(57)【要約】【課題】炉心の圧力損失特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、プラント機器の構成の大幅な変更を行わずに、プラントの増出力を可能にする原子力プラント及びその運転方法を提供する。【解決手段】原子炉の第２運転サイクルにおける熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。【選択図】  図１
2006208238.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記高圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合に対して、前記第２運転サイクルでは前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合を減少させ、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項２】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合に対して、前記第２運転サイクルでは前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合をともに減少させ、前記第２運転サイクルでの前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合の前記第１運転サイクルに対する減少割合を、前記第２運転サイクルでの前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の原子炉出口での主蒸気の質量流量に対する割合の前記第１運転サイクルに対する減少割合よりも大きくし、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項３】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記高圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量に対して、前記第２運転サイクルでは前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量を減少させ、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項４】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される、原子炉出口から高圧タービンを含み低圧タービン入口までの高圧蒸気系と、
前記低圧タービン入口から該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器の入口までの低圧蒸気系と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、該給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系から抽気して前記給水加熱器に導く抽気蒸気の質量流量に対して、前記第２運転サイクルでは前記高圧蒸気系及び前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量をともに減少させ、前記第２運転サイクルでの前記高圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の前記第１運転サイクルに対する減少割合を、前記第２運転サイクルでの前記低圧蒸気系からの抽気蒸気の質量流量の前記第１運転サイクルに対する減少割合よりも大きくし、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項５】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される高圧タービン及び低圧タービンを含む蒸気系と、
該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
該復水器から供給された給水を加熱する、該復水器より下流側でかつ主給水ポンプより上流側に設置された低圧給水加熱器と、前記主給水ポンプより下流側でかつ前記原子炉より上流側に設置された高圧給水加熱器を含み、該高圧給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記高圧給水加熱器での温度上昇量に対して、前記第２運転サイクルでは前記高圧給水加熱器での温度上昇量を小さくすることにより、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項６】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される高圧タービン及び低圧タービンを含む蒸気系と、
該低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
