(57)【要約】【課題】熱効率及び稼働率が向上する原子力プラントを提供する。【解決手段】沸騰水型原子力プラント１では、原子炉圧力容器１８に接続される主蒸気配管３が高圧タービン６及び低圧タービン８に連絡される。蒸気過熱器５が高圧タービン６の上流で主蒸気配管３に設けられる。蒸気ヒートポンプ１５は、蒸気圧縮機１６及び蒸気圧縮機１６を回転させる駆動装置１７を有する。湿分分離過熱器７の下流で主蒸気配管３に接続された蒸気供給管１９が駆動装置１７に接続され、駆動装置１７に接続された蒸気排気管２０が復水器９に接続される。抽気蒸気管２１が、蒸気過熱器５より上流の蒸気抽気部４と蒸気圧縮機１６の蒸気入口部を接続する。蒸気供給管２２が、蒸気圧縮機１６の蒸気出口部と蒸気過熱器５を接続する。圧縮機１６で圧縮された蒸気が、蒸気過熱器５で高圧タービン６に供給する蒸気を過熱する。【選択図】図１
2011191150.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置に接続された主蒸気配管が連絡される高圧タービン及び低圧タービンと、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、前記復水器及び前記蒸気発生装置に接続された給水配管と、前記蒸気発生装置と前記高圧タービンの間で前記主蒸気配管に設けられた蒸気過熱装置と、少なくとも１段の蒸気圧縮機、及び前記蒸気圧縮機を回転させる駆動装置を有する蒸気ヒートポンプと、前記蒸気過熱装置の上流で前記主蒸気配管に接続され、前記蒸気圧縮機の蒸気入口部に接続された蒸気抽気管と、前記蒸気圧縮機の蒸気出口部と前記蒸気過熱装置を連絡する第１蒸気供給管とを備えたことを特徴とする原子力プラント。
【請求項２】
前記駆動装置が蒸気で駆動される回転装置であり、
前記主蒸気配管、前記高圧タービン及び前記低圧タービンを含む主蒸気系のある位置に接続された第２蒸気供給管が、前記回転装置に接続され、
前記回転装置に接続された蒸気排気管が前記復水器に接続される請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記駆動装置がモータである請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記駆動装置が前記高圧タービンであり、前記蒸気圧縮機が前記高圧タービンの回転軸に連結されている請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記蒸気抽気管に設けられて前記蒸気抽気管内に水をスプレイするスプレイ装置を備えた請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記給水配管及び前記スプレイ装置に接続される給水供給管を備えた請求項５に記載の原子力プラント。
【請求項７】
給水加熱器が前記給水配管に設けられ、
前記蒸気過熱装置に接続され、前記蒸気圧縮機で圧縮されて前記第１蒸気供給管により前記蒸気過熱装置に供給される圧縮蒸気のドレンを導くドレン管を、前記給水加熱器に接続した請求項１ないし６のいずれか１項に記載の原子力プラント。
【請求項８】
前記蒸気発生装置が原子炉である請求項１ないし７のいずれか１項に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記蒸気発生装置に接続された原子炉を備えた請求項１ないし７のいずれか１項に記載の原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントに係り、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子力プラントは、原子炉で発生した蒸気を、主蒸気配管を通して高圧タービン及び低圧タービンに供給し、これらのタービンを回転させて発電機を回して発電を行っている。低圧タービンから排気された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として復水器から給水配管を通して原子炉に供給される。給水は、給水配管を流れる間で、給水配管に設けられた複数段の給水加熱器によって加熱されて温度が上昇する。
【０００３】
沸騰水型原子力プラントでは、高圧タービンを駆動して高圧タービンから排気された蒸気は、温度が低下して湿分を含んでいる。湿った蒸気を低圧タービンに供給した場合には、低圧タービンの効率が低下し、また、蒸気に含まれた湿分（水滴）が低圧タービンに設けられたタービン翼に衝突するため、そのタービン翼に負荷がかかる。このため、沸騰水型原子力プラントでは、高圧タービンと低圧タービンの間に湿分分離器を設置し、高圧タービンから排出された蒸気に含まれた湿分を湿分分離器で除去して低圧タービンに供給される蒸気に含まれる湿分を低減している。低圧タービンの効率が向上し、低圧タービン内のタービン翼の信頼性も向上する。
