WO2010087126A1 - 発電プラント - Google Patents
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- F22D1/32—Feed-water heaters, i.e. economisers or like preheaters arranged to be heated by steam, e.g. bled from turbines
Definitions
- the present invention relates to a power plant, and more particularly to a power plant suitable for application to a nuclear power plant and a thermal power plant.
- thermal power plant using a steam heat pump using a compressor has been proposed.
- An example of this thermal power plant is described in Japanese Utility Model Publication No. 1-112301.
- steam generated in a boiler is sequentially supplied to a high-pressure turbine, an intermediate-pressure turbine, and a low-pressure turbine, and power is generated by rotating a generator connected to the rotating shafts of these turbines.
- the steam discharged from the low-pressure turbine is condensed into water by the condenser.
- This water is supplied to the boiler as water supply through a water supply pipe.
- the feed water is heated by a four-stage feed water heater while passing through the feed water pipe to increase the temperature.
- the steam extracted from the condenser is compressed by the compressor and the temperature rises.
- the compressed steam is extracted from a plurality of locations in the axial direction of the compressor and supplied to each feed water heater.
- the feed water is heated by the steam supplied to each feed water heater.
- the steam becomes condensed water in each feed water heater, and this condensed water is supplied to the feed water. Further, since the steam compressor adiabatically compresses the steam and the internal enthalpy rises and becomes overheated, condensate is sprayed into the compressor in a mist form to prevent this and save the required power. .
- Japanese Laid-Open Patent Publication No. 5-65808 describes a co-heated steam turbine plant.
- This co-heat steam turbine plant supplies steam generated in a boiler to a turbine, rotates a generator to generate electric power, and uses steam exhausted from the turbine as a high-pressure process steam supply destination and a low-pressure process steam supply destination. Supply each.
- the steam supplied to the high pressure process steam supply destination compresses the steam exhausted from the turbine with a compressor.
- the thermal efficiency of the power plant is lowered. Therefore, it is desired to suppress the thermal efficiency of the power plant from being lowered when the output is improved. For this purpose, it is conceivable to raise the feed water temperature.
- the inventors of the present invention in a power generation plant using a steam generator, compresses the steam taken out from the main steam system of the power plant using a steam compressor, and uses the steam whose temperature has been increased by compression, to generate the steam generator.
- a steam compressor that can improve the thermal efficiency of the plant when heating the feed water supplied to the plant.
- an improvement in output that further improves the rated output of 100% has been studied.
- An object of the present invention is to provide a power plant that can improve the thermal efficiency of the plant when the output is improved.
- a feature of the present invention that achieves the above-described object is that a main steam pipe that is connected to a steam generator and guides the steam, a first turbine to which the steam is sequentially supplied by the main steam pipe, and a pressure higher than that of the first turbine.
- a main steam system having a low second turbine, a condenser for condensing the steam exhausted from the second turbine, and feed water generated by condensation of the steam in the condenser is guided to the steam generator.
- a feed water pipe, a plurality of feed water heaters provided in the feed water pipe, a steam compressor for compressing the steam, and a steam compressor are not installed, and extraction was performed from the first position of the main steam system.
- a first pipe for guiding the steam to one of the feed water heaters and the steam compression device are provided, and a second position of the main steam system located downstream from the first position is connected to the first pipe.
- the steam compression defined by Q1 is the power required for compressing the steam by the steam compressor, and the amount of heat supplied to the one feed water heater by the steam compressed by the steam compressor is Q3, Q3 / Q1
- the coefficient of performance of the apparatus is COP and the thermal efficiency of the power plant that supplies the power Q1 to the vapor compression apparatus is ⁇
- the second pipe provided with the vapor compression device is connected to the heater.
- the thermal efficiency of the plant can be improved when the output is improved.
- Example 1 It is a block diagram of the power plant of Example 1 which is a suitable one Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is explanatory drawing which shows the temperature change of the feed water in the conventional boiling water nuclear power plant. It is explanatory drawing which shows the temperature change of the feed water in the boiling water nuclear power plant shown in FIG. It is explanatory drawing of the thermodynamic cycle of a power plant, (A) is a schematic block diagram of the conventional power plant, (B) is a TS diagram of the conventional power plant shown in (A), (C) is FIG. 2 is a schematic configuration diagram of an improved power plant showing one outline of the present invention, and FIG. 4D is a TS diagram of the improved power plant shown in FIG.
- Example 2 It is a block diagram of the power plant of Example 2 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 3 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 4 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 5 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 6 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 7 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 8 which is another Example of this invention applied to the pressurized water nuclear power plant. It is a block diagram of the power plant of Example 9 which is another Example of this invention applied to the boiling water nuclear power plant.
- the inventors have studied in detail the thermal power plant described in Japanese Utility Model Publication No. 1-112301. As a result, the inventors have found a problem that, in the thermal power plant, as described above, the size of the compressor increases and the amount of power consumed by the compressor increases. As this electric power, the electric power generated in the thermal power plant equipped with the compressor is used, so that a large amount of power consumption in the compressor suppresses the efficiency of the thermal power plant.
- the inventors conducted various studies to find a solution to this problem. As a result of this examination, while supplying steam extracted from a steam system such as a turbine to a feed water heater that heats feed water in a power plant, for example, a thermal power plant, the feed water heater is more than the steam extraction point.
- the inventors have found that the above problem can be solved by compressing steam supplied from a downstream position with a compressor and supplying the compressed steam to the feed water heater (hereinafter, this plan is referred to as an improvement plan).
- This improvement suggests one concept of the present invention.
- the steam extracted from the steam system such as the turbine is supplied to the feed water heater that heats the feed water without passing through the compressor, and the steam compressed by the compressor is supplied to the feed water heater.
- the temperature increase range of the steam rising by the compression by the compressor is made smaller than the temperature increase range of the steam rising by the compression by the compressor, which is required in the thermal power plant described in Japanese Utility Model Laid-Open No. 1-123001. be able to.
- the in-house power consumed for driving the compressor used in the improved power plant is smaller than the in-house power consumed for driving the compressor used in the power plant disclosed in Japanese Utility Model Laid-Open No. 1-123001. For this reason, the thermal efficiency of the plant in the improved power plant is improved.
- COP Coefficient of Performance
- ⁇ thermal efficiency of a power generation system that supplies electric power to an electric motor that drives the steam heat pump.
- the coefficient of performance COP of the steam heat pump is defined as Q3 / Q1 using the necessary power Q1 of the steam heat pump and the amount of heat Q3 supplied for heating the feed water from the steam heat pump.
- thermodynamic cycle of the conventional power plant and the improved power plant will be described with reference to FIG.
- FIG. 4A shows a schematic configuration of a conventional power plant to which a compressor is not applied.
- the steam generated in the boiler steam generator
- the steam exhausted from the turbine is condensed by the condenser into water.
- This water is supplied to the boiler as feed water through a feed water pipe.
- the feed water is heated by the extracted steam extracted from the turbine and supplied to the water supply pipe.
- FIG. 4 (B) shows a TS diagram for the conventional power plant shown in FIG. 4 (A).
- T temperature
- S entropy.
- Entropy S is a specific entropy that is normally used multiplied by a flow rate G.
- the amount of heat input from the boiler (steam generator) is Q1, and the amount of heat released from the condenser is Q2.
- the amount of heat input Q1 is represented by the area of ABCDIJKLMA, and the amount of heat release Q2 is represented by the area of AIJKLMA.
- FIG. 4C shows a schematic configuration of an improved power plant to which a compressor is applied.
- the improved power plant has a configuration in which a compressor is added to the configuration of the conventional power plant.
- steam exhausted from the turbine is compressed by a compressor, and the compressed steam is supplied to a feed water heater supplied with extracted steam.
- the feed water supplied to the boiler is heated by extracted steam and compressed steam.
- FIG. 4 (D) shows a TS diagram for the improved power plant shown in FIG. 4 (C).
- the amount of heat input from the boiler to the turbine is Q1i
- the amount of heat released from the condenser is Q2i.
- ⁇ Q1 is the axial power of the steam heat pump having a compressor, the following is obtained via the coefficient of performance COP between the power of the steam heat pump and the energy supplied for heating the feed water from the steam heat pump.
- the relational expression holds.
- ⁇ Q3 COP ⁇ ⁇ Q1 (1)
- ⁇ Q2 (COP-1) ⁇ ⁇ Q1 (2)
- the net work Li in the improved power plant can be expressed by the relationship of the formula (3) obtained by subtracting the power ⁇ Q1 necessary for the compressor from the work L of the turbine in the conventional power plant (FIG. 4A). .
- Equation (4) can be rearranged as Equation (5).
- the steam heat pump compressor is connected to the steam extraction position of the main steam system of the power plant and the feed water heater of the feed water system so as to satisfy COP> 3. If it connects to, compared with the conventional power plant shown to FIG. 4 (A), the thermal efficiency of a power plant will improve.
- Tables 1 to 6 to be described later show the feed water heater to which the steam compressed by the steam compressor is supplied, and the steam extraction position to which the steam compressor of the steam heat pump is connected, and COP> 3. .
- the thermal efficiency of the power plant is improved in the connected state of the steam compressors marked with a circle in the “determination” column of these tables.
- the degree of improvement in the thermal efficiency of the improved power plant was calculated based on the formula (5), taking a BWR-5 type boiling water nuclear power plant with an electric output of 1100 MWe as an example.
- the heat output Q1 of this boiling water nuclear power plant is 3300 MWt
- the shaft power ⁇ Q1 of the compressor of the steam heat pump is 33.5 MWt.
- the thermal efficiency is improved by about 3% as a relative value and about 1% as an absolute value.
- Example 1 A power plant according to Example 1, which is a preferred example of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant of the present embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1 having an electrical output of 1100 MWe.
- a boiling water nuclear power plant 1 includes a reactor 2 as a steam generator, a high-pressure turbine (first turbine) 3, low-pressure turbines (second turbines) 5A, 5B, and 5C, a main steam pipe 6, a condenser 11, A plurality of feed water heaters, a feed water pipe 15 and a vapor compression device 27 are provided. These feed water heaters include a first high pressure feed water heater 16A, a second high pressure feed water heater 16B, a third low pressure feed water heater (first low pressure feed water heater) 17A, a fourth low pressure feed water heater (second low pressure feed water heater).
- a heater 17B, a fifth low-pressure feed water heater (third low-pressure feed water heater) 17C, and a sixth low-pressure feed water heater (fourth low-pressure feed water heater) 17D are included.
- the low pressure feed water heater is a feed water heater to which extracted steam from a low pressure turbine is supplied.
- the high-pressure feed water heater is a feed water heater to which extracted steam from the high-pressure turbine 3 (or the main steam pipe 6 on the outlet side of the high-pressure turbine 3) is supplied.
- the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5 ⁇ / b> A, 5 ⁇ / b> B, 5 ⁇ / b> C are connected to the nuclear reactor 2 by the main steam pipe 6.
- the moisture separator (moisture separator) 4 is installed in a main steam pipe 6 that connects the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C.
- the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5 ⁇ / b> A, 5 ⁇ / b> B, and 5 ⁇ / b> C are connected to each other by one rotating shaft 10 and further connected to the generator 9.
- one high-pressure turbine and three low-pressure turbines are provided, but these numbers may be changed depending on the type of power plant.
- the main steam system includes a high pressure turbine 3, a moisture separator 4, low pressure turbines 5 ⁇ / b> A, 5 ⁇ / b> B, 5 ⁇ / b> C, a main steam pipe 6, and a condenser 11.
- the feed water system includes a feed water pipe 15, a first high pressure feed water heater 16A, a second high pressure feed water heater 16B, a third low pressure feed water heater 17A, a fourth low pressure feed water heater 17B, a fifth low pressure feed water heater 17C, and a sixth.
- a low-pressure feed water heater 17D and a feed water pump 19 are provided.
- the condenser 11 has a plurality of heat transfer tubes 12 disposed therein. These heat transfer tubes 12 are connected to a seawater pipe 13. A seawater circulation pump (not shown) is installed in the seawater pipe 13. Both ends of the seawater pipe 13 reach the sea.
- a water supply pipe 15 connects the condenser 11 and the reactor 2.
- the first high-pressure feed water heater 16A, the second high-pressure feed water heater 16B, the third low-pressure feed water heater 17A, the fourth low-pressure feed water heater 17B, the fifth low-pressure feed water heater 17C, and the sixth low-pressure feed water heater 17D From the furnace 2 toward the condenser 11, they are installed in the water supply pipe 15 in this order.
- a condensate pump 18 is provided in the feed water pipe 15 between the condenser 11 and the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- a feed water pump 19 is provided in the feed water pipe 15 between the first high pressure feed water heater 16A and the second high pressure feed water heater 16B.
- the extraction pipe 20 connected to the high-pressure turbine 3 at the extraction point 50 is connected to the first high-pressure feed water heater 16A.
- the extraction pipe 21 connected to the high-pressure turbine 3 at the extraction point 51 is connected to the second high-pressure feed water heater 16B.
- the extraction pipe 21 is connected to the high-pressure turbine 3 downstream from the final stage of the moving blade of the high-pressure turbine 3, and the extraction point 51 is downstream of the extraction point 50.
- the extraction pipe 22 connected to the low pressure turbine 5B at the extraction point 52 is connected to the third low pressure feed water heater 17A.
- a drain pipe 26 connected to the moisture separator 4 is connected to the third low-pressure feed water heater 17A.
- the extraction pipe 23 connected to the low pressure turbine 5B at the extraction point 53 is connected to the fourth low pressure feed water heater 17B.
- the extraction pipe 24 connected to the low pressure turbine 5B at the extraction point 54 is connected to the fifth low pressure feed water heater 17C.
- the extraction pipe 25 connected to the low pressure turbine 5B is connected to the sixth low pressure feed water heater 17D.
- the extraction points 52, 53, 54, and 55 are provided in that order from the steam inlet of the low-pressure turbine 5B toward the steam outlet of the low-pressure turbine 5B in the axial direction of the low-pressure turbine. These extraction points are provided in a turbine casing (not shown) of the low-pressure turbine 5B at positions of different stages of the plurality of stationary blades provided in the low-pressure turbine 5B.
- the first high-pressure feed water heater 16A, the second high-pressure feed water heater 16B, the third low-pressure feed water heater 17A, the fourth low-pressure feed water heater 17B, the fifth low-pressure feed water heater 17C, and the sixth low-pressure feed water heater 17D are connected.
- the drain water recovery pipe 34 is connected to the water supply pipe 15 upstream of the condensate pump 18.
- the low-pressure turbine 5B is large and the low-pressure turbines 5A and 5C are small, but the sizes of these low-pressure turbines are the same.
- the condenser 11 is each provided also to the low pressure turbines 5A and 5C, and the water supply piping 15 is connected to each condenser 11, respectively.
- Three water supply pipes 15 connected to a total of three condensers 11 respectively provided corresponding to the low pressure turbines 5A, 5B and 5C are at a junction located upstream of the second high pressure water heater 16B. Join. After the three water supply pipes 15 merge at the junction, the three water supply pipes 15 become one water supply pipe 15 and are connected to the second high-pressure feed water heater 16B.
- the other two water supply pipes 15 Downstream from the junction, there is one feed water pipe 15 that reaches the reactor 2 via the second high-pressure feed water heater 16B and the first high-pressure feed water heater 16A. Upstream of the junction, the other two water supply pipes 15 are also provided with a third low pressure feed water heater 17A, a fourth low pressure feed water heater 17B, and a fifth low pressure feed water heater, which are the low pressure feed water heaters shown in FIG. 17C, the sixth low-pressure feed water heater 17D, and the condensate pump 18 are installed in this order from downstream to upstream.
- the third low pressure feed water heater 17A, the fourth low pressure feed water heater 17B, the fifth low pressure feed water heater 17C, the sixth low pressure feed water heater 17D, and the condensate A water supply pipe 5 provided with a pump 18 is provided upstream of the second high-pressure feed water heater 16B.
- the low pressure turbines 5A and 5C are provided with extraction points 52, 53, 54 and 55.