該復水器から供給された給水を加熱する、該復水器より下流側でかつ主給水ポンプより上流側に設置された低圧給水加熱器と、前記主給水ポンプより下流側でかつ前記原子炉より上流側に設置された高圧給水加熱器を含み、該高圧給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおける前記低圧給水加熱器と前記高圧給水加熱器での全温度上昇量に対する前記高圧給水加熱器での温度上昇量の割合に対して、前記第２運転サイクルでは前記低圧給水加熱器と前記高圧給水加熱器での全温度上昇量に対する前記高圧給水加熱器での温度上昇量の割合を小さくすることにより、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項７】
原子炉と、
該原子炉で発生する蒸気が供給される高圧タービン及び低圧タービンを含み、かつ前記高圧タービンと低圧タービンとの間に湿分分離器、湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つを有する蒸気系と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
該復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、前記給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に向けて導く給水系と、
前記高圧タービンの途中及び、前記高圧タービン出口より下流側でかつ前記湿分分離器、湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つの入口よりも上流側から蒸気を抽気し、前記給水加熱器に導く少なくとも１系統の高圧抽気管とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記第１運転サイクルにおいては抽気蒸気が流れていた前記高圧抽気管の少なくとも１系統で、前記第２運転サイクルにおいては抽気蒸気を止めるか、抽気蒸気量調節手段を設けて抽気蒸気量を調節することにより、前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項８】
原子炉の熱により発生する蒸気が供給される高圧タービン及び前記高圧タービンから排出された前記蒸気を導く低圧タービンを含む蒸気系と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、
前記復水器から供給された給水を加熱する給水加熱器を含み、前記給水加熱器から排出された給水を前記原子炉に導く給水系と、
前記給水系の途中から給水の一部を抜き取り前記給水加熱器の少なくとも１台をバイパスした後に前記給水系に戻す給水加熱器バイパス系とを備えた原子力プラントの運転方法において、
前記原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、該第２運転サイクルより前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、
前記給水加熱器から排出された給水の温度を前記第１運転サイクルより前記第２運転サイクルで１℃以上、４０℃以下低くしたことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項９】
請求項１〜８のいずれか１項記載の原子力プラントの運転方法において、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s)とし、増出力幅をA（％）とするとき、
0<A≦5、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W) ,
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項１０】
請求項１〜８のいずれか１項記載の原子力プラントの運転方法において、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s）とし、増出力幅をA（％）とするとき、
5<A≦10、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋95)/100-Q1)/(4.5×W) 
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項１１】
請求項１〜８のいずれか１項記載の原子力プラントの運転方法において、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s）とし、増出力幅をA（％）とするとき、
10<A<30、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋90)/100-Q1)/(4.5×W) 
の関係を満たすことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【請求項１２】