【０００４】
さらに、近年の沸騰水型原子力プラントでは、湿分分離器の下流側に過熱器を設置した湿分分離過熱器（湿分分離再熱器と呼ばれることもある）を設置している。湿分分離過熱器とは、高圧タービン入口または高圧タービン途中から抽気した高温蒸気により、高圧タービンから排出されて湿分分離器で湿分を除去された蒸気を過熱する装置である。湿分分離過熱器から排気された過熱蒸気を低圧タービンに供給することにより、低圧タービンの効率をさらに向上させている。
【０００５】
沸騰水型原子力プラントにおいて、高圧タービンに供給される蒸気も過熱蒸気にできれば、沸騰水型原子力プラント全体の熱効率をさらに向上できる。しかし、従来の沸騰水型原子力プラントでは、蒸気温度が最も高いのは高圧タービンに供給される蒸気であるため、この蒸気を過熱するための加熱源が存在しないという課題があった。
【０００６】
この課題を解決するため、沸騰水型原子力プラントまたは加圧水型原子力プラントの高圧タービンに供給される蒸気を、火力発電所内に設置した火力プラントのボイラまたは再加熱用ボイラに供給して過熱する案が提案されている（特開２００２−１６２４９２号公報参照）。さらに、加圧水型原子力プラントで高圧タービンに供給する蒸気を、高速増殖炉プラントで発生した温度の高い蒸気で過熱するアイデアが提案されている（日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１参照）。
【０００７】
一方、火力発電プラントの熱効率向上策として、蒸気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の例が、実開平１−１２３００１号公報に提案されている。この火力発電プラントでは、復水器から供給した蒸気を蒸気圧縮機で圧縮し、圧縮により温度が上昇した蒸気が復水器からボイラに供給される給水を加熱している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００２−１６２４９２号公報
【特許文献２】実開平１−１２３００１号公報
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
沸騰水型原子力プラントは、炭酸ガスの排出が無く、温暖化対策に対して有効な技術であると認識されている。しかしながら、特開２００２−１６２４９２号公報に記載された火力発電所に設けられたボイラまたは再加熱用ボイラで高圧タービンに供給される蒸気を過熱する場合には、ボイラで化石燃料を燃焼させるために炭酸ガスを含む排ガスがボイラから外部環境に排出される。沸騰水型原子力プラントが温暖化対策に有効な技術であるにもかかわらず、炭酸ガスを発生するボイラで、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給される蒸気を過熱することは、地球温暖化対策に逆行することになる。
【００１１】
日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１に記載されたように、高速増殖炉プラントで発生した蒸気を用いて、沸騰水型原子力プラントにおいて高圧タービンに供給する蒸気を過熱する場合には、高速増殖炉プラントでは炭酸ガスが発生しないので、特開２００２−１６２４９２号公報に記載された火力発電所に設けられたボイラまたは再加熱用ボイラを用いた場合における地球温暖化への悪影響を回避することができる。
【００１２】
しかしながら、高速増殖炉プラントで発生した蒸気で、沸騰水型原子力プラントにおいて高圧タービンに供給する蒸気を過熱する場合には、以下の問題が生じる。高速増殖炉プラントでは、定期的に、または機器の不具合などにより不定期に運転を停止して検査が実施される。沸騰水型原子力プラントにおいても、原子炉の運転を停止して、定期検査等の検査が実施される。沸騰水型原子力プラントの運転中に、高速増殖炉プラントで機器の不具合が発生し、高速増殖炉プラントを検査のために停止している期間は、高速増殖炉プラントからの蒸気の供給が停止するので、沸騰水型原子力プラントにおいて高圧タービンに供給する蒸気の過熱ができなくなる。高速増殖炉プラントからの蒸気の供給が停止されているとき、沸騰水型原子力プラントも運転が停止される。これは、高速増殖炉プラントから蒸気が供給されているときには、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給される蒸気が過熱蒸気であり、高速増殖炉プラントからの蒸気の供給が停止されたときには、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給される蒸気が飽和蒸気になるためである。高圧タービンは供給される蒸気の条件に基づいて設計されている関係上、高圧タービンに流入する蒸気の条件が大幅に変化する場合（例えば、過熱蒸気が飽和蒸気になる場合）には、高圧タービンの効率が大幅に低下し、場合によっては、高圧タービンで振動等が発生する可能性がある。このような事態を避けるために、高速増殖炉プラントからの蒸気の供給が停止されたときには、沸騰水型原子力プラントも停止する必要があり、沸騰水型原子力プラントの稼働率が低下する。