- the extraction pipes 22, 23, 24, and 25 are connected to the extraction points 52, 53, 54, and 55 of the low-pressure turbine 5A similarly to the low-pressure turbine 5B.
- the extraction pipes 22, 23, 24 and 25 connected to the low-pressure turbine 5A are provided with a third low-pressure feed water heater 17A and a fourth low-pressure feed water heating provided corresponding to the low-pressure turbine 5A, as in the low-pressure turbine 5B. 17B, the fifth low-pressure feed water heater 17C and the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the extraction pipes 22, 23, 24 and 25 are connected to the extraction points 52, 53, 54 and 55 of the low pressure turbine 5C.
- the extraction pipes 22, 23, 24, and 25 connected to the low-pressure turbine 5C are similar to the low-pressure turbine 5B in the third low-pressure feed water heater 17A and the fourth low-pressure feed water heating provided corresponding to the low-pressure turbine 5C. 17B, the fifth low-pressure feed water heater 17C and the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the third low-pressure feed water heater 17A, the fourth low-pressure feed water heater 17B, the fifth low-pressure feed water heater 17C, the sixth low-pressure feed water heater 17D, the extraction pipes 22, 23, 24 and 25, and the extraction point 52 , 53, 54, and 55 mean those provided corresponding to the low-pressure turbine 5B unless otherwise specified.
- the steam compressor (steam heat pump) 27 has a steam compressor 28, a drive device (for example, a motor) 29, and a control valve 30.
- the driving device 29 is connected to the rotating shaft of the vapor compressor 28.
- a steam supply pipe 31 that guides the steam exhausted from the low-pressure turbine 5 ⁇ / b> B is connected to the steam inlet of the steam compressor 28.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the steam supply pipes 31 and 32 are the second pipes.
- the extraction pipes 20 to 25 are the first pipes.
- a control valve 30 is provided in the steam supply pipe 32.
- a steam compression device 27 is not installed in the extraction pipes 20 to 25 through which the extraction steam flows.
- As the vapor compressor 28, a single-stage centrifugal steam compressor is used. Other types of compressors may be used as the vapor compressor 28.
- the steam compressor 28 and the drive device 29 are installed in an empty space in the turbine building.
- Cooling water is supplied to the core 7 in the nuclear reactor 2 by a recirculation pump (not shown) and a jet pump (not shown).
- the cooling water is heated by heat generated by nuclear fission of nuclear fuel material contained in a plurality of fuel assemblies (not shown) loaded in the core 7, and a part of the cooling water becomes steam.
- the steam generated in the nuclear reactor 2 is supplied to the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C through the main steam pipe 6.
- the steam discharged from the high-pressure turbine 3 is guided to the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C after the moisture is removed by the moisture separator 4 on the way.
- the pressure in the low pressure turbines 5A, 5B and 5C is lower than the pressure in the high pressure turbine.
- the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C are driven by steam and rotate the generator 9. Thereby, electric power is generated.
- the steam exhausted from the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C is condensed into water by the condensers 11 provided separately corresponding to the respective steams.
- Seawater is supplied into each heat transfer pipe 12 in the condenser 11 through the supply part of the seawater pipe 13 by driving the seawater circulation pump. Seawater discharged from each heat transfer tube 12 is discharged to the sea through the return portion of the seawater pipe 13.
- the steam exhausted from the low-pressure turbines 5A, 5B and 5C is cooled and condensed by seawater flowing through the heat transfer tubes 12. Due to the condensation of the steam, the temperature of the seawater flowing through each heat transfer tube 12 rises.
- Each condensate pump 18 and water supply pump 19 are driven. Condensed water generated in each condenser 11 is boosted by these pumps as feed water, and is supplied to the reactor 2 through the feed water pipe 15.
- the feed water flowing through the feed water pipe 15 is supplied to the respective low pressure turbines by a sixth low pressure feed water heater 17D, a fifth low pressure feed water heater 17C, a fourth low pressure feed water heater 17B, and a third low pressure feed water heater.
- the first high-pressure feed water heater 16B and the first high-pressure feed water heater 16A which are sequentially heated by 17A and used in common for the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C, are further sequentially heated to increase the temperature to a set temperature (for example, 215 ° C.) and supplied to the reactor 2.
- a set temperature for example, 215 ° C.
- the supply water is heated by the extraction steam extracted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B and supplied through the extraction pipe 25 in the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the feed water is further heated in the fifth low-pressure feed water heater 17C by the extraction steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B and supplied through the extraction pipe 24.
- the feed water is further heated by the extracted steam supplied from the extraction point 53 of the low pressure turbine 5B and supplied through the extraction pipe 23 in the fourth low pressure feed water heater 17B.
- the feed water is extracted from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B and supplied through the extraction pipe 22 and discharged from the moisture separator 4 and supplied through the drain pipe 26. Further heating with saturated drain water.
- the feed water is further heated by the extraction steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 and supplied through the extraction pipe 21 in the second high-pressure feed water heater 16B.
- the feed water is further heated by the extraction steam extracted from the extraction point 50 of the high pressure turbine 3 and supplied through the extraction pipe 20 in the first high pressure feed water heater 16A.
- the sixth low-pressure feed water heater 17D, the fifth low-pressure feed water heater 17C, the fourth low-pressure feed water heater 17B, and the third low-pressure feed water heater 17A provided corresponding to each of the low-pressure turbines 5A and 5C are also described above.
- Each extracted steam is used to heat the feed water flowing through each feed water pipe 15.
- the drive device 29 is driven by in-house power, that is, power generated by the generator 9 to rotate the rotor provided with the moving blades of the steam compressor 28.
- Steam exhausted from the low-pressure turbine 5B (temperature: 35 ° C., pressure: 0.0056 MPa) is supplied to the steam compressor 28 through the steam supply pipe 31.
- the steam is compressed by driving the steam compressor 28 to increase the pressure, and then discharged to the steam supply pipe 32. Since the steam is adiabatically compressed by the steam compressor 28, the temperature also rises.
- the temperature of the compressed steam rises from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B to the vicinity of the temperature of the extracted steam in the extraction pipe 25 (see Table 1).
- the pressure of the steam exhausted from the steam compressor 28 is 0.04 MPa (see Table 1).
- the steam whose temperature and pressure have increased is adjusted so that the pressure becomes the pressure in the body of the sixth low-pressure feed water heater 17D by adjusting the opening of the control valve 30, and the sixth low-pressure feed water heater is passed through the steam supply pipe 32. It is supplied to the body side of 17D.
- the extraction steam supplied through the extraction pipe 25 is also supplied to the body side of the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the feed water is heated by the extraction steam supplied through the extraction pipe 25 and the compressed steam supplied through the steam supply pipe 32.
- the pressure of the compressed steam supplied to the fuselage side of the sixth low-pressure feed water heater 17D through the steam supply pipe 32 is controlled by the control valve 30 and the sixth extraction pipe 25 to avoid the backflow of the compressed steam to the extraction pipe 25. It adjusts so that it may not become higher than the pressure of the extraction steam supplied into the trunk
- the steam compressor (steam heat pump) 27 is also provided for the low-pressure turbines 5A and 5C, respectively.
- the steam compressor 27 provided for the low-pressure turbine 5A compresses the steam discharged from the low-pressure turbine 5A and supplies the compressed steam to the sixth low-pressure feed water heater 17D provided for the low-pressure turbine 5A.
- the steam compressor 27 provided for the low-pressure turbine 5C compresses the steam discharged from the low-pressure turbine 5A and supplies the compressed steam to the sixth low-pressure feed water heater 17D provided for the low-pressure turbine 5C.
- the output improvement operation in this embodiment will be described.
- the reactor 2 was operated at the rated output (100%) in the operation cycle, whereas in this embodiment, the reactor operation is increased in the operation cycle by increasing the reactor output to, for example, 120%. Done.
- Increasing the reactor power to 120% and operating the reactor 2 is the power improvement operation.
- the output improvement in such a boiling water nuclear power plant can be achieved, for example, by increasing the capacity of the recirculation pump and increasing the blade length of the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C.
- the core flow rate can be increased from the conventional rating of 100% to 120%.
- the reactor power can be further improved from 100% to 120% of the rating by the core flow rate control.
- the steam compressed by the steam compressor 28 is supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- each of the extracted steam extracted from each extraction point 55 of the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C is increased by the steam compressor 28 of each steam compressor 27.
- the steam thus heated is used as a heat source for heating the feed water by the sixth low-pressure feed water heaters 17D provided corresponding to the low-pressure turbines 5A, 5B and 5C, respectively.
- This conventional boiling water nuclear power plant has a configuration in which the vapor compression device 27 is removed from the boiling water nuclear power plant 1 of this embodiment.
- the conventional boiling water nuclear power plant has a main steam system including the main steam pipe 6, the high pressure turbine 3, and the low pressure turbines 5A, 5B, and 5C so that the highest thermal efficiency can be obtained with the set thermal output of the core.
- the steam flow is optimized. Specifically, when the steam is condensed by the condenser 11 into water, about 2/3 of the energy generated in the reactor 2 at the pressure of the reactor 2 (about 7 MPa) is based on the thermal cycle principle.
- the hot water discharged from the condenser 11 to the sea 35 (not shown) is discharged to the outside environment.
- a part of the steam generated in the nuclear reactor 2 is extracted from the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5A, 5B, 5C, etc. It is used for heating water supply. Since the heat of the steam generated in the nuclear reactor 2 is recovered and the temperature of the feed water supplied to the nuclear reactor 2 is increased, the thermal efficiency of the nuclear reactor 2 is improved.
- the amount of steam finally exhausted from the low-pressure turbine outlet to the condenser 11 is about 56%. The remaining approximately 44% steam is used to heat the feed water in each feed water heater.
- the conventional boiling water nuclear power plant also has six feed water heaters, the average amount of extracted steam per feed water heater is about 7% of the steam discharged from the reactor 2 on average. It is. Further, a conventional boiling water nuclear power plant using an improved boiling water reactor (hereinafter referred to as ABWR) in which a moisture separation reheater or a moisture separation superheater is installed instead of the moisture separator 4. Then, of the steam generated in the nuclear reactor, the amount of steam finally sent from the low-pressure turbine outlet to the condenser is about 54%. In order to improve the thermal efficiency of these conventional boiling water nuclear power plants, it is generally known that if the moisture separator is changed to a moisture separation superheater, the performance is improved by the reheating effect of the steam. It has been. However, in particular, in the conventional boiling water nuclear power plant of the BWR-5 type, since the container of the moisture separator is small, it is extremely difficult to additionally install a large number of heat transfer tubes serving as superheaters in the container.
- the feed water flowing through the feed water pipe is supplied by six feed water heaters to which extracted steam having a temperature higher than that of the feed water is supplied. Heated sequentially.
- the extraction steam temperature is a saturated steam temperature corresponding to the stage pressure of the steam turbine. Since the extraction steam is condensed in the body of the feed water heater, there is a region where the temperature of the extraction steam on the heating side is constant at a saturation temperature corresponding to the pressure of the steam. Since the area surrounded by the heated fluid and the heated fluid corresponds to the heat loss during heat exchange, the loss during heat exchange may be reduced in order to perform efficient heat exchange.
- the discharged steam from the steam compression device 27 can be arbitrarily adjusted by adjusting the operating state of the steam compressor. It is possible to supply steam at a temperature of.
- a partition plate is provided in the body of the sixth low-pressure feed water heater 17D, and heating by extraction steam and heating by steam compressor discharge steam are performed separately.
- the pressure of the steam compressor discharge steam is adjusted to be lower than the bleed steam pressure, as shown in FIG. 3, in the region heated by the steam compressor discharge steam, The temperature difference between the heated water supply temperatures can be reduced. In the example of FIG. 3, the water supply can be heated to the same temperature as in the example of FIG.
- the low-temperature and low-pressure steam used to rotate the generator 9 in the low-pressure turbines 5A, 5B and 5C in the power improvement operation is used for heating the feed water without exhausting it to the condenser 11 as much as possible. It is desirable to recover heat.
- the vapor compression device 27 is installed, and the vapor whose temperature is increased by being compressed using the vapor compressor 28 is supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D and used for heating the feed water.
- the temperature of the feed water supplied to the nuclear reactor 2 is higher than the feed water temperature of the conventional boiling water nuclear power plant.
- the amount of heat generated by nuclear fission in the nuclear reactor 2 can be effectively used for generating steam, and the flow rate of the steam discharged from the nuclear reactor 2 can be increased. For this reason, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1 can be further improved.
- the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam exhausted from the low-pressure turbine and supply it to the sixth low-pressure feed water heater 17D, so the coefficient of performance COP of the steam compression device (steam heat pump) 27 is provided.
- Table 1 5.9, which satisfies COP> 3. Therefore, in this embodiment, as described above, the low energy steam in the boiling water nuclear power plant 1, that is, the energy extracted from the low pressure turbine, which is lower in energy than the steam extracted from the low pressure turbine 5 ⁇ / b> C by the extraction pipe 25, is exhausted. Since the steam thus converted can be converted into compressed steam having higher energy by the steam compressor 27 and used for heating the feed water, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1 can be further improved. .
- the feed water is heated by the sixth low-pressure feed water heater 17D using the extracted steam from the low-pressure turbine 5C and the steam compressed by the steam compressor 28, so that it is compressed by the steam compressor 28.
- the rate of increase in the temperature of the steam can be made smaller than the rate of increase in the temperature of the steam in the compressor described in Japanese Utility Model Laid-Open No. 1-130001.
- the in-house power consumed by the steam compressor 28 for compressing the steam is less than that in the compressor described in Japanese Utility Model Laid-Open No. 1-123001.
- This reduction in the power consumption in the station also contributes to the improvement of the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1. Since the steam compressor 28 used in this embodiment is smaller than the compressor described in Japanese Utility Model Laid-Open No. 1-112301, the power consumption in the station is small. For this reason, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1 is further improved.
- the improvement in the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1 as described above further improves the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1 when the output improvement operation is performed in the boiling water nuclear power plant 1.
- This example can be applied to an ABWR type boiling water nuclear power plant with an electrical output of 1350 MWe.
- Examples 2 to 7 and 9 described later can also be applied to the ABWR type boiling water nuclear power plant.
- the steam compression apparatus (steam heat pump) is also used when compressed steam obtained by compressing steam exhausted from the low-pressure turbine with the compressor 28 is supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the coefficient of performance COP of 27 is 3.7. This satisfies COP> 3, and improves the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1. Therefore, in the boiling water nuclear power plant 1, the steam supply pipe 32 connected to the steam compressor 28 is replaced with the fifth low-pressure feed water heater to which the extraction pipe 24 is connected instead of the sixth low-pressure feed water heater 17D. It may be connected to 17C.
- a power plant according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant of this embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1A having an electric output of 1100 MWe.
- the steam compressor (steam heat pump) 27 in the boiling water nuclear power plant 1 of the first embodiment is connected to the extraction point 55 of the low pressure turbine 5B and the third low pressure feed water heater 17C. It has a connected configuration.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1A is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- a steam supply pipe 31 connects the steam inlet of the steam compressor 28 and the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the extraction point 55 to which the extraction pipe 25 is connected and the extraction point 55 to which the steam supply pipe 31 is connected are shifted from each other in the circumferential direction of the low-pressure turbine 5B at a position where the same number of stationary blades of the low-pressure turbine 5B are provided. ing.
- the steam compressor 27 provided corresponding to the low pressure turbines 5A and 5C is also connected to the low pressure turbines 5A and 5C and the corresponding fifth low pressure feed water heater 17C.
- the steam supply pipe 31 may be connected to the extraction pipe 25.
- the flow path cross-sectional area of the steam supply pipe 31 is made smaller than that of the extraction pipe 25 so that the amount of steam supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D through the extraction pipe 25 is not reduced by driving the steam compressor 28.
- a flow rate adjusting valve may be provided in the steam supply pipe 31 to adjust the amount of steam supplied to the steam compressor 28.