請求項１〜１１のいずれか１項記載の原子量プラントの運転方法において、前記第１運転サイクルは前記原子力プラント設置後の最初の運転サイクルであり、前記第２運転サイクルは前記第１運転サイクル後の運転サイクルであり、前記第１運転サイクルと前記第２運転サイクルの間には少なくとも１つ以上の運転サイクルを挟むことを特徴とする原子力プラントの運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力プラントの運転方法に係り、特に発電容量を増大させるのに好適な原子力プラントの運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の新設の原子力プラントにおいては、例えば電気出力を増大するために燃料構成、又は燃料集合体の形状構成等を改良して、炉心出口における主蒸気流量を増加させることで電気出力を増大させていた。
【０００３】
このような従来例の技術が特開平９−２６４９８３号公報に示されている。
【０００４】
【特許文献１】特開平９−２６４９８３号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上述の従来の技術を既設の原子力プラントに適用した場合、原子炉の炉心を流れる炉心流量が電気出力増大前とほぼ同じで、炉心の熱出力が増加するため、沸騰水型軽水炉では炉心の平均ボイド率（流路体積に占める蒸気の割合）が増加する。このことにより、冷却材の流速が大きくなり、炉心の圧力損失が大きくなる。また、炉心での蒸気発生量が増えるため、水‐蒸気の二相流部の圧力損失が増大し、炉心の安定性の余裕も減少する傾向になる。さらに、炉心平均ボイド率が大きくなると、発電機の負荷の遮断時等に圧力が上昇する、いわゆる圧力過渡時に凝縮する蒸気の量が増え、炉心平均ボイド率の減少幅が大きくなる。一般に沸騰水型軽水炉はボイド率が大きくなると原子炉出力が小さくなるように負のボイドフィードバック係数を持たせている。しかし、このような圧力過渡時には炉心の平均ボイド率が減少するため原子炉の出力は上昇する。従来の技術によると電気出力増加後は上述のように圧力過渡時の炉心平均ボイド率の減少幅が大きくなり、圧力過渡事象に対する設計余裕も減少する可能性がある。
【０００６】
それとは別に、電気出力増加にほぼ比例して主蒸気流量が増加する。このため主蒸気流量の増加によって、給水系配管，給水加熱器，給水ポンプなどの給水系設備、蒸気乾燥器などの炉内構造物，主蒸気管，高圧タービン，低圧タービン及び復水器などほとんど全ての機器の設計余裕が減少する。通常の沸騰水型軽水炉を用いた原子力プラントでは、主蒸気流量の増加によって最初に設計余裕がなくなる可能性のある機器の一つが高圧タービンである。沸騰水型軽水炉以外の原子力発電システムにおいても、高圧タービンの設計余裕が比較的小さいプラントについては同様の課題があり、従来の技術を既設の原子力プラントに適用する場合、プラントの機器の大規模な改良，交換が必要になっていた。また、主蒸気流量の増加を抑制するには給水温度を低下させれば良いが、単に全体的に給水加熱用の抽気を減少させると熱効率が大幅に悪化して電気出力はほとんど増えないため現実的では無い。
【０００７】
本発明の目的は、炉心の圧力損失特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、プラント機器の構成の大幅な変更を行わずに、プラントの増出力を可能にする原子力プラントの運転方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上記目的を達成するため本発明は、原子力プラントの起動から燃料交換のために原子力プラントの運転を停止するまでの期間を一運転サイクルとしたとき、第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口（実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つの入口までの間）からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。
【０００９】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気の質量流量を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。
【００１０】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、複数ある給水加熱器の内、特に主給水ポンプより下流側に設置された高圧給水加熱器での温度上昇量を小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。
【００１１】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気管の少なくとも１系統以上を止めることにより、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。
【００１２】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力(Q2)を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口（実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つの入口までの間）からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s)とするとき、
