熱併給原子力発電システム
【課題】原子炉熱出力及び負荷変動のいずれかを吸収することができ、熱効率を向上することができる熱併給原子力発電システムを提供する。
【解決手段】熱併給原子力発電システム１は、沸騰水型原子力発電プラント２、温水生成装置１７及び制御装置２４を備える。原子炉３で発生した蒸気は、高圧タービン５、低圧タービン６を回転させ、復水器７で凝縮される。復水器７から冷却水排出管１０に排出された冷却水が、温水供給管１８に流入し、温水生成装置１７において各タービンから抽気された蒸気により加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱されて温水になる。制御装置２４は、原子炉熱出力に基づいて、温水供給管１８に設けられた流量制御弁１９、加熱蒸気供給管２２Ａに設けた流量制御弁２３Ａ及び加熱蒸気供給管２２Ｂに設けた流量制御弁２３Ｂの各開度を制御する。
【解決手段】熱併給原子力発電システム１は、沸騰水型原子力発電プラント２、温水生成装置１７及び制御装置２４を備える。原子炉３で発生した蒸気は、高圧タービン５、低圧タービン６を回転させ、復水器７で凝縮される。復水器７から冷却水排出管１０に排出された冷却水が、温水供給管１８に流入し、温水生成装置１７において各タービンから抽気された蒸気により加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱されて温水になる。制御装置２４は、原子炉熱出力に基づいて、温水供給管１８に設けられた流量制御弁１９、加熱蒸気供給管２２Ａに設けた流量制御弁２３Ａ及び加熱蒸気供給管２２Ｂに設けた流量制御弁２３Ｂの各開度を制御する。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、熱併給原子力発電システムに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な熱併給原子力発電システムに関する。
【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する。これらのタービンは、蒸気によって回転され、タービンに連結された発電機を回転させる。これにより、発電が行われる。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、給水配管を通り、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、原子炉に供給される。
【０００３】
沸騰水型原子力プラントを発電だけでなく、熱源として用いることでプラント全体での実質的な熱効率を高める熱併給発電システムが提案されている（特開昭５９−４８６９６号公報、特開昭６３−３２９８号公報、特開平４−１４０４０６号公報及び特開２００７−５１５６５号公報）。
【０００４】
特開昭５９−４８６９６号公報に記載された熱併給原子力発電システムでは、高圧タービンよりも上流側の主蒸気配管から抽気した蒸気を用いて、熱交換器で高圧側熱利用設備に供給する温水を生成している。また、高圧タービンの排気側から抽気した蒸気を用いて、他の熱交換器で低圧側熱利用設備に供給する温水を生成している。
【０００５】
特開昭６３−３２９８号公報は、復水器の排水を蒸気タービンの抽気蒸気で加熱し、過熱された排水を用いて、熱水供給管内を流れる水を加熱する熱併給原子力発電システムを記載している。
【０００６】
蒸気タービンから排気された蒸気を凝縮した復水器の排水を、蒸気タービンから抽気した蒸気で加熱して温水を生成し、この温水を温水利用設備に供給する熱併給発電システムが、特開平４−１４０４０６号公報に記載されている。
【０００７】
特開２００７−５１５６５号公報にも、熱併給発電システムが記載されている。この熱併給発電システムは、発電プラントの高圧タービン及び低圧タービンからそれぞれ抽気された蒸気を別々の熱交換器に導いてこれらの熱交換器で水を順次加熱し、温水利用設備に供給する温水を生成している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開昭５９−４８６９６号公報
【特許文献２】特開昭６３−３２９８号公報
【特許文献３】特開平４−１４０４０６号公報
【特許文献４】特開２００７−５１５６５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
特開昭５９−４８６９６号公報及び特開２００７−５１５６５号公報では、温水利用設備に供給する温水を生成する際に、発電に利用する蒸気による加熱により温水を生成しており、プラント全体での熱利用率が向上する。しかしながら、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器から排出される温排水の熱を利用していないため、発電部分の熱効率は向上しない。
【００１０】
特開昭６３−３２９８号公報及び特開平４−１４０４０６号公報に記載された熱併給発電システムでは、温水利用設備に供給する温水を、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器から排出される温排水を抽気蒸気で加熱することにより生成しているので、発電部分の実質的な熱効率が向上する。特開昭６３−３２９８号公報及び特開平４−１４０４０６号公報において、復水器の温排水を利用して、温水利用設備での熱利用として意味のある５０℃〜１００℃の温水を生成するためには、蒸気発生装置（原子炉等）で発生した熱の多くをその温水の生成に使用する必要があり、発電プラントにおける発電量を低く抑える必要がある。
【００１１】
本発明の目的は、原子炉熱出力及び負荷変動のいずれかを吸収することができ、熱効率を向上することができる熱併給原子力発電システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気発生装置と、蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、復水器と蒸気発生装置を接続する給水配管と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、タービンから抽気される蒸気を導く複数の第２配管と、第２配管ごとに接続されて第１配管に設けられ、第１配管で導かれる水を第２配管で供給される蒸気で加熱する複数の加熱装置と、第２配管に設けられた第１流量制御弁と、複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
原子炉熱出力に基づいて、第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することにある。
【００１３】
第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御することにより、原子力発電プラントの原子炉熱出力を利用した、温水生成装置での熱利用量と原子力発電プラントでの発電量の割合を調節することができるので、原子力発電プラントの原子炉熱出力の変動を温水生成装置での熱利用により吸収することができ、さらに、熱併給原子力発電システムにおけるシステム全体の熱効率が向上する。
【００１４】
蒸気発生装置と、蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、タービンから抽気される蒸気を導く複数の第２配管と、第２配管ごとに接続されて第１配管に設けられ、第１配管で導かれる前記水を第２配管で供給される蒸気で加熱する複数の加熱装置と、第２配管に設けられた第１流量制御弁と、複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
発電量要求信号に基づいて、第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することによっても、上記した目的を達成することができる。
【００１５】
第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御することにより、原子力発電プラントの負荷変動に対応した発電量要求信号を利用した、温水生成装置での熱利用量と原子力発電プラントでの発電量の割合を調節することができるので、原子力発電プラントの負荷変動を温水生成装置での熱利用により吸収することができ、さらに、熱併給原子力発電システムにおけるシステム全体の熱効率が向上する。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、熱利用量と発電量の割合を調節するため、原子炉熱出力及び負荷変動のいずれかを吸収することができ、熱効率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図２】図１に示す制御装置で実行される制御の制御信号を生成する処理の一例を示す説明図である。
【図３】従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図４】従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける負荷変動に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図５】実施例１の熱併給原子力発電システムに含まれる沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例２の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図７】本発明の他の実施例である実施例３の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図８】本発明の他の実施例である実施例４の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図９】実施例４の熱併給原子力発電システムに含まれる沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図１０】図９に示す制御装置で実行される制御の制御信号を生成する処理の一例を示す説明図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例５の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
発明者らは、原子力発電プラントを含む熱併給原子力発電システムにおけるプラント全体での実質的な熱効率の向上策について検討を行った。
【００１９】
この結果、発明者らは、特開平４−１４０４０６号公報に記載されているように、タービンから排気される蒸気を凝縮した、復水器からの排水の一部をタービンからの抽気蒸気で加熱して温水を生成すれば良いとの結論を得た。これにより、海（または川）に捨てられていた熱を利用することができ、原子力発電プラント全体の実質的な熱効率を向上させることができる。さらに、発明者らは、復水器の伝熱管に接続された排水管内から取り出して温水となる排水の量、及びこの排水を加熱するタービン等からの抽気蒸気の量を原子炉熱出力（または負荷変動）に応じて制御することにより、原子炉熱出力の変動（または負荷変動）を温水生成装置での熱利用により吸収できることを新たに見出した。
【００２０】
この結果、熱併給原子力発電システムを構成する原子力発電プラント全体の実質的な熱効率を向上させ、原子炉熱出力（または負荷変動）に対応可能な熱併給原子力発電システムを構成することができる。
【００２１】
上記した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】
【００２２】
本発明の好適な一実施例である実施例１の熱併給原子力発電システムを、図１を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１は、原子力発電プラントとして沸騰水型原子力発電プラントを用いている。熱併給原子力発電システム１は、沸騰水型原子力発電プラント２、温水生成装置１７及び制御装置２４を備えている。
【００２３】
沸騰水型原子力発電プラント２は、蒸気発生装置である原子炉３、主蒸気配管４、高圧タービン５、低圧タービン６、復水器７及び給水配管１１を備えている。複数の燃料集合体が装荷された炉心２６を有する原子炉３は、主蒸気配管４によって高圧タービン５及び低圧タービン６に接続される。低圧タービン６が接続される復水器７は、内部に複数の伝熱管８を有している。海（または川）の中に吸い込み口が配置された冷却水供給管９がそれらの伝熱管８のそれぞれの入口に連絡される。それらの伝熱管８のそれぞれの出口に、冷却水排出管１０が連絡される。給水配管１１が復水器７と原子炉３を接続している。低圧給水加熱器１２、給水ポンプ１３及び高圧給水加熱器１４が、上流よりこの順番に、給水配管１１に設置されている。高圧タービン５に接続された抽気蒸気管１５が高圧給水加熱器１４に接続される。低圧タービン６に接続された抽気蒸気管１６が低圧給水加熱器１２に接続される。
【００２４】
圧力計２７が高圧タービン５の上流で主蒸気配管４に設置される。流量計２８及び温度計２９が高圧給水加熱器１４の下流で給水配管１１に設けられる。圧力計２７、流量計２８及び温度計２９が原子炉熱出力モニタ２５に接続され、原子炉熱出力モニタ２５が制御装置２４に接続される。
【００２５】