【００１３】
特開２００２−１６２４９２号公報に記載された火力発電所の火力プラントに設けられたボイラまたは再加熱用ボイラで、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給する蒸気を過熱する場合にも、同様な問題が生じる。火力プラントが保守点検で停止した場合にも、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給する蒸気を過熱することができず、上記した理由により、沸騰水型原子力プラントの運転が停止される。したがって、沸騰水型原子力プラントの稼働率が低下する。
【００１４】
本発明の目的は、熱効率及び稼働率が向上する原子力プラントを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記した目的を達成するため本発明の特徴は、蒸気発生装置と高圧タービンの間で主蒸気配管に設けられた蒸気過熱装置と、少なくとも１段の蒸気圧縮機、及び蒸気圧縮機を回転させる駆動装置を有する蒸気ヒートポンプと、蒸気過熱装置の上流で主蒸気配管に接続され、蒸気圧縮機の蒸気入口部に接続された蒸気抽気管と、蒸気圧縮機の蒸気出口部と蒸気過熱装置を連絡する第１蒸気供給管とを備えたことにある。
【００１６】
蒸気過熱装置より上流で抽気した蒸気を蒸気抽気管により蒸気圧縮機に供給して、この蒸気を蒸気圧縮機で圧縮することによって蒸気の温度を高め、温度が高められた圧縮蒸気を蒸気圧縮機から第１蒸気供給管を通して蒸気過熱装置に供給する。この圧縮蒸気は、蒸気過熱装置内で主蒸気配管を通して高圧タービンに供給される蒸気を過熱する。蒸気過熱装置で過熱された蒸気が高圧タービンに供給されるので、高圧タービンの効率が向上し、原子力プラントの熱効率が向上する。また、原子力プラントの蒸気発生装置で発生した蒸気を蒸気圧縮機で圧縮して蒸気過熱装置に供給しているので、他のプラントから、高圧タービンに供給する蒸気を過熱する過熱蒸気の供給を受ける必要がなく、他のプラントの運転停止によりその原子力プラントの運転を停止する必要がなくなる。このため、原子力プラントの稼働率を向上させることができる。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、原子力プラントの熱効率及び稼働率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントである沸騰水型原子力プラントの構成図である。
【図２】本発明の他の実施例である実施例２の原子力プラントである沸騰水型原子力プラントの構成図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントである沸騰水型原子力プラントの構成図である。
【図４】本発明の他の実施例である実施例４の原子力プラントである沸騰水型原子力プラントの構成図である。
【図５】本発明の他の実施例である実施例５の原子力プラントである加圧水型原子力プラントの構成図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例６の原子力プラントである加圧水型原子力プラントの構成図である。
【図７】本発明の他の実施例である実施例７の原子力プラントである加圧水型原子力プラントの構成図である。
【図８】本発明の他の実施例である実施例８の原子力プラントである加圧水型原子力プラントの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
発明者らは、原子力プラントの熱効率及び稼働率の向上策について検討した結果、高圧タービンに供給される蒸気を蒸気過熱装置によって過熱蒸気として、高圧タービンに導けば良いとの結論に達した。高圧タービンに供給される蒸気を過熱蒸気にすることで、高圧タービンの効率が向上し、原子力プラントの熱効率が向上する。
【００２０】