- the extraction pipe for supplying steam to the same feed water heater and the method for adjusting the steam flow rate in the steam supply pipe are also applied to Examples 3 to 9 described later.
- the steam extracted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the extraction steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B is supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C through the extraction pipe 24.
- the steam extracted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B and supplied to the steam compressor 28 has a temperature of 75 ° C. and a pressure of 0.04 MPa.
- the temperature of the steam compressed by the steam compressor 28 and supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C is 105 ° C., and the pressure of the steam is 0.12 MPa (see Table 2).
- the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam extracted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B and supply it to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- COP is 9.0, which satisfies COP> 3. Therefore, in the present embodiment, the exhaust gas is exhausted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B, which has lower energy than the steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B and supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the steam can be converted into high-energy compressed steam by the steam compressor 27, and this steam can be used for heating the feed water, so that the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1A can be further improved.
- Example 1 can obtain each effect produced in Example 1.
- the pressure of the steam supplied to the steam compressor 28 is higher than that in the first embodiment (see Tables 1 and 2).
- the specific volume of the steam supplied to the steam compressor 28 is smaller than that in the first embodiment.
- the same flow of steam can be compressed.
- the steam compressor 28 used in the present embodiment is the same size as the steam compressor 28 used in the first embodiment, a larger amount of steam can be compressed in the present embodiment than in the first embodiment.
- the present embodiment can improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant as compared with the first embodiment.
- the compressed steam obtained by compressing the steam exhausted from the extraction point 55 located at the most downstream side of the low-pressure turbine 5B by the compressor 28 is supplied to other than the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1A can be improved.
- the coefficient of performance COP of the steam compressor 27 is 5.3 when the compressed steam is supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B, and the compressed steam is supplied to the third low-pressure feed water heater 17A. Is 4.2.
- the steam supply pipe 32 connected to the steam compressor 28 is replaced with the fourth low pressure feed water heater to which the extraction pipe 23 is connected instead of the fifth low pressure feed water heater 17C. 17B or the extraction pipe 22 and the drain water pipe 26 may be connected to the third low-pressure feed water heater 17A.
- the coefficient of performance COP of the steam compressor 27 is 2.7 as shown in Table 2, and COP> 3 is not satisfied.
- a power plant according to embodiment 3, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant of this embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1B having an electrical output of 1100 MWe.
- the steam compressor (steam heat pump) 27 is connected to the extraction point 54 of the low pressure turbine 5B and the fourth low pressure feed water heater 17B. It has a connected configuration.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1B is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- a steam supply pipe 31 connects the steam inlet of the steam compressor 28 and the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the fourth low-pressure feed water heater 17B.
- the extraction point 54 to which the extraction pipe 24 is connected and the extraction point 54 to which the steam supply pipe 31 is connected are shifted from each other in the circumferential direction of the low-pressure turbine 5B at a position where the stationary blades of the same number of stages of the low-pressure turbine 5B are provided. ing.
- the steam compressor 27 provided corresponding to the low-pressure turbines 5A and 5C is also connected to the low-pressure turbines 5A and 5C and the corresponding fourth low-pressure feed water heater 17B.
- the steam supply pipe 31 may be connected to the extraction pipe 24.
- the steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B.
- the extraction steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B is supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B through the extraction pipe 23.
- the steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B and supplied to the steam compressor 28 has a temperature of 105 ° C. and a pressure of 0.12 MPa.
- the temperature of the steam compressed by the steam compressor 28 and supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B is 130 ° C., and the pressure of the steam is 0.27 MPa (see Table 3).
- the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam extracted from the extraction point 54 of the low pressure turbine 5B and supply it to the fourth low pressure feed water heater 17B.
- COP is 11.3, which satisfies COP> 3. Therefore, in the present embodiment, the exhaust pipe 23 is exhausted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B, which has lower energy than the steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B and supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B. Since the steam can be converted into compressed steam having high energy by the steam compressor 27 and this steam can be used for heating the feed water, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1B can be further improved.
- Example 1 can obtain each effect produced in Example 1.
- the present embodiment can improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant as compared with the second embodiment.
- the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1B can also be improved when supplying either the third low-pressure feed water heater 17A or the second high-pressure feed water heater 16B.
- the coefficient of performance COP of the steam compression device 27 is 7.0 when the compressed steam is supplied to the third low-pressure feed water heater 17A, and the compressed steam is supplied to the second high-pressure feed water heater 16B. Is 3.9 when supplying.
- the steam supply pipe 32 connected to the steam compressor 28 is connected to the extraction pipe 22 and the drain water pipe 26 in place of the fourth low-pressure feed water heater 17B. You may connect to the 3nd low pressure feed water heater 17A or the 2nd high pressure feed water heater 16B to which the extraction pipe 21 is connected.
- the coefficient of performance COP of the steam compressor 27 is 2.97 as shown in Table 3, and COP> 3 is not satisfied. For this reason, when the steam extracted from the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the first high-pressure feed water heater 16A, the in-house power consumed by the steam compressor 28 increases. The thermal efficiency of the water-type nuclear power plant 1 ⁇ / b> A is lower than when the vapor compression device 27 is not installed.
- the steam extracted from the extraction point 54 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 27 and supplied to the feed water heater, the steam compressed by the steam compressor 27 is supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B, It is desirable to supply one of the third low pressure feed water heater 17A and the second high pressure feed water heater 16B.
- a power plant according to embodiment 4, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant of this embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1C having an electrical output of 1100 MWe.
- the steam compressor (steam heat pump) 27 is connected to the extraction point 53 of the low pressure turbine 5B and the third low pressure feed water heater 17A. It has a connected configuration.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1 ⁇ / b> C is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- the steam supply pipe 31 connects the steam inlet of the steam compressor 28 and the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B, which is the third most distant from the steam inlet.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the third low-pressure feed water heater 17A.
- the bleed point 53 to which the bleed pipe 23 is connected and the bleed point 53 to which the steam supply pipe 31 is connected are shifted from each other in the circumferential direction of the low pressure turbine 5B at the position where the stationary blades of the same number of stages of the low pressure turbine 5B are provided. ing.
- the steam compressor 27 provided corresponding to the low pressure turbines 5A and 5C is also connected to the low pressure turbines 5A and 5C and the corresponding third low pressure feed water heater 17A.
- the steam supply pipe 31 may be connected to the extraction pipe 23.
- steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the third low-pressure feed water heater 17A.
- the extraction steam extracted from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B is supplied to the third low-pressure feed water heater 17A through the extraction pipe 22.
- the steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B and supplied to the steam compressor 28 has a temperature of 130 ° C. and a pressure of 0.27 MPa.
- the temperature of the steam compressed by the steam compressor 28 and supplied to the third low-pressure feed water heater 17A is 150 ° C., and the pressure of the steam is 0.47 MPa (see Table 4).
- the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam extracted from the extraction point 53 of the low pressure turbine 5B and supply it to the third low pressure feed water heater 17A.
- the COP is 16.1, which satisfies COP> 3. Therefore, in the present embodiment, steam exhausted from the low-pressure turbine 5A having energy lower than steam extracted from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B by the extraction pipe 22 and supplied to the third low-pressure feed water heater 17A, Since the steam compression device 27 can convert the steam into compressed steam having high energy and use this steam for heating the feed water, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1C can be further improved.
- Example 1 can obtain each effect produced in Example 1.
- the present embodiment can improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant as compared with the third embodiment.
- the compressed steam obtained by compressing the steam exhausted from the extraction point 53 of the low pressure turbine 5B by the compressor 28 is used in addition to the third low pressure feed water heater 17A.
- the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1C can be improved.
- the coefficient of performance COP of the vapor compressor 27 is 4.9 when the compressed steam is supplied to the second high-pressure feed water heater 16B, and the compressed steam is supplied to the first high-pressure feed water heater 16A. Is 3.7. These cases also satisfy COP> 3 and improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1C.
- the steam supply pipe 32 connected to the steam compressor 28 is replaced with the second high-pressure feed water heater to which the extraction pipe 21 is connected instead of the third low-pressure feed water heater 17A. 16B or the first high-pressure feed water heater 16A to which the extraction pipe 20 is connected may be connected.
- the steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 27 and supplied to the feed water heater, the steam compressed by the steam compressor 27 is supplied to the third low-pressure feed water heater 17A, It is desirable to supply one of the second high pressure feed water heater 16B and the first low pressure feed water heater 16A.
- a power plant according to Example 5, which is another example of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant according to the present embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1D having an electric output of 1100 MWe.
- the steam compression device (steam heat pump) 27 is connected to the extraction point 52 of the low pressure turbine 5B and the second high pressure feed water heater 16B. It has a connected configuration.
- the other structure of the boiling water nuclear power plant 1D is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- a steam supply pipe 31 connects the steam inlet of the steam compressor 28 and the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the second high-pressure feed water heater 16B.
- the extraction point 52 to which the extraction pipe 22 is connected and the extraction point 52 to which the steam supply pipe 31 is connected are shifted from each other in the circumferential direction of the low-pressure turbine 5B at a position where the stationary blades of the same number of stages of the low-pressure turbine 5B are provided. ing.
- the steam compressor 27 provided corresponding to the low pressure turbines 5A and 5C is also connected to the low pressure turbines 5A and 5C and the corresponding second high pressure feed water heater 16B.
- the steam supply pipe 31 may be connected to the extraction pipe 22.
- the steam extracted from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the second high-pressure feed water heater 16B.
- the extraction steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 is supplied to the second high-pressure feed water heater 16 ⁇ / b> B through the extraction pipe 21.
- the steam extracted from the extraction point 52 located upstream of the low-pressure turbine 5B and supplied to the steam compressor 28 has a temperature of 150 ° C. and a pressure of 0.47 MPa.
- the temperature of the steam compressed by the steam compressor 28 and supplied to the second high-pressure feed water heater 16B is 195 ° C., and the pressure of the steam is 1.5 MPa (see Table 5).
- the steam compression device 27 since the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam extracted from the extraction point 52 of the low pressure turbine 5B and supply it to the second high pressure feed water heater 16B, the coefficient of performance of the steam compression device 27 is provided. As shown in Table 5, the COP is 6.6, which satisfies COP> 3. Therefore, in this embodiment, the extraction is performed from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B, which has lower energy than the steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 by the extraction pipe 21 and supplied to the second high-pressure feed water heater 16B. The steam can be converted into high-energy compressed steam by the steam compressor 27, and this steam can be used for heating the feed water, so that the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1D can be further improved.
- Example 1 can obtain each effect produced in Example 1.
- the present embodiment can improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant as compared with the fourth embodiment.
- compressed steam obtained by compressing steam extracted from the extraction point 52 of the low-pressure turbine 5B with the compressor 28 is used in addition to the second high-pressure feed water heater 16B.
- the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1D can be improved.
- the coefficient of performance COP of the steam compressor 27 is 4.6 when the compressed steam is supplied to the first high-pressure feed water heater 16A. This case also satisfies COP> 3 and improves the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1D. Therefore, in the boiling water nuclear power plant 1D, the steam supply pipe 32 connected to the steam compressor 28 is replaced by the first high-pressure feed water heater to which the extraction pipe 20 is connected instead of the second high-pressure feed water heater 16B. It may be connected to 16A.
- the steam extracted from the extraction point 52 of the low pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 27 and supplied to the feed water heater, the steam compressed by the steam compressor 27 is supplied to the second high pressure feed water heater 16B and It is desirable to supply one of the first low pressure feed water heaters 16A.
- a power plant according to embodiment 6, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant according to the present embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1E having an electric output of 1100 MWe.
- the boiling water nuclear power plant 1E of the present embodiment is configured such that, in the boiling water nuclear power plant 1 of the first embodiment, the steam compression device (steam heat pump) 27 is connected to the extraction point 51 of the high pressure turbine 3 and the first high pressure feed water heater 16A. It has a connected configuration.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1E is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- a steam supply pipe 31 connects the steam inlet of the steam compressor 28 and the extraction point 50 of the high-pressure turbine 3.
- a steam supply pipe 32 connects the steam outlet of the steam compressor 28 and the first high-pressure feed water heater 16A.
- the extraction point 51 connecting the steam supply pipe 31 is a position downstream of the extraction point 50 that is the connection position of the extraction pipe 20 to the high-pressure turbine 3.
- the bleed point 51 to which the bleed pipe 21 is connected and the bleed point 51 to which the steam supply pipe 31 is connected are downstream of the moving blades arranged on the most downstream side of the high pressure turbine 3 and in the circumferential direction of the high pressure turbine 3. They are offset from each other.
- the steam supply pipe 31 may be connected to the extraction pipe 21.
- the steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the first high-pressure feed water heater 16A.
- the extraction steam extracted from the extraction point 50 of the high-pressure turbine 3 is supplied to the first high-pressure feed water heater 16 ⁇ / b> A through the extraction pipe 20.
- the steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 and supplied to the steam compressor 28 has a temperature of 195 ° C. and a pressure of 1.5 MPa.
- the temperature of the steam compressed by the steam compressor 28 and supplied to the first high-pressure feed water heater 16A is 220 ° C., and the pressure of the steam is 2.4 MPa (see Table 6).
- the steam compression device 27 is provided so as to compress the steam extracted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3 and supply it to the first high-pressure feed water heater 16A.
- the COP is 13.6, which satisfies COP> 3. Therefore, in the present embodiment, the gas is exhausted from the extraction point 51 of the high-pressure turbine 3, which has lower energy than the steam extracted from the extraction point 50 of the high-pressure turbine 3 by the extraction pipe 20 and supplied to the first high-pressure feed water heater 16 ⁇ / b> A. Since the steam can be converted into compressed steam having high energy by the steam compressor 27 and this steam can be used for heating the feed water, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1E can be further improved.
- Example 1 can obtain each effect produced in Example 1.
- the present embodiment can improve the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant as compared with the fifth embodiment.
- a power plant according to embodiment 7, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- the power plant according to this embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1F having an electric output of 1100 MWe.
- the boiling water nuclear power plant 1F of the present embodiment has a configuration in which a steam compression device (steam heat pump) 27A is added to the boiling water nuclear power plant 1 of the first embodiment.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1F is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- the boiling water nuclear power plant 1F includes vapor compression apparatuses 27 and 27A.
- the vapor compression device 27A includes a vapor compressor 28A, a drive device (for example, a motor) 29A, and a control valve 30A.
- the drive device 29A is connected to the rotating shaft of the vapor compressor 28A.
- a steam supply pipe 31A connects the steam inlet of the steam compressor 28A and the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B.
- the steam supply pipe 32 connects the steam discharge port of the steam compressor 28A and the fifth low-pressure feed water heater 17C to which the extraction pipe 24 is connected.
- the extraction point 55 to which the extraction pipe 25 is connected and the extraction point 55 to which the steam supply pipe 31A is connected are shifted from each other in the circumferential direction of the low-pressure turbine 5B at a position where the stationary blades of the same number of stages of the low-pressure turbine 5B are provided. ing.
- the steam compressor 27A provided corresponding to the low-pressure turbines 5A and 5C is also connected to the low-pressure turbines 5A and 5C and the corresponding fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the steam (temperature: 75 ° C., pressure: 0.04 MPa) extracted from the extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B is compressed by the steam compressor 28A and is extracted by the extraction pipe 24.
- the extracted steam is supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the temperature of the compressed steam compressed by the steam compressor 28A and supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C is 105 ° C., and the pressure of the steam is 0.12 MPa (see Table 2).
- the steam compressed by the steam compressor 28 is supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D to which the extraction steam is supplied by the extraction pipe 25.
- each effect generated in the first embodiment can be obtained.
- This embodiment has two vapor compression devices 27 and 27A. Therefore, by adjusting the pressure of the steam compressor discharge steam to be lower than the extraction steam pressure as shown in FIG. 3, the temperature difference between the heating-side fluid temperature and the heated-side feed water temperature can be made smaller than in the conventional example. Therefore, by using the two vapor compression devices 27 and 27A, it is possible to reduce the loss during heat exchange in both the sixth low-pressure feed water heater 17D and the fifth low-pressure feed water heater 17C. As a result, a greater thermal efficiency improvement effect can be obtained than when one vapor compression device 27 is used.
