発電プラント
【課題】熱交換における流動の不安定を解消でき、且つ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。
【解決手段】原子炉２で発生した蒸気が高圧タービン３に供給され、高圧タービン３から排気された蒸気は湿分分離過熱器３３で過熱されて低圧タービン５Ｂに供給される。低圧タービン５Ｂからの蒸気は復水器１１で凝縮され、給水となって給水配管１５を通して原子炉２に供給される。給水配管１５には、直接接触式給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ｄ，１７Ｃ，１７Ｂ，１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａが、原子炉２に向ってこの順序に設置される。これらの直接接触式給水加熱器では、それぞれの容器内で、高圧タービン３等の主蒸気系から抽気された蒸気と給水配管１５で導かれた給水が接触しながら熱交換を行う。各直接接触式給水加熱器の熱交換性能が向上する。
【解決手段】原子炉２で発生した蒸気が高圧タービン３に供給され、高圧タービン３から排気された蒸気は湿分分離過熱器３３で過熱されて低圧タービン５Ｂに供給される。低圧タービン５Ｂからの蒸気は復水器１１で凝縮され、給水となって給水配管１５を通して原子炉２に供給される。給水配管１５には、直接接触式給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ｄ，１７Ｃ，１７Ｂ，１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａが、原子炉２に向ってこの順序に設置される。これらの直接接触式給水加熱器では、それぞれの容器内で、高圧タービン３等の主蒸気系から抽気された蒸気と給水配管１５で導かれた給水が接触しながら熱交換を行う。各直接接触式給水加熱器の熱交換性能が向上する。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、発電プラントに係り、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発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の沸騰水型原子力発電プラントは、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、給水として給水配管により原子炉に供給される。給水は、給水配管に設けられた給水ポンプによって昇圧され、給水配管に設けられた６基の給水加熱器（４基の低圧給水加熱器及び２基の高圧給水加熱器）によって加熱されて昇温される。
【０００３】
沸騰水型原子力発電プラントでは、まず原子炉の熱出力を決定し、この熱出力で最高の熱効率が得られるように原子炉より下流での蒸気の流れ（主蒸気配管及びタービン等での蒸気の流れ）を最適化している。具体的には、低圧タービンから排気された蒸気を復水器で凝縮して水にした場合、熱サイクルの原理から通常の原子炉圧力では原子炉で発生した熱エネルギーの約２／３が復水器から外部に排出される。そこで、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、高圧タービン及び低圧タービンから蒸気の一部を抽気して高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器に供給し、これらの給水加熱器においてその抽気蒸気を用いて給水を加熱することが行われている。この場合、抽気された蒸気が保有している熱は、給水の加熱に用いられることよって、そのほとんどが回収され、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上する。
【０００４】
一般に、原子炉で発生した蒸気のうち最終的に低圧タービンから復水器に排気される蒸気の量は約５６％であり、残りの約４４％の蒸気は抽気蒸気として給水の加熱に用いられる。給水配管に設置される６基の給水加熱器において、給水加熱器１基当たりに供給される抽気蒸気量は平均して原子炉で発生する蒸気の約７％程度である。
【０００５】
沸騰水型原子力発電プラントでは、高圧タービンあるいは低圧タービンから抽気された蒸気を高圧あるいは低圧給水加熱器へ供給して、給水を加熱することが行われている（特開２００５−２９９６４４号公報及び特開平７−１８９６０９号公報参照）。高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は、一般的に、シェルチューブ式熱交換器であって、胴体（シェル）内に多数のＵ字型伝熱管を設置しており、伝熱管内を流れる給水と胴体内で伝熱管外を流れる抽気蒸気との熱交換により給水の温度を上昇させる。高圧タービンから抽気された蒸気が高圧給水加熱器に供給され、低圧タービンから抽気された蒸気が低圧給水加熱器に供給される。湿分分離過熱器は、湿分分離器、第１過熱器及び第２過熱器を有する。上流側の第１過熱器は、高圧タービンから抽気された蒸気を用いて、湿分分離器で湿分が除去された蒸気を過熱する。下流側の第２過熱器は、第１過熱器で過熱された蒸気を、高圧タービンより上流の主蒸気配管から抽気された蒸気を用いて過熱する。第２過熱器で過熱された蒸気が低圧タービンに供給される。給水加熱器を設置した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から復水器に排出される蒸気の量は約５６％である。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、給水加熱器を設置し、再生効率により性能が向上することは一般的によく知られている。
【０００６】
他の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、及び火力発電プラントに間接式給水加熱器を設置することによって、それぞれの発電プラントの熱効率を向上することができる。
【０００７】
発電プラントを簡素化するために、従来の給水加熱器に替わり多段の蒸気インジェクタを適用した発電プラントの例が、T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に提案されている。この発電プラントでは、高圧タービンまたは低圧タービンから抽気した蒸気を、多段の蒸気インジェクタに供給している。各蒸気インジェクタでは、デフューザ形状の内部を給水が流れ、デフューザのスロート部に設置されたノズルから蒸気を高速で噴き出して外周部が円錐状になっている給水流の中心部を蒸気が流れ、気液界面で蒸気を凝縮しながら給水が加速されて次の段の蒸気インジェクタに向って流れる。また、この逆に、デフューザ形状の内部で中心部を給水が流れ、外周部から供給された蒸気を凝縮しながら給水が加速されることも可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００５−２９９６４４号公報
【特許文献２】特開平７−１８９６０９号公報
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に記載された多段の蒸気インジェクタの使用によって、以下の問題が生じる。蒸気が給水との気液界面の表面で凝縮されることにより、蒸気の凝縮に伴う体積変化が大きいために流動が不安定となる懸念がある。
【００１１】
一般に、ランキンサイクルにおいては、高圧タービンで仕事をして排気された湿り蒸気を、湿分分離過熱器により過熱蒸気にし、この過熱蒸気を低圧タービンに供給している。湿分分離過熱器を用いた再熱サイクルの利用により、発電プラントの熱効率が向上する。また、高圧タービンから抽気された蒸気を高圧給水加熱器へ供給し、低圧タービンから抽気された蒸気を低圧給水加熱器へ供給する再生サイクルの適用により、発電プラントの熱効率を向上させることができる。その他に、発電プラントの熱効率を向上させるには、主蒸気圧力及び主蒸気温度を上昇させる、または、復水器内の真空度を高めることなどが考えられる。
【００１２】
発明者らは、発電プラントにおけるこれら４つの熱効率の向上策のうち、発電プラントにおける大幅な機器の変更が少なく、熱効率及び電気出力の向上へ大きな効果があるものとして、主蒸気の有効利用にポイントを絞った。これは、再生サイクルによる熱効率向上である。そこで、再生サイクル向上のためには、高圧タービン及び低圧タービンのそれぞれから抽気される蒸気量の最適化、給水温度を上昇することによる主蒸気流量の増大、給水加熱器の高性能化による抽気蒸気の低減等が考えられる。
【００１３】
これらの検討結果、発明者らは、抽気蒸気の流量を低減して高圧タービン及び低圧タービンを回転させるために使用される主蒸気の流量を増加させるには、給水加熱器を高性能化することが最良であるとの結論に至った。また、高圧タービン及び低圧タービンのそれぞれからの抽気蒸気を高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器へ供給することによって、復水器から海に放出される熱を低減することができ、蒸気発生装置（原子炉、蒸気発生器及びボイラ等）で発生した熱が発電プラント内で有効に活用されるため、沸騰水型原子力発電プラント等の発電プラントの熱効率が向上する。
【００１４】
本発明の目的は、熱交換における流動の不安定を解消でき、且つ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。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
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た主蒸気配管に設けられた第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、第１タービンと第２タービンの間の主蒸気配管に設けられた湿分分離過熱装置、及び第２タービンから排気された蒸気を凝縮する復水器を備えた主蒸気系と、復水器と蒸気発生装置を連絡する給水配管と、給水配管に設置された複数の給水加熱器と、複数の給水加熱器に別々に接続され、第１タービンの第１段動翼よりも下流で前記主蒸気系に形成された複数の抽気位置に接続された複数の蒸気抽気管とを備え、
複数の給水加熱器のうち少なくとも１つの給水加熱器が、給水加熱器の容器内で、給水配管にて供給された給水と蒸気抽気管で導かれた蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器であり、
直接接触式給水加熱器の容器内の給水を吸引する給水ポンプを、直接接触式給水加熱器の下流で給水配管に設けたことにある。
【００１６】
容器内で給水と蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器を設けているので、蒸気の保有する熱量を給水に伝えやすくなり、蒸気と給水の熱交換性能が向上する。このため、発電プラントの熱効率が向上する。また、容器内で給水と蒸気を接触させているので、給水の流動が不安定になることを避けることができる。
【００１７】
好ましくは、容器に水位検出装置を設け、水位検出装置で計測された水位を入力し、容器内の給水の水位が設定水位に保持されるように、容器内の前記給水を吸引する給水ポンプを制御する制御装置を設けることが望ましい。水位検出装置及び制御装置を設けることによって、容器内の給水の水位を設定水位に保持することができ、蒸気発生装置に供給する給水が途絶えることを防止することができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、熱交換における流動の不安定を解消でき、且つ発電プラントの熱効率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図２】図１に示す給水加熱器である表面接触式給水加熱器の詳細構成図である。
【図３】図２のIII部の拡大図である。
【図４】従来の給水加熱器と図２に示す直接接触式給水加熱器との熱交換を示す説明図であり、（Ａ）は従来の給水加熱器における熱交換を示す説明図、（Ｂ）は図２に示す直接接触式給水加熱器における熱交換を示す説明図である。
【図５】従来の給水加熱器と図２に示す直接接触式給水加熱器における給水加熱器の容積と熱交換性能の比較を示す説明図である。
【図６】表面接触式給水加熱器の他の実施例の詳細構成図である。
【図７】図６のVII部の拡大図である。
【図８】容積式給水加熱器の他の実施例の詳細構成図である。
【図９】図８のXI部の拡大図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例２の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例３の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１２】本発明の他の実施例である実施例４の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１３】本発明の他の実施例である実施例５の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１４】本発明の他の実施例である実施例６の発電プラントである火力発電プラントの構成図である。
【図１５】本発明の他の実施例である実施例７の発電プラントである加圧水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１６】本発明の他の実施例である実施例８の発電プラントである高速増殖炉原子力発電プラントの構成図である。
【図１７】本発明の他の実施例である実施例９の発電プラントである火力発電プラントの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
発明者らは、発電プラントの熱効率及び電気出力の向上策について検討した結果、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器を高性能にして、高圧タービン及び低圧タービンから抽気された蒸気流量が少なくても、給水温度を十分上昇させることができ、その分、高圧タービン及び低圧タービンでの仕事に寄与する主蒸気量を増加できれば良いとの結論に達した。すなわち、この蒸気量の増大によって高圧タービン及び低圧タービンに供給される蒸気量が増大し、それらのタービンにおける蒸気の仕事量が増大することになる。
