam stop valve 27 is set slightly higher than the steam pressure in the bleed pipe 15, the accumulator 1
Due to the inflow of steam from 1, the bleed restriction from turbine 2 is commensurately reduced. As a result, the amount of steam in the turbine 2 increases and the output of the turbine increases, but since the output of the turbine 2 is suppressed by the load of the generator 3, there is a surplus of steam and the turbine control device is activated. When the steam control valve 22 is throttled down by the required amount, steam will be left over by that amount on the reactor 1 side, so the output control device of the reactor will operate to reduce the thermal output and reduce the amount of steam generated.

また、加熱蒸気管17には分岐を設け、逃し蒸気止め弁
28を経て逃し蒸気管18により蒸気を復水器4へ接続
しておく。これは、給水加熱器8が保守等のため運転を
停止している状態で、アキュムレータ11内の圧力が上
昇した場合、逃し蒸気止め弁28を開いて蒸気を復水器
4へ逃すためのものである0 さらに、バイパス蒸気管16にはバイパス蒸気逃し弁2
6を設け、通常は閉じておくが、アキュムレータ11が
保守等のため運転を停止している場合は、これを開いて
おき、バイパス蒸気を直接復水器4へ逃すようにする。
Further, the heating steam pipe 17 is provided with a branch, and the steam is connected to the condenser 4 through the steam release pipe 18 via the steam release stop valve 28. This is to open the relief steam stop valve 28 and release steam to the condenser 4 when the pressure inside the accumulator 11 increases while the feed water heater 8 is stopped for maintenance etc. In addition, the bypass steam pipe 16 has a bypass steam relief valve 2.
6 is provided and is normally closed, but if the accumulator 11 is out of operation for maintenance or the like, it is left open to allow bypass steam to escape directly to the condenser 4.

第3図は、本発明の他の実施例の概要図であり、第2図
と同一箇所には同一符号を附してその詳細な説明は省略
するものとする。
FIG. 3 is a schematic diagram of another embodiment of the present invention, and the same parts as in FIG. 2 are given the same reference numerals, and detailed explanation thereof will be omitted.

本実施例が、上記第2図の実施例と異なるところは、ア
キュムレータ11で発生する蒸気をタービン2のグラン
ドシール都のシール用蒸気を作るグランドシール蒸気発
生器20の加熱用蒸気として用いるようにした構成であ
る。すなわち、第3図に示すように、アキュムレータ1
1に設けている加熱蒸気管17の逃し蒸気止め弁28の
上流側より分岐し、加熱蒸気逆止弁29を介してタービ
ングランドシール蒸気発生器20(二接続しており、ま
た、このタービングランドシール蒸気発生飴20は給水
加熱器8へ接続する構成となっている。なお、主蒸気管
14から分岐したバイパス蒸気管16より上流側の主蒸
気管141r1!)分散し、タービンクランドシール蒸
気発生調節弁3Iを介してタービングランドシール蒸気
発生器20に配管接卜しているが、この配管系は主蒸気
管14より一定の腔気を2−ビングランドシール蒸気発
生器、30に送出するためのものである。
The difference between this embodiment and the embodiment shown in FIG. This is the configuration. That is, as shown in FIG.
It branches from the upstream side of the relief steam stop valve 28 of the heating steam pipe 17 provided in The seal steam generation candy 20 is configured to be connected to the feed water heater 8.The main steam pipe 141r1!) is distributed upstream from the bypass steam pipe 16 branched from the main steam pipe 14, and the turbine clamp seal steam generation The piping is connected to the turbine gland seal steam generator 20 through the control valve 3I, and this piping system is designed to send a certain amount of cavity air from the main steam pipe 14 to the two-bing gland seal steam generator 30. belongs to.

以上説明したように、上記各実施例(二よれば、アキュ
ムレータの発生蒸気を用いる間は、原子炉発生蒸気量を
少く出来るので、その分だけ原子炉燃料の寿命を延長さ
せることができる。f、た、原子炉発生蒸気量を抑制し
なければタービン抽気負が減少するので、タービン出力
が増加し、一時的な出力増加要求に応えることができる
As explained above, according to each of the above embodiments (2), while the steam generated by the accumulator is used, the amount of steam generated in the reactor can be reduced, so the life of the reactor fuel can be extended by that much. In addition, unless the amount of steam generated by the reactor is suppressed, the turbine bleed air negative will be reduced, so the turbine output will increase, making it possible to meet the temporary demand for increased output.