しかしながら、原子力プラントにおいて温度が最も高い蒸気は高圧タービンに供給される蒸気であるため、この蒸気を過熱するためには加熱源を、特開２００２−１６２４９２号公報及び日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１に記載されたように、別途、用意しなければならない。特開２００２−１６２４９２号公報及び日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１に記載されたように、他のプラントで発生する熱を用いて高圧タービンに供給する蒸気を加熱する場合には、前述した問題が生じる。発明者らは、この問題を考慮して検討した結果、高圧タービンの上流で主蒸気配管に蒸気過熱装置を設置し、蒸気過熱装置の上流で主蒸気配管から蒸気の一部を抽気し、蒸気ヒートポンプの蒸気圧縮機により圧縮して温度が上昇した蒸気を蒸気過熱装置に供給すれば良いのと新たな知見を見出した。
【００２１】
これにより、高圧タービンの効率が向上して原子力プラントの熱効率を向上でき、且つ原子力プラントの稼働率の低下を抑制することができる。
【００２２】
上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２３】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントを、図１を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは沸騰水型原子力プラント１である。
【００２４】
沸騰水型原子力プラント１は、蒸気発生装置である原子炉２、蒸気過熱器（蒸気過熱装置）５、高圧タービン６、湿分分離過熱器７、低圧タービン８、復水器９及び蒸気ヒートポンプ１５を備えている。原子炉２は、原子炉圧力容器１８を有し、原子炉圧力容器１８内に炉心シュラウドを設置する。複数の燃料集合体（図示せず）を装荷した炉心（図示せず）が原子炉圧力容器１８内に配置され、炉心シュラウドがその炉心を取り囲んでいる。
【００２５】
原子炉圧力容器１８に接続された主蒸気配管３が高圧タービン６及び低圧タービン８に連絡されている。蒸気過熱器５が、原子炉圧力容器１８と高圧タービン６の間で主蒸気配管３に設けられる。湿分分離過熱器７が、高圧タービン６と低圧タービン８の間で主蒸気配管３に設けられる。低圧タービン８が復水器９の真上に配置される。復水器９と原子炉圧力容器１８が給水配管１４によって接続される。給水配管１４には、復水器９から原子炉圧力容器１８に向って、低圧給水加熱器１０、給水ポンプ１１及び高圧給水加熱器１３が、この順番で設置されている。
【００２６】
蒸気ヒートポンプ１５は、蒸気圧縮機１６、及び蒸気圧縮機１６を駆動する駆動装置１７を有する。駆動装置１７は、蒸気により駆動する回転装置であり、具体的には蒸気タービンである。駆動装置１７の回転軸が蒸気圧縮機１６の回転軸に連結されている。本実施例で用いられる蒸気圧縮機１６は単段遠心式水蒸気圧縮機である。主蒸気配管３の、蒸気過熱器５の上流に位置する蒸気抽気部４に接続された抽気蒸気管２１が、蒸気圧縮機１６の蒸気入口部に接続される。蒸気圧縮機１６の蒸気出口部に接続された蒸気供給管２２が、蒸気過熱器５内の伝熱管に接続される。蒸気過熱器５内の伝熱管に接続されたドレン配管２３が高圧給水加熱器１３に接続される。湿分分離過熱器７の下流で主蒸気配管３に接続された蒸気供給管１９が駆動装置１７に接続される。駆動装置１７に接続された蒸気排気管２０が復水器９に接続される。蒸気圧縮機１６及び駆動装置１７は、高圧タービン６及び低圧タービン８が配置されているタービン建屋内の空き空間に設置される。
【００２７】
図示されていないが、低圧タービン８に接続された抽気蒸気管が低圧給水加熱器１０に接続される。
【００２８】
沸騰水型原子力プラント１の運転時において、原子炉圧力容器１８内の炉心に供給された冷却水は、炉心に装荷された各燃料集合体に含まれている核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉圧力容器１８内に設置された気水分離器及び蒸気乾燥器により水分が除去された後、主蒸気配管３に排気され、蒸気過熱器５に導かれる。蒸気過熱器５に流入したその蒸気は、蒸気圧縮機１６から排気された高温の圧縮空気によって過熱され、原子炉圧力容器１８から流出したときの蒸気温度よりも高い温度になる。蒸気過熱器５から排気された過熱蒸気は、主蒸気配管３を通って高圧タービン６に流入し、高圧タービン６を回転させる。
【００２９】