【００２１】
そこで、発明者らは、この点について検討した結果、伝熱管を介して熱交換する従来の間接式給水加熱器から伝熱管を有しない直接接触式給水加熱器に変更し、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器をコンパクト化すればよいとの新たな知見を見出した。直接接触式給水加熱器への変更には、例えば、（１）低圧給水加熱器４基のみを直接接触式給水加熱器に変更する、（２）高圧給水加熱器２基のみを直接接触式給水加熱器に変更する、（３）低圧給水加熱器４基及び高圧給水加熱器２基の全てを直接接触式給水加熱器に変更する、（４）低圧給水加熱器４基及び高圧給水加熱器２基の全てを間接式給水加熱器のままで直接接触式給水加熱器を１基のみ追加する等、いくつかの方法がある。
【００２２】
これにより、発電プラントの運転時において原子炉圧力容器から高圧タービン及び低圧タービンに供給する主蒸気の量が増加され、さらに高圧及び低圧タービンからの抽気蒸気流量が少なくなり、高効率な再生サイクルの発電プラントを実現することができる。この結果、発電プラントの熱効率及び電気出力の両者を向上させることができるのである。
【００２３】
直接接触式給水加熱器として、表面接触式あるいは容積式直接接触式のいずれの熱交換器を用いてもよい。なお、直接接触式給水加熱器を適用した高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は、それぞれ伝熱管を有しない給水加熱装置である。
【００２４】
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】
【００２５】
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、沸騰水型原子力発電プラント１である。
【００２６】
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３、低圧タービン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、及び湿分分離過熱器３３を備えている。複数の給水加熱器は、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である。これらの給水加熱器は、全て、直接接触式給水加熱器である表面接触式給水加熱器である。各低圧給水加熱器は、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。各高圧給水加熱器は、高圧タービン、または高圧タービン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。
【００２７】
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。隔離弁７及び主蒸気調節弁８が、原子炉２と高圧タービン３の間に存在する主蒸気配管６に設置される。湿分分離過熱器３３が、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。湿分分離過熱器３３は湿分分離器４及び過熱器３４Ａ，３４Ｂを有する。上流から下流に向って、湿分分離器４、過熱器３４Ａ及び過熱器３４Ｂがこの順番に配置されている。主蒸気調節弁８の上流で主蒸気配管６に接続された蒸気管３８が過熱器３４Ｂに接続される。高圧タービン３に接続された蒸気管４２が過熱器３４Ａに接続される。
【００２８】
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。
【００２９】
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、湿分分離過熱器３３、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、復水ポンプ１８及び給水ポンプ１９を有する。
【００３０】
復水器１１は、低圧タービン５Ｂの下方に配置され、低圧タービン５Ｂに蒸気排気通路３７によって接続されている。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、海水供給管１３Ａ及び海水排出管１３Ｂに接続される。海水循環ポンプ１４が海水供給管１３Ａに設置される。海水供給管１３Ａ及び海水排出管１３Ｂは海まで伸びている。
【００３１】
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１９Ａが第５低圧給水加熱器１７Ｃと第６低圧給水加熱器１７Ｄの間で給水配管１５に設けられ、給水ポンプ１９Ｂが第４低圧給水加熱器１７Ｂと第５低圧給水加熱器１７Ｃの間で給水配管１５に設けられる。給水ポンプ１９Ｃが第３低圧給水加熱器１７Ａと第４低圧給水加熱器１７Ｂの間で給水配管１５に設けられ、給水ポンプ１９Ｄが第２高圧給水加熱器１６Ｂと第３低圧給水加熱器１７Ａの間で給水配管１５に設けられる。給水ポンプ１９Ｅ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、給水ポンプ１９Ｆが原子炉２と第１高圧給水加熱器１６Ａの間で給水配管１５に設けられる。
【００３２】
本実施例で用いられる第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のそれぞれは、伝熱管を有するシェルチューブ式熱交換器を用いた従来の給水加熱器ではなく、伝熱管の無い直接接触式熱交換器である表面接触式給水加熱器を用いている。
【００３３】
この表面接触式給水加熱器の一例を適用した第１高圧給水加熱器１６Ａを、図２を用いて具体的に説明する。第１高圧給水加熱器１６Ａは、多数の貫通孔を有する仕切り板（水室形成部材）２９を密封された縦型の容器２８内で上端部に配置し、仕切り板２９を容器２８の内面に取り付けている。水室３０が容器２８内で仕切り板２９の上方に形成される。水溜め領域３１が容器２８内でその下端部に形成される。水位計７７が容器２８の下部に設置される。第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の残りの全ての給水加熱器も、第１高圧給水加熱器１６Ａと同じ構成を有している。
【００３４】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８の底部に接続された給水配管１５が原子炉２に接続される。第２高圧給水加熱器１６Ｂの容器２８の底部に接続された給水配管１５が、第１高圧給水加熱器１６Ａの水室３０に連絡されるように、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続される。第２高圧給水加熱器１６Ｂと第３低圧給水加熱器１７Ａの間に配置された給水配管１５、第３低圧給水加熱器１７Ａと第４低圧給水加熱器１７Ｂの間に配置された給水配管１５、第４低圧給水加熱器１７Ｂの第５低圧給水加熱器１７Ｃの間に配置された給水配管１５及び第５低圧給水加熱器１７Ｃと第６低圧給水加熱器１７Ｄの間に配置された給水配管１５も、第１高圧給水加熱器１６Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間に配置された給水配管１５と同様に、上流に位置する給水加熱器の容器２８の底部と、下流に位置する給水加熱器の容器２８の、水室３０の部分に接続される。第６低圧給水加熱器１７Ｄと復水器１１の間に配置された給水配管１５は、第６低圧給水加熱器１７Ｄの容器２８内に形成された水室３０に連絡される。
【００３５】
高圧タービン３の抽気点で高圧タービン３に接続された抽気管２０が第１高圧給水加熱器１６Ａに接続される。抽気管２０は、高圧タービン３の第１段動翼よりも下流に位置した抽気点に設蔵される。抽気管２０は、具体的には、図２に示すように、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続され、仕切り板２９と水溜め領域３１の間で容器２８内の領域に開口している。抽気管２０のこの開口は、水溜め領域３１の上端（水面）近くに配置することが好ましい。過熱器３４Ａに接続されたドレン配管３５及び過熱器３４Ｂに接続されたドレン配管３９も、抽気管２０と同様に、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続される。ドレン配管３５，３９の容器２８への接続位置は、水溜め領域３１の上端より上方でこの上端付近に存在する。
【００３６】
高圧タービン３と湿分分離過熱器３３の間に存在する主蒸気配管６に接続された抽気管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の最終段の動翼より下流で高圧タービン３に接続してもよい。低圧タービン５Ｂの最上流の抽気点（低圧タービンの第１抽気点）で低圧タービン５Ｂに接続された抽気管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。低圧タービン５Ｂの上流から２番目の抽気点（低圧タービンの第２抽気点）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の上流から３番目の抽気点（低圧タービンの第３抽気点）で低圧タービン５Ｂに接続された抽気管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の最下流の抽気点（低圧タービンの第４抽気点）で低圧タービン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。抽気管２１，２２、ドレン配管２６及び抽気管２３，２４，２５が、抽気管２０と同様に、該当する給水加熱器の容器２８に接続される。上記した低圧タービンの第１、第２、第３及び第４の各抽気点は、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。
【００３７】
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にそれぞれ別々に接続された給水配管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して第２高圧給水加熱器１６Ｂに接続される。その合流点よりも上流に配置された、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃごとに並列配置された３本の給水配管１５のうち、低圧タービン５Ａ及び５Ｃのそれぞれに対応して配置された各給水配管１５にも、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を設置した各給水配管１５が、第２高圧給水加熱器１６Ｂより上流に存在する上記の合流点よりも上流に配置されている。
【００３８】
低圧タービン５Ａ及び５Ｃには、低圧タービン５Ｂと同様に、第１、第２、第３及び第４の各抽気点が設けられる。低圧タービン５Ａの第１、第２、第３及び第４の各抽気点には、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の各容器２８に接続される。低圧タービン５Ｃの第１、第２、第３及び第４の各抽気点にも、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の各容器２８に接続される。
【００３９】
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、及び第１、第２、第３及び第４の各抽気点は、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。
【００４０】
原子炉２内の炉心（図示せず）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、過熱器３４Ａ，３４Ｂによって過熱される。湿分分離器４により湿分が除去された蒸気の、過熱器３４Ａでの過熱は、高圧タービン３から抽気された蒸気を、蒸気管４２を通して過熱器３４Ａに供給することによって行われる。過熱器３４Ａで過熱された蒸気は、高圧タービン３の上流で主蒸気配管６から抽気した、蒸気管４２内を流れる蒸気よりも温度が高い蒸気を、蒸気管３８を通して過熱器３４Ｂに供給することによって行われる。過熱器３４Ｂで過熱された蒸気の温度は過熱器３４Ａで過熱された蒸気の温度よりも高くなる。過熱器３４Ｂから排気された蒸気は、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃにそれぞれ導かれる。
【００４１】
湿分分離器４により除去された湿分は、ドレン水となってドレン配管２６に排出されて第３低圧給水加熱器１７Ａに供給される。蒸気管４２を通して過熱器３４Ａに供給された抽気蒸気は、過熱器３４Ａで、湿分分離器４で湿分を除去された蒸気を過熱することによって凝縮される。この蒸気の凝縮によって発生した飽和ドレン水は、ドレン配管３５を通して第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される。蒸気管３８を通して過熱器３４Ｂに供給された抽気蒸気は、過熱器３４Ｂで、過熱器３４Ａで過熱された蒸気をさらに過熱することによって凝縮される。この蒸気の凝縮によって発生した飽和ドレン水は、ドレン配管３９を通して第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される。ドレン配管３５，３９内を流れるそれぞれのこの飽和ドレン水の温度は、抽気管２０内を流れる抽気蒸気の温度と実質的にほぼ同じである。
【００４２】
低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃ内の圧力は、高圧タービン３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、各復水器１１で凝縮されて水になる。すなわち、海水が、海水循環ポンプ１４の駆動によって海水供給管１３Ａを通して各復水器１１内の各伝熱管１２内に供給される。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内の伝熱管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。各伝熱管１２から排出された海水は、海水排出管１３Ｂを通って海に放出される。
【００４３】