温水生成装置１７は、温水供給管１８、熱利用水流量制御弁１９、加熱器２１Ａ，２１Ｂ、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂ及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂを備えている。熱利用水流量制御弁１９を設けた温水供給管１８が冷却水排出管１０に接続されている。加熱器２１Ａ、ポンプ２０及び加熱器２１Ｂが、この順番で、熱利用水流量制御弁１９から下流に向って、温水供給管１８に設けられる。温水供給管１８は温水利用設備（図示せず）に接続される。加熱用蒸気流量制御弁２３Ａが設けられた加熱蒸気供給管２２Ａが、低圧タービン６と加熱器２１Ａを接続する。加熱用蒸気流量制御弁２３Ｂが設けられた加熱蒸気供給管２２Ｂが、高圧タービン５と加熱器２１Ｂを接続する。ポンプ２０の設置は、最終段の加熱器（本実施例では、加熱器２１Ｂ）から流出した温水の温度が１００℃を超える場合には必須である。しかし、その温度が１００℃未満の場合には、ポンプ２０を設置しなくても良い。また、熱利用水流量制御弁１９、ポンプ２０及び加熱器２１の順序は、図１に示す配置順を変更しても良い。
【００２６】
加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂの低圧タービン６、高圧タービン５への接続位置は、温水生成装置１７から温水利用設備に供給する温水の温度によって決定される。この温水の温度が高い場合には、加熱蒸気供給管２２Ａの低圧タービン６への接続位置、及び加熱蒸気供給管２２Ｂの高圧タービン５への接続位置は、それぞれのタービンの蒸気入口により近い位置になる。
【００２７】
原子炉３内の炉心２６で発生した蒸気は、主蒸気配管４を通して高圧タービン５及び低圧タービン６に供給され、これらのタービンを回転させる。タービンに連結された発電機が回転され、発電が行われる。低圧タービン６から排気された蒸気は、復水器７に排気される。冷却水供給管９によって導かれた冷却水が、復水器７内に設けられた各伝熱管８に供給される。この冷却水は、復水器７内で各伝熱管８の外側を流動する蒸気を冷却し、凝縮させる。蒸気の凝縮に用いられた冷却水は、各伝熱管８から冷却水排出管１０に排出される。
【００２８】
蒸気の凝縮により生成された水は、給水として、給水ポンプ１３で昇圧され、給水配管１１を通って原子炉３に供給される。給水配管１１内を流れる給水は、低圧タービン６から抽気された蒸気が抽気蒸気管１６を通って導かれる低圧給水加熱器１２、及び高圧タービン５から抽気された蒸気が抽気蒸気管１５を通って導かれる高圧給水加熱器１４によって加熱される。これらの給水加熱器による加熱により温度が上昇した給水が、原子炉３に供給される。低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４にそれぞれ供給された抽気蒸気は給水の加熱によって凝縮してドレン水になる。これらのドレン水は、低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４に接続されたドレン配管（図示せず）により復水器７に供給され、給水に混合される。
【００２９】
復水器７の伝熱管８内で蒸気の凝縮により温度が上昇して冷却水排出管１０に排出された冷却水の一部が、温水供給管１８内に流入する。この冷却水は、加熱器２１Ａ，２１Ｂによって加熱されてさらに温度が上昇した温水となり、ポンプ２０で昇圧されて温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される。加熱器２１Ａには、温水の加熱源である、低圧タービン６から抽気された蒸気が、加熱蒸気供給管２２Ａにより加熱器２１Ａに供給される。加熱器２１Ｂには、温水の加熱源である、高圧タービン５から抽気された蒸気が、加熱蒸気供給管２２Ｂにより加熱器２１Ｂに供給される。冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入した冷却水が、それらの蒸気によって加熱される。加熱器２１Ａ，２１Ｂのそれぞれに供給された抽気蒸気は、温水供給管１８内を流れる冷却水を加熱することにより凝縮され、ドレン水となって、加熱器２１Ａ，２１Ｂに接続された、上記したドレン配管とは別のドレン配管（図示せず）によって復水器７に導かれて給水に混合される。
【００３０】
以下に、本実施例における原子炉熱出力の変動の吸収について説明する。
【００３１】
図３に、従来の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉熱出力及び発電機出力の運転時間における変化の一例を示す。ここで示した運転例は、原子炉熱出力及び発電機出力が一定に保持されている。実際の沸騰水型原子力発電プラントの運転では、原子炉熱出力を一定に保持した場合でも、季節により海水温度などが変化し、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が変化するため、発電機出力は僅かに変動する。このため、原子炉熱出力及び発電機出力のどちらか一方を一定に保持するように制御している。ただし、季節変化による熱効率の変化は僅かであるので、図２に示された各特性は、季節による熱効率変化は無視した例を示している。
【００３２】
図４は、沸騰水型原子力発電プラントの負荷変動に対応した運転を行っている場合における原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。海外において、全発電量に占める原子力発電プラントの発電量の割合が高い場合などに、負荷変動に応じて、原子力発電プラントの発電機出力を変化させている例がある。従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉熱出力を変化させて発電機出力を変更している。
【００３３】
図５に、本実施例における原子炉熱出力の変化に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。図５には、本実施例で用いられる基準熱出力（基準原子炉熱出力）が一点鎖線で示されており、実線で示された原子炉熱出力は炉心設計にて定められた原子炉熱出力である。負荷変動に対応した例については実施例４以降で説明する。
【００３４】
従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、図３に示したように原子炉熱出力は一定であるが、これは、炉心流量の制御及び制御棒位置の調整により、原子炉熱出力を一定に保っているためである。このような制御が行われない場合には、原子炉熱出力は炉心内の核燃料物質の燃焼と共に変化する。原子炉熱出力の変化トレンドは燃料設計及び炉心設計により異なる。
【００３５】
本実施例の熱併給原子力発電システム１では、原子炉熱出力の変動を許容し、従来の沸騰水型原子力プラントのように、定格出力運転時において、原子炉熱出力を常に一定に保つために炉心流量の制御（例えば、炉心流量の増加）及び制御棒位置の変更を頻繁に行う必要がなくなる。すなわち、本実施例では、沸騰水型原子力プラント２の起動から、燃料集合体の交換のために沸騰水型原子力プラント２の運転を停止するまでの一つの運転サイクルにおいて、特に定格出力運転時で、何度か、炉心流量、及び制御棒位置を変更して原子炉熱出力を調整する。
【００３６】
本実施例における温水生成装置１７で生成する温水の温度制御について説明する。
【００３７】
圧力計２７が原子炉３から高圧タービン５に供給される蒸気の圧力を測定する。流量計２８は原子炉３に供給される給水の流量を測定し、温度計２９は最終段の高圧給水加熱器１４から吐出されて原子炉３に供給される給水の温度を測定する。測定された蒸気圧力、給水流量及び給水温度が、原子炉熱出力モニタ２５に入力される。原子炉熱出力モニタ２５は、入力した蒸気圧力、給水流量及び給水温度に基づいて原子炉熱出力を求める。具体的には、給水温度及び給水流量を用いて給水による原子炉３への入熱量を求める。蒸気圧力を用いて蒸気の飽和温度を求め、高圧タービン５に供給される蒸気流量及びその飽和温度に基づいて蒸気による高圧タービン５への入熱量を求める。高圧タービン５に供給される蒸気流量は、原子炉３内の水位が一定に調節されるので、給水流量と同じである。この蒸気流量は、主蒸気配管３に流量計を設置して測定しても良い。原子炉熱出力モニタ２５は、蒸気による高圧タービン５への入熱量から給水による原子炉３への入熱量を差し引くことによって、原子炉熱出力を算出する。原子炉熱出力を算出するこのような原子炉熱出力モニタ２５は、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を測定していると言える。原子炉熱出力モニタ２５で求められた（測定された）原子炉熱出力が、制御装置２４に入力される。
【００３８】
温水生成装置１７の各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂの制御を、図２を用いて説明する。これらの流量制御弁の制御は制御装置２４によって行われる。制御装置２４は、ステップＳ１及びＳ２の各計算により熱利用水流量制御弁１９の開度を求め、ステップＳ３及びＳ４の各計算により加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。図５に一点鎖線で示す基準熱出力（基準原子炉熱出力）が制御装置２４の記憶装置（図示せず）に記憶されている。基準熱出力は、例えば、一運転サイクルにおける最低熱出力（沸騰水型原子力発電プラント２の起動時及び停止時を除く）にすれば良い。その最低熱出力時においても一定量の熱利用をする場合（温水生成装置１７から温水利用設備に温水を供給する場合）には、基準熱出力のときにおいても熱利用水流量及び加熱用蒸気流量が０よりも大きくなるようにする。基準熱出力のときに発電のみを行う場合は、基準熱出力のときにおける熱利用水流量及び加熱用蒸気流量が共に０になるようにする。
【００３９】
さらに、制御装置２４の記憶装置には、図２に示す４つの特性に関する情報が記憶されている。第１特性は、原子炉熱出力と熱利用水の流量との関係を示す特性である。第２特性は熱利用水流量と弁開度の関係を示す特性であり、第３特性は原子炉熱出力と加熱用蒸気流量との関係を示す特性、及び第４特性は原子炉熱出力と弁開度の関係を示す特性である。原子炉熱出力が増加すると、熱利用水及び加熱用蒸気の各流量がそれぞれ増加する。熱利用水の流量が増加すると、熱利用水流量制御弁１９の開度が増大し、加熱用蒸気の流量がそれぞれ増加すると、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大する。
【００４０】
ステップＳ１では、原子炉熱出力モニタ２５から入力された原子炉熱出力から基準熱出力を差し引いて基準熱出力からの原子炉熱出力の差分を求める。第１特性を用いて、原子炉熱出力の差分（第１特性の横軸の原子炉熱出力）に対する熱利用水の流量を求める。ステップＳ２では、第２特性を用いて、ステップＳ１で求めた熱利用水の流量に対する熱利用水流量制御弁１９の開度を求める。制御装置２４は、ステップＳ２で求めた開度に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度を制御する。
【００４１】
ステップＳ３では、原子炉熱出力モニタ２５から入力された原子炉熱出力から基準熱出力を差し引いて基準熱出力からの原子炉熱出力の差分を求める。第３特性を用いて、原子炉熱出力の差分（第３特性の横軸の原子炉熱出力）に対する加熱用蒸気流量を求める。ステップＳ４では、第４特性を用いて、ステップＳ３で求めた加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。制御装置２４は、ステップＳ４で求めたそれぞれの開度に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００４２】
以上に述べた制御装置２４による制御によって、熱利用水流量制御弁１９は、ステップＳ１で求めた熱利用水流量に相当する冷却水が流れるように、開度が制御され、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂは、ステップＳ３で求めた加熱用蒸気流量に相当する抽気蒸気が加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給されるように、それぞれの開度が制御される。熱利用水流量制御弁１９の開度が上記したように制御されることによって、冷却水が、ステップＳ１で求めた熱利用水流量に相当する流量だけ、冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入する。
【００４３】
沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力と基準熱出力との差分の原子炉熱出力（以下、原子炉熱出力差という）に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御し、加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給する抽気蒸気量を調節しているので、発電機出力は、基準熱出力に対応した発電機出力に保持される。例えば、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力が増加すると、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が増加し、発電機出力が増加する。本実施例では、このような場合には原子炉熱出力差が増加するため、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大し、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給されるそれぞれの抽気蒸気量が増加する。高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が減少し、発電機出力は基準熱出力に対応した発電機出力（図５に示す破線）に保持される。
【００４４】
加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を増加させると、温水供給管１８に設けられた最終段の加熱器２１（本実施例では、加熱器２１Ｂ）の出口での温水温度が上昇する。制御装置２４は、熱利用水流量制御弁１９の開度を、前述したように原子炉熱出力差に基づいて求められた開度まで増大させる。これにより、冷却水排出管１０から温水供給管１８に流入する冷却水の流量が増加し、温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度上昇が抑制される。結果的に、温水温度は所定温度に保持される。
【００４５】
本実施例によれば、沸騰水型原子力発電プラント２の計測された原子炉熱出力と基準熱出力との差分である原子炉熱出力差に基づいて、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御して加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量を調節するので、冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入する冷却水を、原子炉熱出力差に相当する熱量により加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱し、温水を生成することができる。原子炉熱出力差に基づいて、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量を制御するので、一つの運転サイクルの少なくとも定格出力運転時において、発電機出力は、基準熱出力に対応した発電機出力に保持でき、ほぼ一定になる。本実施例は、原子炉熱出力差に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度が制御されるので、少なくとも定格出力運転時において、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量の増減にかかわらず、温水生成装置１７から温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度を所定温度に保持することができる。
【００４６】
本実施例は、熱利用水流量制御弁１９及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御することにより、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を利用した、温水生成装置１７での熱利用量と沸騰水型原子力発電プラント２での発電量の割合を調節することができる。この結果、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力の変動を温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、沸騰水型原子力発電プラント２における発電機出力を、前述したように、所定出力に保持することができる。
【００４７】
本実施例は、復水器７内の伝熱管８から冷却水排出管１０を通して海（または川）に放出される、暖められた冷却水の一部を、温水供給管１８により温水生成装置１７に供給し、この冷却水から温水を生成しているので、復水器７から外部に放出される、沸騰水型原子力発電プラント２の排熱の一部を、温水生成装置１７での温水の生成に有効に活用することができる。したがって、熱併給原子力発電システム１におけるシステム全体の熱効率が向上する。
【００４８】
従来の沸騰水型原子力プラントでは、定格出力運転時において、原子炉熱出力が定格出力から低下したとき、炉心流量を常に増加させて原子炉熱出力を定格出力に保持している。これに対し、本実施例では、定格出力運転時では、炉心流量の増加による原子炉熱出力の増加は、例えば、一週間に一回の割合で行われる。このため、本実施例では、原子炉出力の制御が簡素化され、沸騰水型原子力プラントの運転性が向上する。結果的に、原子炉出力の制御系を簡略化できる。
【００４９】
なお、本実施例における熱併給原子力発電システム１の全体の効率を向上させる観点からは、温水生成装置１７において温水供給管１８に設ける加熱器２１の段数をなるべく多くし、加熱器２１に供給する加熱用の抽気蒸気は、なるべく低圧の蒸気（低圧タービン６の最終段のブレードに近い位置から抽気された蒸気）を用いた方が良い。例えば、温水利用設備で利用する温水を目標とする温度（例えば、１５０℃）まで昇温するためには、１５０℃以上の高温高圧の蒸気を使用する必要がある。この場合には、まず、温水の温度を１００℃まで上昇させるために、温水供給管１８内を流れる水を温度の低い蒸気で加熱し、その後、温水の温度を１００℃から１５０℃まで上昇させるために、温度の高い蒸気でさらに加熱すれば良い。このように温水生成装置１７において複数段の加熱器２１を設け、温水の温度が低い領域に配置された加熱器２１（例えば、加熱器２１Ａ）では低温・低圧の蒸気を用いることにより、沸騰水型原子力発電プラント２の蒸気の温度・圧力が減少する過程で、そのエネルギーを高圧タービン５及び低圧タービン６で回収して発電に用いることができる。このため、熱併給原子力発電システム１におけるシステム全体の効率が向上する。これを考慮すれば、システム効率を向上させる観点からは、加熱器２１に供給する加熱用蒸気の一部を、少なくとも低圧タービン６から抽気することが望ましい。
【００５０】
加熱器２１をなるべく多段にするという観点で見ると、低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４のそれぞれに供給する各抽気蒸気の抽気点（低圧タービン６及び高圧タービン５にそれぞれ設置）とは別の抽気点を新たに設置することが考えられる。しかしながら、別の抽気点の設置は設備コスト増加へのインパクトが大きい。設備コストの増加を避けるためには、加熱蒸気供給管２２Ａを抽気蒸気管１６に接続して加熱蒸気供給管２２Ｂを抽気蒸気管１５に接続し、高圧タービン５及び低圧タービン６に設けられる抽気点を減少させれば良い。さらに、給水配管１１に設けられた給水加熱器一段あたりの給水の温度上昇幅は一般的に５５℃以下である。このため、温水生成装置１７において温水供給管１８に設けられた複数段の加熱器２１一段あたりにおける、温水供給管１８で導かれる温水の温度上昇幅を５５℃以下にすれば良い。これにより、熱併給原子力発電システム１におけるステム効率を高めつつ、設備コストの上昇を抑制することができる。
【００５１】
本実施例では、熱利用水流量制御弁１９の開度を制御しているが、熱利用水流量制御弁１９の開度制御の替りに、温水供給管１８に設けたポンプ２０の回転数を、原子炉熱出力モニタ２５で測定した原子炉熱出力を用いて制御しても良い。この場合、ポンプ２０の回転数は、原子炉熱出力が大きいほど大きくなるように、制御される。また、熱利用水流量制御弁１９の開度及びポンプ２９の回転数の両方を制御しても良い。
【実施例２】
【００５２】
本発明の他の実施例である実施例２の熱併給原子力発電システムを、図６を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ａは、実施例１における熱併給原子力発電システム１において原子炉熱出力モニタ２５を原子炉熱出力モニタ２５Ａに替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ａの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。原子炉熱出力モニタ２５Ａは、沸騰水型原子力プラント２の原子炉３内の炉心２６に設置された複数の中性子検出器３０に接続される。
【００５３】
炉心２６に設置された各中性子検出器３０は、炉心２６に装荷された複数の燃料集合体に含まれた核燃料物質の核分裂によって発生する中性子束を検出する。各中性子検出器３０によって検出されたそれぞれの中性子束が原子炉熱出力モニタ２５Ａに入力され、原子炉熱出力モニタ２５Ａはそれぞれの中性子束を用いて原子炉熱出力を求める。このようにして、原子炉熱出力モニタ２５Ａも原子炉熱出力を測定する。
【００５４】
本実施例における沸騰水型原子力発電プラント２による発電、及び温水生成装置１７による温水の生成は、実施例１と同様に、行われる。本実施例における制御装置２４は、原子炉熱出力モニタ２５Ａから入力した原子炉熱出力に基づいて、実施例１における制御装置２４と同様に、各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００５５】
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。
【実施例３】
【００５６】
本発明の他の実施例である実施例３の熱併給原子力発電システムを、図７を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｂは、実施例１の熱併給原子力発電システム１において沸騰水型原子力発電プラント２を加圧水型原子力発電プラント３１に替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｂの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。
【００５７】
加圧水型原子力発電プラント３１は、実施例１に用いられる沸騰水型原子力発電プラント２において、蒸気発生装置である原子炉３を、原子炉３Ａ及び蒸気発生装置である蒸気発生器３２に替えた構成を有する。蒸気発生器３２は内部に複数の伝熱管（図示せず）を設けている。炉心２６を有する原子炉３Ａに設けられた冷却水排出ノズル（図示せず）は、一次冷却系配管３３によって蒸気発生器３２内のシェル側の入口部に連絡される。蒸気発生器３２内のシェル側の出口部に連絡される一次冷却系配管３３の戻り管部は、原子炉３Ａに設けられた冷却水流入ノズル（図示せず）に接続される。給水配管１１が蒸気発生器３２内に設置された複数の伝熱管（図示せず）の入口側端部に連絡され、主蒸気配管４が蒸気発生器３２内のそれらの伝熱管の出口側端部に連絡される。加圧水型原子力発電プラント３１の他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント２と同じである。
【００５８】
加圧水型原子力発電プラント３１における蒸気の生成について説明する。炉心２６に装荷された燃料集合体に含まれた核燃料物質の核分裂で発生した熱により冷却水が加熱されて高温になる。この高温の冷却水は、一次系配管３３を通って蒸気発生器３２のシェル側に供給される。給水配管１１で蒸気発生器３２の各伝熱管内に供給された給水は、シェル側を流れる高温の冷却水によって加熱され蒸気になる。発生した蒸気は、主蒸気配管４を通って高圧タービン５及び低圧タービン６に供給され、これらのタービンを回転させる。伝熱管内の給水を加熱して温度が低下したシェル側の冷却水は、一次冷却系配管３３の戻り管部を通って原子炉３Ａに戻される。
【００５９】
本実施例においても、実施例１と同様に、冷却水排出管１０内の冷却水の一部が、温水供給管１８に導かれ、温水生成装置１７の加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより導かれる抽気蒸気により加熱される。各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度は、実施例１と同様に、制御装置２４によって制御される。
【００６０】
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。
【実施例４】
【００６１】
本発明の好適な一実施例である実施例４の熱併給原子力発電システムを、図８を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｃは、実施例１と同様に、沸騰水型原子力発電プラント２及び温水生成装置１７を備えている。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｃは、本実施例の熱併給原子力発電システム１において原子炉熱出力モニタ２５を発電量要求信号出力装置３４に替え、制御装置２４を制御装置２４Ａに替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｃの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。沸騰水型原子力発電プラント２による発電及び温水生成装置１７による温水の生成は、実施例１と同様に行われる。