- a power plant according to embodiment 8, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
- Each embodiment described above is directed to a boiling water nuclear power plant that is a nuclear power plant, but this embodiment is directed to a pressurized water nuclear power plant that is a nuclear power plant.
- the configurations of the main steam system and the feed water system in the pressurized water nuclear power plant 1G of the present embodiment are the same as those in the boiling water nuclear power plant 1 of the first embodiment.
- the sixth low-pressure feed water heater 17D, the fifth low-pressure feed water heater 17C, and the fourth low-pressure feed water heating are provided for each of the low-pressure turbines 5A, 5B and 5C.
- a condenser 17B, a third low-pressure feed water heater 17A, a feed water pipe 15 provided with a condensate pump 18, and a condenser 11 are provided.
- the nuclear reactor 2 that is a steam generator in the boiling water nuclear power plant 1 is replaced with a steam generator (steam generator) 40, and a reactor 2A and a primary cooling system pipe 41 are newly installed. It has an installed configuration.
- the steam generator 40 is connected to the nuclear reactor 2A by a primary cooling system pipe 41 that forms a cooling water circulation loop.
- a circulation pump (not shown) is provided in the primary cooling system pipe 41.
- the main steam pipe 6 and the water supply pipe 15 are connected to the steam generator 40.
- the primary cooling system pipe 41 is connected to a plurality of heat transfer pipes (not shown) provided in the steam generator 40, and the main steam pipe 6 and the feed water pipe 15 are connected to the body of the steam generator 40.
- the high-temperature cooling water heated in the core 7 in the nuclear reactor 2A is supplied into the heat transfer tube of the steam generator 40 through the primary cooling system pipe 41 by driving the circulation pump.
- This high-temperature cooling water heats the feed water supplied to the body of the steam generator 40.
- the feed water is supplied from the feed water pipe 15 and becomes steam by heating with high-temperature cooling water.
- the cooling water whose temperature has decreased due to the heating of the feed water is returned to the reactor 2 ⁇ / b> A through the primary cooling system pipe 41.
- Steam generated by the steam generator 40 is supplied to the high-pressure turbine 3 and the low-pressure turbines 5A, 5B, and 5C through the main steam pipe 6 as in the boiling water nuclear power plant 1.
- the steam exhausted from the low-pressure turbine is condensed by the condenser 11 to become water.
- this water passes through the feed water pipe 15 and is heated by each feed water heater in order to increase the temperature, and reaches the set temperature to the steam generator 40. Supplied.
- the steam exhausted from the low-pressure turbine is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D to which the extraction steam is guided by the extraction pipe 25.
- each effect generated in the first embodiment can be obtained.
- each connection state of the steam generator 27 described in Embodiments 2 to 6 may be applied to the pressurized water nuclear power plant 1G.
- the vapor compression device 27A may be added to the pressurized water nuclear power plant 1G.
- Embodiment 9 which is another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
- the power plant of this embodiment is a BWR-5 type boiling water nuclear power plant 1H having an electric output of 1100 MWe.
- the boiling water nuclear power plant 1H of the present embodiment has a configuration in which a flow rate control valve 43 is added to the boiling water nuclear power plant 1 of the first embodiment.
- the other configuration of the boiling water nuclear power plant 1F is the same as that of the boiling water nuclear power plant 1.
- the flow rate adjusting valve 43 is provided in the extraction pipe 25 connected to the sixth low-pressure feed water heater 17D to which the steam compressor 28 is connected.
- This extraction pipe 25 is connected to an extraction point 55 of the low-pressure turbine 5B.
- the flow control valve 43 is provided in each extraction pipe 25 provided corresponding to each of the low pressure turbines 5A, 5B, and 5C.
- the steam exhausted from the low-pressure turbine B is compressed by the steam compressor 28 and supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the flow rate of the compressed steam supplied from the steam compressor 28 to the sixth low-pressure feed water heater 17D is maintained at the set flow rate throughout the operation period of the boiling water nuclear power plant 1H.
- the steam compressed by the steam compressor 28 is supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D to which the extracted steam is guided by the extraction pipe 25, it serves as a heating source supplied to the sixth low-pressure feed water heater 17D.
- the flow rate of the steam is higher than the flow rate of the steam supplied to the sixth low-pressure feed water heater in the conventional boiling water nuclear power plant that does not include the steam compression device 27.
- the sixth low pressure feed water heater 17D when the flow rate of the steam supplied to the sixth low pressure feed water heater 17D is larger than that in the conventional boiling water nuclear power plant, the sixth low pressure feed water heater 17D. It is necessary to make an adjustment to reduce the flow rate of the extracted steam supplied to each feed water heater located downstream of the water heater.
- the extraction pipe 25 connected to the sixth low-pressure feed water heater 17D through which the compressed steam is guided is provided with the flow control valve 43, the opening degree of the flow control valve 43 is reduced.
- the flow rate of the extracted steam supplied from the low pressure turbine 5C to the sixth low pressure feed water heater 17D is decreased.
- adjustment of each extraction steam flow supplied to each feed water heater located downstream rather than the 6th low-pressure feed water heater 17D becomes substantially unnecessary.
- the extraction steam flow rate can be easily adjusted.
- the opening degree adjustment of the flow rate control valve 43 is performed before the boiling water nuclear power plant 1H is started. After the boiling water nuclear power plant 1H is started, the opening degree of the flow control valve 43 is not substantially adjusted except for finely adjusting the flow rate of the extracted steam.
- the present embodiment provided with the vapor compression device 27 can obtain each effect produced in the first embodiment.
- the flow control valve 43 is provided in the extraction pipe 25, it is substantially unnecessary to adjust the flow rate of the extraction steam supplied through the extraction pipe other than the extraction pipe 25 provided with the flow control valve 43.
- the flow rate of the extracted steam to the sixth low-pressure feed water heater 17D to which the compressed steam is supplied is decreased by reducing the opening degree of the flow rate control valve 43, the thermal efficiency of the boiling water nuclear power plant 1H is further improved.
- the extraction steam at 105 ° C. is supplied from the extraction point 54 through the extraction pipe 24 to the fifth low-pressure feed water heater 17C.
- the feed water supplied to the fifth low-pressure feed water heater 17C is heated to 98 ° C. by this extracted steam. It is assumed that compressed steam at 120 ° C. is supplied from the steam compressor 28 to the fifth low-pressure feed water heater 17C. In the conventional boiling water nuclear power plant, the feed water can only be heated up to 98 ° C. in the fifth low-pressure feed water heater. However, in the boiling water nuclear power plant 1H, the above-mentioned 120 ° C. compressed steam can be supplied from the steam compressor 28 to the fifth low-pressure feed water heater 17C. Can be heated up to.
- the fourth low-pressure feed water heater 17B has a function of raising feed water from 98 ° C. to 126 ° C. using 130 ° C. extraction steam supplied by the extraction pipe 23.
- a part of the role of the fourth low-pressure feed water heater 17B can be performed in the fifth low-pressure feed water heater 17C. it can. Therefore, in the fourth low-pressure feed water heater 17B, it is only necessary to raise the feed water temperature from 110 ° C. to 126 ° C. That is, the amount of extracted steam extracted from the extraction point 53 of the low-pressure turbine 5B can be reduced.
- the feed water is heated from 98 ° C. to 110 ° C., and further, 130 ° C. extracted steam is used to raise the temperature to 126 ° C.
- the pressure and temperature of the extracted steam become a pressure and temperature corresponding to the stage of the low-pressure turbine.
- middle arbitrary pressure and temperature cannot be supplied to a feed water heater. From the viewpoint of effective energy utilization, if only considering heating the feed water to 110 ° C., the temperature of the compressed steam supplied from the steam compressor 28 to the fifth low-pressure feed water heater 17C is sufficient to be 120 ° C.
- the flow rate of the extraction steam at 130 ° C. supplied by the extraction pipe 23 can be reduced. Since the extracted steam corresponding to the reduced flow rate can be recovered as power in the low-pressure turbine, the plant efficiency is improved.