各復水器１１に別々に接続された各給水配管１５に設けられた復水ポンプ１８、及び給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｄ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、各給水配管１５を通り、第３低圧給水加熱器１７Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間で１本の給水配管１５に合流して原子炉２に供給される。３本の給水配管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る。給水は、第３低圧給水加熱器１７Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間に存在する、３本の給水配管１５の合流点よりも下流における１本の給水配管１５に設けられた第２高圧給水加熱器１６Ｂ及び第１高圧給水加熱器１６Ａによってさらに加熱されて温度を上昇させ、設定温度になった状態で原子炉２に供給される。給水ポンプ１９Ｅ，１９Ｆも駆動している。
【００４４】
給水は、第６低圧給水加熱器１７Ｄにおいて、低圧タービン５Ｂの第４抽気点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。第６低圧給水加熱器１７Ｄで加熱された給水は、第５低圧給水加熱器１７Ｃにおいて、低圧タービン５Ｂの第３抽気点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。第５低圧給水加熱器１７Ｃで加熱された給水は、第４低圧給水加熱器１７Ｂにおいて、低圧タービン５Ｂの第２抽気点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。第４低圧給水加熱器１７Ｂで加熱された給水は、第３低圧給水加熱器１７Ａにおいて、低圧タービン５Ｂの第１抽気点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。
【００４５】
第３低圧給水加熱器１７Ａで加熱された給水は、第２高圧給水加熱器１６Ｂにおいて、主蒸気配管６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加熱される。第２高圧給水加熱器１６Ｂで加熱された給水は、第１高圧給水加熱器１６Ａにおいて、高圧タービン３の抽気点から抽気されて抽気管２０を通して供給される抽気蒸気、過熱器３４Ａから排出されてドレン配管３５を通して供給される飽和ドレン水、及び過熱器３４Ｂから排出されてドレン配管３９を通して供給される飽和ドレン水によって加熱される。原子炉２に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも約１８０℃上昇する。
【００４６】
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内を流れる給水が加熱される。
【００４７】
上記した各高圧給水加熱器及び各低圧給水加熱器における給水の加熱を、第１高圧給水加熱器１６Ａを例に取り、図２を用いて説明する。
【００４８】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内に形成された水室３０には、上流側で隣りに位置する第２高圧給水加熱器１６Ｂの容器２８内の水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｅによって昇圧され、給水配管１５を通して供給される。第１高圧給水加熱器１６Ａの水室３０に供給された給水は、仕切り板２９に設けられた多数の貫通孔を通り、容器２８内を水溜め領域３１に向って、ラミナーフロー２７となって自由落下する。一方、抽気管２０内を流れる抽気蒸気が、水溜め領域３１の水面よりも上方で容器２８内に供給され、容器２８内を上昇する。
【００４９】
給水及び抽気蒸気が供給された、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内では、仕切り板２９と水溜め領域３１の間の領域において、給水と抽気蒸気の間で熱交換が行われる。この熱交換を、図３を用いて具体的に説明する。容器２８内では、仕切り板２９から自由落下する給水の複数のラミナーフロー（サブクール水）（給水流）２７と抽気蒸気（飽和蒸気）の上昇流が互いに接触して抽気蒸気が保有する熱が落下する給水に伝えられ、給水が加熱されて給水の温度が上昇する。抽気蒸気は給水の加熱によって凝縮されて水になり、この凝縮水は給水と共に水溜め領域３１に落下する。その凝縮水も、給水になり、原子炉２に供給される。
【００５０】
以上に述べた第１高圧給水加熱器１６Ａ内での給水と抽気蒸気の熱交換は、第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の全ての給水加熱器においても行われ、それぞれの給水加熱器で給水が加熱されて抽気蒸気が凝縮される。
【００５１】
第１高圧給水加熱器１６Ａでは、抽気蒸気以外にドレン水がドレン配管３５，３９を通して容器２８内にそれぞれ供給される。これらのドレン水が、この容器２８内の水溜め領域３１において落下した給水に混合され、水溜め領域３１内の給水の温度をさらに上昇させる。ドレン配管３５，３９によって導かれたドレン水も、給水になって原子炉２に供給される。第３低圧給水加熱器１７Ａでも、ドレン配管２６によって導かれたドレン水が、第３低圧給水加熱器１７Ａの容器２８内の水溜め領域３１に存在する給水に混合される。
【００５２】
給水配管１５に設けられた６段の給水加熱器では、それぞれの容器２８内に水溜め領域３１が形成される関係上、下流に設けられた給水ポンプで水溜め領域３１内の給水を排出しなければならない。このため、給水ポンプの回転速度を水溜め領域３１の水位に基づいて制御する必要がある。この給水ポンプの回転速度の制御を、給水ポンプ１９Ｆを例にとって説明する。
【００５３】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に設けられた水位計７７が、水溜め領域３１に存在する給水の水位を計測する。水位計７７で計測された水位が、水位計７７が接続された制御装置７８に入力される。この制御装置７８は、入力した水位計測値に基づいて、この水位計測値が設定水位になるように、給水ポンプ１９Ｆの回転速度を制御する。このように給水ポンプ１９Ｆの回転速度が制御されることによって、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位が設定水位に保持される。このため、給水ポンプ１９Ｆの回転速度が速くなりすぎて、給水ポンプ１９Ｅによって第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される給水の量以上に第１高圧給水加熱器１６Ａの水溜め領域３１から給水が排出する事態を避けることができる。このような事態が生じた場合には、原子炉２への給水の供給が途絶えることになり、このような事態が発生することは避けなければならない。
【００５４】
高圧給水加熱器１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄのそれぞれの容器２８にも水位計７７が設けられており、これらの水位計７７で計測された各水位が制御装置７８に入力される。制御装置７８は、入力した各水位計測値に基づいて、該当するそれぞれの給水加熱器の水溜め領域３１に存在する給水を昇圧する各給水ポンプの回転速度を、該当する水溜め領域３１に存在する給水の水位が設定水位になるように制御する。これによって、高圧給水加熱器１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄから排出される給水が途絶えることを防止することができる。
【００５５】
発明者らは、本実施例で用いた表面接触式給水加熱器である第１高圧給水加熱器１６Ａの熱交換特性を検討した。この検討結果を、図４及び図５を用いて以下に説明する。この検討においては、従来の伝熱管を用いた間接式給水加熱器の熱交換特性も併せて検討した。
【００５６】
図４（Ａ）は従来の間接式給水加熱器の熱交換を示し、図４（Ｂ）は第１高圧給水加熱器１６Ａの熱交換を示している。図４（Ａ）の横軸は給水の流れ方向における位置Ｘ１を示している。具体的には、位置Ｘ１は間接式給水加熱器の伝熱管の入口端からの位置である。図４（Ｂ）の横軸は第１高圧給水加熱器１６Ａの軸方向における位置Ｘ２を示している。具体的には、位置Ｘ２は抽気管２０と容器２８の接続位置から上方に向った位置を示している。図４（Ａ）及び図４（Ｂ）の縦軸は温度を示している。
【００５７】
間接式給水加熱器（図４（Ａ））では、熱交換する二流体の温度差を表すターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣが両方とも大きな値である。これに対して、直接接触式給水加熱器である第１高圧給水加熱器１６Ａでは、ターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣとも小さくなっている。これは、二流体が熱交換する際、熱を伝えるために熱抵抗となる要素（例えば、伝熱管）の有無の影響を受けている。間接式給水加熱器の熱抵抗回路網（図４（Ａ）参照）は、伝熱管を有するために、３種類の熱抵抗（１/ｈｓ、ｔ/λ、１/ｈｔ）から構成されるのに対して、第１高圧給水加熱器１６Ａの熱抵抗回路網（図４（Ｂ）参照）は１種類の熱抵抗（１/ｈｄｃ）からなる。このため、第１高圧給水加熱器１６Ａにおける熱伝達率、すなわち、熱通過率が間接式給水加熱器よりも大きくなるので、第１高圧給水加熱器１６Ａにおけるターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣがともに小さくなる。
【００５８】
本実施例に用いられた第１高圧給水加熱器１６Ａと上記した間接式給水加熱器における容積と容積基準の熱通過率の関係を図５に示す。図５の横軸は給水加熱器の容積Ｖを示し、縦軸は容積基準の熱通過率Ｕｖを示している。なお、説明を容易にするため、横軸及び縦軸ともに、従来例の間接式給水加熱器の条件を基準の１．０として標準化した。第１高圧給水加熱器１６Ａの直接接触式熱交換器の場合には、熱交換の関係式は（１）式のように表される。
【００５９】
Ｑ＝Ｕｖ・Ｖ・ΔＴ＝Ｋ・Ａ・ΔＴ ……（１）
ここで、Ｑは交換熱量、Ｕｖは容積基準の熱通過率、Ｖは給水加熱器の容積、ΔＴは有効温度差、Ｋは面積基準の熱通過率、及びＡは伝熱面積である。
【００６０】
一般的な間接式給水加熱器では、面積基準の熱通過率Ｋを反映した（１）式の右辺の項で交換熱量Ｑを算出する。しかしながら、直接接触式給水加熱器では、伝熱面積が規定できないので、体積基準の熱通過率Ｕｖを反映した（１）式の左辺の項で交換熱量Ｑを算出する。例えば、同じ交換熱量Ｑの場合、従来例でＵｖ＝１、Ｖ＝１、ΔＴ＝１とすると、本実施例で用いた直接接触式給水加熱器が高性能であるために、有効温度差ΔＴが１/２になる。この結果、その直接接触式給水加熱器の容積Ｖも１/２になり、直接接触式給水加熱器の性能Ｕｖが４倍になる。交換熱量Ｑが同じである場合に、従来の間接式給水加熱器と比較して、本実施例で用いた直接接触式給水加熱器（第１高圧給水加熱器１６Ａ）は容積を約１／２に低減できる上に、熱交換性能を約４倍に向上させることができる。
【００６１】
以上に述べた第１高圧給水加熱器１６Ａにおける容積の約１／２への低減、及び熱交換性能の約４倍向上は、沸騰水型原子力発電プラント１における残りの５基の給水加熱器１６Ｂ，１７Ａ〜１７Ｄでも達成することができる。
【００６２】
既設の沸騰水型原子力発電プラントでは、設置されている複数の間接式給水加熱器をなんら変更せずに、コンパクトで高性能な直接凝縮式給水加熱器を一基追設するだけで、原子炉２に供給される給水の温度を２０℃程度上昇させることができる。
【００６３】
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント１では、給水配管１５に設けられた６基の給水加熱器が、全て、直接凝縮式給水加熱器である表面接触式給水加熱器になっているので、最終段の第１高圧給水加熱器１６Ａから原子炉２に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器が、全て、間接式給水加熱器である場合と同じであるが、前者の熱交換性能は後者の熱交換性能の約４倍になる。本実施例は、６基の表面接触式給水加熱器を給水配管１５に設けているので、給水配管１５が設置されるタービン建屋をコンパクト化することができる。
【００６４】
また、本実施例は、給水の水面が形成される容器２８内で蒸気と給水を接触させて熱交換を行っているので、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動が不安定になることを防止することができる。T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に記載されたように、蒸気インジェクタを用いた場合では、水と蒸気の接触する界面積が小さく、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングが発生し、流動が不安定になる。しかしながら、本実施例では、容器２８内で蒸気と給水を接触させている、特に、仕切り板２９から自由落下するラミナーフロー２７が蒸気と接触するので、水と蒸気の接触する界面積が大きくなる。このため、本実施例では、蒸気が凝縮して水になる際の体積変化を十分に吸収する容積が容器２８内に存在するので、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングが発生しなく給水の流動が安定になる。
【００６５】
本実施例では、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ、５Ｂ，５Ｃ等から抽気した抽気蒸気を、表面接触式給水加熱器である高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄに供給してそれぞれの容器２８内で給水と直接接触させて給水を加熱しているので、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を上昇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の熱効率が向上する。特に、容器２８内で給水と蒸気を直接接触させるので、熱交換を行う両方の流体における温度差が小さくても、大きな交換熱量を確保することができる。