【００６２】
発電量要求信号出力装置３４は、電力系統の負荷変動を考慮して運転員が設定する発電量の設定値を示す発電量要求信号を記憶する。制御装置２４Ａは、発電量要求信号出力装置３４に設定された発電量要求信号を入力し、発電量要求信号に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。本実施例では、熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が、電力系統の負荷変動に対応して制御される。
【００６３】
図９は、本実施例を用いた場合における負荷変動に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。発電機出力は発電量要求信号と基本的に一致している。従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、図４に示したように発電機出力の変化に応じて原子炉熱出力を変化させている。しかしながら、本実施例では、沸騰水型原子力発電プラント２において、原子炉熱出力を制御せず、発電機出力のみを変更する。なお、原子炉熱出力は、図４では時間と共に変化しているが、図９ではほぼ一定である。これは、負荷変動は１日単位の短い周期の変動であるため、図９で示した短い期間では原子炉熱出力はほぼ一定値と見なせるためである。
【００６４】
さらに、制御装置２４Ａの記憶装置には、図１０に示す４つの特性に関する情報が記憶されている。第５特性は、発電量要求と熱利用水の流量との関係を示す特性である。第６特性は熱利用水流量と弁開度の関係を示す特性であり、第７特性は発電量要求と加熱用蒸気流量との関係を示す特性、及び第８特性は加熱用蒸気流量と弁開度の関係を示す特性である。発電量要求が増加すると、熱利用水及び加熱用蒸気の各流量がそれぞれ減少する。熱利用水の流量が増加すると、熱利用水流量制御弁１９の開度が増大し、加熱用蒸気の流量がそれぞれ増加すると、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大する。
【００６５】
制御装置２４Ａによる熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度の制御を、図１０を用いて説明する。
【００６６】
ステップＳ１Ａでは、基準発電量要求から、発電量要求信号出力装置３４から入力された発電量要求（発電量要求信号）を差し引いて基準発電量要求からの発電量要求の差分を求める。第５特性を用いて、発電量要求の差分（第５特性の横軸の発電量要求）に対する熱利用水の流量を求める。ステップＳ２Ａでは、第６特性を用いて、ステップＳ１Ａで求めた熱利用水の流量に対する熱利用水流量制御弁１９の開度を求める。制御装置２４Ａは、ステップＳ２Ａで求めた開度に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度を制御する。
【００６７】
ステップＳ３Ａでは、基準発電量要求から、発電量要求信号出力装置３４から入力された発電量要求（発電量要求信号）を差し引いて基準発電量要求からの発電量要求の差分を求める。第７特性を用いて、発電量要求の差分（第３特性の横軸の発電量要求）に対する加熱用蒸気流量を求める。ステップＳ４Ａでは、第８特性を用いて、ステップＳ３Ａで求めた加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。制御装置２４Ａは、ステップＳ４Ａで求めたそれぞれの開度に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００６８】
発電量要求が増加すると、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量を増加させる必要がある。このため、本実施例では、発電量要求が増加したとき、制御装置２４Ａは、ステップＳ３Ａにおいて第７特性を用いて求められる加熱用蒸気流量が少量になり、ステップＳ４Ａにおいて第８特性を用いて求められた、少量の加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が小さくなる。この結果、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給される抽気蒸気量が減少し、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が増加する。原子炉熱出力が一定であっても、高圧タービン４及び低圧タービン５を流れる蒸気流量が増加することによって、増加する発電量要求に応じて発電機出力を増加させることができる。
【００６９】
また、発電要求が減少する場合には、制御装置２４Ａが、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を大きくなるように制御し、加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給される抽気蒸気量を増加させる。これにより、原子炉熱出力が一定であっても、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が減少し、減少する発電量要求に応じて発電機出力を減少させることができる。
【００７０】
本実施例は、電力系統の負荷変動を考慮した発電要求が変動する場合でも、温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、発電量要求に応じて発電機出力を容易に調節することができる。
【００７１】
本実施例は、熱利用水流量制御弁１９及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御することにより、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を利用した、温水生成装置１７での熱利用量と沸騰水型原子力発電プラント２での発電量の割合を調節することができる。この結果、電力系統の負荷変動を温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、沸騰水型原子力発電プラント２における発電機出力を、前述したように、発電量要求に応じて調節することができる。
【００７２】
制御装置２４Ａにより加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を減少させた場合には、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給される抽気蒸気の流量が減少し、温水生成装置１７から温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度が低下する。この温水の温度低下を抑制するために、制御装置２４Ａは、熱利用水流量制御弁１９の開度を減少させて冷却水排出管１０から温水供給管１８に流入する冷却水の流量を減少させ、温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度低下を抑制する。結果的に、温水温度は所定温度に保持される。
【００７３】
本実施例でも、復水器７内の伝熱管８から冷却水排出管１０を通して海（または川）に放出される、暖められた冷却水の一部を、温水供給管１８により温水生成装置１７に供給し、この冷却水から温水を生成しているので、実施例１と同様に、熱併給原子力発電システム１Ｃにおけるシステム全体の熱効率が向上する。また、実施例１と同様に、原子炉出力の制御が簡素化され、沸騰水型原子力プラントの運転性が向上する。
【００７４】
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。
【００７５】
本実施例においても、実施例１と同様に、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する替りに、ポンプ２０の回転数を制御しても良い。
【実施例５】
【００７６】
本発明の他の実施例である実施例５の熱併給原子力発電システムを、図１１を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｄは、実施例４の熱併給原子力発電システム１Ｃにおいて沸騰水型原子力発電プラント２を加圧水型原子力発電プラント３１に替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｄの他の構成は熱併給原子力発電システム１Ｃと同じである。
【００７７】
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。
【符号の説明】
【００７８】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ…熱併給原子力発電システム、２…沸騰水型原子力発電プラント、３，３Ａ…原子炉、４…主蒸気配管、５…高圧タービン、６…低圧タービン、７…復水器、８…伝熱管、１０…冷却水排出管、１１…給水配管、１７…温水生成装置、１８…温水供給管、１９…熱利用水流量制御弁、２０…ポンプ、２１Ａ，２１Ｂ…加熱器、２２Ａ，２２Ｂ…加熱蒸気供給管、２３Ａ，２３Ｂ…加熱用蒸気流量制御弁、２４，２４Ａ…制御装置２４，２５Ａ…原子炉熱出力モニタ、２６…炉心、３２…蒸気発生器、３４…発電量要求信号出力装置。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、熱併給原子力発電システムに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な熱併給原子力発電システムに関する。
【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する。これらのタービンは、蒸気によって回転され、タービンに連結された発電機を回転させる。これにより、発電が行われる。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、給水配管を通り、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、原子炉に供給される。
【０００３】
沸騰水型原子力プラントを発電だけでなく、熱源として用いることでプラント全体での実質的な熱効率を高める熱併給発電システムが提案されている（特開昭５９−４８６９６号公報、特開昭６３−３２９８号公報、特開平４−１４０４０６号公報及び特開２００７−５１５６５号公報）。
【０００４】
特開昭５９−４８６９６号公報に記載された熱併給原子力発電システムでは、高圧タービンよりも上流側の主蒸気配管から抽気した蒸気を用いて、熱交換器で高圧側熱利用設備に供給する温水を生成している。また、高圧タービンの排気側から抽気した蒸気を用いて、他の熱交換器で低圧側熱利用設備に供給する温水を生成している。
【０００５】
特開昭６３−３２９８号公報は、復水器の排水を蒸気タービンの抽気蒸気で加熱し、過熱された排水を用いて、熱水供給管内を流れる水を加熱する熱併給原子力発電システムを記載している。
【０００６】
蒸気タービンから排気された蒸気を凝縮した復水器の排水を、蒸気タービンから抽気した蒸気で加熱して温水を生成し、この温水を温水利用設備に供給する熱併給発電システムが、特開平４−１４０４０６号公報に記載されている。
【０００７】
特開２００７−５１５６５号公報にも、熱併給発電システムが記載されている。この熱併給発電システムは、発電プラントの高圧タービン及び低圧タービンからそれぞれ抽気された蒸気を別々の熱交換器に導いてこれらの熱交換器で水を順次加熱し、温水利用設備に供給する温水を生成している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開昭５９−４８６９６号公報
【特許文献２】特開昭６３−３２９８号公報
【特許文献３】特開平４−１４０４０６号公報
【特許文献４】特開２００７−５１５６５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
特開昭５９−４８６９６号公報及び特開２００７−５１５６５号公報では、温水利用設備に供給する温水を生成する際に、発電に利用する蒸気による加熱により温水を生成しており、プラント全体での熱利用率が向上する。しかしながら、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器から排出される温排水の熱を利用していないため、発電部分の熱効率は向上しない。
【００１０】
特開昭６３−３２９８号公報及び特開平４−１４０４０６号公報に記載された熱併給発電システムでは、温水利用設備に供給する温水を、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器から排出される温排水を抽気蒸気で加熱することにより生成しているので、発電部分の実質的な熱効率が向上する。特開昭６３−３２９８号公報及び特開平４−１４０４０６号公報において、復水器の温排水を利用して、温水利用設備での熱利用として意味のある５０℃〜１００℃の温水を生成するためには、蒸気発生装置（原子炉等）で発生した熱の多くをその温水の生成に使用する必要があり、発電プラントにおける発電量を低く抑える必要がある。