- the flow of the extracted steam supplied to the fourth low-pressure feed water heater 17B is supplied as it is without being reduced by the supply bleed pipe 23 Will be described. Even if the feed water temperature in the fourth low-pressure feed water heater 17B slightly changes from the usage conditions of the conventional fourth low-pressure feed water heater, the feed water temperature cannot exceed the extraction steam temperature on the heating side. For this reason, the temperature of the feed water heated with the extraction steam at 130 ° C. is only slightly higher (126 ° C.) than 126 ° C., and the heat energy of the extraction steam is not used effectively.
- vapor compression device (heat pump) 27 can adjust the temperature of the steam for heating, so that the efficiency as a power plant can be improved.
- the flow rate adjusting valve 43 may be provided in the extraction pipe connected to the feed water heater to which the steam compressed by the steam compressor 28 is supplied.
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Abstract
沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉からの蒸気を高圧タービン及び低圧タービンに供給する。復水器での蒸気の凝縮で生成された水(給水)が、低圧及び高圧給水加熱器で加熱されて原子炉に供給される。低圧タービンから排気された蒸気は、蒸気圧縮装置(ヒートポンプ)によって圧縮され、ある低圧給水加熱器に供給されて給水を加熱する。低圧タービンからの抽気蒸気も上記のある低圧給水加熱器に供給される。蒸気圧縮装置の必要動力をQ1、蒸気圧縮装置から供給される熱エネルギーをQ3、蒸気圧縮装置の成績係数をCOP(=Q3/Q1)、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率をηとするとき、COP-1/η>0が満足されるように、蒸気圧縮装置を主蒸気系のある位置及び給水加熱器に接続する。この発電プラントは、出力向上の際にプラントの熱効率を向上できる。
Description
本発明は、発電プラントに係り、特に、原子力発電プラント及び火力発電プラントに適用するのに好適な発電プラントに関する。
プラントの熱効率を高めるために、圧縮機を用いた蒸気ヒートポンプを適用した火力発電プラントが提案されている。この火力発電プラントの例が、実開平1-123001号公報に記載されている。提案された火力発電プラントは、ボイラで発生した蒸気を高圧タービン、中圧タービン及び低圧タービンに順次供給し、これらのタービンの回転軸に連結された発電機を回転させて発電を行っている。低圧タービンから排出された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管を通してボイラに供給される。給水は、給水配管を通る間に、4段の給水加熱器によって加熱されて温度が高められている。復水器から抽気された蒸気が圧縮機によって圧縮されて温度が上昇し、この圧縮された蒸気が、圧縮機の、軸方向における複数箇所から抽気されて各給水加熱器に供給される。給水は、各給水加熱器に供給されたその蒸気によって加熱される。蒸気は各給水加熱器で凝縮水となり、この凝縮水が給水に供給される。また、蒸気圧縮機は、蒸気を断熱圧縮するために内部エンタルピーが上昇して過熱状態となるので、これを防ぎ所要電力をセーブするために復水を上記圧縮機内にミスト状に噴霧している。
また、特開平5-65808号公報は、熱併給蒸気タービンプラントを記載している。
この熱併給蒸気タービンプラントは、ボイラで発生した蒸気をタービンに供給して発電機を回転させて電力を発生し、そのタービンから排気された蒸気を高圧プロセス蒸気供給先及び低圧プロセス蒸気供給先にそれぞれ供給する。高圧プロセス蒸気供給先に供給される蒸気は、タービンから排気された蒸気を圧縮機で圧縮している。
この熱併給蒸気タービンプラントは、ボイラで発生した蒸気をタービンに供給して発電機を回転させて電力を発生し、そのタービンから排気された蒸気を高圧プロセス蒸気供給先及び低圧プロセス蒸気供給先にそれぞれ供給する。高圧プロセス蒸気供給先に供給される蒸気は、タービンから排気された蒸気を圧縮機で圧縮している。
蒸気圧縮機によって低温の蒸気を高温の蒸気にするためには、蒸気圧縮機での仕事が必ず必要になる。実開平1-123001号公報に記載された火力発電プラントのように、蒸気圧縮機により低温の蒸気を圧縮して高温の蒸気にし、この高温の蒸気で給水を加熱するとき、蒸気圧縮機に必要とされる仕事が、蒸気圧縮機を導入したことにより得られた出力増加量よりも大きければ、正味の出力向上及びプラントの効率向上にはならない。
特に、発電プラントにおいて、出力の向上を行う場合、発電プラントの熱効率が低下するので、出力向上を行う際に、発電プラントの熱効率が低下することを抑制することが望まれる。このために、給水温度を上昇させることが考えられる。
発明者らは、蒸気発生装置を用いた発電プラントにおいて、発電プラントの主蒸気系から取り出した蒸気を、蒸気圧縮機を用いて圧縮し、圧縮されて温度が上昇した蒸気を用いて蒸気発生装置に供給する給水を加熱する場合に、プラントの熱効率を向上できる蒸気圧縮機の使い方を検討した。特に、発電プラントでは、100%の定格出力をさらに向上させる出力向上が検討されている。
本発明の目的は、出力向上の際にプラントの熱効率を向上させることができる発電プラントを提供することにある。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気発生装置に接続されて蒸気を導く主蒸気配管、及び前記主蒸気配管により前記蒸気が順次供給される第1タービン及び第1タービンよりも圧力が低い第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導く給水配管と、前記給水配管に設けられた複数の給水加熱器と、前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置と、蒸気圧縮装置が設置されていなく、前記主蒸気系の第1の位置から抽気された前記蒸気を1つの前記給水加熱器に導く第1配管と、前記蒸気圧縮装置が設けられ、前記第1の位置より下流に位置する前記主蒸気系の第2の位置と前記第1配管が接続される前記1つの給水加熱器を接続する第2配管とを備え、
前記蒸気圧縮装置による前記蒸気の圧縮に要する動力をQ1,前記蒸気圧縮装置によって圧縮された前記蒸気によって前記1つの給水加熱器に供給される熱量をQ3、Q3/Q1で定義される前記蒸気圧縮装置の成績係数をCOP,及び前記蒸気圧縮装置に前記動力Q1を供給する前記発電プラントの熱効率をηとしたとき、COP-1/η>0を満足させる前記第2の位置と前記1つの給水加熱器に、前記蒸気圧縮装置を設けた前記第2の配管を接続したことにある。
前記蒸気圧縮装置による前記蒸気の圧縮に要する動力をQ1,前記蒸気圧縮装置によって圧縮された前記蒸気によって前記1つの給水加熱器に供給される熱量をQ3、Q3/Q1で定義される前記蒸気圧縮装置の成績係数をCOP,及び前記蒸気圧縮装置に前記動力Q1を供給する前記発電プラントの熱効率をηとしたとき、COP-1/η>0を満足させる前記第2の位置と前記1つの給水加熱器に、前記蒸気圧縮装置を設けた前記第2の配管を接続したことにある。
COP-1/η>0を満足させる前記第2の位置と前記1つの給水加熱器に、蒸気圧縮装置を設けた第2の配管を接続しているので、発電プラントの熱効率を向上させることができる。したがって、発電プラントの出力向上の際に、プラントの熱効率を向上させることができる。
本発明によれば、出力向上の際にプラントの熱効率を向上させることができる。
発明者らは、実開平1-123001号公報に記載された火力発電プラントを詳細に検討した。この結果、発明者らは、この火力発電プラントにおいて、前述したように、圧縮機が大型化して圧縮機で消費される電力量が多くなる、という課題を見出した。この電力としては圧縮機を備えた火力発電プラントで発生した電力を使用するので、圧縮機での大量の電力消費は、火力発電プラントの効率を結果として抑制している。
発明者らは、この課題の解決案を見出すべく、種々の検討を行った。この検討の結果、発電プラント、たとえば、火力発電プラントにおいて、タービン等の蒸気系から抽気した蒸気を、給水を加熱する給水加熱器に供給しながら、この給水加熱器にその蒸気の抽気点よりも下流の位置から供給した蒸気を圧縮機で圧縮してその給水加熱器に供給する(以下、この案を改良案という)ことによって、上記の課題を解決できることを発明者らが見出した。この改良案は本発明の一つの概念を示している。改良案では、タービン等の蒸気系から抽気した蒸気を、圧縮機を通さないで、給水を加熱する給水加熱器に供給しながら、この給水加熱器に圧縮機で圧縮された蒸気を供給するので、圧縮機による圧縮によって上昇する蒸気の温度上昇幅を、実開平1-123001号公報に記載された火力発電プラントで必要とする、圧縮機による圧縮によって上昇する蒸気の温度上昇幅よりも小さくすることができる。改良案の発電プラントで使用される圧縮機の駆動に消費される所内電力は、実開平1-123001号公報の発電プラントで使用される圧縮機の駆動に消費される所内電力よりも少なくなる。このため、改良案の発電プラントにおけるプラントの熱効率が向上する。
さらに、発明者らの検討によって、発電プラントの熱効率は、COP-1/η>0を満足するときに向上することが分かった。ここで、COP(Coefficient of Performance)は蒸気を圧縮する圧縮機を有する蒸気ヒートポンプの成績係数及びηは蒸気ヒートポンプを駆動する電動機に電力を供給する発電システムの熱効率である。蒸気ヒートポンプの成績係数COPは、蒸気ヒートポンプの必要動力Q1及び蒸気ヒートポンプから給水の加熱に供給される熱量Q3を用いてQ3/Q1と定義される。
従来の発電プラント及び改良案の発電プラントの熱力学的サイクルについて、図4を用いて説明する。
図4(A)は、圧縮機が適用されない従来の発電プラントの概略構成を示している。ボイラ(蒸気発生装置)で発生した蒸気は主蒸気配管を通ってタービンに供給される。タービンから排出された蒸気は復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管を通ってボイラに供給される。給水は、タービンから抽気されて給水配管に供給された抽気蒸気によって加熱される。
図4(B)は、図4(A)に示す従来の発電プラントに対するT-S線図を示している。ここで、Tは温度、Sはエントロピである。エントロピSは通常用いられる比エントロピに流量Gを乗じたものである。ボイラ(蒸気発生装置)からの入熱量をQ1とし、復水器からの放熱量をQ2とする。入熱量Q1はABCDIJKLMAの面積で表され、放熱量Q2はAIJKLMAの面積で表される。タービンでなされる仕事Lは、L=Q1-Q2となり、ABCDIAの面積に対応する。発電プラントの熱効率ηはη=L/Q1によって算出される。
図4(C)は、圧縮機が適用された改良案の発電プラントの概略構成を示している。改良案の発電プラントは、従来の発電プラントの構成に圧縮機を付加した構成を有する。この改良案の発電プラントでは、タービンから排気された蒸気を圧縮機で圧縮し、圧縮された蒸気を、抽気蒸気が供給された給水加熱器に供給する。ボイラに供給される給水は、抽気蒸気及び圧縮された蒸気によって加熱される。
図4(D)は、図4(C)に示す改良案の発電プラントに対するT-S線図を示している。改良案においても、ボイラからタービンへの入熱量をQ1iとし、復水器からの放熱量をQ2iとする。改良案では給水加熱器によりΔQ3のエネルギーが与えられるので、従来の発電プラント(図4(A))及び改良案の発電プラント(図4(C))において蒸気発生量を同じであれば、Q1i=Q1-ΔQ3であり、Q2i=Q2-ΔQ2である。
ここで、ΔQ1を、圧縮機を有する蒸気ヒートポンプの軸動力としたとき、蒸気ヒートポンプの動力と蒸気ヒートポンプから給水の加熱のために供給されるエネルギーの間には、成績係数COPを介して以下の関係式が成り立つ。
ここで、ΔQ1を、圧縮機を有する蒸気ヒートポンプの軸動力としたとき、蒸気ヒートポンプの動力と蒸気ヒートポンプから給水の加熱のために供給されるエネルギーの間には、成績係数COPを介して以下の関係式が成り立つ。
ΔQ3=COP×ΔQ1 ……(1)
ΔQ2=(COP-1)×ΔQ1 ……(2)
改良案のタービンでなされる仕事LiはLi=Q1i-Q2iとなり、改良案の発電プラントの熱効率ηiはηi=Li/Q1iによって算出される。
改良案の発電プラントにおける正味の仕事Liは、従来の発電プラント(図4(A))におけるタービンの仕事Lから圧縮機に必要な動力ΔQ1を差し引いた(3)式の関係で表すことができる。
ΔQ2=(COP-1)×ΔQ1 ……(2)
改良案のタービンでなされる仕事LiはLi=Q1i-Q2iとなり、改良案の発電プラントの熱効率ηiはηi=Li/Q1iによって算出される。
改良案の発電プラントにおける正味の仕事Liは、従来の発電プラント(図4(A))におけるタービンの仕事Lから圧縮機に必要な動力ΔQ1を差し引いた(3)式の関係で表すことができる。
Li=L-ΔQ1 ……(3)
Q1i=Q1-COP×ΔQ1であるから、改良案の発電プラントの熱効率ηiは(4)式で表される。
Q1i=Q1-COP×ΔQ1であるから、改良案の発電プラントの熱効率ηiは(4)式で表される。
ηi=(L-ΔQ1)/(Q1-COP×ΔQ1)……(4)
L=ηQ1となるので、(4)式は(5)式のように整理することができる。
L=ηQ1となるので、(4)式は(5)式のように整理することができる。
ηi/η ≒ 1+(ΔQ1/Q1)*(COP-1/η)……(5)
(5)式において、右辺の第2項が正の値を取るならば、左辺は1よりも大きな値となる。したがって、改良案の発電プラントの熱効率は、図4(A)に示す従来の発電プラントに熱効率よりも高くなる。
(5)式において、右辺の第2項が正の値を取るならば、左辺は1よりも大きな値となる。したがって、改良案の発電プラントの熱効率は、図4(A)に示す従来の発電プラントに熱効率よりも高くなる。
具体的には、例えばプラント熱効率ηが0.334であるとき、COP>3を満足するように、蒸気ヒートポンプの圧縮機を、発電プラントの主蒸気系の蒸気取り出し位置及び給水系の給水加熱器に接続すれば、図4(A)に示す従来の発電プラントに比べて発電プラントの熱効率が向上する。後述の表1から表6は、COP>3を満足した、蒸気ヒートポンプの蒸気圧縮機が接続される蒸気の取り出し位置及び蒸気圧縮機で圧縮された蒸気が供給される給水加熱器を示している。これらの表の「判定」の欄において○印が付された蒸気圧縮機の接続状態で、発電プラントの熱効率が向上する。
改良案の発電プラントによるプラントの熱効率の向上度合いを、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラントを例にし、(5)式に基づいて算出した。この沸騰水型原子力発電プラントの熱出力Q1を3300MWt、蒸気ヒートポンプの圧縮機の軸動力ΔQ1を33.5MWtとする。沸騰水型原子力発電プラントの主蒸気系から取り出した、蒸気温度Tが100℃の蒸気を、蒸気ヒートポンプの圧縮機によって160℃まで圧縮するとき、この蒸気ヒートポンプの成績係数COPが6程度となる。従来の電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラントの熱効率ηの公称値が0.334であるので、成績係数COPが6におけるプラント熱効率の向上割合は、ηi/η=1.0305となる。これは、前述の条件の蒸気ヒートポンプを利用することによって、相対値として約3%、絶対値で約1%の熱効率が向上する。
以上に述べた改良案を基にして成された本発明の実施例を、以下に説明する。
本発明の好適な一実施例である実施例1の発電プラントを、図1を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1である。
沸騰水型原子力発電プラント1は、蒸気発生装置である原子炉2、高圧タービン(第1タービン)3、低圧タービン(第2タービン)5A,5B,5C、主蒸気配管6、復水器11、複数の給水加熱器、給水配管15及び蒸気圧縮装置27を備えている。これらの給水加熱器は、第1高圧給水加熱器16A、第2高圧給水加熱器16B、第3低圧給水加熱器(第1低圧給水加熱器)17A、第4低圧給水加熱器(第2低圧給水加熱器)17B、第5低圧給水加熱器(第3低圧給水加熱器)17C及び第6低圧給水加熱器(第4低圧給水加熱器)17Dを含んでいる。低圧給水加熱器は、低圧タービンからの抽気蒸気が供給される給水加熱器である。高圧給水加熱器は、高圧タービン3(または高圧タービン3の出口側の主蒸気配管6)からの抽気蒸気が供給される給水加熱器である。高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B,5Cは、主蒸気配管6によって原子炉2に接続される。湿分分離器(湿分分離装置)4は、高圧タービン3と低圧タービン5A,5B及び5Cを接続している主蒸気配管6に設置される。高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B,5Cは、1つの回転軸10によって互いに連結され、さらに、発電機9にも連結される。本実施例は、1台の高圧タービン及び3台の低圧タービンを設けているが、発電プラントの種類によりこれらの台数を変えてもよい。
本実施例は、主蒸気系及び給水系を有する。主蒸気系は、高圧タービン3、湿分分離器4、低圧タービン5A,5B,5C、主蒸気配管6及び復水器11を有する。給水系は、給水配管15、第1高圧給水加熱器16A、第2高圧給水加熱器16B、第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C、第6低圧給水加熱器17D及び給水ポンプ19を有する。
復水器11は内部に複数の伝熱管12を配置している。これらの伝熱管12は、海水配管13に接続される。海水循環ポンプ(図示せず)が海水配管13に設置される。海水配管13の両端は海に達している。
給水配管15が復水器11と原子炉2を接続する。第1高圧給水加熱器16A、第2高圧給水加熱器16B、第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17Dは、原子炉2から復水器11に向ってこの順番で給水配管15に設置されている。復水ポンプ18が復水器11と第6低圧給水加熱器17Dの間で給水配管15に設けられる。給水ポンプ19が第1高圧給水加熱器16Aと第2高圧給水加熱器16Bの間で給水配管15に設けられる。
高圧タービン3に抽気点50で接続された抽気管20が第1高圧給水加熱器16Aに接続される。高圧タービン3に抽気点51で接続された抽気管21が第2高圧給水加熱器16Bに接続される。抽気管21は高圧タービン3の動翼の最終段よりも下流で高圧タービン3に接続されており、抽気点51は抽気点50よりも後段になっている。低圧タービン5Bに抽気点52で接続された抽気管22が第3低圧給水加熱器17Aに接続される。湿分分離器4に接続されたドレン配管26が第3低圧給水加熱器17Aに接続される。抽気点53で低圧タービン5Bに接続された抽気管23が第4低圧給水加熱器17Bに接続される。低圧タービン5Bに抽気点54で接続された抽気管24が第5低圧給水加熱器17Cに接続される。低圧タービン5Bに接続された抽気管25が第6低圧給水加熱器17Dに接続される。抽気点52,53,54及び55は、低圧タービンの軸方向において、低圧タービン5Bの蒸気流入口から低圧タービン5Bの蒸気排出口に向ってその順番に設けられている。これらの抽気点は、低圧タービン5Bに設けられた複数の静翼の異なる段数の位置で、低圧タービン5Bのタービンケーシング(図示せず)に設けられる。第1高圧給水加熱器16A、第2高圧給水加熱器16B、第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17Dを接続するドレン水回収配管34は、復水ポンプ18の上流で給水配管15に接続される。
図1では、低圧タービン5Bが大きく低圧タービン5A,5Cが小さくなっているが、これらの低圧タービンの大きさは同じである。図示されていないが、低圧タービン5A及び5Cに対しても復水器11がそれぞれ設けられており、各復水器11にそれぞれ給水配管15が接続されている。低圧タービン5A,5B及び5Cに対応してそれぞれ設けられた合計3基の復水器11に接続された3本の給水配管15は、第2高圧給水加熱器16Bの上流に位置する合流点で合流する。3本の給水配管15は、合流点で合流した後、1本の給水配管15になり、第2高圧給水加熱器16Bに接続される。合流点よりも下流では、給水配管15は1本であり、第2高圧給水加熱器16B及び第1高圧給水加熱器16Aを経て原子炉2に達している。その合流点の上流で、他の2本の給水配管15にも、図1に示す低圧給水加熱器である第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17D、及び復水ポンプ18が、この順序で下流から上流に向ってそれぞれ設置されている。このため、低圧タービン5A及び5Cのそれぞれに対応して、第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17D、及び復水ポンプ18を設置した給水配管5が、第2高圧給水加熱器16Bよりも上流で設けられている。低圧タービン5A及び5Cには、低圧タービン5Bと同様に、抽気点52,53,54及び55が設けられる。低圧タービン5Aの抽気点52,53,54及び55には、低圧タービン5Bと同様に、抽気管22,23,24及び25が接続される。低圧タービン5Aに接続された抽気管22,23,24及び25は、低圧タービン5Bの場合と同様に、低圧タービン5Aに対応して設けられた第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17Dに接続される。低圧タービン5Cの抽気点52,53,54及び55にも、低圧タービン5Bと同様に、抽気管22,23,24及び25が接続される。低圧タービン5Cに接続された抽気管22,23,24及び25は、低圧タービン5Bの場合と同様に、低圧タービン5Cに対応して設けられた第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17Dに接続される。