【００６６】
このような本実施例では、全ての給水加熱器で給水と抽気蒸気を直接接触させて両方の流体間で熱交換を行うため、全ての給水加熱器における熱交換性能が高性能になる。このため、本実施例では、全ての給水加熱器が間接式給水加熱器である従来の沸騰水型原子力発電プラントのように、間接式給水加熱器に供給する抽気蒸気の流量を多くする必要が無く、少ない抽気蒸気でも給水温度を十分上昇させることができる。この結果、沸騰水型原子力発電プラント１では、原子炉の定格出力運転では、炉水と主蒸気のエンタルピ差が小さくなった分だけ、主蒸気流量が増加する。全ての給水加熱器が間接式給水加熱器である従来の沸騰水型原子力発電プラントに比べて、沸騰水型原子力発電プラント１では、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ，５Ｂ，５Ｃに供給される蒸気量が増加する。したがって、本実施例では、高圧タービン３及び各低圧タービンでの蒸気による仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。これは、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実質的に行っていることになる。
【００６７】
本実施例は、表面接触式給水加熱器である高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄを給水配管１５に設置して、高圧タービン３あるいは低圧タービンからの抽気蒸気を給水に直接接触させて凝縮させる凝縮熱伝達により、抽気蒸気と給水の間で効率の良い熱交換を行うことができる。このため、少ないエネルギーで給水の温度を上昇することができる。各低圧タービンに供給される蒸気の温度が上昇して低圧タービン内での蒸気の膨張量が増大するので、低圧タービンでの蒸気による仕事量が増加する。これによっても、沸騰水型原子力発電プラント１の電気出力がさらに向上する。
【００６８】
本実施例では、高圧タービン及び低圧タービンから抽気されて該当する表面接触式の給水加熱器に供給される抽気蒸気の流量が少なくて済むため、高圧タービン及び低圧タービンで仕事をする主蒸気流量が増加し、電気出力が向上する。さらに、蒸気発生装置である原子炉２で発生した熱を沸騰水型原子力発電プラント１内で有効に利用することができ、復水器１１から海水排出管１３Ｂを通して海に排出される温排水の熱量を低減することができる。したがって、再生サイクルの沸騰水型原子力発電プラント１における熱効率をさらに向上させることができる。
【００６９】
本実施例は、給水の液面が内部に形成される容器２８内で、落下する給水と蒸気を接触させて熱交換を行っているので、給水と蒸気の接触する界面積を大きくすることができ、蒸気の凝縮に対する体積変化を、余裕を持って許容することができる。このため、本実施例では、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングの発生等の流動不安定性を回避することができる。
【００７０】
本実施例は、炉心に冷却水を供給するポンプとしてインターナルポンプを用いた改良型沸騰水型原子力発電プラント（ＡＢＷＲ発電プラント）にも適用することができる。後述の実施例２から実施例５も、ＡＢＷＲ発電プラントに適用することができる。
【００７１】
本実施例において、全ての給水加熱器として、図２に示す表面接触式給水加熱器の替りに図６に示す表面接触式給水加熱器３６を用いてもよい。この給水加熱器３６は、容器２８内にスプレイ装置４４を配置した構成を有する。スプレイ装置４４は、容器２８に設置され、複数のスプレイノズル４３が設けられた複数の散水パイプ４１、これらの散水パイプ４１を軸方向に間隔を置いて保持して散水パイプ４１と連通する給水供給管４０を備えている。給水供給管４０は、容器２８の頂部を貫通して容器２８に取り付けられ、上流で隣に位置する他の給水加熱器（例えば、給水加熱器３６が第１高圧給水加熱器１６Ａである場合には、第２高圧給水加熱器１６Ｂ）に接続された給水配管１５に接続される。抽気蒸気を導く抽気管（例えば、抽気管２０）が、沸騰水型原子力発電プラント１の各給水加熱器と同様に、容器２８に接続される。給水加熱器３６も、容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位を計測するために水位計７７を設置している。
【００７２】
給水供給管４０に供給された給水は、それぞれの散水パイプ４１内に導かれ、各スプレイノズル４３から容器２８内に噴射される。抽気された蒸気が、抽気管を通して容器２８内に供給され、容器２８内を上昇する。この蒸気は、容器２８内で、スプレイノズル４３から噴射されて下方に向って落下する給水と接触し、給水を加熱する（図７参照）。やがて、蒸気は、容器２８内で噴射された給水により凝縮され、水になる。この凝縮水は原子炉２に供給される。水位計７７で計測した水位を入力する制御装置７８は、この水溜め領域３１内の給水を昇圧する給水ポンプ（例えば、給水ポンプ１９Ｆ）の回転速度を制御する。この制御により、給水加熱器３６の水溜め領域３１内の給水は、設定水位に保持される。
【００７３】
給水加熱器３６は、伝熱管を有しないので熱抵抗が小さく熱交換性能が向上する。これにより、熱交換量Ｑが同じである場合、給水加熱器３６がコンパクトになる。
【００７４】
沸騰水型原子力発電プラント１において、全ての給水加熱器として、図２に示す表面接触式給水加熱器の替りに図８に示す直接接触式給水加熱器の一種である容積式給水加熱器４５を用いてもよい。この給水加熱器４５は、容器２８内に蒸気噴射装置４６を配置した構成を有する。蒸気噴射装置４６は、容器２８に設置され、複数の蒸気噴出口が形成された複数のパイプ４８、これらのパイプ４８を軸方向に間隔を置いて保持してパイプ４８と連通する蒸気供給管４７を備えている。蒸気供給管４７は、容器２８の底部を貫通して容器２８に取り付けられ、抽気蒸気を導く抽気管（例えば、抽気管２０）に接続される。上流側で給水加熱器４５の隣に位置する他の給水加熱器（例えば、給水加熱器４５が第１高圧給水加熱器１６Ａである場合には、第２高圧給水加熱器１６Ｂ）に接続された給水配管１５が、容器２８内に形成される水溜め領域３１の上端部付近で容器２８に接続される。給水加熱器４５の容器２８内の水溜め領域３１から給水を排出する給水配管１５が、容器２８の底部付近に接続される。給水加熱器４５も、容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位を計測するために水位計７７を設置している。
【００７５】
上流側で給水加熱器４５の隣に位置する他の給水加熱器の水溜め領域３１に存在する給水が、この給水加熱器に接続された給水配管１５を介して給水加熱器４５内の水溜め領域３１に供給される。抽気管によって給水加熱器４５の蒸気供給管４７内に導かれた蒸気は、各パイプ４８に形成された複数の蒸気噴出口から水溜め領域３１内に給水中に噴出される（図９参照）。容器２８内では、上部から下部に向かって給水（サブクール水）が流れ、それらの蒸気噴出口から上方に向って噴出された蒸気が対向流で熱交換する。これにより、給水が加熱され、やがて蒸気が凝縮される。蒸気の凝縮水も給水となって原子炉２に供給される。
【００７６】
水位計７７で計測した水位を入力する制御装置７８は、この水溜め領域３１内の給水を昇圧する給水ポンプ（例えば、給水ポンプ１９Ｆ）の回転速度を制御する。この制御により、給水加熱器４５の水溜め領域３１内の給水は、設定水位に保持される。
【００７７】
給水加熱器３６は、伝熱管を有しないので熱抵抗が小さく熱交換性能が向上する。これにより、熱交換量Ｑが同じである場合、給水加熱器３６がコンパクトになる。
【００７８】
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント１では、伝熱管を有するシェルチューブ式熱交換器を用いた給水加熱器ではなく、給水加熱器として、以下に述べるいずれかの、伝熱管を設けていない直接接触式熱交換器、すなわち、容器２８内で、上部から落下する給水（サブクール水）と上昇する蒸気を接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器（例えば、第１高圧給水加熱器１６Ａ）、容器２８内で上部から落下する給水（サブクール水）のスプレイ水滴と上昇する蒸気を直接接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器３６、及び容器２８内の給水（サブクール水）中に蒸気を噴出させて給水と蒸気を直接接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器４５のいずれかの給水加熱器を用いることができる。
【実施例２】
【００７９】
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１０を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ａである。
【００８０】
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において第１高圧給水加熱器１６Ａを第１高圧給水加熱器５０Ａに、第２高圧給水加熱器１６Ｂを第２高圧給水加熱器５０Ｂに替え、給水ポンプ１９Ｅ、１９Ｆを削除した構成を有する。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。
【００８１】
第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂは、複数の伝熱管を有する給水加熱器である。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄには図２に示された表面接触式給水加熱器を用いている。ドレン配管４９が、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂに接続され、さらに復水器１１に接続される。第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂには、第３低圧給水加熱器１７Ａ内の給水を昇圧する給水ポンプ１９Ｄにより給水が供給される。抽気管２０で第１高圧給水加熱器５０Ａに供給されて給水を加熱することによって生成された蒸気の凝縮水（ドレン水）、及び抽気管２１で第２高圧給水加熱器５０Ｂに供給されて給水を加熱することによって生成された蒸気の凝縮水（ドレン水）が、ドレン配管４９により復水器１１に供給される。
【００８２】
本実施例は、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄが表面接触式給水加熱器であるので、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄのそれぞれの熱交換性能が向上する。このため、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。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄがコンパクトになる。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄでは、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動不安定が生じない。
【００８３】
本実施例によれば、実施例１で生じる各効果を得ることができる。しかしながら、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂが複数の伝熱管を有する給水加熱器であるので、沸騰水型原子力発電プラント１Ａの熱効率は実施例１のそれよりも低下する。本実施例は、給水ポンプ１９Ｅ及び１９Ｆが不要になるので、沸騰水型原子力発電プラント１よりも構成が単純化される。本実施例は、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂに供給される抽気蒸気温度よりも低圧タービン５Ｂから抽気される抽気蒸気の温度が低いので、低圧タービン５Ｂから抽気される抽気蒸気が供給される、直接接触給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄでの熱交換性能を向上させることができる。すなわち、温度の低い、低圧タービン５Ｂから抽気された抽気蒸気が保有している熱エネルギーを、給水の加熱に有効に使用することができる。
【実施例３】
【００８４】
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１１を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｂである。
【００８５】
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において低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄを、複数の伝熱管を有する給水加熱器である低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃを削除した構成を有する。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。
【００８６】
第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂには図２に示された表面接触式給水加熱器を用いている。ドレン配管４９が、低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに接続され、さらに復水器１１に接続される。沸騰水型原子力発電プラント１Ｂの運転中に、抽気管２２で第３低圧給水加熱器５１Ａに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、ドレン水配管２６で第３低圧給水加熱器５１Ａに供給されたドレン水、抽気管２３で第４低圧給水加熱器５１Ｂに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、抽気管２４で第５低圧給水加熱器５１Ｃに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、及び抽気管２５で第６低圧給水加熱器５１Ｄに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水が、ドレン配管４９により復水器１１に供給される。