0<A≦5、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W)、
とすることである。
【００１３】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力(Q2)を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口（実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つの入口までの間）からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s)とするとき、
5<A≦10、
T1-40≦T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋95)/100-Q1)/(4.5×W)
とすることである。
【００１４】
また、上記目的を達成するため本発明は、原子炉の第２運転サイクルにおける第２原子炉熱出力(Q2)を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける第１原子炉熱出力(Q1)よりもA%増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口（実際には高圧タービン出口から、湿分分離器又は湿分分離過熱器又は湿分分離再熱器のいずれか１つの入口までの間）からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくするなどして、前記給水加熱器から排出された給水の前記第１運転サイクルの温度をT1（℃）、前記第２運転サイクルでの温度をT2（℃）とし、前記第２運転サイクルにおいて原子炉へ流入する炉心流量をW（kg/s)とするとき、
10<A<30、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋90)/100-Q1)/(4.5×W) 
とすることである。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、既設の原子力プラントの増出力に関して、炉心の圧力損失特性、安定性余裕、熱的余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、原子力プラントの構成を大幅に変更せずに、原子力プラントの増出力を実現可能にする。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１６】
本発明を直接サイクル型原子力プラントの一つである沸騰水型軽水炉システムに適用した場合の実施例を示す。
【００１７】
図１は本実施例に係わる沸騰水型軽水炉システムの全体構成を、本実施例による運転方法の増出力時の熱バランスの一例とともに示しており、図２は増出力前の同じ沸騰水型軽水炉システムの熱バランス例を示している。図３は従来の増出力時の沸騰水型軽水炉システムの熱バランス例を示している。また、図４及び図５は本実施例の運転方法による運転サイクルの概念図を示している。なお、図１，図２及び図３中の熱バランスでは、原子炉熱出力をＱ、水及び蒸気の質量流量をＧ、水及び蒸気のエンタルピをＨで表しており、熱出力Ｑと質量流量Ｇは図２に記載した増出力前の原子炉の原子炉熱出力及び原子炉圧力容器出口における蒸気流量に対する比（％）を、エンタルピは（ｋＪ／kg）単位の数値で表している。また、本発明の各実施例は通常の運転状態を示しており、起動，停止時，過渡状態、炉心熱出力を制御棒によって変化させる運転状態、更に事故時の運転状態は除かれる。
【００１８】
まず、図１を用いて本実施例に係わる沸騰水型軽水炉システムの全体構成を説明する。
【００１９】
図１において、１は原子炉圧力容器であり、原子炉圧力容器１内に再循環ポンプとジェットポンプを備え、これらにより炉心を流れる炉心流量が調整される。原子炉圧力容器１はその内部構造物と共に原子炉２１を構成し、原子炉２１で発生する蒸気が蒸気系２２に供給される。蒸気系２２は主蒸気管２とそれに繋がる高圧タービン３及び低圧タービン５と、高圧タービン３と低圧タービン５との間に位置する湿分分離器４とを有している。高圧タービン３を含む原子炉出口から低圧タービン５の入口までの部分は高圧蒸気系２２Ａを構成し、低圧タービン５の入口から復水器６の入口までの部分は低圧蒸気系２２Ｂを構成している。復水器６は、低圧タービン５から排出された蒸気を凝縮する。復水器６で凝縮した復水は、給水系２３に給水として供給され、給水系２３は給水を加熱して原子炉２１に戻す。給水系２３は、主給水ポンプ８と、復水器６より下流側でかつ主給水ポンプ８より上流側に設置され、復水器６から供給された給水を加熱する低圧給水加熱器７と、主給水ポンプ８より下流側でかつ原子炉２１より上流側に設置された高圧給水加熱器９を含み、高圧給水加熱器９から排出された給水が給水管２４を介して原子炉２１に向けて導かれる。
【００２０】