以下の説明において、第3低圧給水加熱器17A、第4低圧給水加熱器17B、第5低圧給水加熱器17C及び第6低圧給水加熱器17D、抽気管22,23,24及び25及び抽気点52,53,54及び55は、特に断りが無ければ、低圧タービン5Bに対応して設けられたそれらを意味している。
蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27は、蒸気圧縮機28、駆動装置(例えば、モータ)29及び制御弁30を有する。駆動装置29は蒸気圧縮機28の回転軸に連結されている。低圧タービン5Bから排気された蒸気を導く蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口に接続される。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第6低圧給水加熱器17Dを接続している。蒸気供給管31及び32が第2配管であり、本実施例では抽気管20~25が第1配管である。制御弁30が蒸気供給管32に設けられる。抽気蒸気が流れる抽気管20~25には、蒸気圧縮装置27が設置されていない。蒸気圧縮機28として、単段遠心式水蒸気圧縮機を用いる。蒸気圧縮機28として他のタイプの圧縮機を用いてもよい。蒸気圧縮機28及び駆動装置29は、タービン建屋内の空き空間に設置される。
原子炉2内の炉心7には、再循環ポンプ(図示せず)及びジェットポンプ(図示せず)によって冷却水が供給される。冷却水は炉心7内に装荷された複数の燃料集合体(図示せず)に含まれた核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、冷却水の一部が蒸気になる。原子炉2で発生した蒸気は、主蒸気配管6を通って、高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B及び5Cにそれぞれ供給される。高圧タービン3から排出された蒸気は、途中で、湿分分離器4により湿分が除去された後に、低圧タービン5A,5B及び5Cにそれぞれ導かれる。低圧タービン5A,5B及び5C内の圧力は、高圧タービン内の圧力よりも低くなっている。高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B及び5Cは、蒸気によって駆動され、発電機9を回転させる。これにより、電力が発生する。低圧タービン5A,5B及び5Cから排気された蒸気は、それぞれに対応して別々に設けられた各復水器11で凝縮されて水になる。海水が、海水循環ポンプの駆動によって海水配管13の供給部を通して復水器11内の各伝熱管12内に供給される。各伝熱管12から排出された海水は、海水配管13の戻り部を通って海に放出される。低圧タービン5A,5B及び5Cから排気された蒸気は、各伝熱管12内を流れる海水によって冷却されて凝縮される。
蒸気の凝縮により、各伝熱管12内を流れる海水の温度が上昇する。
蒸気の凝縮により、各伝熱管12内を流れる海水の温度が上昇する。
各復水ポンプ18、及び給水ポンプ19がそれぞれ駆動されている。各復水器11で生成された凝縮水は、給水として、これらのポンプによって昇圧され、給水配管15を通って原子炉2に供給される。給水配管15内を流れる給水は、各低圧タービンに対応してそれぞれ設けられた第6低圧給水加熱器17D、第5低圧給水加熱器17C、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17Aによって順次加熱され、低圧タービン5A,5B及び5Cに対して共通に用いられる第2高圧給水加熱器16B及び第1高圧給水加熱器16Aによってさらに順次加熱されて温度を上昇させ、設定温度(例えば、215℃)になった状態で原子炉2に供給される。
給水は、第6低圧給水加熱器17Dにおいて、低圧タービン5Bの抽気点55から抽気されて抽気管25を通して供給される抽気蒸気によって加熱される。給水は、第5低圧給水加熱器17Cにおいて、低圧タービン5Bの抽気点54から抽気されて抽気管24を通して供給される抽気蒸気によってさらに加熱される。給水は、第4低圧給水加熱器17Bにおいて、低圧タービン5Bの抽気点53から抽気されて抽気管23を通して供給される抽気蒸気によってさらに加熱される。給水は、第3低圧給水加熱器17Aにおいて、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気されて抽気管22を通して供給される抽気蒸気、及び湿分分離器4から排出されてドレン配管26を通して供給される飽和ドレン水によってさらに加熱される。給水は、第2高圧給水加熱器16Bにおいて、高圧タービン3の抽気点51から抽気されて抽気管21を通して供給される抽気蒸気によってさらに加熱される。
給水は、第1高圧給水加熱器16Aにおいて、高圧タービン3の抽気点50から抽気されて抽気管20を通して供給される抽気蒸気によってさらに加熱される。低圧タービン5A及び5Cのそれぞれに対応して設けられた第6低圧給水加熱器17D、第5低圧給水加熱器17C、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17Aにおいても、上記した各抽気蒸気を用いてそれぞれの給水配管15内を流れる給水を加熱する。
給水は、第1高圧給水加熱器16Aにおいて、高圧タービン3の抽気点50から抽気されて抽気管20を通して供給される抽気蒸気によってさらに加熱される。低圧タービン5A及び5Cのそれぞれに対応して設けられた第6低圧給水加熱器17D、第5低圧給水加熱器17C、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17Aにおいても、上記した各抽気蒸気を用いてそれぞれの給水配管15内を流れる給水を加熱する。
蒸気圧縮装置27の機能について説明する。所内電力、すなわち、発電機9で発生した電力により駆動装置29を駆動して蒸気圧縮機28の動翼が設けられたローターを回転させる。低圧タービン5Bから排気された蒸気(温度:35℃、圧力:0.0056MPa)が、蒸気供給管31を通って蒸気圧縮機28に供給される。この蒸気は、蒸気圧縮機28の駆動により圧縮されて圧力が高められた後、蒸気供給管32に排出される。蒸気は、蒸気圧縮機28によって断熱圧縮されるために、温度も上昇する。圧縮された蒸気の温度は、抽気管25で低圧タービン5Bの抽気点55から抽気された蒸気の温度付近まで上昇する(表1参照)。蒸気圧縮機28から排気される蒸気の圧力は0.04MPa(表1参照)である。温度及び圧力が上昇した蒸気は、制御弁30の開度調節により圧力が第6低圧給水加熱器17Dの胴体内の圧力になるように調節されて、蒸気供給管32を通して第6低圧給水加熱器17Dの胴体側に供給される。抽気管25を通して供給される抽気蒸気も、第6低圧給水加熱器17Dの胴体側に供給される。第6低圧給水加熱器17Dでは、給水は、抽気管25を通して供給される抽気蒸気及び蒸気供給管32を通して供給される圧縮された蒸気によって加熱される。蒸気供給管32を通して第6低圧給水加熱器17Dの胴体側に供給される圧縮蒸気の圧力は、抽気管25への圧縮蒸気の逆流を避けるために、制御弁30によって、抽気管25によって第6低圧給水加熱器17Dの胴体内に供給される抽気蒸気の圧力よりも高くならないように調節される。
蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27は、低圧タービン5A及び5Cに対してもそれぞれ設けられている。低圧タービン5Aに対して設けられた蒸気圧縮装置27は、低圧タービン5Aから排出された蒸気を圧縮して低圧タービン5Aに対して設けられた第6低圧給水加熱器17Dに供給する。低圧タービン5Cに対して設けられた蒸気圧縮装置27は、低圧タービン5Aから排出された蒸気を圧縮して低圧タービン5Cに対して設けられた第6低圧給水加熱器17Dに供給する。
本実施例における出力向上運転について説明する。従来、運転サイクルにおいて原子炉2が定格出力(100%)で運転されていたのに対し、本実施例では、原子炉出力を、例えば、120%まで増大させて原子炉の運転が運転サイクルにおいて行われる。この原子炉出力を120%まで増大させて原子炉2の運転を行うことが、出力向上運転である。このような沸騰水型原子力プラントにおける出力向上は、例えば、再循環ポンプの容量増大及び低圧タービン5A,5B及び5Cの長翼化によって達成できる。再循環ポンプの容量増大によって、炉心流量を従来の定格である100%から120%まで増大させることができる。このため、本実施例では、炉心流量制御によって、原子炉出力を定格の100%から120%までさらに向上させることができる。この出力向上運転時において、蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気が、第6低圧給水加熱器17Dに供給される。
本実施例は、低圧タービン5A,5B及び5Cの各抽気点55から抽気されたそれぞれの抽気蒸気(蒸気圧縮機28を通らない抽気蒸気)、及び各蒸気圧縮装置27の蒸気圧縮機28により昇圧されて昇温された各蒸気を、低圧タービン5A,5B及び5Cのそれぞれに対応して設けられた各第6低圧給水加熱器17Dで給水を加熱する熱源にしている。
蒸気圧縮装置27を備えていない従来の電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラントにおける熱エネルギーの利用について説明する。この従来の沸騰水型原子力発電プラントは、本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1から蒸気圧縮装置27を取り除いた構成を有する。従来の沸騰水型原子力発電プラントは、設定された炉心の熱出力で最高の熱効率が得られるように、主蒸気管6、高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B及び5Cを含む主蒸気系での蒸気の流れを最適化している。具体的には、復水器11で蒸気を凝縮して水にすると、原子炉2の圧力(約7MPa)では、熱サイクルの原理に基づいて原子炉2で発生するエネルギーの約2/3が、復水器11から海35(図示せず)に排出される温排水等により外部の環境に排出される。この排出されるエネルギーを有効に利用するために、原子炉2で発生した蒸気のうちの一部を、高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B及び5C等から抽気することにより、各給水加熱器での給水の加熱に用いている。原子炉2で発生した蒸気の熱が回収されて原子炉2に供給される給水の温度が上昇するため、原子炉2の熱効率が向上する。湿分分離器4を備えている沸騰水型原子力発電プラント1においては、発生した蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器11に排気される蒸気の量は約56%である。残りの約44%の蒸気は、各給水加熱器において給水の加熱に用いられる。従来の沸騰水型原子力発電プラントも6基の給水加熱器を設置しているので、給水加熱器の1基当たりの抽気蒸気量は平均して原子炉2から排出される蒸気の約7%程度である。また、湿分分離器4の替わりに湿分分離再熱器または湿分分離過熱器を設置した改良型沸騰水型原子炉(以下、ABWRと称す)を用いた従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉で発生した蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器に送られる蒸気の量は約54%である。これらの従来の沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させるためには、湿分分離器を湿分分離過熱器に変更すれば、蒸気の再熱効果により性能が向上することは一般的に知られている。しかしながら、特に、BWR-5型の従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、湿分分離器の容器が小さいため、この容器内に過熱器となる伝熱管を多数本追設することは極めて難しい。
蒸気圧縮装置27を用いた本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1及び蒸気圧縮装置27を用いていない従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける給水配管内を流れる給水温度の変化を、図2及び図3を用いて説明する。
蒸気圧縮装置27を用いていない従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、図2に示すように、給水よりも温度の高い抽気蒸気が供給される6基の給水加熱器によって給水配管を流れる給水が順次加熱されている。抽気蒸気温度は蒸気タービンの段落圧力に対応した飽和蒸気温度である。給水加熱器の胴内で抽気蒸気が凝縮するので、加熱側の抽気蒸気は、蒸気の圧力に対応した飽和温度で温度が一定となる領域が存在する。加熱側流体と被加熱側流体で囲まれる面積は熱交換時の熱損失に対応するので、効率のよい熱交換を行うためには、熱交換時の損失を少なくするようにすれば良い。
本実施例のように、蒸気圧縮装置27で圧縮されて温度が上昇した蒸気を利用して加熱する場合は、蒸気圧縮装置27からの吐出蒸気は蒸気圧縮機の運転状態を調整することで任意の温度の蒸気を供給可能である。第6低圧給水加熱器17Dの胴内に仕切板を設け、抽気蒸気による加熱と蒸気圧縮機吐出蒸気による加熱を分けて実施するものとする。蒸気圧縮機吐出蒸気の圧力を抽気蒸気圧力よりも低く調整した場合には、図3に示すように、蒸気圧縮機吐出蒸気で加熱する領域において、図2の従来例よりも加熱側流体温度と被加熱側給水温度の温度差を小さくすることができる。図3の例においても給水は図2の例と同一の温度まで加熱できる。このことは給水を必要な温度まで加熱し、かつ図3の矢印部に示される白抜きの領域で熱交換時の損失を低減したことに相当する。また、蒸気圧縮機吐出蒸気の圧力を抽気蒸気圧力よりも高く調整した場合には、第5低圧給水加熱器17Cで必要とされる給水加熱を、第5低圧給水加熱器への抽気蒸気よりも低い温度で先行して実施することになるので、第5低圧給水加熱器への抽気蒸気流量を低減でき熱交換時の損失を低減したことに相当する。これらにより、本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率が向上する。
沸騰水型原子力発電プラント1において、定格の原子炉出力をさらに増大させる出力向上運転を行う場合、原子炉2から吐出される蒸気の流量が増加する。このため、出力向上運転において低圧タービン5A,5B及び5Cで発電機9を回すために使用された低温で低圧の蒸気は、できるだけ復水器11に排気せずに、給水の加熱に利用して熱回収することが望ましい。
本実施例は、前述したように、蒸気圧縮装置27を設置し、蒸気圧縮機28を用いて圧縮されて温度が上昇した蒸気を第6低圧給水加熱器17Dに供給し、給水の加熱に利用する。このため、原子炉2に供給される給水の温度が、従来の沸騰水型原子力発電プラントの給水温度よりも上昇する。給水温度の上昇により、原子炉2で核分裂によって発生する熱量を蒸気の生成に有効に利用することができ、原子炉2から排出する蒸気の流量を増大させることができる。このため、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例では、低圧タービンから排気された蒸気を圧縮して第6低圧給水加熱器17Dに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27の成績係数COPは、表1に示すように、5.9となり、COP>3を満足している。したがって、本実施例は、前述したように、沸騰水型原子力発電プラント1内の低エネルギーの蒸気、すなわち、抽気管25で低圧タービン5Cから抽気される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービンから排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、よりエネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率をさらに向上させることができる。
特に、本実施例は、低圧タービン5Cからの抽気蒸気及び蒸気圧縮機28で圧縮した蒸気を用いて第6低圧給水加熱器17Dで給水を加熱しているので、蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気の温度上昇割合を、実開平1-123001号公報に記載された圧縮機における蒸気の温度上昇割合よりも小さくすることができる。このため、蒸気を圧縮するために蒸気圧縮機28で消費される所内電力は、実開平1-123001号公報に記載された圧縮機におけるそれよりも少なくなる。この所内電力の消費量の低下も、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率の向上に貢献する。本実施例で用いられる蒸気圧縮機28は、実開平1-123001号公報に記載された圧縮機よりも小型であるので、所内電力の消費量が少ない。このため、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率がさらに向上する。
以上に述べた沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率の向上は、沸騰水型原子力発電プラント1で出力向上運転を行った場合における沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率をさらに向上させることになる。
本実施例は、蒸気圧縮機28で圧縮した蒸気により給水を加熱しているので、復水器11から海水排出管13を通して海に排出される温排水の温度を低下させることができる。
本実施例は、電気出力1350MWeのABWR型の沸騰水型原子力発電プラントに適用することができる。後述の実施例2から7及び9のそれぞれの実施例も、そのABWR型の沸騰水型原子力発電プラントに適用することができる。
沸騰水型原子力発電プラント1において、低圧タービンから排気された蒸気を圧縮機28で圧縮して得られた圧縮蒸気を第5低圧給水加熱器17Cに供給する場合も、蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27の成績係数COPが、表1に示すように、3.7となる。
これは、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1において、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第6低圧給水加熱器17Dの替りに、抽気管24が接続されている第5低圧給水加熱器17Cに接続してもよい。ただし、蒸気供給管32の第4低圧給水加熱器17Bへの接続は、蒸気圧縮装置27の成績係数COPが、表1に示すように、2.8となる。このため、低圧タービンから排気された蒸気を蒸気圧縮機28で圧縮して第4低圧給水加熱器17Bに供給する場合には、蒸気圧縮機28の駆動に消費される所内電力が増大するので、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率は蒸気圧縮装置27を設置しない場合に比べて低下する。低圧タービンから排気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第6低圧給水加熱器17Dまたは第5低圧給水加熱器17Cに供給するとよい。
これは、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1において、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第6低圧給水加熱器17Dの替りに、抽気管24が接続されている第5低圧給水加熱器17Cに接続してもよい。ただし、蒸気供給管32の第4低圧給水加熱器17Bへの接続は、蒸気圧縮装置27の成績係数COPが、表1に示すように、2.8となる。このため、低圧タービンから排気された蒸気を蒸気圧縮機28で圧縮して第4低圧給水加熱器17Bに供給する場合には、蒸気圧縮機28の駆動に消費される所内電力が増大するので、沸騰水型原子力発電プラント1の熱効率は蒸気圧縮装置27を設置しない場合に比べて低下する。低圧タービンから排気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第6低圧給水加熱器17Dまたは第5低圧給水加熱器17Cに供給するとよい。