【００８７】
本実施例は、第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂとして表面接触式給水加熱器を用いているので、実施例１と同様に、第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂのそれぞれにおける熱交換性能が向上する。このため、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。第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂがコンパクトになる。第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂでは、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動不安定が生じない。
【００８８】
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、２基の高圧給水加熱器は給水温度をそれぞれ約２０〜３０℃程度向上させる必要がある。しかし、伝熱管を有する給水加熱器を１基増設することは、タービン建屋のスペースとの関係で困難さを伴う。そこで、これらの２基の高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂを表面接触式給水加熱器にすることによって、コンパクトな上に熱交換性能の良い給水加熱システムを構成することができる。
【００８９】
本実施例によれば、実施例１で生じる各効果を得ることができる。高圧タービン３での蒸気流量が増加することで高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。しかしながら、低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄが複数の伝熱管を有する給水加熱器であるので、沸騰水型原子力発電プラント１Ｂの熱効率は実施例１のそれよりも低下する。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃが不要になるので、沸騰水型原子力発電プラント１よりも構成が単純化される。
【実施例４】
【００９０】
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１２を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｃである。
【００９１】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｃ、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において高圧給水加熱器１６Ａ、１６Ｂを実施例２で用いた高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂに、低圧給水加熱器１７Ａ、１７Ｂ、１７Ｃ、１７Ｄを実施例３で用いた低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、第1高圧給水加熱器５０Ａの下流で給水配管１５に高圧給水加熱器１６Ｃを１基設置した構成を有する。高圧給水加熱器１６Ｃは、図２に示す表面接触式給水加熱器である。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。
【００９２】
高圧給水加熱器１６Ｃは、図２に示すように、多数の貫通孔を有する仕切り板２９を密封された縦型の容器２８内で上端部に配置し、仕切り板２９を容器２８の内面に取り付けている。水室３０が容器２８内で仕切り板２９の上方に形成され、水溜め領域３１が容器２８内でその下端部に形成される。水位計７７が容器２８の下部に設置されている。第１高圧給水加熱器１６Ａに接続された給水配管１５が、高圧給水加熱器１６Ｃの水室３０に連絡される。高圧給水加熱器１６Ｃの容器２８内の水溜め領域３１に連絡されて給水ポンプ１９Ｆが設けられた給水配管１５が原子炉２に接続される。高圧タービン３に接続された抽気管５２が、図２に示す位置で容器２８に接続される。高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂ、及び低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄのそれぞれに接続されたドレン配管４９が、復水器１１に接続される。
【００９３】
復水器１１内の給水は、低圧給水加熱器５１Ｄ、５１Ｃ、５１Ｂ、５１Ａで順次加熱され、さらに、高圧給水加熱器５０Ｂ，５０Ａで加熱されて、高圧給水加熱器１６Ｃの容器２８内の水室３０に導かれる。この給水は、仕切り板２９に形成された多数の貫通孔から落下する。これらの貫通孔から落下した給水流が、抽気管５２によって導かれて容器２８内を上昇する蒸気に直接接触して加熱される。やがて、蒸気は凝縮されて凝縮水になり、水溜め領域３１に落下する。水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｆで昇圧されて給水配管１５により原子炉２に導かれる。制御装置７８は、水位計７７で計測した水位に基づいて給水ポンプ１９Ｆの回転速度を制御し、水溜め領域３１内の給水の水位を設定水位に保持する。
【００９４】
高圧給水加熱器１６Ｃを有する本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。高圧給水加熱器１６Ｃは、伝熱管を有する高圧給水加熱器５０Ａ等よりもコンパクトであるので、タービン建屋内に容易に設置することができる。また、本実施例では、高圧タービン３での蒸気流量が増加するので、高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｄが不要であるため、実施例１よりも構成が簡素化される。
【００９５】
本実施例は、高圧給水加熱器１６Ｃを設けるので、既設の沸騰水型原子力発電プラントの改造範囲が少なくて、より給水の加熱性能を高めることができる。
【実施例５】
【００９６】
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１３を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｄである。
【００９７】
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において高圧給水加熱器１６Ａ、１６Ｂを実施例２で用いた高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂに、低圧給水加熱器１７Ａ、１７Ｂ、１７Ｃ、１７Ｄを実施例３で用いた低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、第３低圧給水加熱器５１Ａと第２高圧給水加熱器５０Ｂの間で給水配管１５に低圧給水加熱器１７Ｅを１基設置した構成を有する。低圧給水加熱器１７Ｅは、図２に示す表面接触式給水加熱器である。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。
【００９８】
低圧給水加熱器１７Ｅは、図２に示すように、多数の貫通孔を有する仕切り板２９を密封された容器２８内で上端部に設置している。水位計７７が容器２８の下部に設置されている。第３低圧給水加熱器５１Ａに接続された給水配管１５が、低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の上端部に形成された水室３０に連絡される。低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の水溜め領域３１に連絡された給水配管１５が、高圧給水加熱器５０Ｂ、５０Ａを介して原子炉２に接続される。過熱器３４Ｂに接続されたドレン配管５３が、図２に示す抽気管２０の位置で容器２８に接続される。高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂ、及び低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄのそれぞれに接続されたドレン配管４９が、復水器１１に接続される。低圧給水加熱器１７Ｅに熱源である加熱媒体を供給する、容器２８に接続された配管（例えば、ドレン配管４９）は、過熱器２４Ｂと低圧タービン５Ｂの間の主蒸気配管６、及び主蒸気配管６の低圧タービン５Ｂへの接続位置と抽気管２２と低圧タービン５Ｂの接続位置との間の低圧タービン５Ｂの位置のいずれかに接続してもよい。
【００９９】
復水器１１内の給水は、低圧給水加熱器５１Ｄ、５１Ｃ、５１Ｂ、５１Ａで順次加熱され、低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の水室３０に導かれる。この給水は、仕切り板２９に形成された多数の貫通孔から落下する。ドレン配管５３によって導かれた高温のドレン水が、容器２８内の水溜め領域３１に供給され、落下した給水と水溜め領域３１内で混合される。この混合により給水が加熱される。温度が上昇した水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｄの駆動により、第２高圧給水加熱器５０Ｂ及び第１高圧給水加熱器５０Ａに導かれて順次加熱され、原子炉２に導かれる。制御装置７８は、水位計７７で計測した水位に基づいて給水ポンプ１９Ｄの回転速度を制御し、水溜め領域３１内の給水の水位を設定水位に保持する。
【０１００】
低圧給水加熱器１７Ｅを有する本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。低圧給水加熱器１７Ｅは、伝熱管を有する高圧給水加熱器５０Ａ等よりもコンパクトであるので、タービン建屋内に容易に設置することができる。また、本実施例では、高圧タービン３での蒸気流量が増加するので、高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃ及び１９Ｆが不要であるため、実施例１よりも構成が簡素化される。
【０１０１】
実施例２〜５で用いられる各用面接触式給水加熱器を、図６に示された給水加熱器３６または図８に示された給水加熱器４５に替えてもよい。
【実施例６】
【０１０２】
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１４を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、火力発電プラント５４である。
【０１０３】
火力発電プラント５４は、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉１を蒸気発生装置であるボイラ５５に替えた構成を有する。火力発電プラント５４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。
【０１０４】
本実施例では、ボイラで発生した蒸気が、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ，５Ｂ，５Ｃに供給される。復水器１１からの給水は、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ｄ，１７Ｃ，１７Ｂ，１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱されてボイラ５５に供給される。ボイラ５５に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１０５】
本実施例の火力発電プラント５４も、沸騰水型原子力発電プラント１と同様に、高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ，１７Ｂ，１７Ｃ，１７Ｄは、図２に示す表面接触式給水加熱器であるので、実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【０１０６】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２をボイラ５２に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを火力発電プラントに変更してもよい。
【実施例７】
【０１０７】
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１５を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、原子力発電プラントの一種である加圧水型原子力発電プラント５６である。
【０１０８】
加圧水型原子力発電プラント５６は、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉２を原子炉２Ａ及び原子炉２Ａに閉ループの一次冷却系配管５９で接続された蒸気発生器（蒸気発生装置）５７に替えた構成を有する。循環ポンプ５８が一次冷却系配管５９に設けられる。加圧水型原子力発電プラント５６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。
【０１０９】
加圧水型原子力発電プラント５６では、蒸気発生器５７が循環ループを形成する一次冷却系配管５９によって原子炉２Ａに接続される。主蒸気配管６が蒸気発生器５７の蒸気排出部に接続され、給水配管１５が蒸気発生器５７の給水入口部に接続される。加圧水型原子力発電プラント５６においても、給水配管１５に設けられた高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ，１７Ｂ，１７Ｃ，１７Ｄ（高圧給水加熱器１６Ａ及び低圧給水加熱器１７Ｃ以外の給水加熱器は図示せず）は、実施例１と同様に、表面接触式給水加熱器である（図２参照）。加圧水型原子力発電プラント５６において、高圧タービン３の下流で主蒸気配管６に設けた湿分分離過熱器３３Ａは湿分分離器４及び過熱器３４Ａ、３４Ｂを有している。
【０１１０】