【００１１】
本発明の目的は、原子炉熱出力及び負荷変動のいずれかを吸収することができ、熱効率を向上することができる熱併給原子力発電システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気発生装置と、蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、復水器と蒸気発生装置を接続する給水配管と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、タービンから抽気される蒸気を導く複数の第２配管と、第２配管ごとに接続されて第１配管に設けられ、第１配管で導かれる水を第２配管で供給される蒸気で加熱する複数の加熱装置と、第２配管に設けられた第１流量制御弁と、複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
原子炉熱出力に基づいて、第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することにある。
【００１３】
第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御することにより、原子力発電プラントの原子炉熱出力を利用した、温水生成装置での熱利用量と原子力発電プラントでの発電量の割合を調節することができるので、原子力発電プラントの原子炉熱出力の変動を温水生成装置での熱利用により吸収することができ、さらに、熱併給原子力発電システムにおけるシステム全体の熱効率が向上する。
【００１４】
蒸気発生装置と、蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、タービンから抽気される蒸気を導く複数の第２配管と、第２配管ごとに接続されて第１配管に設けられ、第１配管で導かれる前記水を第２配管で供給される蒸気で加熱する複数の加熱装置と、第２配管に設けられた第１流量制御弁と、複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
発電量要求信号に基づいて、第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することによっても、上記した目的を達成することができる。
【００１５】
第１流量制御弁及び複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御することにより、原子力発電プラントの負荷変動に対応した発電量要求信号を利用した、温水生成装置での熱利用量と原子力発電プラントでの発電量の割合を調節することができるので、原子力発電プラントの負荷変動を温水生成装置での熱利用により吸収することができ、さらに、熱併給原子力発電システムにおけるシステム全体の熱効率が向上する。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、熱利用量と発電量の割合を調節するため、原子炉熱出力及び負荷変動のいずれかを吸収することができ、熱効率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図２】図１に示す制御装置で実行される制御の制御信号を生成する処理の一例を示す説明図である。
【図３】従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図４】従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける負荷変動に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図５】実施例１の熱併給原子力発電システムに含まれる沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例２の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図７】本発明の他の実施例である実施例３の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図８】本発明の他の実施例である実施例４の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【図９】実施例４の熱併給原子力発電システムに含まれる沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示す説明図である。
【図１０】図９に示す制御装置で実行される制御の制御信号を生成する処理の一例を示す説明図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例５の熱併給原子力発電システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
発明者らは、原子力発電プラントを含む熱併給原子力発電システムにおけるプラント全体での実質的な熱効率の向上策について検討を行った。
【００１９】
この結果、発明者らは、特開平４−１４０４０６号公報に記載されているように、タービンから排気される蒸気を凝縮した、復水器からの排水の一部をタービンからの抽気蒸気で加熱して温水を生成すれば良いとの結論を得た。これにより、海（または川）に捨てられていた熱を利用することができ、原子力発電プラント全体の実質的な熱効率を向上させることができる。さらに、発明者らは、復水器の伝熱管に接続された排水管内から取り出して温水となる排水の量、及びこの排水を加熱するタービン等からの抽気蒸気の量を原子炉熱出力（または負荷変動）に応じて制御することにより、原子炉熱出力の変動（または負荷変動）を温水生成装置での熱利用により吸収できることを新たに見出した。
【００２０】
この結果、熱併給原子力発電システムを構成する原子力発電プラント全体の実質的な熱効率を向上させ、原子炉熱出力（または負荷変動）に対応可能な熱併給原子力発電システムを構成することができる。
【００２１】
上記した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】
【００２２】
本発明の好適な一実施例である実施例１の熱併給原子力発電システムを、図１を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１は、原子力発電プラントとして沸騰水型原子力発電プラントを用いている。熱併給原子力発電システム１は、沸騰水型原子力発電プラント２、温水生成装置１７及び制御装置２４を備えている。
【００２３】
沸騰水型原子力発電プラント２は、蒸気発生装置である原子炉３、主蒸気配管４、高圧タービン５、低圧タービン６、復水器７及び給水配管１１を備えている。複数の燃料集合体が装荷された炉心２６を有する原子炉３は、主蒸気配管４によって高圧タービン５及び低圧タービン６に接続される。低圧タービン６が接続される復水器７は、内部に複数の伝熱管８を有している。海（または川）の中に吸い込み口が配置された冷却水供給管９がそれらの伝熱管８のそれぞれの入口に連絡される。それらの伝熱管８のそれぞれの出口に、冷却水排出管１０が連絡される。給水配管１１が復水器７と原子炉３を接続している。低圧給水加熱器１２、給水ポンプ１３及び高圧給水加熱器１４が、上流よりこの順番に、給水配管１１に設置されている。高圧タービン５に接続された抽気蒸気管１５が高圧給水加熱器１４に接続される。低圧タービン６に接続された抽気蒸気管１６が低圧給水加熱器１２に接続される。
【００２４】
圧力計２７が高圧タービン５の上流で主蒸気配管４に設置される。流量計２８及び温度計２９が高圧給水加熱器１４の下流で給水配管１１に設けられる。圧力計２７、流量計２８及び温度計２９が原子炉熱出力モニタ２５に接続され、原子炉熱出力モニタ２５が制御装置２４に接続される。
【００２５】
温水生成装置１７は、温水供給管１８、熱利用水流量制御弁１９、加熱器２１Ａ，２１Ｂ、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂ及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂを備えている。熱利用水流量制御弁１９を設けた温水供給管１８が冷却水排出管１０に接続されている。加熱器２１Ａ、ポンプ２０及び加熱器２１Ｂが、この順番で、熱利用水流量制御弁１９から下流に向って、温水供給管１８に設けられる。温水供給管１８は温水利用設備（図示せず）に接続される。加熱用蒸気流量制御弁２３Ａが設けられた加熱蒸気供給管２２Ａが、低圧タービン６と加熱器２１Ａを接続する。加熱用蒸気流量制御弁２３Ｂが設けられた加熱蒸気供給管２２Ｂが、高圧タービン５と加熱器２１Ｂを接続する。ポンプ２０の設置は、最終段の加熱器（本実施例では、加熱器２１Ｂ）から流出した温水の温度が１００℃を超える場合には必須である。しかし、その温度が１００℃未満の場合には、ポンプ２０を設置しなくても良い。また、熱利用水流量制御弁１９、ポンプ２０及び加熱器２１の順序は、図１に示す配置順を変更しても良い。
【００２６】
加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂの低圧タービン６、高圧タービン５への接続位置は、温水生成装置１７から温水利用設備に供給する温水の温度によって決定される。この温水の温度が高い場合には、加熱蒸気供給管２２Ａの低圧タービン６への接続位置、及び加熱蒸気供給管２２Ｂの高圧タービン５への接続位置は、それぞれのタービンの蒸気入口により近い位置になる。
【００２７】
原子炉３内の炉心２６で発生した蒸気は、主蒸気配管４を通して高圧タービン５及び低圧タービン６に供給され、これらのタービンを回転させる。タービンに連結された発電機が回転され、発電が行われる。低圧タービン６から排気された蒸気は、復水器７に排気される。冷却水供給管９によって導かれた冷却水が、復水器７内に設けられた各伝熱管８に供給される。この冷却水は、復水器７内で各伝熱管８の外側を流動する蒸気を冷却し、凝縮させる。蒸気の凝縮に用いられた冷却水は、各伝熱管８から冷却水排出管１０に排出される。
【００２８】
蒸気の凝縮により生成された水は、給水として、給水ポンプ１３で昇圧され、給水配管１１を通って原子炉３に供給される。給水配管１１内を流れる給水は、低圧タービン６から抽気された蒸気が抽気蒸気管１６を通って導かれる低圧給水加熱器１２、及び高圧タービン５から抽気された蒸気が抽気蒸気管１５を通って導かれる高圧給水加熱器１４によって加熱される。これらの給水加熱器による加熱により温度が上昇した給水が、原子炉３に供給される。低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４にそれぞれ供給された抽気蒸気は給水の加熱によって凝縮してドレン水になる。これらのドレン水は、低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４に接続されたドレン配管（図示せず）により復水器７に供給され、給水に混合される。
【００２９】
復水器７の伝熱管８内で蒸気の凝縮により温度が上昇して冷却水排出管１０に排出された冷却水の一部が、温水供給管１８内に流入する。この冷却水は、加熱器２１Ａ，２１Ｂによって加熱されてさらに温度が上昇した温水となり、ポンプ２０で昇圧されて温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される。加熱器２１Ａには、温水の加熱源である、低圧タービン６から抽気された蒸気が、加熱蒸気供給管２２Ａにより加熱器２１Ａに供給される。加熱器２１Ｂには、温水の加熱源である、高圧タービン５から抽気された蒸気が、加熱蒸気供給管２２Ｂにより加熱器２１Ｂに供給される。冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入した冷却水が、それらの蒸気によって加熱される。加熱器２１Ａ，２１Ｂのそれぞれに供給された抽気蒸気は、温水供給管１８内を流れる冷却水を加熱することにより凝縮され、ドレン水となって、加熱器２１Ａ，２１Ｂに接続された、上記したドレン配管とは別のドレン配管（図示せず）によって復水器７に導かれて給水に混合される。
【００３０】
以下に、本実施例における原子炉熱出力の変動の吸収について説明する。
【００３１】
図３に、従来の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉熱出力及び発電機出力の運転時間における変化の一例を示す。ここで示した運転例は、原子炉熱出力及び発電機出力が一定に保持されている。実際の沸騰水型原子力発電プラントの運転では、原子炉熱出力を一定に保持した場合でも、季節により海水温度などが変化し、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が変化するため、発電機出力は僅かに変動する。このため、原子炉熱出力及び発電機出力のどちらか一方を一定に保持するように制御している。ただし、季節変化による熱効率の変化は僅かであるので、図２に示された各特性は、季節による熱効率変化は無視した例を示している。
【００３２】