高圧タービン６で温度が低下して高圧タービン６から排気された蒸気は、主蒸気配管３によって導かれて湿分分離過熱器７に到達する。湿分分離過熱器７は、図示されていないが、湿分分離器及び過熱器を有する。湿分分離過熱器７に流入した蒸気に含まれた水分がその湿分分離器で除去され、水分が除去された蒸気がその過熱器で過熱されて蒸気温度が上昇する。この蒸気は、主蒸気配管３を通って低圧タービン８に供給され、低圧タービン８を回転させる。高圧タービン６及び低圧タービン８の回転軸に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。
【００３０】
低圧タービン８から排気された蒸気は、復水器９で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１４により原子炉圧力容器１８に供給される。給水配管１４内を流れる給水は、低圧給水加熱器１０で加熱され、給水ポンプ１１で昇圧され、高圧給水加熱器１３でさらに加熱されて温度を上昇する。高圧給水加熱器１３から吐出された高温の給水が原子炉圧力容器１８内に導かれる。低圧給水加熱器１０には、低圧タービン８から抽気された抽気蒸気が加熱源として供給される。
【００３１】
湿分分離過熱器７の下流で主蒸気配管３から蒸気供給管１９によって抽気された蒸気が、蒸気供給管１９を通して蒸気タービンである駆動装置１７に供給され、駆動装置１７を回転させる。駆動装置１７から排気された蒸気は、蒸気排気管２０により復水器９に導かれて凝縮される。駆動装置１７の駆動によって蒸気圧縮機１６も回転する。蒸気抽気部４において主蒸気配管３から抽気された蒸気は、抽気蒸気管２１を通って回転している蒸気圧縮機１６に供給される。この蒸気は、蒸気圧縮機１６で圧縮されて温度が上昇する。この温度は、原子炉圧力容器１８から主蒸気配管３に吐出される蒸気の温度よりも高くなる。このため、蒸気圧縮機１６で圧縮された蒸気は、過熱蒸気になる。蒸気圧縮機１６から排気された圧縮蒸気は、蒸気供給管２２で導かれて蒸気過熱器５内の伝熱管内に供給される。主蒸気配管３内を流れて蒸気過熱器５の胴体内で伝熱管の外側の領域に流入した蒸気が、伝熱管内を流れる圧縮蒸気により過熱され、前述したように、原子炉圧力容器１８から主蒸気配管３に吐出される蒸気の温度よりも高くなる。蒸気過熱器５で圧縮蒸気によって過熱されて過熱状態になった蒸気が、高圧タービン６に供給される。蒸気過熱器５において原子炉圧力容器１８内の蒸気温度（飽和温度）よりも温度が高くなった過熱蒸気が高圧タービン６に供給されるので、この蒸気の高圧タービン６内での仕事量が増大し、高圧タービン６の効率が向上する。結果的に、沸騰水型原子力プラント１の熱効率が向上する。
【００３２】
蒸気供給管２２内を流れて蒸気過熱器５の伝熱管内に供給された圧縮蒸気は、蒸気過熱器５の胴体内を流れる蒸気を過熱して温度が低下し、ドレン配管２３内に排気される。ドレン配管２３内に排気された蒸気は、高圧給水加熱器１３に導かれ、給水の加熱に使用される。
【００３３】
本実施例では、蒸気ヒートポンプ１５を用いて圧縮された蒸気によって、高圧タービン６に供給する蒸気を過熱するので、沸騰水型原子力プラント１が、前述した公知例のように、蒸気を発生する他のプラント（火力プラント及び高速増殖炉プラント）の運転停止の影響を受けて運転を停止されることがない。このため、沸騰水型原子力プラント１の稼働率を向上させることができる。
【００３４】
日本原子力学会１９９９年秋の大会、Ｅ５１に記載されたように、高速増殖炉プラントで発生した蒸気で、沸騰水型原子力プラントにおいて高圧タービンに供給する蒸気を過熱する場合には、高速増殖炉プラントの原子力発電所を沸騰水型原子力プラントの原子力発電所に隣接して配置する必要があり、高速増殖炉プラントで発生した蒸気を沸騰水型原子力プラントの、高圧タービンの上流で主蒸気配管に設けた蒸気過熱器まで導くために長い配管系を敷設する必要がある。これらは、特開２００２−１６２４９２号公報の火力プラントに設けられたボイラ等で、沸騰水型原子力プラントの高圧タービンに供給する蒸気を過熱する場合にも必要になる。しかしながら、本実施例では、蒸気ヒートポンプ１５を用いているので、他の原子力プラントまたは火力プラントが設置された発電所を沸騰水型原子力プラントの原子力発電所に隣接して配置する必要がない。また、本実施例では、沸騰水型原子力プラントの原子力発電所と他の発電所との間で蒸気を導く配管系を引きまわす必要がない。したがって、このように配管系を他の発電所との間で引き回す必要がない本実施例の沸騰水型原子力プラント１は、上記の各公知例よりも構成が単純化される。
【００３５】
蒸気圧縮機１６は、単段遠心式水蒸気圧縮機以外の他のタイプの圧縮機を用いてもよい。蒸気圧縮機１６を複数段の圧縮機を備えたものとし、これらの圧縮機によって蒸気を順番に圧縮することによって、さらに温度が高くなった蒸気を得ることができる。この蒸気を蒸気過熱器５に供給して高圧タービン６に供給する蒸気を過熱することによってさらに温度が高い加熱蒸気を高圧タービン６に供給することができる。