加圧水型原子力発電プラント５６の運転時において、原子炉２Ａの炉心に供給された冷却水が、炉心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で発生した熱によって加熱されて高温の冷却水になる。この高温の冷却水が、循環ポンプ５８の駆動によって一次冷却系配管５９内を通って蒸気発生器５７の胴体内に設置された複数の伝熱管（図示せず）内に供給される。この高温の冷却水は、蒸気発生器５７の胴体内で伝熱管の外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５９を通って原子炉２Ａに戻される。蒸気発生器５７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，５Ｃに供給される。
【０１１１】
低圧タービン５Ｂから排気された蒸気が復水器１１で凝縮して生成された水（給水）が、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ｄ〜１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱され、蒸気発生器５７に供給される。蒸気発生器５７に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１１２】
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。
【０１１３】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２を原子炉２Ａ及び蒸気発生器５７に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを加圧水型原子力発電プラントに変更してもよい。
【実施例８】
【０１１４】
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１６を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、原子力発電プラントの一種である高速増殖炉原子力発電プラント６０である。
【０１１５】
高速増殖炉原子力発電プラント６０は、高速増殖炉６１、中間熱交換器６２、一次循環ポンプ６３、一次冷却系配管６４、蒸気発生器（蒸気発生装置）６５、二次循環ポンプ６６、二次冷却系配管６７、沸騰水型原子力発電プラント１で用いられる主蒸気系及び給水系を備えている。この主蒸気系は、図１に示された高圧タービン３、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃ、主蒸気配管６、湿分分離過熱器３３及び復水器１１を含んでいる。湿分分離過熱器３３Ａは、実施例７と同様に、湿分分離器４及び過熱器３４Ａ、さらに過熱器３４Ｂ（図示せず）を有する。給水系は、図１に示された給水配管１５、高圧給水加熱器１６Ａ及び１６Ｂ、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄ、抽気管２０〜２５及びドレン配管２６，３５を含んでいる。図１６では、沸騰水型原子力発電プラント１が有している主蒸気系及び給水系（図１参照）に設けられた、低圧タービン５Ａ及び５Ｃ、第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の高圧給水加熱器、第３低圧給水加熱器１７Ｃ以外の低圧給水加熱器、各抽気管、及び各ドレン配管が、省略されている。
【０１１６】
一次冷却系配管６４が、高速増殖炉６１、中間熱交換器６２、一次循環ポンプ６３及び高速増殖炉６１をこの順序に接続し、一次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）が流れる一次冷却系の閉ループを形成する。二次冷却系配管６７が、中間熱交換器６２、蒸気発生器６５、二次循環ポンプ６６及び中間熱交換器６２をこの順序に接続し、二次冷却系の閉ループを形成する。主蒸気配管６及び給水配管１５は、蒸気発生器６５に接続される。
【０１１７】
一次循環ポンプ６３の駆動によって、高速増殖炉６１内の炉心で加熱された一次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）が、一次冷却系配管６４を通って中間熱交換器６２に導かれる。高温の一次系冷却材は、中間熱交換器６２において、二次冷却系配管６７から供給される二次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）を加熱する。温度が低下した一次系冷却材が中間熱交換器６２から一次冷却系配管６４を通って高速増殖炉６１に戻される。二次循環ポンプ６６の駆動によって、中間熱交換器６２で加熱された二次系冷却材が、二次冷却系配管６７を通って蒸気発生器６５に導かれる。給水配管１５で供給された給水が、蒸気発生器６５内で二次系冷却材によって加熱されて蒸気になる。
【０１１８】
蒸気発生器６５で発生した蒸気は、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、蒸気発生器６０に供給される。給水配管１５内を流れる間に、給水は、実施例１と同様に、表面接触式給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ｄ〜１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱される。蒸気発生器６５に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１１９】
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。
【０１２０】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２を蒸気発生器６５に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを高速増殖炉原子力発電プラントに変更してもよい。
【実施例９】
【０１２１】
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１７を用いて説明する。本実施例の発電プラントは火力発電プラントである。本実施例は、具体的には、火力コンバインド発電プラント６８である。
【０１２２】
火力コンバインド発電プラント６８は、ガスタービン発電プラント及び蒸気発電プラントを備えている。ガスタービン発電プラントは、圧縮機７０、ガスタービン７１、燃焼器７２及び発電機７３を有する。圧縮機７０、ガスタービン７１及び発電機７３は、一軸の回転軸にて連結されている。燃焼空気配管７４が、圧縮機７０の空気流入口に接続され、さらに、圧縮機７０の空気排出口と燃焼器７２を接続している。燃焼器７２は、配管によりガスタービン７１に接続される。蒸気発電プラントは、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉２を蒸気発生器（蒸気発生装置）６９に替えた構成を有する。主蒸気配管６及び給水配管１５が、蒸気発生器６９に接続される。ガスタービン７１の排ガス吐出口に接続された排ガス配管７６が蒸気発生器６９に接続されている。
【０１２３】
燃焼空気配管７４から供給される燃焼空気が、圧縮機７０で圧縮されて燃焼器７２内に供給される。燃料供給管７５から燃焼器７２内に供給される燃料が、燃焼器７２内で燃焼される。発生した高温高圧の燃焼ガスが、ガスタービン７１に供給されてガスタービン７１を回転させる。発電機７３も回転し、電力を発生する。ガスタービン７１から排出された高温の排ガスは、排ガス配管７６を通って蒸気発生器６９に導かれ、給水配管１５を通して蒸気発生器６９に供給される給水を加熱する。この給水は、加熱されて蒸気になる。蒸気発生器６９で発生した蒸気は、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６９に供給される。蒸気発生器６９に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１２４】
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。
【０１２５】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２をガスタービン７１、燃焼器７２及び蒸気発生器６９に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを火力コンバインド発電プラントに変更してもよい。
【産業上の利用可能性】
【０１２６】
本発明は、沸騰水型原子力発電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、及び火力発電プラントのような発電プラントに適用することができる。
【符号の説明】
【０１２７】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ，１Ｅ…沸騰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，５０Ａ…第１高圧給水加熱器、１６Ｂ，５０Ｂ…第２高圧給水加熱器、１６Ｃ…高圧給水加熱器、１７Ａ，５１Ａ…第３低圧給水加熱器、１７Ｂ，５１Ｂ…第４圧給水加熱器、１７Ｃ，５１Ｃ…第５低圧給水加熱器、１７Ｄ，５１Ｄ…第６低圧給水加熱器、１７Ｅ…低圧給水加熱器、１９Ａ〜１９Ｆ…給水ポンプ、２０〜２５…抽気管、２６，３５，３９…ドレン配管、２８…容器、２９…仕切り板、３１…水溜め領域、３３，３３Ａ…湿分分離過熱器、３４Ａ，３４Ｂ…過熱器、３６，４５…給水加熱器、４４…スプレイ装置、４６…蒸気供給装置、５５…ボイラ、５７，６５，６９…蒸気発生器、６１…高速増殖炉、７１…ガスタービン、７２…燃焼器、５４…火力発電プラント、５６…加圧水型原子力発電プラント、６０…高速増殖炉原子力発電プラント、６８…火力コンバインド発電プラント、７７…水位計、７８…制御装置。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、発電プラントに係り、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発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の沸騰水型原子力発電プラントは、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、給水として給水配管により原子炉に供給される。給水は、給水配管に設けられた給水ポンプによって昇圧され、給水配管に設けられた６基の給水加熱器（４基の低圧給水加熱器及び２基の高圧給水加熱器）によって加熱されて昇温される。
【０００３】
沸騰水型原子力発電プラントでは、まず原子炉の熱出力を決定し、この熱出力で最高の熱効率が得られるように原子炉より下流での蒸気の流れ（主蒸気配管及びタービン等での蒸気の流れ）を最適化している。具体的には、低圧タービンから排気された蒸気を復水器で凝縮して水にした場合、熱サイクルの原理から通常の原子炉圧力では原子炉で発生した熱エネルギーの約２／３が復水器から外部に排出される。そこで、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、高圧タービン及び低圧タービンから蒸気の一部を抽気して高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器に供給し、これらの給水加熱器においてその抽気蒸気を用いて給水を加熱することが行われている。この場合、抽気された蒸気が保有している熱は、給水の加熱に用いられることよって、そのほとんどが回収され、沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上する。
【０００４】
一般に、原子炉で発生した蒸気のうち最終的に低圧タービンから復水器に排気される蒸気の量は約５６％であり、残りの約４４％の蒸気は抽気蒸気として給水の加熱に用いられる。給水配管に設置される６基の給水加熱器において、給水加熱器１基当たりに供給される抽気蒸気量は平均して原子炉で発生する蒸気の約７％程度である。
【０００５】
沸騰水型原子力発電プラントでは、高圧タービンあるいは低圧タービンから抽気された蒸気を高圧あるいは低圧給水加熱器へ供給して、給水を加熱することが行われている（特開２００５−２９９６４４号公報及び特開平７−１８９６０９号公報参照）。高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は、一般的に、シェルチューブ式熱交換器であって、胴体（シェル）内に多数のＵ字型伝熱管を設置しており、伝熱管内を流れる給水と胴体内で伝熱管外を流れる抽気蒸気との熱交換により給水の温度を上昇させる。高圧タービンから抽気された蒸気が高圧給水加熱器に供給され、低圧タービンから抽気された蒸気が低圧給水加熱器に供給される。湿分分離過熱器は、湿分分離器、第１過熱器及び第２過熱器を有する。上流側の第１過熱器は、高圧タービンから抽気された蒸気を用いて、湿分分離器で湿分が除去された蒸気を過熱する。下流側の第２過熱器は、第１過熱器で過熱された蒸気を、高圧タービンより上流の主蒸気配管から抽気された蒸気を用いて過熱する。第２過熱器で過熱された蒸気が低圧タービンに供給される。給水加熱器を設置した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から復水器に排出される蒸気の量は約５６％である。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、給水加熱器を設置し、再生効率により性能が向上することは一般的によく知られている。
【０００６】
他の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、及び火力発電プラントに間接式給水加熱器を設置することによって、それぞれの発電プラントの熱効率を向上することができる。
【０００７】