[発明の効果コ 本発明によれば、原子炉燃料の寿命をIA長することが
できるとともに給水系の急速立上けも可能となり、さら
にバイパス蒸気に放出による復水器の熱衝撃も低減する
というすぐれた効果を有する原子力発電プラントを提供
することができる。
[Effects of the Invention] According to the present invention, the life of the reactor fuel can be extended by IA, the water supply system can be started up quickly, and the thermal shock of the condenser due to release to bypass steam can also be reduced. It is possible to provide a nuclear power plant having such excellent effects.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は従来のタービン2内ノくス装胤を備えた沸騰水
形原子力発電クランドの概要図、第2図は本発明の一実
施例の概要図、第3図は本発明の他の実施例の概要図で
ある。 ■・・・原子炉 2・・・タービン 4・・・復水器 5,7,9.13・・・ポンプ6・・
・復水浄化装@ 8,10・・・給水加熱器l】・・・
アキュムレータ 12・・・復水貯蔵タンク14・・・
主蒸気管 16・・・バイパス蒸気管17・・・加熱蒸
気管 20・・・タービングランドシール蒸気発生器21・・
・主蒸気止め弁 22・・・蒸気加減弁24・・・バイ
パス弁25・・・バイパス蒸気止め弁2ti・・・バイ
パス蒸気逃し弁 27.29・・・加熱蒸気逆止弁 31・・・調節弁代
理人 弁理士 猪 股 祥 晃(#1が1名)第 1 
図 第 2 図
Fig. 1 is a schematic diagram of a boiling water nuclear power generating plant equipped with a conventional exhaust system in a turbine 2, Fig. 2 is a schematic diagram of an embodiment of the present invention, and Fig. 3 is a schematic diagram of another embodiment of the present invention. FIG. 2 is a schematic diagram of an example. ■... Nuclear reactor 2... Turbine 4... Condenser 5, 7, 9.13... Pump 6...
・Condensate purification system @ 8, 10... Feed water heater l]...
Accumulator 12... Condensate storage tank 14...
Main steam pipe 16...Bypass steam pipe 17...Heating steam pipe 20...Turbine grand seal steam generator 21...
・Main steam stop valve 22...Steam control valve 24...Bypass valve 25...Bypass steam stop valve 2ti...Bypass steam relief valve 27.29...Heating steam check valve 31...Adjustment Patent attorney Yoshiaki Inomata (1 person #1) 1st
Figure 2

Claims (1)

【特許請求の範囲】 (1)原子炉で発生した蒸気を主蒸気管から主タービン
、復水器及び給水加熱器をへて原子炉に再び戻る配管系
と前記生蒸気管より分岐して前記主タービンをバイパス
して前記復水器へ接続されるタービンバイパス蒸気管を
設けてなる原子力発電プラントにおいて、前記タービン
バイパス蒸気管の前記主蒸気管の分岐点より下流側(二
さらに分岐管を設け、該分岐管中にアキュムレータを設
けるとともに該アキュムレータで発生した蒸気を前記・
給水加熱器又は前記復水器に送るようにしたことを特徴
とする原子力発電プラント。 (2)アキュムレータへの補給水は復水貯蔵タンクより
供給されてなる特許請求の範囲第1朗記載の原子力発1
mプラント。 (8) アキュムレータから給水加熱器に至る配管中に
タービングランドシール蒸気発生器を配設してなる特許
請求の範囲WJ1項記載の原子力発電プラント。
[Scope of Claims] (1) A piping system in which the steam generated in the nuclear reactor is returned from the main steam pipe through the main turbine, the condenser, and the feedwater heater to the reactor again, and the live steam pipe branches off the In a nuclear power plant that is provided with a turbine bypass steam pipe that bypasses the main turbine and is connected to the condenser, the turbine bypass steam pipe is downstream of a branch point of the main steam pipe (a second branch pipe is provided). , an accumulator is provided in the branch pipe, and the steam generated in the accumulator is transferred to the
A nuclear power plant characterized in that the water is sent to a feed water heater or the condenser. (2) Nuclear power plant 1 according to claim 1, wherein make-up water to the accumulator is supplied from a condensate storage tank.
m plant. (8) A nuclear power plant according to claim WJ1, wherein a turbine gland seal steam generator is disposed in a pipe leading from an accumulator to a feed water heater.
JP58228482A 1983-12-05 1983-12-05 Nuclear power plant Pending JPS60120294A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58228482A JPS60120294A (en) 1983-12-05 1983-12-05 Nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58228482A JPS60120294A (en) 1983-12-05 1983-12-05 Nuclear power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS60120294A true JPS60120294A (en) 1985-06-27

Family

ID=16877157

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58228482A Pending JPS60120294A (en) 1983-12-05 1983-12-05 Nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS60120294A (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4336105A (en) Nuclear power plant steam system
JPS5823208A (en) Operation controller for thermal power plant equipped with stored steam power generation system
JPS6336004A (en) Method for starting steam turbine plant
CA1138657A (en) Control system for steam turbine plants including turbine bypass systems
JPS60120294A (en) Nuclear power plant
JPS6160242B2 (en)
SU1125393A1 (en) Method of starting cold and non-cooled electric power station power unit
JPS5982506A (en) Steam turbine plant
JPS63194110A (en) Once-through boiler
JPS6168596A (en) Feedwater heater for nuclear reactor
JPS60252109A (en) Compound generation plant
JPS5813724B2 (en) Synchronous system of two-shaft steam turbine power generation equipment
JPH0475363B2 (en)
JPS58210306A (en) Steam turbine plant
JPS6140763Y2 (en)
JPS6093205A (en) Method and device for controlling dry heater system of generating plant
SU817278A1 (en) I.c.engine supercharger
SU916768A1 (en) Method of keeping steam turbine power plant in standby state
JPS6211283Y2 (en)
SU1097811A1 (en) Power unit dearatorless regeneration system
JPS59221503A (en) Reheater for turbine power device
JPS6062604A (en) Reheater heating steam system of power generating plant
JPS6391409A (en) Heater drain controller of power plant with distilling plant
JPS58178103A (en) Protective device for feedwater heater
JPS59180011A (en) Heat recovering apparatus of steam turbine plant