図４は、沸騰水型原子力発電プラントの負荷変動に対応した運転を行っている場合における原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。海外において、全発電量に占める原子力発電プラントの発電量の割合が高い場合などに、負荷変動に応じて、原子力発電プラントの発電機出力を変化させている例がある。従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉熱出力を変化させて発電機出力を変更している。
【００３３】
図５に、本実施例における原子炉熱出力の変化に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。図５には、本実施例で用いられる基準熱出力（基準原子炉熱出力）が一点鎖線で示されており、実線で示された原子炉熱出力は炉心設計にて定められた原子炉熱出力である。負荷変動に対応した例については実施例４以降で説明する。
【００３４】
従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、図３に示したように原子炉熱出力は一定であるが、これは、炉心流量の制御及び制御棒位置の調整により、原子炉熱出力を一定に保っているためである。このような制御が行われない場合には、原子炉熱出力は炉心内の核燃料物質の燃焼と共に変化する。原子炉熱出力の変化トレンドは燃料設計及び炉心設計により異なる。
【００３５】
本実施例の熱併給原子力発電システム１では、原子炉熱出力の変動を許容し、従来の沸騰水型原子力プラントのように、定格出力運転時において、原子炉熱出力を常に一定に保つために炉心流量の制御（例えば、炉心流量の増加）及び制御棒位置の変更を頻繁に行う必要がなくなる。すなわち、本実施例では、沸騰水型原子力プラント２の起動から、燃料集合体の交換のために沸騰水型原子力プラント２の運転を停止するまでの一つの運転サイクルにおいて、特に定格出力運転時で、何度か、炉心流量、及び制御棒位置を変更して原子炉熱出力を調整する。
【００３６】
本実施例における温水生成装置１７で生成する温水の温度制御について説明する。
【００３７】
圧力計２７が原子炉３から高圧タービン５に供給される蒸気の圧力を測定する。流量計２８は原子炉３に供給される給水の流量を測定し、温度計２９は最終段の高圧給水加熱器１４から吐出されて原子炉３に供給される給水の温度を測定する。測定された蒸気圧力、給水流量及び給水温度が、原子炉熱出力モニタ２５に入力される。原子炉熱出力モニタ２５は、入力した蒸気圧力、給水流量及び給水温度に基づいて原子炉熱出力を求める。具体的には、給水温度及び給水流量を用いて給水による原子炉３への入熱量を求める。蒸気圧力を用いて蒸気の飽和温度を求め、高圧タービン５に供給される蒸気流量及びその飽和温度に基づいて蒸気による高圧タービン５への入熱量を求める。高圧タービン５に供給される蒸気流量は、原子炉３内の水位が一定に調節されるので、給水流量と同じである。この蒸気流量は、主蒸気配管３に流量計を設置して測定しても良い。原子炉熱出力モニタ２５は、蒸気による高圧タービン５への入熱量から給水による原子炉３への入熱量を差し引くことによって、原子炉熱出力を算出する。原子炉熱出力を算出するこのような原子炉熱出力モニタ２５は、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を測定していると言える。原子炉熱出力モニタ２５で求められた（測定された）原子炉熱出力が、制御装置２４に入力される。
【００３８】
温水生成装置１７の各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂの制御を、図２を用いて説明する。これらの流量制御弁の制御は制御装置２４によって行われる。制御装置２４は、ステップＳ１及びＳ２の各計算により熱利用水流量制御弁１９の開度を求め、ステップＳ３及びＳ４の各計算により加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。図５に一点鎖線で示す基準熱出力（基準原子炉熱出力）が制御装置２４の記憶装置（図示せず）に記憶されている。基準熱出力は、例えば、一運転サイクルにおける最低熱出力（沸騰水型原子力発電プラント２の起動時及び停止時を除く）にすれば良い。その最低熱出力時においても一定量の熱利用をする場合（温水生成装置１７から温水利用設備に温水を供給する場合）には、基準熱出力のときにおいても熱利用水流量及び加熱用蒸気流量が０よりも大きくなるようにする。基準熱出力のときに発電のみを行う場合は、基準熱出力のときにおける熱利用水流量及び加熱用蒸気流量が共に０になるようにする。
【００３９】
さらに、制御装置２４の記憶装置には、図２に示す４つの特性に関する情報が記憶されている。第１特性は、原子炉熱出力と熱利用水の流量との関係を示す特性である。第２特性は熱利用水流量と弁開度の関係を示す特性であり、第３特性は原子炉熱出力と加熱用蒸気流量との関係を示す特性、及び第４特性は原子炉熱出力と弁開度の関係を示す特性である。原子炉熱出力が増加すると、熱利用水及び加熱用蒸気の各流量がそれぞれ増加する。熱利用水の流量が増加すると、熱利用水流量制御弁１９の開度が増大し、加熱用蒸気の流量がそれぞれ増加すると、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大する。
【００４０】
ステップＳ１では、原子炉熱出力モニタ２５から入力された原子炉熱出力から基準熱出力を差し引いて基準熱出力からの原子炉熱出力の差分を求める。第１特性を用いて、原子炉熱出力の差分（第１特性の横軸の原子炉熱出力）に対する熱利用水の流量を求める。ステップＳ２では、第２特性を用いて、ステップＳ１で求めた熱利用水の流量に対する熱利用水流量制御弁１９の開度を求める。制御装置２４は、ステップＳ２で求めた開度に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度を制御する。
【００４１】
ステップＳ３では、原子炉熱出力モニタ２５から入力された原子炉熱出力から基準熱出力を差し引いて基準熱出力からの原子炉熱出力の差分を求める。第３特性を用いて、原子炉熱出力の差分（第３特性の横軸の原子炉熱出力）に対する加熱用蒸気流量を求める。ステップＳ４では、第４特性を用いて、ステップＳ３で求めた加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。制御装置２４は、ステップＳ４で求めたそれぞれの開度に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００４２】
以上に述べた制御装置２４による制御によって、熱利用水流量制御弁１９は、ステップＳ１で求めた熱利用水流量に相当する冷却水が流れるように、開度が制御され、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂは、ステップＳ３で求めた加熱用蒸気流量に相当する抽気蒸気が加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給されるように、それぞれの開度が制御される。熱利用水流量制御弁１９の開度が上記したように制御されることによって、冷却水が、ステップＳ１で求めた熱利用水流量に相当する流量だけ、冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入する。
【００４３】
沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力と基準熱出力との差分の原子炉熱出力（以下、原子炉熱出力差という）に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御し、加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給する抽気蒸気量を調節しているので、発電機出力は、基準熱出力に対応した発電機出力に保持される。例えば、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力が増加すると、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が増加し、発電機出力が増加する。本実施例では、このような場合には原子炉熱出力差が増加するため、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大し、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給されるそれぞれの抽気蒸気量が増加する。高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が減少し、発電機出力は基準熱出力に対応した発電機出力（図５に示す破線）に保持される。
【００４４】
加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を増加させると、温水供給管１８に設けられた最終段の加熱器２１（本実施例では、加熱器２１Ｂ）の出口での温水温度が上昇する。制御装置２４は、熱利用水流量制御弁１９の開度を、前述したように原子炉熱出力差に基づいて求められた開度まで増大させる。これにより、冷却水排出管１０から温水供給管１８に流入する冷却水の流量が増加し、温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度上昇が抑制される。結果的に、温水温度は所定温度に保持される。
【００４５】
本実施例によれば、沸騰水型原子力発電プラント２の計測された原子炉熱出力と基準熱出力との差分である原子炉熱出力差に基づいて、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御して加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量を調節するので、冷却水排出管１０から温水供給管１８内に流入する冷却水を、原子炉熱出力差に相当する熱量により加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱し、温水を生成することができる。原子炉熱出力差に基づいて、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量を制御するので、一つの運転サイクルの少なくとも定格出力運転時において、発電機出力は、基準熱出力に対応した発電機出力に保持でき、ほぼ一定になる。本実施例は、原子炉熱出力差に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度が制御されるので、少なくとも定格出力運転時において、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給する抽気蒸気流量の増減にかかわらず、温水生成装置１７から温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度を所定温度に保持することができる。
【００４６】
本実施例は、熱利用水流量制御弁１９及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御することにより、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を利用した、温水生成装置１７での熱利用量と沸騰水型原子力発電プラント２での発電量の割合を調節することができる。この結果、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力の変動を温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、沸騰水型原子力発電プラント２における発電機出力を、前述したように、所定出力に保持することができる。
【００４７】
本実施例は、復水器７内の伝熱管８から冷却水排出管１０を通して海（または川）に放出される、暖められた冷却水の一部を、温水供給管１８により温水生成装置１７に供給し、この冷却水から温水を生成しているので、復水器７から外部に放出される、沸騰水型原子力発電プラント２の排熱の一部を、温水生成装置１７での温水の生成に有効に活用することができる。したがって、熱併給原子力発電システム１におけるシステム全体の熱効率が向上する。
【００４８】
従来の沸騰水型原子力プラントでは、定格出力運転時において、原子炉熱出力が定格出力から低下したとき、炉心流量を常に増加させて原子炉熱出力を定格出力に保持している。これに対し、本実施例では、定格出力運転時では、炉心流量の増加による原子炉熱出力の増加は、例えば、一週間に一回の割合で行われる。このため、本実施例では、原子炉出力の制御が簡素化され、沸騰水型原子力プラントの運転性が向上する。結果的に、原子炉出力の制御系を簡略化できる。
【００４９】