発電プラントを簡素化するために、従来の給水加熱器に替わり多段の蒸気インジェクタを適用した発電プラントの例が、T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に提案されている。この発電プラントでは、高圧タービンまたは低圧タービンから抽気した蒸気を、多段の蒸気インジェクタに供給している。各蒸気インジェクタでは、デフューザ形状の内部を給水が流れ、デフューザのスロート部に設置されたノズルから蒸気を高速で噴き出して外周部が円錐状になっている給水流の中心部を蒸気が流れ、気液界面で蒸気を凝縮しながら給水が加速されて次の段の蒸気インジェクタに向って流れる。また、この逆に、デフューザ形状の内部で中心部を給水が流れ、外周部から供給された蒸気を凝縮しながら給水が加速されることも可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００５−２９９６４４号公報
【特許文献２】特開平７−１８９６０９号公報
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に記載された多段の蒸気インジェクタの使用によって、以下の問題が生じる。蒸気が給水との気液界面の表面で凝縮されることにより、蒸気の凝縮に伴う体積変化が大きいために流動が不安定となる懸念がある。
【００１１】
一般に、ランキンサイクルにおいては、高圧タービンで仕事をして排気された湿り蒸気を、湿分分離過熱器により過熱蒸気にし、この過熱蒸気を低圧タービンに供給している。湿分分離過熱器を用いた再熱サイクルの利用により、発電プラントの熱効率が向上する。また、高圧タービンから抽気された蒸気を高圧給水加熱器へ供給し、低圧タービンから抽気された蒸気を低圧給水加熱器へ供給する再生サイクルの適用により、発電プラントの熱効率を向上させることができる。その他に、発電プラントの熱効率を向上させるには、主蒸気圧力及び主蒸気温度を上昇させる、または、復水器内の真空度を高めることなどが考えられる。
【００１２】
発明者らは、発電プラントにおけるこれら４つの熱効率の向上策のうち、発電プラントにおける大幅な機器の変更が少なく、熱効率及び電気出力の向上へ大きな効果があるものとして、主蒸気の有効利用にポイントを絞った。これは、再生サイクルによる熱効率向上である。そこで、再生サイクル向上のためには、高圧タービン及び低圧タービンのそれぞれから抽気される蒸気量の最適化、給水温度を上昇することによる主蒸気流量の増大、給水加熱器の高性能化による抽気蒸気の低減等が考えられる。
【００１３】
これらの検討結果、発明者らは、抽気蒸気の流量を低減して高圧タービン及び低圧タービンを回転させるために使用される主蒸気の流量を増加させるには、給水加熱器を高性能化することが最良であるとの結論に至った。また、高圧タービン及び低圧タービンのそれぞれからの抽気蒸気を高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器へ供給することによって、復水器から海に放出される熱を低減することができ、蒸気発生装置（原子炉、蒸気発生器及びボイラ等）で発生した熱が発電プラント内で有効に活用されるため、沸騰水型原子力発電プラント等の発電プラントの熱効率が向上する。
【００１４】
本発明の目的は、熱交換における流動の不安定を解消でき、且つ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。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
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た主蒸気配管に設けられた第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、第１タービンと第２タービンの間の主蒸気配管に設けられた湿分分離過熱装置、及び第２タービンから排気された蒸気を凝縮する復水器を備えた主蒸気系と、復水器と蒸気発生装置を連絡する給水配管と、給水配管に設置された複数の給水加熱器と、複数の給水加熱器に別々に接続され、第１タービンの第１段動翼よりも下流で前記主蒸気系に形成された複数の抽気位置に接続された複数の蒸気抽気管とを備え、
複数の給水加熱器のうち少なくとも１つの給水加熱器が、給水加熱器の容器内で、給水配管にて供給された給水と蒸気抽気管で導かれた蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器であり、
直接接触式給水加熱器の容器内の給水を吸引する給水ポンプを、直接接触式給水加熱器の下流で給水配管に設けたことにある。
【００１６】
容器内で給水と蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器を設けているので、蒸気の保有する熱量を給水に伝えやすくなり、蒸気と給水の熱交換性能が向上する。このため、発電プラントの熱効率が向上する。また、容器内で給水と蒸気を接触させているので、給水の流動が不安定になることを避けることができる。
【００１７】
好ましくは、容器に水位検出装置を設け、水位検出装置で計測された水位を入力し、容器内の給水の水位が設定水位に保持されるように、容器内の前記給水を吸引する給水ポンプを制御する制御装置を設けることが望ましい。水位検出装置及び制御装置を設けることによって、容器内の給水の水位を設定水位に保持することができ、蒸気発生装置に供給する給水が途絶えることを防止することができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、熱交換における流動の不安定を解消でき、且つ発電プラントの熱効率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図２】図１に示す給水加熱器である表面接触式給水加熱器の詳細構成図である。
【図３】図２のIII部の拡大図である。
【図４】従来の給水加熱器と図２に示す直接接触式給水加熱器との熱交換を示す説明図であり、（Ａ）は従来の給水加熱器における熱交換を示す説明図、（Ｂ）は図２に示す直接接触式給水加熱器における熱交換を示す説明図である。
【図５】従来の給水加熱器と図２に示す直接接触式給水加熱器における給水加熱器の容積と熱交換性能の比較を示す説明図である。
【図６】表面接触式給水加熱器の他の実施例の詳細構成図である。
【図７】図６のVII部の拡大図である。
【図８】容積式給水加熱器の他の実施例の詳細構成図である。
【図９】図８のXI部の拡大図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例２の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例３の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１２】本発明の他の実施例である実施例４の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１３】本発明の他の実施例である実施例５の発電プラントである沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１４】本発明の他の実施例である実施例６の発電プラントである火力発電プラントの構成図である。
【図１５】本発明の他の実施例である実施例７の発電プラントである加圧水型原子力発電プラントの構成図である。
【図１６】本発明の他の実施例である実施例８の発電プラントである高速増殖炉原子力発電プラントの構成図である。
【図１７】本発明の他の実施例である実施例９の発電プラントである火力発電プラントの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
発明者らは、発電プラントの熱効率及び電気出力の向上策について検討した結果、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器を高性能にして、高圧タービン及び低圧タービンから抽気された蒸気流量が少なくても、給水温度を十分上昇させることができ、その分、高圧タービン及び低圧タービンでの仕事に寄与する主蒸気量を増加できれば良いとの結論に達した。すなわち、この蒸気量の増大によって高圧タービン及び低圧タービンに供給される蒸気量が増大し、それらのタービンにおける蒸気の仕事量が増大することになる。
【００２１】
そこで、発明者らは、この点について検討した結果、伝熱管を介して熱交換する従来の間接式給水加熱器から伝熱管を有しない直接接触式給水加熱器に変更し、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器をコンパクト化すればよいとの新たな知見を見出した。直接接触式給水加熱器への変更には、例えば、（１）低圧給水加熱器４基のみを直接接触式給水加熱器に変更する、（２）高圧給水加熱器２基のみを直接接触式給水加熱器に変更する、（３）低圧給水加熱器４基及び高圧給水加熱器２基の全てを直接接触式給水加熱器に変更する、（４）低圧給水加熱器４基及び高圧給水加熱器２基の全てを間接式給水加熱器のままで直接接触式給水加熱器を１基のみ追加する等、いくつかの方法がある。
【００２２】
これにより、発電プラントの運転時において原子炉圧力容器から高圧タービン及び低圧タービンに供給する主蒸気の量が増加され、さらに高圧及び低圧タービンからの抽気蒸気流量が少なくなり、高効率な再生サイクルの発電プラントを実現することができる。この結果、発電プラントの熱効率及び電気出力の両者を向上させることができるのである。
【００２３】
直接接触式給水加熱器として、表面接触式あるいは容積式直接接触式のいずれの熱交換器を用いてもよい。なお、直接接触式給水加熱器を適用した高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は、それぞれ伝熱管を有しない給水加熱装置である。
【００２４】
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】
【００２５】
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、沸騰水型原子力発電プラント１である。
【００２６】
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３、低圧タービン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、及び湿分分離過熱器３３を備えている。複数の給水加熱器は、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である。これらの給水加熱器は、全て、直接接触式給水加熱器である表面接触式給水加熱器である。各低圧給水加熱器は、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。各高圧給水加熱器は、高圧タービン、または高圧タービン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。
【００２７】
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。隔離弁７及び主蒸気調節弁８が、原子炉２と高圧タービン３の間に存在する主蒸気配管６に設置される。湿分分離過熱器３３が、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。湿分分離過熱器３３は湿分分離器４及び過熱器３４Ａ，３４Ｂを有する。上流から下流に向って、湿分分離器４、過熱器３４Ａ及び過熱器３４Ｂがこの順番に配置されている。主蒸気調節弁８の上流で主蒸気配管６に接続された蒸気管３８が過熱器３４Ｂに接続される。高圧タービン３に接続された蒸気管４２が過熱器３４Ａに接続される。
【００２８】
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。
【００２９】
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、湿分分離過熱器３３、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、復水ポンプ１８及び給水ポンプ１９を有する。
【００３０】
復水器１１は、低圧タービン５Ｂの下方に配置され、低圧タービン５Ｂに蒸気排気通路３７によって接続されている。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、海水供給管１３Ａ及び海水排出管１３Ｂに接続される。海水循環ポンプ１４が海水供給管１３Ａに設置される。海水供給管１３Ａ及び海水排出管１３Ｂは海まで伸びている。
【００３１】
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１９Ａが第５低圧給水加熱器１７Ｃと第６低圧給水加熱器１７Ｄの間で給水配管１５に設けられ、給水ポンプ１９Ｂが第４低圧給水加熱器１７Ｂと第５低圧給水加熱器１７Ｃの間で給水配管１５に設けられる。給水ポンプ１９Ｃが第３低圧給水加熱器１７Ａと第４低圧給水加熱器１７Ｂの間で給水配管１５に設けられ、給水ポンプ１９Ｄが第２高圧給水加熱器１６Ｂと第３低圧給水加熱器１７Ａの間で給水配管１５に設けられる。給水ポンプ１９Ｅ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、給水ポンプ１９Ｆが原子炉２と第１高圧給水加熱器１６Ａの間で給水配管１５に設けられる。
【００３２】
本実施例で用いられる第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のそれぞれは、伝熱管を有するシェルチューブ式熱交換器を用いた従来の給水加熱器ではなく、伝熱管の無い直接接触式熱交換器である表面接触式給水加熱器を用いている。
【００３３】
この表面接触式給水加熱器の一例を適用した第１高圧給水加熱器１６Ａを、図２を用いて具体的に説明する。第１高圧給水加熱器１６Ａは、多数の貫通孔を有する仕切り板（水室形成部材）２９を密封された縦型の容器２８内で上端部に配置し、仕切り板２９を容器２８の内面に取り付けている。水室３０が容器２８内で仕切り板２９の上方に形成される。水溜め領域３１が容器２８内でその下端部に形成される。水位計７７が容器２８の下部に設置される。第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の残りの全ての給水加熱器も、第１高圧給水加熱器１６Ａと同じ構成を有している。