蒸気系２２と高圧給水加熱器９及び低圧給水加熱器７との間には、蒸気系２２から上記を抽気して高圧給水加熱器９及び低圧給水加熱器７に導く抽気管２５，２６，２７，２８が設けられている。抽気管２５は、高圧タービン３の途中から蒸気を抽気し高圧給水加熱器９に導き、抽気管２６は、高圧タービン３の出口（実際には高圧タービン３の出口より下流側でかつ湿分分離器４の入口よりも上流側）から蒸気を抽気し、高圧給水加熱器９に導く。抽気管２７は、湿分分離器４の途中から蒸気を抽気し低圧給水加熱器７に導き、抽気管２８は、低圧タービン５の途中から蒸気を抽気し低圧給水加熱器７に導く。抽気管２５には、高圧タービン３の途中から高圧給水加熱器９に導かれる抽気蒸気量を調節する抽気蒸気量調整手段である抽気管流量調整弁１０が設けられている。
【００２１】
次に、本実施例による上記原子力プラントの運転方法を説明する。
【００２２】
図１〜図３に示す熱バランスでは、上記のように、熱出力Ｑと質量流量Ｇは図２に記載した増出力前の原子炉の原子炉熱出力及び原子炉圧力容器出口における蒸気流量に対する比（％）を示している。この図１〜図３に示す熱バランスから分かるように、本実施例による運転方法では、原子炉２１の第２運転サイクル（図１）における第２原子炉熱出力を、第２運転サイクルより前の第１運転サイクル（図２）における第１原子炉熱出力（図２）よりも増大させるとき（Ｑ＝１００→１０５）、第１運転サイクルにおける高圧蒸気系２２Ａから抽気して給水加熱器９に導く抽気蒸気の質量流量（Ｇ＝９＋１０＝１９）の原子炉出口での主蒸気の質量流量（Ｇ＝１００）に対する割合（１９／１００）に対して、第２運転サイクルでは高圧蒸気系２２Ａからの抽気蒸気の質量流量（Ｇ＝３＋１０＝１３）の原子炉出口での主蒸気の質量流量（Ｇ＝１００）に対する割合（１３／１００）を減少させ（１９／１００→１３／１００）、給水加熱器９から排出された給水の温度を第１運転サイクル（Ｈ＝９２４）より第２運転サイクル（Ｈ＝８３２）で低くしている。後述するように、給水の温度を第１運転サイクルより第２運転サイクルで低くする程度は、１℃〜４０℃である。
【００２３】
また、本実施例による運転方法は、見方を変えると、第１運転サイクル（図２）における高圧蒸気系２２Ａから抽気して給水加熱器８に導く抽気蒸気の質量流量（Ｇ＝９＋１０＝１９）に対して、第２運転サイクル（図１９）では高圧蒸気系２２Ａからの抽気蒸気の質量流量（Ｇ＝３＋１０＝１３）を減少させ（Ｇ＝１９→１３）、給水加熱器９から排出された給水の温度を第１運転サイクルより第２運転サイクルで低くするものである。また、第１運転サイクル（図２）における高圧給水加熱器９での温度上昇量に対して、第２運転サイクル（図１）では高圧給水加熱器９での温度上昇量を小さくすることにより、給水加熱器９から排出された給水の温度を第１運転サイクル（Ｈ＝９２４）より第２運転サイクル（Ｈ＝８３２）で低くすると言うこともできる。
【００２４】
本実施例に係わる運転方法を更に詳細に説明する。
【００２５】
図４は本実施例を用いた場合の運転サイクルと原子炉熱出力，主蒸気流量（原子炉圧力容器１から主蒸気管２に流入する蒸気量），抽気蒸気量の関係を、従来の増出力方法と対比して示している。なお、一運転サイクルは原子炉の運転を停止した状態から起動した後、燃料交換のために原子炉の運転を停止するまでの期間と定義している。
【００２６】
図４に示す運転サイクルにおいて、第Ｎ運転サイクルは本発明の増出力方法を適用する前であり、この時、原子炉熱出力はＱ＝１００％である。この増出力前の熱バランス例を図２に示す。第（Ｎ＋１）運転サイクルは原子炉熱出力を５％増出力してＱ＝１０５％としたものである。原子炉熱出力を増加させる手段としては、第（Ｎ＋１）サイクルにおける制御棒の引き抜き量を第Ｎサイクルよりも大きくする、又は第（Ｎ＋１）サイクルにおける炉心流量を再循環ポンプの回転数を上げることで第Ｎサイクルよりも大きくする、又は燃料集合体の種類を変更する方法で実現することが可能である。また、本発明を適用すると原子炉圧力容器１に供給される給水の温度が低下するため、炉心入口冷却材温度の低下により冷却材密度フィードバックで自然に原子炉熱出力が上がることも期待できる。なお、プラントによっては一運転サイクル中の抽気流量や主蒸気流量を図５に示すように変化させることもある。図５は、第（Ｎ＋１）サイクルにおいて、炉心の反応度低下などにより１運転サイクルの途中で原子炉熱出力が低下し、それに伴い抽気流量や主蒸気流量が低下した場合（コーストダウン）の例である。図５のような運転サイクル以外でも炉心内の制御棒の挿入度合いを変える場合などにも原子炉の出力は一時的に低下する。そこで本実施例においては、熱バランス，抽気流量，主蒸気流量、炉心流量、給水温度、原子炉熱出力及び給水加熱量などは、起動・停止，炉心の熱出力を制御棒操作によって変える運転時、事故・過渡事象発生時及び試験運転を除く運転サイクル中で主蒸気流量が最大となる運転点で比較するものとする。これは言い換えれば、運転サイクル中で原子炉熱出力が最大になる運転点を意味する。また、図６に示すように第（Ｎ―１）サイクルが100％熱出力で、第Ｎサイクルで何らかの理由で出力が100％定格出力から大きくずれた場合は、第（Ｎ―１）サイクルが本発明を適用する前のサイクル（第１運転サイクル）となり、第（Ｎ＋１）運転サイクルが本発明を適用したサイクル（第２運転サイクル）となる。
【００２７】