【００３６】
蒸気圧縮機１６を多段にしてこれらの蒸気圧縮機１６で順番に蒸気を圧縮するような構成にしてもよい。
【実施例２】
【００３７】
本発明の他の実施例である実施例２の原子力発電プラントを、図２を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは沸騰水型原子力プラント１Ａである。
【００３８】
本実施例の沸騰水型原子力プラント１Ａは、実施例１の沸騰水型原子力プラント１にスプレイ装置１８を追加した構成を有する。沸騰水型原子力プラント１Ａの他の構成は沸騰水型原子力プラント１と同じである。
【００３９】
スプレイ装置１８が抽気蒸気管２１に設けられる。このスプレイ装置１８に接続された給水管２４が、給水ポンプ１１と高圧給水加熱器１３の間で給水配管１４に設けられた抽水部１２に接続されている。
【００４０】
沸騰水型原子力プラント１Ａの運転時において、実施例１と同様に、蒸気供給管１９を通して供給される抽気蒸気によって駆動装置１７が駆動され、蒸気圧縮機１６が回転する。注水部１２で給水管２４に流入した給水が、給水管２４内を流れてスプレイ装置１８に導かれる。蒸気抽気部４で抽気されて抽気蒸気管２１内を流れる蒸気に、スプレイ装置１８によってその給水（水）がスプレイされる。給水のスプレイによって温度が低下した蒸気が、蒸気圧縮機１６内に供給されて圧縮される。蒸気圧縮機１６に流入する蒸気の温度が低いので、蒸気圧縮機１６による蒸気の圧縮効率が増大し、圧縮された蒸気の温度が水をスプレイしない場合よりも高くなる。蒸気圧縮機１６から排気された圧縮蒸気は、蒸気供給管２２を通って蒸気過熱器５に供給され、主蒸気配管３で導かれた蒸気を過熱する。この過熱によって温度が上昇した蒸気が、高圧タービン６に供給される。過熱された蒸気の温度が高くなる分、高圧タービン６の効率がさらに向上し、沸騰水型原子力プラント１Ａの熱効率もさらに向上する。
【００４１】
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、圧縮するために蒸気圧縮機１６に供給する蒸気に水をスプレイしているので、実施例１よりも蒸気圧縮機の動力を削減でき、沸騰水型原子力プラント１Ａの熱効率を高めることができる。
【００４２】
抽水部１２は復水器９から原子炉圧力容器１８の間の給水配管１４の任意の位置に設けてもよい。スプレイ装置１８に供給する水を昇圧するために、配管２４にポンプを設けてもよい。また、本実施例では、スプレイ装置１８を蒸気圧縮機１６の入口側である抽気蒸気管２１に設置しているが、蒸気圧縮機１６を多段にしてこれらの蒸気圧縮機１６で順番に蒸気を圧縮する場合には、下流側に位置する蒸気圧縮機と上流側に位置する他の蒸気圧縮機を接続する配管のそれぞれにスプレイ装置１８を設置してもよい。
【実施例３】
【００４３】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力発電プラントを、図３を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは沸騰水型原子力プラント１Ｂである。
【００４４】
沸騰水型原子力プラント１Ｂは、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において蒸気ヒートポンプ１５を蒸気ヒートポンプ１５Ａに替えた構成を有する。沸騰水型原子力プラント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。
【００４５】
蒸気ヒートポンプ１５Ａは、蒸気圧縮機１６、及び蒸気圧縮機１６の回転軸に連結された駆動装置であるモータ１７Ａを有する。蒸気抽気部４に接続された抽気蒸気管２１が蒸気圧縮機１６の蒸気入口部に接続され、蒸気圧縮機１６の蒸気出口部に接続された蒸気供給管２２が蒸気過熱器５内の伝熱管に接続される。蒸気圧縮機１６は、モータ１７Ａの駆動によって回転される。本実施例においても、蒸気圧縮機１６で圧縮された蒸気が、蒸気過熱器５に導かれ、高圧タービン６に供給される蒸気を過熱する。
【００４６】
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。さらに、本実施例は、蒸気圧縮機１６をモータ１７Ａで駆動しているので、実施例１で設けられた蒸気供給管１９及び蒸気排気管２０が不要になる。このため、沸騰水型原子力プラント１Ｂの構成が沸騰水型原子力プラント１よりも簡素化され、定期検査時において検査すべき対象箇所が低減される。
【００４７】