なお、本実施例における熱併給原子力発電システム１の全体の効率を向上させる観点からは、温水生成装置１７において温水供給管１８に設ける加熱器２１の段数をなるべく多くし、加熱器２１に供給する加熱用の抽気蒸気は、なるべく低圧の蒸気（低圧タービン６の最終段のブレードに近い位置から抽気された蒸気）を用いた方が良い。例えば、温水利用設備で利用する温水を目標とする温度（例えば、１５０℃）まで昇温するためには、１５０℃以上の高温高圧の蒸気を使用する必要がある。この場合には、まず、温水の温度を１００℃まで上昇させるために、温水供給管１８内を流れる水を温度の低い蒸気で加熱し、その後、温水の温度を１００℃から１５０℃まで上昇させるために、温度の高い蒸気でさらに加熱すれば良い。このように温水生成装置１７において複数段の加熱器２１を設け、温水の温度が低い領域に配置された加熱器２１（例えば、加熱器２１Ａ）では低温・低圧の蒸気を用いることにより、沸騰水型原子力発電プラント２の蒸気の温度・圧力が減少する過程で、そのエネルギーを高圧タービン５及び低圧タービン６で回収して発電に用いることができる。このため、熱併給原子力発電システム１におけるシステム全体の効率が向上する。これを考慮すれば、システム効率を向上させる観点からは、加熱器２１に供給する加熱用蒸気の一部を、少なくとも低圧タービン６から抽気することが望ましい。
【００５０】
加熱器２１をなるべく多段にするという観点で見ると、低圧給水加熱器１２及び高圧給水加熱器１４のそれぞれに供給する各抽気蒸気の抽気点（低圧タービン６及び高圧タービン５にそれぞれ設置）とは別の抽気点を新たに設置することが考えられる。しかしながら、別の抽気点の設置は設備コスト増加へのインパクトが大きい。設備コストの増加を避けるためには、加熱蒸気供給管２２Ａを抽気蒸気管１６に接続して加熱蒸気供給管２２Ｂを抽気蒸気管１５に接続し、高圧タービン５及び低圧タービン６に設けられる抽気点を減少させれば良い。さらに、給水配管１１に設けられた給水加熱器一段あたりの給水の温度上昇幅は一般的に５５℃以下である。このため、温水生成装置１７において温水供給管１８に設けられた複数段の加熱器２１一段あたりにおける、温水供給管１８で導かれる温水の温度上昇幅を５５℃以下にすれば良い。これにより、熱併給原子力発電システム１におけるステム効率を高めつつ、設備コストの上昇を抑制することができる。
【００５１】
本実施例では、熱利用水流量制御弁１９の開度を制御しているが、熱利用水流量制御弁１９の開度制御の替りに、温水供給管１８に設けたポンプ２０の回転数を、原子炉熱出力モニタ２５で測定した原子炉熱出力を用いて制御しても良い。この場合、ポンプ２０の回転数は、原子炉熱出力が大きいほど大きくなるように、制御される。また、熱利用水流量制御弁１９の開度及びポンプ２９の回転数の両方を制御しても良い。
【実施例２】
【００５２】
本発明の他の実施例である実施例２の熱併給原子力発電システムを、図６を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ａは、実施例１における熱併給原子力発電システム１において原子炉熱出力モニタ２５を原子炉熱出力モニタ２５Ａに替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ａの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。原子炉熱出力モニタ２５Ａは、沸騰水型原子力プラント２の原子炉３内の炉心２６に設置された複数の中性子検出器３０に接続される。
【００５３】
炉心２６に設置された各中性子検出器３０は、炉心２６に装荷された複数の燃料集合体に含まれた核燃料物質の核分裂によって発生する中性子束を検出する。各中性子検出器３０によって検出されたそれぞれの中性子束が原子炉熱出力モニタ２５Ａに入力され、原子炉熱出力モニタ２５Ａはそれぞれの中性子束を用いて原子炉熱出力を求める。このようにして、原子炉熱出力モニタ２５Ａも原子炉熱出力を測定する。
【００５４】
本実施例における沸騰水型原子力発電プラント２による発電、及び温水生成装置１７による温水の生成は、実施例１と同様に、行われる。本実施例における制御装置２４は、原子炉熱出力モニタ２５Ａから入力した原子炉熱出力に基づいて、実施例１における制御装置２４と同様に、各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００５５】
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。
【実施例３】
【００５６】
本発明の他の実施例である実施例３の熱併給原子力発電システムを、図７を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｂは、実施例１の熱併給原子力発電システム１において沸騰水型原子力発電プラント２を加圧水型原子力発電プラント３１に替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｂの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。
【００５７】
加圧水型原子力発電プラント３１は、実施例１に用いられる沸騰水型原子力発電プラント２において、蒸気発生装置である原子炉３を、原子炉３Ａ及び蒸気発生装置である蒸気発生器３２に替えた構成を有する。蒸気発生器３２は内部に複数の伝熱管（図示せず）を設けている。炉心２６を有する原子炉３Ａに設けられた冷却水排出ノズル（図示せず）は、一次冷却系配管３３によって蒸気発生器３２内のシェル側の入口部に連絡される。蒸気発生器３２内のシェル側の出口部に連絡される一次冷却系配管３３の戻り管部は、原子炉３Ａに設けられた冷却水流入ノズル（図示せず）に接続される。給水配管１１が蒸気発生器３２内に設置された複数の伝熱管（図示せず）の入口側端部に連絡され、主蒸気配管４が蒸気発生器３２内のそれらの伝熱管の出口側端部に連絡される。加圧水型原子力発電プラント３１の他の構成は、沸騰水型原子力発電プラント２と同じである。
【００５８】
加圧水型原子力発電プラント３１における蒸気の生成について説明する。炉心２６に装荷された燃料集合体に含まれた核燃料物質の核分裂で発生した熱により冷却水が加熱されて高温になる。この高温の冷却水は、一次系配管３３を通って蒸気発生器３２のシェル側に供給される。給水配管１１で蒸気発生器３２の各伝熱管内に供給された給水は、シェル側を流れる高温の冷却水によって加熱され蒸気になる。発生した蒸気は、主蒸気配管４を通って高圧タービン５及び低圧タービン６に供給され、これらのタービンを回転させる。伝熱管内の給水を加熱して温度が低下したシェル側の冷却水は、一次冷却系配管３３の戻り管部を通って原子炉３Ａに戻される。
【００５９】
本実施例においても、実施例１と同様に、冷却水排出管１０内の冷却水の一部が、温水供給管１８に導かれ、温水生成装置１７の加熱器２１Ａ，２１Ｂで加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより導かれる抽気蒸気により加熱される。各流量制御弁１９，２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度は、実施例１と同様に、制御装置２４によって制御される。
【００６０】
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。
【実施例４】
【００６１】
本発明の好適な一実施例である実施例４の熱併給原子力発電システムを、図８を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｃは、実施例１と同様に、沸騰水型原子力発電プラント２及び温水生成装置１７を備えている。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｃは、本実施例の熱併給原子力発電システム１において原子炉熱出力モニタ２５を発電量要求信号出力装置３４に替え、制御装置２４を制御装置２４Ａに替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｃの他の構成は熱併給原子力発電システム１と同じである。沸騰水型原子力発電プラント２による発電及び温水生成装置１７による温水の生成は、実施例１と同様に行われる。
【００６２】
発電量要求信号出力装置３４は、電力系統の負荷変動を考慮して運転員が設定する発電量の設定値を示す発電量要求信号を記憶する。制御装置２４Ａは、発電量要求信号出力装置３４に設定された発電量要求信号を入力し、発電量要求信号に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。本実施例では、熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が、電力系統の負荷変動に対応して制御される。
【００６３】
図９は、本実施例を用いた場合における負荷変動に対応した原子炉熱出力及び発電機出力の変化の一例を示している。発電機出力は発電量要求信号と基本的に一致している。従来の沸騰水型原子力発電プラントでは、図４に示したように発電機出力の変化に応じて原子炉熱出力を変化させている。しかしながら、本実施例では、沸騰水型原子力発電プラント２において、原子炉熱出力を制御せず、発電機出力のみを変更する。なお、原子炉熱出力は、図４では時間と共に変化しているが、図９ではほぼ一定である。これは、負荷変動は１日単位の短い周期の変動であるため、図９で示した短い期間では原子炉熱出力はほぼ一定値と見なせるためである。
【００６４】
さらに、制御装置２４Ａの記憶装置には、図１０に示す４つの特性に関する情報が記憶されている。第５特性は、発電量要求と熱利用水の流量との関係を示す特性である。第６特性は熱利用水流量と弁開度の関係を示す特性であり、第７特性は発電量要求と加熱用蒸気流量との関係を示す特性、及び第８特性は加熱用蒸気流量と弁開度の関係を示す特性である。発電量要求が増加すると、熱利用水及び加熱用蒸気の各流量がそれぞれ減少する。熱利用水の流量が増加すると、熱利用水流量制御弁１９の開度が増大し、加熱用蒸気の流量がそれぞれ増加すると、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が増大する。
【００６５】
制御装置２４Ａによる熱利用水流量制御弁１９の開度及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度の制御を、図１０を用いて説明する。
【００６６】
ステップＳ１Ａでは、基準発電量要求から、発電量要求信号出力装置３４から入力された発電量要求（発電量要求信号）を差し引いて基準発電量要求からの発電量要求の差分を求める。第５特性を用いて、発電量要求の差分（第５特性の横軸の発電量要求）に対する熱利用水の流量を求める。ステップＳ２Ａでは、第６特性を用いて、ステップＳ１Ａで求めた熱利用水の流量に対する熱利用水流量制御弁１９の開度を求める。制御装置２４Ａは、ステップＳ２Ａで求めた開度に基づいて熱利用水流量制御弁１９の開度を制御する。
【００６７】
ステップＳ３Ａでは、基準発電量要求から、発電量要求信号出力装置３４から入力された発電量要求（発電量要求信号）を差し引いて基準発電量要求からの発電量要求の差分を求める。第７特性を用いて、発電量要求の差分（第３特性の横軸の発電量要求）に対する加熱用蒸気流量を求める。ステップＳ４Ａでは、第８特性を用いて、ステップＳ３Ａで求めた加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を求める。制御装置２４Ａは、ステップＳ４Ａで求めたそれぞれの開度に基づいて加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する。
【００６８】
発電量要求が増加すると、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量を増加させる必要がある。このため、本実施例では、発電量要求が増加したとき、制御装置２４Ａは、ステップＳ３Ａにおいて第７特性を用いて求められる加熱用蒸気流量が少量になり、ステップＳ４Ａにおいて第８特性を用いて求められた、少量の加熱用蒸気流量に対する加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度が小さくなる。この結果、加熱蒸気供給管２２Ａ，２２Ｂにより加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給される抽気蒸気量が減少し、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が増加する。原子炉熱出力が一定であっても、高圧タービン４及び低圧タービン５を流れる蒸気流量が増加することによって、増加する発電量要求に応じて発電機出力を増加させることができる。
【００６９】
また、発電要求が減少する場合には、制御装置２４Ａが、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を大きくなるように制御し、加熱器２１Ａ，２１Ｂにそれぞれ供給される抽気蒸気量を増加させる。これにより、原子炉熱出力が一定であっても、高圧タービン４及び低圧タービン５内を流れる蒸気流量が減少し、減少する発電量要求に応じて発電機出力を減少させることができる。
【００７０】
本実施例は、電力系統の負荷変動を考慮した発電要求が変動する場合でも、温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、発電量要求に応じて発電機出力を容易に調節することができる。
【００７１】