原子炉熱出力を増加させた場合は、その増えた分の熱を取るために給水流量を増加するか、又は原子炉圧力容器の入口・出口の冷却材のエンタルピ差を拡大する必要がある。従来の増出力手法では前者の手法を取っており、原子炉熱出力と比例させて給水流量を増やしている。従来の増出力手法による熱バランス例を図３に示す。その結果、従来の増出力手法では、図４に示した第（Ｎ＋１）運転サイクルの主蒸気流量は１０５％となっている。本発明では後者の手法を取り、原子炉圧力容器入口の冷却材エンタルピを意図的に下げることで、原子炉圧力容器入口・出口のエンタルピ差を拡大することが特徴である。原子炉容器入口の冷却材エンタルピを下げるためには蒸気系２２から抽気して給水加熱器９に送る蒸気量を減少させれば良いが、単に全体的に抽気量を減少させると熱効率が大きく減少して発電量をあまり増加させることができない。熱効率の低下を抑制するには、原子炉出口から高圧タービン３を含み、低圧タービン５の入口までの高圧蒸気系２２Ａからの抽気を選択的に減少させればよい。これは高圧蒸気系２２Ａの蒸気が持つエネルギーが、低圧タービン５の入口から復水器６の入口までの低圧蒸気系２２Ｂの蒸気より大きく、高圧蒸気系２２Ａからの抽気を選択的に減らした方が熱的ロスが少なく、増出力時の熱効率の低下を抑制できるからである。本実施例では高圧蒸気系２２Ａの中でもエネルギーの高い部分からの抽気を選択的に減らして熱効率低下を抑制するため、高圧タービン３の途中又は高圧タービン３の出口（実際には高圧タービン出口から湿分分離器４の入口までの間）からの抽気量を選択的に減少させ、低圧タービン５に流れる蒸気量を増加させて発電量を増加させる。高圧タービン途中又は高圧タービン出口からの抽気蒸気の多くは、主給水ポンプ８より下流側に設置された給水加熱器９で使用されるため、本発明による増出力手法は見方を変えると、給水ポンプ８より下流側の給水加熱量を減少させる手法となる。
【００２８】
なお、高圧タービン途中又は高圧タービン出口からのもともとの抽気蒸気量が少ないプラントの場合には、給水温度を十分に減少させるために低圧タービン５からの抽気蒸気量も減少させる必要がある。このようなプラントに本発明を適用する場合であっても、高圧タービン３及び高圧タービン３の出口からの抽気蒸気量の方をより大きく減少させればある程度の効果を得ることが出来る。本実施例では、原子炉熱出力を第Ｎサイクルに比較して５％増加したにもかかわらず、主蒸気流量は第Ｎサイクルと同じにすることができる。本実施例は理想的な増出力方法を示しているため、第Ｎ運転サイクルと第（Ｎ＋１）運転サイクルの主蒸気流量は同じとしているが、必ずしも全く同じである必要は無く、高圧タービン３を含む機器の設計余裕の範囲内で主蒸気流量は増加させても良い。
【００２９】
抽気量を減少させる抽気点は、高圧タービン途中又は高圧タービン出口の抽気点で、抽気点が複数ある場合は一番上流側の抽気点を選ぶと最も効果が高い。この場合、抽気量を制御する抽気管流量調整弁１０を設置して抽気量を減少させても良いが、抽気管の少なくとも１系統以上を完全に閉塞させても良い。閉塞させる方法としては、抽気管の途中に閉止弁を設置するか、抽気管をプラギングすれば良い。抽気管を完全に閉塞させた場合は、抽気量の制御系機器が不要となるとともに運転制御も簡略化する。抽気量を制御するか、抽気管を完全に閉塞させるかは、プラントの熱バランスと増出力幅に依存する。（抽気管１本当りの抽気量が多すぎる場合は完全に閉塞させると給水温度が下がりすぎるため、この場合は抽気量を調整する。）
本実施例によれば、原子炉熱出力を増大させ原子力プラントの発電量を増加させた場合であっても、給水流量及び主蒸気流量の増加を抑制できるため、給水管２４，主蒸気管２，炉内構造物にかかる負荷の増加を抑制できる。抽気量を単に全体的に減少させる場合と比較して、熱効率の低下を抑制でき、より大きな電気出力を得ることが可能となる。また、従来の増出力方法で大幅な増出力時には一般的に高圧タービン３の交換が必要となるが、本実施例を用いれば高圧タービン３の交換無しに実施できる増出力範囲が従来の方法に比べて拡大する。
【００３０】
本実施例の運転方法によれば給水温度が低下する。給水温度の低下は炉心入口での冷却材温度を低下させ、炉心の熱的余裕（ＢＷＲの場合ではＭＣＰＲに相当）が増加するため、従来の増出力手法と比較して安全面でのメリットもある。通常の増出力時には炉心の圧力損失の増大や安定性余裕が低下するが、本発明による増出力手法では炉心入口の冷却材温度の低下により、炉心のボイド率とボイド反応度係数も低下するため、炉心での圧力損失が低減し炉心の安定性余裕の低下も抑制される。また、炉心のボイド率とボイド反応度係数が低下するため圧力上昇過渡に対する設計余裕も増加する。
【００３１】
このように給水温度の低下は増出力時の沸騰水型軽水炉の炉心特性、設計余裕の低下を抑制する効果がある。一般に沸騰水型軽水炉においては特に給水温度制御をしていないため、プラント全体の熱バランスの変化、具体的には図１の復水器６で蒸気を凝縮させる冷却材（海水の場合が多い）の温度変化などで、同一の沸騰水型軽水炉で同一の炉心熱出力であっても1℃未満の範囲では変化しうる。本実施例では給水温度の低下は約２０℃となっているが、増出力時の炉心特性の低下を補うために給水温度を低下させる範囲とすれば、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である1℃以上給水温度を下げれば、本実施例に書いた効果が有意に得られる。ただし、給水は原子炉圧力容器１に入るときに原子炉内の飽和温度の水と交わる。したがって、給水管２４と圧力容器１の間に温度差が存在する。給水温度を下げすぎるとこの部分での温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える恐れがある。この観点から、給水温度の現行の運転温度からの低下幅は40℃が限界である。