本実施例において、沸騰水型原子力プラント１Ａと同様に、抽気蒸気管２１にスプレイ装置１８を設けてもよい。
【実施例４】
【００４８】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力発電プラントを、図４を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは沸騰水型原子力プラント１Ｃである。
【００４９】
沸騰水型原子力プラント１Ｃは、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において蒸気ヒートポンプ１５を蒸気ヒートポンプ１５Ｂに替えた構成を有する。沸騰水型原子力プラント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。
【００５０】
蒸気ヒートポンプ１５Ｂは、蒸気圧縮機１６を有し、蒸気圧縮機１６の駆動装置が高圧タービン６になっている。蒸気圧縮機１６の回転軸は高圧タービン６の回転軸に連結されており、蒸気圧縮機１６が高圧タービン６の回転によって回転される。蒸気圧縮機１６の回転によって圧縮された蒸気が、蒸気過熱器５に導かれ、高圧タービン６に供給される蒸気を過熱する。
【００５１】
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。さらに、本実施例は、蒸気圧縮機１６を高圧タービン６で回転させるので、実施例１で設けられた駆動装置１７を別途設ける必要がなく、蒸気供給管１９及び蒸気排気管２０も不要になる。このため、沸騰水型原子力プラント１Ｂの構成が沸騰水型原子力プラント１よりも簡素化される。本実施例は、実施例３よりも原子力プラントの構成を簡素化することができ、定期検査時において検査すべき対象箇所が低減される。
【００５２】
本実施例において、沸騰水型原子力プラント１Ａと同様に、抽気蒸気管２１にスプレイ装置１８を設けてもよい。
【実施例５】
【００５３】
本発明の他の実施例である実施例５の原子力プラントを、図５を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは、加圧水型原子力プラント２５である。
【００５４】
加圧水型原子力プラント２５は、原子炉２Ａ、蒸気発生器（蒸気発生装置）２６、蒸気過熱器５、高圧タービン６、湿分分離過熱器７、低圧タービン８、復水器９及び蒸気ヒートポンプ１５を備えている。原子炉２Ａは、原子炉圧力容器１８Ａを有し、原子炉圧力容器１８内に、複数の燃料集合体（図示せず）を装荷した炉心（図示せず）が配置されている。蒸気発生器２６は、閉ループである、冷却水の循環ループを形成する一次冷却系配管２７によって原子炉圧力容器１８Ａに接続される。一次冷却系配管２７は、蒸気発生器２６内に設けられた複数の伝熱管（図示せず）に接続される。主蒸気配管３及び給水配管１４は、蒸気発生器２６に接続され、蒸気発生器２６の胴体内で伝熱管の外側に形成される領域に連絡される。
【００５５】
加圧水型原子力プラント２５において、原子炉２Ａ、蒸気発生器２６及び一次冷却系配管２７、及び主蒸気配管３及び給水配管１４を蒸気発生器２６に接続した以外の構成は、沸騰水型原子力プラント１と同じである。
【００５６】
原子炉圧力容器１８Ａの炉心内で核燃料物質の核分裂で発生した熱により加熱された高温の冷却水が、原子炉圧力容器１８Ａから排出されて一次冷却系配管２７を通して蒸気発生器２６の各伝熱管内に供給される。この高温の冷却水が、給水配管１４により蒸気発生器２６内の胴体内に供給される給水を加熱し、この給水は加熱されて蒸気になる。発生した蒸気は、主蒸気配管３を通って、沸騰水型原子力プラント１と同様に、蒸気過熱器５で圧縮蒸気によって過熱され、高圧タービン６に供給される。蒸気発生器２６内で給水を加熱することによって温度が低下した冷却水は、一次冷却系配管２７の戻り部を通って原子炉圧力容器１８Ａの炉心に戻される。
【００５７】
本実施例においても、実施例１と同様に、蒸気抽気部４から抽気された蒸気が、蒸気圧縮機１６で圧縮されて温度が上昇し、蒸気過熱器５に蒸気供給管２２を通して供給される。圧縮蒸気が、上記したように、蒸気過熱器５内で高圧タービン６に供給される蒸気を過熱する。
【００５８】
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。本実施例によれば、加圧水型原子力プラント２５の熱効率が向上する。
【実施例６】
【００５９】
本発明の他の実施例である実施例６の原子力プラントを、図６を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは加圧水型原子力プラント２５Ａである。
【００６０】