本実施例は、熱利用水流量制御弁１９及び加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御することにより、沸騰水型原子力発電プラント２の原子炉熱出力を利用した、温水生成装置１７での熱利用量と沸騰水型原子力発電プラント２での発電量の割合を調節することができる。この結果、電力系統の負荷変動を温水生成装置１７での熱利用により吸収することができ、沸騰水型原子力発電プラント２における発電機出力を、前述したように、発電量要求に応じて調節することができる。
【００７２】
制御装置２４Ａにより加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を減少させた場合には、加熱器２１Ａ，２１Ｂに供給される抽気蒸気の流量が減少し、温水生成装置１７から温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度が低下する。この温水の温度低下を抑制するために、制御装置２４Ａは、熱利用水流量制御弁１９の開度を減少させて冷却水排出管１０から温水供給管１８に流入する冷却水の流量を減少させ、温水供給管１８を通して温水利用設備に供給される温水の温度低下を抑制する。結果的に、温水温度は所定温度に保持される。
【００７３】
本実施例でも、復水器７内の伝熱管８から冷却水排出管１０を通して海（または川）に放出される、暖められた冷却水の一部を、温水供給管１８により温水生成装置１７に供給し、この冷却水から温水を生成しているので、実施例１と同様に、熱併給原子力発電システム１Ｃにおけるシステム全体の熱効率が向上する。また、実施例１と同様に、原子炉出力の制御が簡素化され、沸騰水型原子力プラントの運転性が向上する。
【００７４】
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。
【００７５】
本実施例においても、実施例１と同様に、加熱用蒸気流量制御弁２３Ａ，２３Ｂのそれぞれの開度を制御する替りに、ポンプ２０の回転数を制御しても良い。
【実施例５】
【００７６】
本発明の他の実施例である実施例５の熱併給原子力発電システムを、図１１を用いて説明する。本実施例の熱併給原子力発電システム１Ｄは、実施例４の熱併給原子力発電システム１Ｃにおいて沸騰水型原子力発電プラント２を加圧水型原子力発電プラント３１に替えた構成を有する。熱併給原子力発電システム１Ｄの他の構成は熱併給原子力発電システム１Ｃと同じである。
【００７７】
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。
【符号の説明】
【００７８】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ…熱併給原子力発電システム、２…沸騰水型原子力発電プラント、３，３Ａ…原子炉、４…主蒸気配管、５…高圧タービン、６…低圧タービン、７…復水器、８…伝熱管、１０…冷却水排出管、１１…給水配管、１７…温水生成装置、１８…温水供給管、１９…熱利用水流量制御弁、２０…ポンプ、２１Ａ，２１Ｂ…加熱器、２２Ａ，２２Ｂ…加熱蒸気供給管、２３Ａ，２３Ｂ…加熱用蒸気流量制御弁、２４，２４Ａ…制御装置２４，２５Ａ…原子炉熱出力モニタ、２６…炉心、３２…蒸気発生器、３４…発電量要求信号出力装置。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、前記タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器と前記蒸気発生装置を接続する給水配管と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、前記タービンから抽気される前記蒸気を導く複数の第２配管と、前記第２配管ごとに接続されて前記第１配管に設けられ、前記第１配管で導かれる前記水を前記第２配管で供給される前記蒸気で加熱する複数の加熱装置と、前記第２配管に設けられた第１流量制御弁と、前記複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
原子炉熱出力に基づいて、前記第１流量制御弁及び前記複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することを特徴とする熱併給原子力発電システム。
【請求項２】
蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、前記タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、前記タービンから抽気される前記蒸気を導く複数の第２配管と、前記第２配管ごとに接続されて前記第１配管に設けられ、前記第１配管で導かれる前記水を前記第２配管で供給される前記蒸気で加熱する複数の加熱装置と、前記第２配管に設けられた第１流量制御弁と、前記複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
発電量要求信号に基づいて、前記第１流量制御弁及び前記複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することを特徴とする熱併給原子力発電システム。
【請求項３】
前記タービンが高圧タービン及び低圧タービンを含んでおり、前記複数の第２配管が前記低圧タービンに接続されている請求項１または２に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項４】
前記第１流量制御弁の開度を制御する第１開度制御信号を、前記原子炉熱出力に基づいて前記第１配管内を流れる前記水の流量を求めて、この水の流量に基づいて前記第１流量制御弁の開度を求めることによって生成し、前記第２流量制御弁の開度を制御する第２開度制御信号を、前記原子炉熱出力に基づいて前記第２配管内を流れる前記蒸気の流量を求めて、この蒸気の流量に基づいて前記第２流量制御弁の開度を求めることによって生成する前記制御装置を有する請求項１に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項５】
前記第１流量制御弁の開度を制御する第１開度制御信号を、前記発電量要求信号に基づいて前記第１配管内を流れる前記水の流量を求めて、この水の流量に基づいて前記第１流量制御弁の開度を求めることによって生成し、前記第２流量制御弁の開度を制御する第２開度制御信号を、前記発電量要求信号に基づいて前記第２配管内を流れる前記蒸気の流量を求めて、この蒸気の流量に基づいて前記第２流量制御弁の開度を求めることによって生成する前記制御装置を有する請求項１に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項６】
前記タービンが高圧タービン及び低圧タービンを含んでおり、前記複数の加熱装置が第１加熱装置及び第２加熱装置を含んでおり、前記第１加熱装置が前記第１配管において前記第２加熱装置よりも上流に配置され、前記複数の第２配管が前記低圧タービンに接続されて前記第１加熱装置に接続される第３配管、及び前記高圧タービンに接続されて前記第２加熱装置に接続される第４配管を含んでいる請求項４または５に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項７】
前記蒸気発生装置が原子炉であり、前記原子炉、前記タービン、前記復水器及び給水配管を含む沸騰水型原子力プラントを有する請求項１ないし６のいずれか１項に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項８】
前記蒸気発生装置が蒸気発生器であり、前記蒸気発生器、前記蒸気発生器に加熱された冷却材を供給する原子炉、前記タービン、前記復水器及び給水配管を含む加圧水型原子力プラントを有する請求項１ないし６のいずれか１項に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項１】
蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、前記タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器と前記蒸気発生装置を接続する給水配管と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、前記タービンから抽気される前記蒸気を導く複数の第２配管と、前記第２配管ごとに接続されて前記第１配管に設けられ、前記第１配管で導かれる前記水を前記第２配管で供給される前記蒸気で加熱する複数の加熱装置と、前記第２配管に設けられた第１流量制御弁と、前記複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
原子炉熱出力に基づいて、前記第１流量制御弁及び前記複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することを特徴とする熱併給原子力発電システム。
【請求項２】
蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生する蒸気が供給され、発電機を回転させるタービンと、前記タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器と、温水生成装置と、制御装置とを備え、
温水生成装置が、水を導く第１配管と、前記タービンから抽気される前記蒸気を導く複数の第２配管と、前記第２配管ごとに接続されて前記第１配管に設けられ、前記第１配管で導かれる前記水を前記第２配管で供給される前記蒸気で加熱する複数の加熱装置と、前記第２配管に設けられた第１流量制御弁と、前記複数の第２配管ごとに設けられた複数の第２流量制御弁とを有し、
発電量要求信号に基づいて、前記第１流量制御弁及び前記複数の第２流量制御弁のそれぞれの開度を制御する前記制御装置を有することを特徴とする熱併給原子力発電システム。
【請求項３】
前記タービンが高圧タービン及び低圧タービンを含んでおり、前記複数の第２配管が前記低圧タービンに接続されている請求項１または２に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項４】
前記第１流量制御弁の開度を制御する第１開度制御信号を、前記原子炉熱出力に基づいて前記第１配管内を流れる前記水の流量を求めて、この水の流量に基づいて前記第１流量制御弁の開度を求めることによって生成し、前記第２流量制御弁の開度を制御する第２開度制御信号を、前記原子炉熱出力に基づいて前記第２配管内を流れる前記蒸気の流量を求めて、この蒸気の流量に基づいて前記第２流量制御弁の開度を求めることによって生成する前記制御装置を有する請求項１に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項５】
前記第１流量制御弁の開度を制御する第１開度制御信号を、前記発電量要求信号に基づいて前記第１配管内を流れる前記水の流量を求めて、この水の流量に基づいて前記第１流量制御弁の開度を求めることによって生成し、前記第２流量制御弁の開度を制御する第２開度制御信号を、前記発電量要求信号に基づいて前記第２配管内を流れる前記蒸気の流量を求めて、この蒸気の流量に基づいて前記第２流量制御弁の開度を求めることによって生成する前記制御装置を有する請求項１に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項６】
前記タービンが高圧タービン及び低圧タービンを含んでおり、前記複数の加熱装置が第１加熱装置及び第２加熱装置を含んでおり、前記第１加熱装置が前記第１配管において前記第２加熱装置よりも上流に配置され、前記複数の第２配管が前記低圧タービンに接続されて前記第１加熱装置に接続される第３配管、及び前記高圧タービンに接続されて前記第２加熱装置に接続される第４配管を含んでいる請求項４または５に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項７】
前記蒸気発生装置が原子炉であり、前記原子炉、前記タービン、前記復水器及び給水配管を含む沸騰水型原子力プラントを有する請求項１ないし６のいずれか１項に記載の熱併給原子力発電システム。
【請求項８】
前記蒸気発生装置が蒸気発生器であり、前記蒸気発生器、前記蒸気発生器に加熱された冷却材を供給する原子炉、前記タービン、前記復水器及び給水配管を含む加圧水型原子力プラントを有する請求項１ないし６のいずれか１項に記載の熱併給原子力発電システム。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【公開番号】特開２０１２−１３７４５０（Ｐ２０１２−１３７４５０Ａ）
【公開日】平成２４年７月１９日（２０１２．７．１９）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１０−２９１４７５（Ｐ２０１０−２９１４７５）
【出願日】平成２２年１２月２８日（２０１０．１２．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２４年７月１９日（２０１２．７．１９）
【国際特許分類】
【出願日】平成２２年１２月２８日（２０１０．１２．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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