【００３２】
炉心の圧力損失が減少することは、冷却材の再循環を行うためのジェットポンプや再循環ポンプへの増出力による負担増加も抑制できることを意味する。炉心での発生蒸気の増加量も熱出力の増加量に比較して小さくなるため、再循環水への蒸気の巻き込みにより起こるキャリーアンダーへの影響も小さく、大幅な増出力時であってもフローウィンドの確保が容易となる。
【００３３】
表１に本実施例による増出力方法を様々な出力増加量に適用したときの、原子炉熱出力，主蒸気流量，抽気流量，給水のエンタルピの関係を示す。原子炉熱出力，主蒸気流量は、原子炉熱出力１００％の場合に対する比を、抽気流量は、原子炉熱出力１００％の場合の主蒸気流量に対する比を示している。表１から分かる通り、原子炉熱出力を１１０％にした場合でも本発明の増出力方法は広く適用可能である。表１に出力１１０％までしか示していないのは、これ以上の増出力時には湿分分離器４の交換などが必要となるためであり、湿分分離器４の交換を許容する、又は炉心圧力増加や湿分分離過熱器の導入などと組み合わせればさらに広範囲に適用可能である。
【００３４】
なお、一般的に沸騰水型軽水炉においては、原子炉熱出力１０２％程度までは給水流量計測器などの計測精度を向上するだけで実施可能であり、本発明は原子炉熱出力１０２％を超える増出力に対して効果が大きい。さらに原子炉熱出力１０５％程度までの増出力では、一般的に高圧タービン３の交換などの大幅なシステム機器の変更は不要である。本発明を用いれば、原子炉熱出力１０５％を超える増出力時でも高圧タービン３の交換が不要となるため、特に大きな効果が得られる。
【００３５】
【表１】
2006208238.tif 000003
【００３６】
さて、上述のように原子炉熱出力１０５％程度までの通常の増出力では、一般的に高圧タービン３の交換などの大幅なシステム機器の変更は不要であることに着目すると、原子炉熱出力増加幅5％以下と5％を超える増出力で、本実施例の適用方法を変えてもよい。具体的には原子炉熱出力増加幅5％以下では、高圧タービン３の交換は不要であることから、上述の炉心特性（炉心平均ボイド率）を増出力前と同じにすることを主目的とする。今、増出力前の原子炉熱出力をQ1（kW）、増出力後の原子炉熱出力をQ2（kW）、増出力幅をA（％）とすると5％以下の増出力ではA≦5となる。増出力後の炉心流量をW(kg/s)、一般的な沸騰水型軽水炉の運転圧力である7MPa、200℃前後での定圧比熱は約4.5(kJ/kg・K)であること、一般的な沸騰水型軽水炉における炉心流量に占める給水流量の割合が約13％であることから、炉心平均ボイド率を増出力前と同じにする条件は以下のようになる。
【００３７】
給水の熱量変化は給水温度1℃当たり、
W(kg/s)×13（％）/100（％）×4.5(kJ/kg・K)=W×13/100×4.5(kW/K)
である。今、増出力前の給水温度をT1、増出力後の給水温度をT2とすると増出力した熱量（Q2-Q1）(kW)と同等な給水熱量を低下させるための給水温度T2は以下の式より求まる。
【００３８】
Q2-Q1=W×13/100×4.5×(T1-T2)
ここで、炉心特性を増出力前と同等もしくはそれ以上にするためには、増出力した熱量以上に給水熱量を低下させればよい。そのための条件は下式となる。
【００３９】
Q2-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
この式を変形すると、
T2≦T1-7.7×(Q2-Q1)/(4.5×W)
となる。すなわち、5％以下の増出力において上式を満たす給水温度とすれば、炉心の熱的余裕、圧損特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕等の特性は基本的に増出力前と同等かより良いものになる。また、主蒸気流量も増出力前と同等もしくは減少するので、高圧タービンや蒸気乾燥器といった主蒸気系の設計余裕も増出力前と同等かそれ以上に出来る。
【００４０】
さらに原子炉熱出力の増加が5％を超えて10％以下の場合の給水温度について以下で述べる。従来型増出力で原子炉熱出力が5％を超えて増加すると、主蒸気流量も5％を超えて増加し、一般に高圧タービン等の機器の設計余裕を越えるため、このような機器の交換が必要となる。この場合に本実施例のように給水温度を下げることにより、主蒸気流量の増加幅を5％以下に抑えることが可能である。
【００４１】
今、主蒸気流量の5％までの増加を認めると、増出力幅がA(%)のときに必要な給水熱量の低下幅は(A-5)(%)の出力増加分に相当し、
Q2×（A-5+100)/100-Q1= Q2×（A+95/100）-Q1
となる。増出力前の給水温度をT1、増出力後の給水温度をT2とすると、この熱量を相殺するにはT1,T2は次式を満たせばよい。