本実施例の加圧水型原子力プラント２５Ａは、実施例５の加圧水型原子力プラント２５にスプレイ装置１８を追加した構成を有する。加圧水型原子力プラント２５Ａの他の構成は加圧水型原子力プラント２５と同じである。
【００６１】
スプレイ装置１８が、実施例２と同様に、抽気蒸気管２１に設けられる。このスプレイ装置１８に接続された給水管２４が、給水ポンプ１１と高圧給水加熱器１３の間で給水配管１４に設けられた抽水部１２に接続されている。
【００６２】
加圧水型原子力プラント２５Ａの運転時において、実施例２と同様に、注水部１２で給水管２４に流入した給水が、スプレイ装置１８から、蒸気供給管１９内を流れる抽気蒸気にスプレイされる。給水のスプレイによって温度が低下した抽気蒸気が、回転している蒸気圧縮機１６に供給される。圧縮されて温度が上昇した蒸気が、蒸気過熱器５に供給されて高圧タービン６に供給される蒸気を過熱する。
【００６３】
本実施例は、実施例５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と同様に、給水のスプレイによって温度が低下した抽気蒸気を蒸気圧縮機１６に供給するので、蒸気圧縮機１６による蒸気の圧縮効率が増大し、加圧水型原子力プラント２５Ａの熱効率がさらに向上する。
【実施例７】
【００６４】
本発明の他の実施例である実施例７の原子力プラントを、図７を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは加圧水型原子力発電プラント２５Ｂである。
【００６５】
加圧水型原子力発電プラント２５Ｂは、加圧水型原子力発電プラント２５において蒸気ヒートポンプ１５を実施例３で用いられる蒸気ヒートポンプ１５Ａに替えた構成を有する。加圧水型原子力プラント２５Ｂの他の構成は加圧水型原子力プラント２５と同じである。
【００６６】
本実施例では、蒸気圧縮機１６がモータ１７Ａで駆動され、蒸気抽気部４から抽気された蒸気が蒸気圧縮機１６によって圧縮される。この圧縮された蒸気が、蒸気過熱器５に供給されて高圧タービン６に供給される蒸気を過熱する。
【００６７】
本実施例は実施例３で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、加圧水型原子力発電プラント２５Ｂの熱効率がさらに向上する。
【００６８】
本実施例においても、加圧水型原子力プラント２５Ａと同様に、抽気蒸気管２１にスプレイ装置１８を設けてもよい。
【実施例８】
【００６９】
本発明の他の実施例である実施例８の原子力プラントを、図８を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは加圧水型原子力発電プラント２５Ｃである。
【００７０】
加圧水型原子力発電プラント２５Ｃは、加圧水型原子力発電プラント２５において蒸気ヒートポンプ１５を実施例４で用いられる蒸気ヒートポンプ１５Ｂに替えた構成を有する。加圧水型原子力プラント２５Ｃの他の構成は加圧水型原子力プラント２５と同じである。
【００７１】
蒸気ヒートポンプ１５Ｂの蒸気圧縮機１６の回転軸が高圧タービン６の回転軸に連結され、蒸気圧縮機１６が、実施例４と同様に、高圧タービン６で回転される。
【００７２】
本実施例は、実施例４で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、加圧水型原子力発電プラント２５Ｃの熱効率がさらに向上する。
【００７３】
本実施例においても、加圧水型原子力プラント２５Ａと同様に、抽気蒸気管２１にスプレイ装置１８を設けてもよい。
【産業上の利用可能性】
【００７４】
本発明は、沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力発電プラントに適用することができる。
【符号の説明】
【００７５】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ…沸騰水型原子力プラント、２，２Ａ…原子炉、３…主蒸気配管、４…蒸気抽気部、５…蒸気過熱器、６…高圧タービン、７…湿分分離過熱器、８…低圧タービン、９…復水器、１０…低圧給水加熱器、１１…給水ポンプ、１２…抽水部、１３…高圧給水加熱器、１４…給水配管、１５，１５Ａ，１５Ｂ…蒸気ヒートポンプ、１６…蒸気圧縮機、１７…駆動装置、１７Ａ…モータ、１８…スプレイ装置、２５，２５Ａ，２５Ｂ，２５Ｃ…加圧水型原子力プラント、２６…蒸気発生器。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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