本発明の他の実施例である実施例2の発電プラントを、図5を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Aである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Aは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27を低圧タービン5Bの抽気点55及び第3低圧給水加熱器17Cに接続した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Aの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口と低圧タービン5Bの抽気点55を接続している。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第5低圧給水加熱器17Cを接続している。抽気管25が接続される抽気点55と蒸気供給管31が接続される抽気点55は、低圧タービン5Bの同じ段数の静翼が設けられている位置で、低圧タービン5Bの周方向において互いにずれている。低圧タービン5A及び5Cに対応して設けられた蒸気圧縮装置27も、低圧タービン5A及び5Cと該当する第5低圧給水加熱器17Cに、同様に、接続されている。蒸気供給管31は抽気管25に接続してもよい。蒸気圧縮機28の駆動により、抽気管25を通して第6低圧給水加熱器17Dに供給される蒸気量が減少しないように、蒸気供給管31の流路断面積を抽気管25のそれよりも小さくする。配管の流路断面積を変える替りに、蒸気供給管31に流量調節弁を設けて、蒸気圧縮機28に供給する蒸気量を調節してもよい。同じ給水加熱器に蒸気を供給する抽気管及び蒸気供給管における蒸気流量を調節する方法は、後述の実施例3から実施例9の各実施例にも適用される。
沸騰水型原子力発電プラント1Aの運転中に、低圧タービン5Bの抽気点55から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、第5低圧給水加熱器17Cに供給される。低圧タービン5Bの抽気点54から抽気された抽気蒸気が、抽気管24を通って第5低圧給水加熱器17Cに供給される。低圧タービン5Bの抽気点55から抽気されて蒸気圧縮機28に供給される蒸気は、表2に示すように、温度が75℃で圧力が0.04MPaである。蒸気圧縮機28で圧縮されて第5低圧給水加熱器17Cに供給される蒸気の温度は105℃で、その蒸気の圧力は0.12MPaである(表2参照)。
本実施例では、低圧タービン5Bの抽気点55から抽気された蒸気を圧縮して第5低圧給水加熱器17Cに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表2に示すように、9.0となり、COP>3を満足している。
したがって、本実施例は、抽気管24で低圧タービン5Bの抽気点54から抽気されて第5低圧給水加熱器17Cに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Bの抽気点55から排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率をさらに向上させることができる。
したがって、本実施例は、抽気管24で低圧タービン5Bの抽気点54から抽気されて第5低圧給水加熱器17Cに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Bの抽気点55から排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、実施例1に比べて蒸気圧縮機28に供給される蒸気の圧力が高くなる(表1及び表2参照)。このため、本実施例では、蒸気圧縮機28に供給される蒸気の比容積が実施例1に比べて小さくなるので、実施例1に比べて相対的に小型の蒸気圧縮機で実施例1と同じ流量の蒸気を圧縮することができる。また、本実施例で用いられる蒸気圧縮機28が実施例1で用いられる蒸気圧縮機28と同じサイズであるとき、本実施例では、実施例1よりも多量の蒸気を圧縮することができる。本実施例は、実施例1よりも沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。
沸騰水型原子力発電プラント1Aにおいて、低圧タービン5Bの最も下流に位置する抽気点55から排気された蒸気を圧縮機28で圧縮して得られた圧縮蒸気を、第5低圧給水加熱器17C以外に、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17Aのいずれか一方に供給する場合も、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率を向上させることができる。蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表2に示すように、第4低圧給水加熱器17Bにその圧縮蒸気を供給する場合で5.3になり、第3低圧給水加熱器17Aにその圧縮蒸気を供給する場合で4.2になる。これらのケースでも、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1Aにおいて、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第5低圧給水加熱器17Cの替りに、抽気管23が接続されている第4低圧給水加熱器17Bまたは抽気管22及びドレン水配管26が接続されている第3低圧給水加熱器17Aに接続してもよい。ただし、蒸気供給管32の第2高圧給水加熱器16Bへの接続は、蒸気圧縮装置27の成績係数COPが、表2に示すように、2.7となり、COP>3を満足していない。このため、低圧タービン5Cから抽気された蒸気を蒸気圧縮機28で圧縮して第2高圧給水加熱器16Bに供給する場合には、蒸気圧縮機28で消費される所内電力が増大するので、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率は蒸気圧縮装置27を設置しない場合に比べて低下する。低圧タービン5Bの抽気点55から抽気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第5低圧給水加熱器17C、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17Aのうちの1つに供給することが望ましい。
本発明の他の実施例である実施例3の発電プラントを、図6を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Bである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Bは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27を低圧タービン5Bの抽気点54及び第4低圧給水加熱器17Bに接続した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Bの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口と低圧タービン5Bの抽気点54を接続している。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第4低圧給水加熱器17Bを接続している。抽気管24が接続される抽気点54と蒸気供給管31が接続される抽気点54は、低圧タービン5Bの同じ段数の静翼が設けられている位置で、低圧タービン5Bの周方向において互いにずれている。低圧タービン5A及び5Cに対応して設けられた蒸気圧縮装置27も、低圧タービン5A及び5Cと該当する第4低圧給水加熱器17Bに、同様に、接続されている。蒸気供給管31は抽気管24に接続してもよい。
沸騰水型原子力発電プラント1Bの運転中に、低圧タービン5Bの抽気点54から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、第4低圧給水加熱器17Bに供給される。低圧タービン5Bの抽気点53から抽気された抽気蒸気が、抽気管23を通って第4低圧給水加熱器17Bに供給される。低圧タービン5Bの抽気点54から抽気されて蒸気圧縮機28に供給される蒸気は、表3に示すように、温度が105℃で圧力が0.12MPaである。蒸気圧縮機28で圧縮されて第4低圧給水加熱器17Bに供給される蒸気の温度は130℃で、その蒸気の圧力は0.27MPaである(表3参照)。
本実施例では、低圧タービン5Bの抽気点54から抽気された蒸気を圧縮して第4低圧給水加熱器17Bに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表3に示すように、11.3となり、COP>3を満足している。したがって、本実施例は、抽気管23で低圧タービン5Bの抽気点53から抽気されて第4低圧給水加熱器17Bに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Bの抽気点54から排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Bの熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、実施例2よりも沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。
沸騰水型原子力発電プラント1Bにおいて、低圧タービン5Bの、二番目に蒸気流入口から遠く離れている抽気点54から排気された蒸気を圧縮機28で圧縮して得られた圧縮蒸気を、第4低圧給水加熱器17B以外に、第3低圧給水加熱器17A及び第2高圧給水加熱器16Bのいずれか一方に供給する場合も、沸騰水型原子力発電プラント1Bの熱効率を向上させることができる。蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表3に示すように、第3低圧給水加熱器17Aにその圧縮蒸気を供給する場合で7.0になり、第2高圧給水加熱器16Bにその圧縮蒸気を供給する場合で3.9になる。これらのケースでも、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1Bの熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1Bにおいて、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第4低圧給水加熱器17Bの替りに、抽気管22及びドレン水配管26が接続されている第3低圧給水加熱器17Aまたは抽気管21が接続されている第2高圧給水加熱器16Bに接続してもよい。
蒸気供給管32の第1高圧給水加熱器16Aへの接続は、蒸気圧縮装置27の成績係数COPが、表3に示すように、2.97となり、COP>3を満足していない。このため、低圧タービン5Bから抽気された蒸気を蒸気圧縮機28で圧縮して第1高圧給水加熱器16Aに供給する場合には、蒸気圧縮機28で消費される所内電力が増大するので、沸騰水型原子力発電プラント1Aの熱効率は蒸気圧縮装置27を設置しない場合に比べて低下する。低圧タービン5Bの抽気点54から抽気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第4低圧給水加熱器17B、第3低圧給水加熱器17A及び第2高圧給水加熱器16Bのうちの1つに供給することが望ましい。
本発明の他の実施例である実施例4の発電プラントを、図7を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Cである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Cは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27を低圧タービン5Bの抽気点53及び第3低圧給水加熱器17Aに接続した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Cの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口と低圧タービン5Bの、蒸気流入口から三番目に遠く離れている抽気点53を接続している。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第3低圧給水加熱器17Aを接続している。抽気管23が接続される抽気点53と蒸気供給管31が接続される抽気点53は、低圧タービン5Bの同じ段数の静翼が設けられている位置で、低圧タービン5Bの周方向において互いにずれている。低圧タービン5A及び5Cに対応して設けられた蒸気圧縮装置27も、低圧タービン5A及び5Cと該当する第3低圧給水加熱器17Aに、同様に、接続されている。蒸気供給管31は抽気管23に接続してもよい。
沸騰水型原子力発電プラント1Cの運転中に、低圧タービン5Bの抽気点53から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、第3低圧給水加熱器17Aに供給される。低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された抽気蒸気が、抽気管22を通って第3低圧給水加熱器17Aに供給される。低圧タービン5Bの抽気点53から抽気されて蒸気圧縮機28に供給される蒸気は、表4に示すように、温度が130℃で圧力が0.27MPaである。蒸気圧縮機28で圧縮されて第3低圧給水加熱器17Aに供給される蒸気の温度は150℃で、その蒸気の圧力は0.47MPaである(表4参照)。
本実施例では、低圧タービン5Bの抽気点53から抽気された蒸気を圧縮して第3低圧給水加熱器17Aに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表4に示すように、16.1となり、COP>3を満足している。したがって、本実施例は、抽気管22で低圧タービン5Bの抽気点52から抽気されて第3低圧給水加熱器17Aに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Aから排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Cの熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、実施例3よりも沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。
沸騰水型原子力発電プラント1Cにおいて、低圧タービン5Bの抽気点53から排気された蒸気を圧縮機28で圧縮して得られた圧縮蒸気を、第3低圧給水加熱器17A以外に、第2高圧給水加熱器16B及び第1高圧給水加熱器16Aのいずれか一方に供給する場合も、沸騰水型原子力発電プラント1Cの熱効率を向上させることができる。蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表4に示すように、第2高圧給水加熱器16Bにその圧縮蒸気を供給する場合で4.9になり、第1高圧給水加熱器16Aにその圧縮蒸気を供給する場合で3.7になる。これらのケースも、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1Cの熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1Cにおいて、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第3低圧給水加熱器17Aの替りに、抽気管21が接続されている第2高圧給水加熱器16Bまたは抽気管20が接続されている第1高圧給水加熱器16Aに接続してもよい。
低圧タービン5Bの抽気点53から抽気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第3低圧給水加熱器17A、第2高圧給水加熱器16B及び第1低圧給水加熱器16Aのうちの1つに供給することが望ましい。
本発明の他の実施例である実施例5の発電プラントを、図8を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Dである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Dは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27を低圧タービン5Bの抽気点52及び第2高圧給水加熱器16Bに接続した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Dの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口と低圧タービン5Bの抽気点52を接続している。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第2高圧給水加熱器16Bを接続している。抽気管22が接続される抽気点52と蒸気供給管31が接続される抽気点52は、低圧タービン5Bの同じ段数の静翼が設けられている位置で、低圧タービン5Bの周方向において互いにずれている。低圧タービン5A及び5Cに対応して設けられた蒸気圧縮装置27も、低圧タービン5A及び5Cと該当する第2高圧給水加熱器16Bに、同様に、接続されている。蒸気供給管31は抽気管22に接続してもよい。
沸騰水型原子力発電プラント1Dの運転中に、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、第2高圧給水加熱器16Bに供給される。高圧タービン3の抽気点51から抽気された抽気蒸気が、抽気管21を通って第2高圧給水加熱器16Bに供給される。低圧タービン5Bの最も上流に位置する抽気点52から抽気されて蒸気圧縮機28に供給される蒸気は、表5に示すように、温度が150℃で圧力が0.47MPaである。蒸気圧縮機28で圧縮されて第2高圧給水加熱器16Bに供給される蒸気の温度は195℃で、その蒸気の圧力は1.5MPaである(表5参照)。
本実施例では、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気を圧縮して第2高圧給水加熱器16Bに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表5に示すように、6.6となり、COP>3を満足している。
したがって、本実施例は、抽気管21で高圧タービン3の抽気点51から抽気されて第2高圧給水加熱器16Bに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Dの熱効率をさらに向上させることができる。
したがって、本実施例は、抽気管21で高圧タービン3の抽気点51から抽気されて第2高圧給水加熱器16Bに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Dの熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、実施例4よりも沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。
沸騰水型原子力発電プラント1Dにおいて、低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気を圧縮機28で圧縮して得られた圧縮蒸気を、第2高圧給水加熱器16B以外に、第1高圧給水加熱器16Aに供給する場合も、沸騰水型原子力発電プラント1Dの熱効率を向上させることができる。蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表5に示すように、第1高圧給水加熱器16Aにその圧縮蒸気を供給する場合に4.6になる。このケースも、COP>3を満足しており、沸騰水型原子力発電プラント1Dの熱効率を向上させる。したがって、沸騰水型原子力発電プラント1Dにおいて、蒸気圧縮機28に接続された蒸気供給管32を、第2高圧給水加熱器16Bの替りに、抽気管20が接続されている第1高圧給水加熱器16Aに接続してもよい。
低圧タービン5Bの抽気点52から抽気された蒸気を蒸気圧縮装置27で圧縮して給水加熱器に供給する場合には、蒸気圧縮装置27で圧縮された蒸気は、第2高圧給水加熱器16B及び第1低圧給水加熱器16Aのうちの1つに供給することが望ましい。
本発明の他の実施例である実施例6の発電プラントを、図9を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Eである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Eは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27を高圧タービン3の抽気点51及び第1高圧給水加熱器16Aに接続した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Eの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。蒸気供給管31が蒸気圧縮機28の蒸気流入口と高圧タービン3の抽気点50を接続している。蒸気供給管32が蒸気圧縮機28の蒸気排出口と第1高圧給水加熱器16Aを接続している。蒸気供給管31を接続する抽気点51は、抽気管20の高圧タービン3への接続位置である抽気点50よりも下流の位置である。抽気管21が接続される抽気点51と蒸気供給管31が接続される抽気点51は、高圧タービン3の最も下流に配置された動翼よりも下流の位置で、高圧タービン3の周方向において互いにずれている。蒸気供給管31は抽気管21に接続してもよい。
沸騰水型原子力発電プラント1Eの運転中に、高圧タービン3の抽気点51から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、第1高圧給水加熱器16Aに供給される。高圧タービン3の抽気点50から抽気された抽気蒸気が、抽気管20を通って第1高圧給水加熱器16Aに供給される。高圧タービン3の抽気点51から抽気されて蒸気圧縮機28に供給される蒸気は、表6に示すように、温度が195℃で圧力が1.5MPaである。蒸気圧縮機28で圧縮されて第1高圧給水加熱器16Aに供給される蒸気の温度は220℃で、その蒸気の圧力は2.4MPaである(表6参照)。
本実施例では、高圧タービン3の抽気点51から抽気された蒸気を圧縮して第1高圧給水加熱器16Aに供給するように蒸気圧縮装置27を設けているので、蒸気圧縮装置27の成績係数COPは、表6に示すように、13.6となり、COP>3を満足している。