【００４２】
Q2×（A+95/100）-Q1=W×13/100×4.5×(T1-T2)
主蒸気流量の増加を5％以下にするためには、
Q2×（A+95/100）-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
であればよく、上式を変形して、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋95)/100-Q1)/(4.5×W) 
を得る。これは5％を超え、10％以下の増出力については増出力後の給水温度T2が上式を満たせば高圧タービン等の設計余裕の範囲で増出力ができ、これら機器の交換等が不要となることを意味し、さらに高圧タービンや炉心の設計余裕は従来例の5％増出力時と同等かそれ以上になる。
【００４３】
10％を超える増出力になると、沸騰水型軽水炉では一般に高圧タービン等の他に湿分分離器の交換等が必要になってくる。そこで上述と同じように湿分分離器の交換が要らないように主蒸気流量の増加を10％以下にするように給水温度を下げればよい。この場合の式は上述の5％を超え、10％以下の増出力と同様に考えて、増出力幅A(%)に対して下記のようになる。
【００４４】
Q2×（A-10+100）/100-Q1≦W×13/100×4.5×(T1-T2)
上式を変形すると、
T2≦T1-7.7×(Q2×(A＋90)/100-Q1)/(4.5×W) 
となる。これは10％を超える増出力において、湿分分離器の交換が要らない給水温度低下幅を示している。この場合は高圧タービンや炉心の設計余裕は従来例の10％増出力時と同等かそれ以上になる。
【００４５】
なお、5％以下の増出力、5％を超え10％以下の増出力及び10％を超える増出力においても、熱疲労の観点から給水温度の低下幅が40℃を超えるのは現実的ではない。また、増出力していくと炉心の熱的余裕が減少する。新燃料の採用により一般に２０％程度までは炉心の熱的余裕は持つと言われている。さらに炉心流量を増やすためのポンプの改良等が考えられるが、これらを加味しても増出力幅は３０％程度が炉心特性上、限界と考えられる。また機器側からも３０％以上の増出力は高圧タービンより高い低圧タービンや復水器の設計限界を超えるため、これらの機器の交換も必要であるため現実的でない。
【００４６】
本実施例によれば5％以下の増出力については増出力前と同等かそれ以上の高圧タービンや炉心の設計余裕を維持しつつ、増出力が可能である。5％を超え10％以下の増出力においては高圧タービンや炉心の設計余裕を従来型5％増出力と同等がそれ以上に出来、高圧タービン等の機器交換を削減して10％まで増出力が可である。10％を超える増出力においては湿分分離器や炉心の設計余裕を従来型10％増出力と同等がそれ以上に出来、湿分分離器等の交換をしなくても10％を超える増出力が可能となる。
【００４７】
本発明は上記実施例に制約されず種々の変形が可能である。例えば、沸騰水型軽水炉システムにいおては、湿分分離器４の代わりに図７に示す湿分分離過熱器もしくは湿分分離再熱器１１が用いられる場合も考えられる。この場合は蒸気抽気ライン３１やドレンライン３２が追加になるが、増出力時の給水温度や主蒸気流量といった主要パラメータに関しては大きな変化はなく、上記実施例の場合と同様に本発明の運転方法が適用可能であり、その場合も同様の効果を得ることができる。
【００４８】
また、上記実施の形態は沸騰水型軽水炉システムに本発明を適用した場合のものであるが、加圧水型軽水炉システムにも本発明は適用可能である。
【図面の簡単な説明】
【００４９】
【図１】本発明の一実施例に係わる沸騰水型軽水炉システムの全体構成を、本発明の一実施例による運転方法のヒートバランスとともに示す全体概略図である。
【図２】増出力前の沸騰水型軽水炉システムのヒートバランスを示す全体概略図である。
【図３】従来の増出力手法適用時の沸騰水型軽水炉システムのヒートバランスを示す全体概略図である。
【図４】運転サイクルと原子炉熱出力、主蒸気流量及び抽気流量の関係を示す模式図である。
【図５】運転サイクルと原子炉熱出力、主蒸気流量及び抽気流量の関係を示す模式図である。
【図６】運転サイクルと原子炉熱出力、主蒸気流量及び抽気流量の関係を示す模式図である。
【図７】湿分分離過熱器もしくは湿分分離再熱器を備えた沸騰水型軽水炉システムの全体構成を示す全体概略図である。
【符号の説明】
【００５０】
１…原子炉圧力容器
２…主蒸気管
３…高圧タービン
４…湿分分離器
５…低圧タービン
６…復水器
７…低圧給水加熱器
８…主給水ポンプ
９…高圧給水加熱器
１０…抽気管流量調整弁
１１…湿分分離過熱器もしくは湿分分離再熱器
２１…原子炉
２２…蒸気系（２２Ａ…高圧蒸気系、２２Ｂ…低圧蒸気系）
２３…給水系
２４…給水管
２５〜２８…抽気管
３１…蒸気抽気ライン
３２…ドレンライン
【図１】
2006208238.tif 000004
【図２】
2006208238.tif 000005
【図３】
2006208238.tif 000006
【図４】
2006208238.tif 000007
【図５】
2006208238.tif 000008
【図６】
2006208238.tif 000009
【図７】
2006208238.tif 000010