したがって、本実施例は、抽気管20で高圧タービン3の抽気点50から抽気されて第1高圧給水加熱器16Aに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、高圧タービン3の抽気点51から排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Eの熱効率をさらに向上させることができる。
したがって、本実施例は、抽気管20で高圧タービン3の抽気点50から抽気されて第1高圧給水加熱器16Aに供給される蒸気よりもエネルギーが低い、高圧タービン3の抽気点51から排気された蒸気を、蒸気圧縮装置27によって、エネルギーの高い圧縮蒸気に変換させ、この蒸気を給水の加熱に用いることができるので、沸騰水型原子力発電プラント1Eの熱効率をさらに向上させることができる。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、実施例5よりも沸騰水型原子力発電プラントの熱効率を向上させることができる。
本発明の他の実施例である実施例7の発電プラントを、図10を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Fである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Fは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1に蒸気圧縮装置(蒸気ヒートポンプ)27Aを付加した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Fの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。沸騰水型原子力発電プラント1Fは、蒸気圧縮装置27及び27Aを有する。
蒸気圧縮装置27Aは、蒸気圧縮機28A、駆動装置(例えば、モータ)29A及び制御弁30Aを有する。駆動装置29Aは蒸気圧縮機28Aの回転軸に連結される。蒸気供給管31Aが、蒸気圧縮機28Aの蒸気流入口と低圧タービン5Bの抽気点55を接続している。蒸気供給管32が、蒸気圧縮機28Aの蒸気排出口と、抽気管24が接続される第5低圧給水加熱器17Cを接続している。抽気管25が接続される抽気点55と蒸気供給管31Aが接続される抽気点55は、低圧タービン5Bの同じ段数の静翼が設けられている位置で、低圧タービン5Bの周方向において互いにずれている。低圧タービン5A及び5Cに対応して設けられた蒸気圧縮装置27Aも、低圧タービン5A及び5Cと該当する第5低圧給水加熱器17Cに、同様に、接続されている。
沸騰水型原子力発電プラント1Fの運転中に、低圧タービン5Bの抽気点55から抽気された蒸気(温度:75℃、圧力:0.04MPa)が、蒸気圧縮機28Aで圧縮され、抽気管24によって抽気蒸気が供給されている第5低圧給水加熱器17Cに供給される。
蒸気圧縮機28Aで圧縮されて第5低圧給水加熱器17Cに供給される圧縮蒸気の温度は105℃であり、その蒸気の圧力は0.12MPaである(表2参照)。抽気管25によって抽気蒸気が供給されている第6低圧給水加熱器17Dには、蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気が供給される。
蒸気圧縮機28Aで圧縮されて第5低圧給水加熱器17Cに供給される圧縮蒸気の温度は105℃であり、その蒸気の圧力は0.12MPaである(表2参照)。抽気管25によって抽気蒸気が供給されている第6低圧給水加熱器17Dには、蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気が供給される。
本実施例も、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、2基の蒸気圧縮装置27及び27Aを有している。このため、図3に示したように蒸気圧縮機吐出蒸気の圧力を抽気蒸気圧力よりも低く調整することで、従来例よりも加熱側流体温度と被加熱側給水温度の温度差を小さくすることができるので、2基の蒸気圧縮装置27及び27Aを使用することで、第6低圧給水加熱器17Dおよび第5低圧給水加熱器17Cの双方において熱交換時の損失を低減できる。これにより1基の蒸気圧縮装置27を使用した場合よりもさらに大きな熱効率向上効果を得ることができる。
本発明の他の実施例である実施例8の発電プラントを、図11を用いて説明する。前述した各実施例は原子力発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントを対象にしたものであるが、本実施例は、原子力発電プラントである加圧水型原子力発電プラントを対象としている。本実施例の加圧水型原子力発電プラント1Gにおける主蒸気系及び給水系のそれぞれの構成は、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1におけるそれらの構成と同じである。第2高圧給水加熱器16Bよりも上流では、実施例1と同様に、低圧タービン5A,5B及び5Cごとに、第6低圧給水加熱器17D、第5低圧給水加熱器17C、第4低圧給水加熱器17B及び第3低圧給水加熱器17A、及び復水ポンプ18を設けた給水配管15、及び復水器11が設けられている。加圧水型原子力発電プラント1Gは、沸騰水型原子力発電プラント1において蒸気発生装置である原子炉2を蒸気発生器(蒸気発生装置)40に替え、新たに、原子炉2A及び一次冷却系配管41を設置した構成を有する。
蒸気発生器40は、冷却水の循環ループを形成する一次冷却系配管41によって原子炉2Aに接続される。循環ポンプ(図示せず)が一次冷却系配管41に設けられる。主蒸気配管6及び給水配管15は、蒸気発生器40に接続される。一次冷却系配管41は蒸気発生器40内に設けられた複数の伝熱管(図示せず)に連絡され、主蒸気配管6及び給水配管15は蒸気発生器40の胴体内に連絡される。
原子炉2A内の炉心7で加熱された高温の冷却水が、循環ポンプを駆動することによって一次冷却系配管41を通って蒸気発生器40の伝熱管内に供給される。この高温の冷却水は、蒸気発生器40の胴体内に供給される給水を加熱する。給水は、給水配管15から供給され、高温の冷却水による加熱によって蒸気になる。給水の加熱によって温度が低下した冷却水は、一次冷却系配管41を通って原子炉2Aに戻される。
蒸気発生器40発生した蒸気は、沸騰水型原子力発電プラント1と同様に、主蒸気配管6を通って高圧タービン3及び低圧タービン5A,5B及び5Cに供給される。低圧タービンから排気された蒸気は、復水器11で凝縮されて水になる。この水は、給水として、沸騰水型原子力発電プラント1と同様に、給水配管15を通り、各給水加熱器によって順次加熱されて温度を上昇させ、設定温度になった状態で蒸気発生器40に供給される。
本実施例でも、実施例1と同様に、低圧タービンから排気された蒸気が、蒸気圧縮機28で圧縮され、抽気管25によって抽気蒸気が導かれている第6低圧給水加熱器17Dに供給される。
本実施例も、実施例1で生じる各効果を得ることができる。
本実施例における蒸気発生装置27の接続状態の替りに、実施例2から6で述べた蒸気発生装置27のそれぞれの接続状態を、加圧水型原子力発電プラント1Gに適用してもよい。さらに、実施例7と同様に、蒸気圧縮装置27Aを加圧水型原子力発電プラント1Gに追加してもよい。
本発明の他の実施例である実施例9の発電プラントを、図12を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、電気出力1100MWeのBWR-5型の沸騰水型原子力発電プラント1Hである。
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント1Hは、実施例1の沸騰水型原子力発電プラント1に流量調節弁43を付加した構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント1Fの他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント1と同じである。流量調節弁43は、蒸気圧縮機28が接続される第6低圧給水加熱器17Dに接続される抽気管25に設けられている。この抽気管25は低圧タービン5Bの抽気点55に接続される。具体的には、流量調節弁43は、低圧タービン5A,5B及び5Cにそれぞれ対応して設けられた各抽気管25に設けられる。
本実施例でも、実施例1と同様に、低圧タービンBから排気された蒸気を、蒸気圧縮機28で圧縮して第6低圧給水加熱器17Dに供給する。蒸気圧縮機28から第6低圧給水加熱器17Dに供給される圧縮蒸気の流量は、沸騰水型原子力発電プラント1Hの運転期間を通して設定流量に保持される。
蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気が、抽気管25によって抽気蒸気が導かれている第6低圧給水加熱器17Dに供給されるので、第6低圧給水加熱器17Dに供給される加熱源としての蒸気の流量が、蒸気圧縮装置27を備えていない従来の沸騰水型原子力発電プラントにおいて第6低圧給水加熱器に供給される蒸気の流量よりも増大する。沸騰水型原子力発電プラント1Hにおいて、第6低圧給水加熱器17Dに供給される蒸気の流量が従来の沸騰水型原子力発電プラントにおけるその流量よりも増大した場合には、第6低圧給水加熱器17Dよりも下流に位置する各給水加熱器に供給されるそれぞれの抽気蒸気の流量を減少させる調節を行う必要がある。しかしながら、本実施例は、圧縮された蒸気が導かれる第6低圧給水加熱器17Dに接続された抽気配管25に流量調節弁43を備えているので、この流量調節弁43の開度を低減させて低圧タービン5Cから第6低圧給水加熱器17Dに供給する抽気蒸気の流量を減少させる。このため、第6低圧給水加熱器17Dよりも下流に位置する各給水加熱器に供給されるそれぞれの抽気蒸気流量の調節は実質的に不要になる。本実施例は、抽気蒸気流量の調節が容易になる。流量調節弁43の開度調節は、沸騰水型原子力発電プラント1Hが起動させる前に実施される。沸騰水型原子力発電プラント1Hが起動された後では、上記の抽気蒸気の流量を微調整する以外は実質的に流量調節弁43の開度は調節されない。
低圧タービン5Aの抽気点55に接続された抽気管25に設けられた流量調節弁43、及び低圧タービン5Cの抽気点55に接続された抽気管25に設けられた流量調節弁43も、同様に調節される。
蒸気圧縮装置27を備えている本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、抽気管25に流量調節弁43を設けているので、流量調節弁43を設けた抽気管25以外の抽気管で供給する抽気蒸気流量の調節が実質的に不要になる。また、流量調節弁43の開度減少によって、圧縮蒸気が供給される第6低圧給水加熱器17Dへの抽気蒸気流量を減少させるので、沸騰水型原子力発電プラント1Hの熱効率がさらに向上する。
流量調節弁43の調節により、発電プラントの熱効率が上昇する理由を以下に説明する。蒸気圧縮機28が蒸気供給管31により低圧タービン5Bの抽気点55に接続され、蒸気圧縮機28が蒸気供給管32により第5低圧給水加熱器17Cに接続されている場合を想定する。
第5低圧給水加熱器17Cには、105℃の抽気蒸気を抽気点54から抽気管24を通して供給される。第5低圧給水加熱器17Cに供給される給水が、この抽気蒸気により98℃に加熱されている。蒸気圧縮機28から第5低圧給水加熱器17Cに、120℃の圧縮蒸気を供給することを想定する。従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、第5低圧給水加熱器において給水は98℃までしか加熱できなかった。しかしながら、沸騰水型原子力発電プラント1Hでは、蒸気圧縮機28から上記した120℃の圧縮蒸気を、第5低圧給水加熱器17Cに供給できるので、第5低圧給水加熱器17Cにおいて給水を例えば110℃まで加熱することができる。第4低圧給水加熱器17Bは、抽気管23により供給される130℃の抽気蒸気を利用して給水を98℃から126℃まで上昇させる機能を持っている。蒸気圧縮機28から前述のように圧縮蒸気を第5低圧給水加熱器17Cに供給することによって、第4低圧給水加熱器17Bの役割の一部を第5低圧給水加熱器17Cにおいて実施することができる。したがって、第4低圧給水加熱器17Bでは、給水の温度を110℃から126℃まで上昇させるだけでよい。すなわち、低圧タービン5Bの抽気点53から抽気するの抽気蒸気の量を減らすことができる。
従来例では、第4低圧給水加熱器では、給水を98℃から110℃に加熱し、さらに126℃まで昇温するのに130℃の抽気蒸気を利用している。これは、抽気蒸気の圧力及び温度が低圧タービンの段間に対応した圧力及び温度になるからである。このため、従来の発電プラントでは、中間の任意の圧力及び温度になる抽気蒸気を給水加熱器に供給することができない。エネルギー有効利用の観点から、給水を110℃まで加熱することだけを考えるならば、蒸気圧縮機28から第5低圧給水加熱器17Cに供給する圧縮蒸気の温度は、120℃で充分である。
このため、本実施例では、抽気管23によって供給される130℃の抽気蒸気の流量を減らすことができる。この減少した流量分の抽気蒸気は、低圧タービンにおいて動力として回収できるので、プラント効率が向上する。
なお、蒸気圧縮機28から第5低圧給水加熱器17Cに圧縮蒸気を供給した場合において、供給抽気管23によって第4低圧給水加熱器17Bに供給する抽気蒸気の流量を減らさずにそのまま供給したときについて説明する。第4低圧給水加熱器17Bにおける給水温度は、従来の第4低圧給水加熱器の使用条件から若干変化したとしても、その給水温度は加熱側の抽気蒸気温度を超えることはできない。このため、130℃の抽気蒸気で加熱された給水の温度は126℃よりも僅かに(1~2℃)上昇する程度であり、抽気蒸気の熱エネルギーは有効に利用されない。段階的に給水の温度を上昇させていく給水加熱器群においては、全体の温度バランスを考慮して加熱用の蒸気を供給することが重要である。
蒸気圧縮装置(ヒートポンプ)27の利用は、加熱用の蒸気の温度を調整できるので、発電プラントとしての効率を向上させることができる。
蒸気圧縮装置(ヒートポンプ)27の利用は、加熱用の蒸気の温度を調整できるので、発電プラントとしての効率を向上させることができる。
前述の実施例2から8の各実施例においても、蒸気圧縮機28で圧縮された蒸気が供給される給水加熱器に接続された抽気管に流量調節弁43を設けてもよい。
1,1A,1B,1C,1D,1E,1F,1H…沸騰水型原子力発電プラント、1G 加圧水型原子力発電プラント、2,2A…原子炉、3…高圧タービン、4…湿分分離器、5A,5B,5C…低圧タービン、6…主蒸気配管、11…復水器、15…給水配管、16A…第1高圧給水加熱器、16B…第2高圧給水加熱器、17A…第3低圧給水加熱器、17B…第4低圧給水加熱器、17C…第5低圧給水加熱器、17D…第6低圧給水加熱器、19…給水ポンプ、20,21,22,23,24,25…抽気管、26…ドレン配管、27,27A…蒸気圧縮装置、28,28A,28B…蒸気圧縮機、29,29A…駆動装置、40…蒸気発生器、43…流量調節弁、50,51,52,53,54,55…抽気点。
Claims (9)
- 蒸気を発生する蒸気発生装置を備えた発電プラントにおいて、
前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管、及び前記主蒸気配管により前記蒸気が順次供給される第1タービン及び前記第1タービンよりも圧力が低い第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導く給水配管と、前記給水配管に設けられた複数の給水加熱器と、前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置と、蒸気圧縮装置が設置されていなく、前記主蒸気系の第1の位置から抽気された前記蒸気を1つの前記給水加熱器に導く第1配管と、前記蒸気圧縮装置が設けられ、前記第1の位置より下流に位置する前記主蒸気系の第2の位置と前記第1配管が接続される前記1つの給水加熱器を接続する第2配管とを備え、
前記蒸気圧縮装置による前記蒸気の圧縮に要する動力をQ1,前記蒸気圧縮装置によって圧縮された前記蒸気によって前記1つの給水加熱器に供給される熱量をQ3、Q3/Q1で定義される前記蒸気圧縮装置の成績係数をCOP,及び前記蒸気圧縮装置に前記動力Q1を供給する前記発電プラントの熱効率をηとしたとき、COP-1/η>0を満足させる前記第2の位置と前記1つの給水加熱器に、前記蒸気圧縮装置を設けた前記第2の配管を接続したことを特徴とする発電プラント。 - 前記第1配管に流量調節弁を設けた請求項1に記載の発電プラント。
- 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記主蒸気系の、蒸気の流れ方向における異なる6つの抽気位置からそれぞれ別々に抽気された前記蒸気を、対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第5給水加熱器及び第6給水加熱器のいずれかに接続したことを特徴とする発電プラント。 - 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記第1タービンの、軸方向において異なる2つの抽気位置及び前記第2タービンの、軸方向において異なる4つの抽気位置のそれぞれから別々に抽気された前記蒸気を対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第2タービンに設けられた4つの前記抽気位置のうち最も下流に位置する前記抽気位置、及びこの抽気位置で前記第2タービンの周方向において前記抽気位置からずれた位置のいずれかから抽気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第3給水加熱器、前記第4給水加熱器及び第5給水加熱器のいずれかに接続したことを特徴とする発電プラント。 - 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記第1タービンの、軸方向において異なる2つの抽気位置及び前記第2タービンの、軸方向において異なる4つの抽気位置のそれぞれから別々に抽気された前記蒸気を対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第2タービンに設けられた4つの前記抽気位置のうち上流から三番目に位置する前記抽気位置、及びこの抽気位置で前記第2タービンの周方向において前記抽気位置からずれた位置のいずれかから抽気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第2給水加熱器、前記第3給水加熱器及び第4給水加熱器のいずれかに接続したことを特徴とする発電プラント。 - 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記第1タービンの、軸方向において異なる2つの抽気位置及び前記第2タービンの、軸方向において異なる4つの抽気位置のそれぞれから別々に抽気された前記蒸気を対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第2タービンに設けられた4つの前記抽気位置のうち上流から二番目に位置する前記抽気位置、及びこの抽気位置で前記第2タービンの周方向において前記抽気位置からずれた位置のいずれかから抽気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第1給水加熱器、前記第2給水加熱器及び第3給水加熱器のいずれかに接続したことを特徴とする発電プラント。 - 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記第1タービンの、軸方向において異なる2つの抽気位置及び前記第2タービンの、軸方向において異なる4つの抽気位置のそれぞれから別々に抽気された前記蒸気を対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第2タービンに設けられた4つの前記抽気位置のうち最も上流に位置する前記抽気位置、及びこの抽気位置で前記第2タービンの周方向において前記抽気位置からずれた位置のいずれかから抽気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第1給水加熱器び第2給水加熱器のいずれかに接続したことを特徴とする発電プラント。 - 蒸気を発生する蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続されて前記蒸気を導く主蒸気配管と、前記主蒸気配管により前記蒸気が供給される第1タービン及び前記第1タービンから排気された前記蒸気が供給される第2タービンを有する主蒸気系と、前記第2タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器で前記蒸気の凝縮によって生成された給水を前記蒸気発生装置に導き、下流から上流に向かって第1給水加熱器、第2給水加熱器、第3給水加熱器、第4給水加熱器、第5給水加熱器及び第6給水加熱器がこの順番に設けられた給水配管と、前記第1タービンの、軸方向において異なる2つの抽気位置及び前記第2タービンの、軸方向において異なる4つの抽気位置のそれぞれから別々に抽気された前記蒸気を対応するそれぞれの前記給水加熱器に別々に供給する6本の抽気管と、前記第1タービンに設けられた2つの前記抽気位置のうち最も下流に位置する前記抽気位置、及びこの抽気位置で前記第1タービンの周方向において前記抽気位置からずれた位置のいずれかから抽気された前記蒸気を圧縮する蒸気圧縮装置とを備え、
この蒸気圧縮装置で圧縮された蒸気を導く蒸気供給管を、前記第1給水加熱器に接続したことを特徴とする発電プラント。 - 前記蒸気供給管が接続された前記給水加熱器に接続される前記抽気管に、流量調節弁を設けた請求項3ないし8のいずれか1項に記載の発電プラント。
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