【００３４】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８の底部に接続された給水配管１５が原子炉２に接続される。第２高圧給水加熱器１６Ｂの容器２８の底部に接続された給水配管１５が、第１高圧給水加熱器１６Ａの水室３０に連絡されるように、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続される。第２高圧給水加熱器１６Ｂと第３低圧給水加熱器１７Ａの間に配置された給水配管１５、第３低圧給水加熱器１７Ａと第４低圧給水加熱器１７Ｂの間に配置された給水配管１５、第４低圧給水加熱器１７Ｂの第５低圧給水加熱器１７Ｃの間に配置された給水配管１５及び第５低圧給水加熱器１７Ｃと第６低圧給水加熱器１７Ｄの間に配置された給水配管１５も、第１高圧給水加熱器１６Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間に配置された給水配管１５と同様に、上流に位置する給水加熱器の容器２８の底部と、下流に位置する給水加熱器の容器２８の、水室３０の部分に接続される。第６低圧給水加熱器１７Ｄと復水器１１の間に配置された給水配管１５は、第６低圧給水加熱器１７Ｄの容器２８内に形成された水室３０に連絡される。
【００３５】
高圧タービン３の抽気点で高圧タービン３に接続された抽気管２０が第１高圧給水加熱器１６Ａに接続される。抽気管２０は、高圧タービン３の第１段動翼よりも下流に位置した抽気点に設蔵される。抽気管２０は、具体的には、図２に示すように、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続され、仕切り板２９と水溜め領域３１の間で容器２８内の領域に開口している。抽気管２０のこの開口は、水溜め領域３１の上端（水面）近くに配置することが好ましい。過熱器３４Ａに接続されたドレン配管３５及び過熱器３４Ｂに接続されたドレン配管３９も、抽気管２０と同様に、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に接続される。ドレン配管３５，３９の容器２８への接続位置は、水溜め領域３１の上端より上方でこの上端付近に存在する。
【００３６】
高圧タービン３と湿分分離過熱器３３の間に存在する主蒸気配管６に接続された抽気管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の最終段の動翼より下流で高圧タービン３に接続してもよい。低圧タービン５Ｂの最上流の抽気点（低圧タービンの第１抽気点）で低圧タービン５Ｂに接続された抽気管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。低圧タービン５Ｂの上流から２番目の抽気点（低圧タービンの第２抽気点）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の上流から３番目の抽気点（低圧タービンの第３抽気点）で低圧タービン５Ｂに接続された抽気管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の最下流の抽気点（低圧タービンの第４抽気点）で低圧タービン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。抽気管２１，２２、ドレン配管２６及び抽気管２３，２４，２５が、抽気管２０と同様に、該当する給水加熱器の容器２８に接続される。上記した低圧タービンの第１、第２、第３及び第４の各抽気点は、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。
【００３７】
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にそれぞれ別々に接続された給水配管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して第２高圧給水加熱器１６Ｂに接続される。その合流点よりも上流に配置された、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃごとに並列配置された３本の給水配管１５のうち、低圧タービン５Ａ及び５Ｃのそれぞれに対応して配置された各給水配管１５にも、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を設置した各給水配管１５が、第２高圧給水加熱器１６Ｂより上流に存在する上記の合流点よりも上流に配置されている。
【００３８】
低圧タービン５Ａ及び５Ｃには、低圧タービン５Ｂと同様に、第１、第２、第３及び第４の各抽気点が設けられる。低圧タービン５Ａの第１、第２、第３及び第４の各抽気点には、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の各容器２８に接続される。低圧タービン５Ｃの第１、第２、第３及び第４の各抽気点にも、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の各容器２８に接続される。
【００３９】
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、及び第１、第２、第３及び第４の各抽気点は、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。
【００４０】
原子炉２内の炉心（図示せず）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、過熱器３４Ａ，３４Ｂによって過熱される。湿分分離器４により湿分が除去された蒸気の、過熱器３４Ａでの過熱は、高圧タービン３から抽気された蒸気を、蒸気管４２を通して過熱器３４Ａに供給することによって行われる。過熱器３４Ａで過熱された蒸気は、高圧タービン３の上流で主蒸気配管６から抽気した、蒸気管４２内を流れる蒸気よりも温度が高い蒸気を、蒸気管３８を通して過熱器３４Ｂに供給することによって行われる。過熱器３４Ｂで過熱された蒸気の温度は過熱器３４Ａで過熱された蒸気の温度よりも高くなる。過熱器３４Ｂから排気された蒸気は、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃにそれぞれ導かれる。
【００４１】
湿分分離器４により除去された湿分は、ドレン水となってドレン配管２６に排出されて第３低圧給水加熱器１７Ａに供給される。蒸気管４２を通して過熱器３４Ａに供給された抽気蒸気は、過熱器３４Ａで、湿分分離器４で湿分を除去された蒸気を過熱することによって凝縮される。この蒸気の凝縮によって発生した飽和ドレン水は、ドレン配管３５を通して第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される。蒸気管３８を通して過熱器３４Ｂに供給された抽気蒸気は、過熱器３４Ｂで、過熱器３４Ａで過熱された蒸気をさらに過熱することによって凝縮される。この蒸気の凝縮によって発生した飽和ドレン水は、ドレン配管３９を通して第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される。ドレン配管３５，３９内を流れるそれぞれのこの飽和ドレン水の温度は、抽気管２０内を流れる抽気蒸気の温度と実質的にほぼ同じである。
【００４２】
低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃ内の圧力は、高圧タービン３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、各復水器１１で凝縮されて水になる。すなわち、海水が、海水循環ポンプ１４の駆動によって海水供給管１３Ａを通して各復水器１１内の各伝熱管１２内に供給される。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内の伝熱管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。各伝熱管１２から排出された海水は、海水排出管１３Ｂを通って海に放出される。
【００４３】
各復水器１１に別々に接続された各給水配管１５に設けられた復水ポンプ１８、及び給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｄ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、各給水配管１５を通り、第３低圧給水加熱器１７Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間で１本の給水配管１５に合流して原子炉２に供給される。３本の給水配管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る。給水は、第３低圧給水加熱器１７Ａと第２高圧給水加熱器１６Ｂの間に存在する、３本の給水配管１５の合流点よりも下流における１本の給水配管１５に設けられた第２高圧給水加熱器１６Ｂ及び第１高圧給水加熱器１６Ａによってさらに加熱されて温度を上昇させ、設定温度になった状態で原子炉２に供給される。給水ポンプ１９Ｅ，１９Ｆも駆動している。
【００４４】
給水は、第６低圧給水加熱器１７Ｄにおいて、低圧タービン５Ｂの第４抽気点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。第６低圧給水加熱器１７Ｄで加熱された給水は、第５低圧給水加熱器１７Ｃにおいて、低圧タービン５Ｂの第３抽気点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。第５低圧給水加熱器１７Ｃで加熱された給水は、第４低圧給水加熱器１７Ｂにおいて、低圧タービン５Ｂの第２抽気点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。第４低圧給水加熱器１７Ｂで加熱された給水は、第３低圧給水加熱器１７Ａにおいて、低圧タービン５Ｂの第１抽気点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。
【００４５】
第３低圧給水加熱器１７Ａで加熱された給水は、第２高圧給水加熱器１６Ｂにおいて、主蒸気配管６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加熱される。第２高圧給水加熱器１６Ｂで加熱された給水は、第１高圧給水加熱器１６Ａにおいて、高圧タービン３の抽気点から抽気されて抽気管２０を通して供給される抽気蒸気、過熱器３４Ａから排出されてドレン配管３５を通して供給される飽和ドレン水、及び過熱器３４Ｂから排出されてドレン配管３９を通して供給される飽和ドレン水によって加熱される。原子炉２に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも約１８０℃上昇する。
【００４６】
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内を流れる給水が加熱される。
【００４７】
上記した各高圧給水加熱器及び各低圧給水加熱器における給水の加熱を、第１高圧給水加熱器１６Ａを例に取り、図２を用いて説明する。
【００４８】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内に形成された水室３０には、上流側で隣りに位置する第２高圧給水加熱器１６Ｂの容器２８内の水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｅによって昇圧され、給水配管１５を通して供給される。第１高圧給水加熱器１６Ａの水室３０に供給された給水は、仕切り板２９に設けられた多数の貫通孔を通り、容器２８内を水溜め領域３１に向って、ラミナーフロー２７となって自由落下する。一方、抽気管２０内を流れる抽気蒸気が、水溜め領域３１の水面よりも上方で容器２８内に供給され、容器２８内を上昇する。
【００４９】
給水及び抽気蒸気が供給された、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内では、仕切り板２９と水溜め領域３１の間の領域において、給水と抽気蒸気の間で熱交換が行われる。この熱交換を、図３を用いて具体的に説明する。容器２８内では、仕切り板２９から自由落下する給水の複数のラミナーフロー（サブクール水）（給水流）２７と抽気蒸気（飽和蒸気）の上昇流が互いに接触して抽気蒸気が保有する熱が落下する給水に伝えられ、給水が加熱されて給水の温度が上昇する。抽気蒸気は給水の加熱によって凝縮されて水になり、この凝縮水は給水と共に水溜め領域３１に落下する。その凝縮水も、給水になり、原子炉２に供給される。
【００５０】
以上に述べた第１高圧給水加熱器１６Ａ内での給水と抽気蒸気の熱交換は、第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の全ての給水加熱器においても行われ、それぞれの給水加熱器で給水が加熱されて抽気蒸気が凝縮される。
【００５１】
第１高圧給水加熱器１６Ａでは、抽気蒸気以外にドレン水がドレン配管３５，３９を通して容器２８内にそれぞれ供給される。これらのドレン水が、この容器２８内の水溜め領域３１において落下した給水に混合され、水溜め領域３１内の給水の温度をさらに上昇させる。ドレン配管３５，３９によって導かれたドレン水も、給水になって原子炉２に供給される。第３低圧給水加熱器１７Ａでも、ドレン配管２６によって導かれたドレン水が、第３低圧給水加熱器１７Ａの容器２８内の水溜め領域３１に存在する給水に混合される。
【００５２】
給水配管１５に設けられた６段の給水加熱器では、それぞれの容器２８内に水溜め領域３１が形成される関係上、下流に設けられた給水ポンプで水溜め領域３１内の給水を排出しなければならない。このため、給水ポンプの回転速度を水溜め領域３１の水位に基づいて制御する必要がある。この給水ポンプの回転速度の制御を、給水ポンプ１９Ｆを例にとって説明する。
【００５３】
第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８に設けられた水位計７７が、水溜め領域３１に存在する給水の水位を計測する。水位計７７で計測された水位が、水位計７７が接続された制御装置７８に入力される。この制御装置７８は、入力した水位計測値に基づいて、この水位計測値が設定水位になるように、給水ポンプ１９Ｆの回転速度を制御する。このように給水ポンプ１９Ｆの回転速度が制御されることによって、第１高圧給水加熱器１６Ａの容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位が設定水位に保持される。このため、給水ポンプ１９Ｆの回転速度が速くなりすぎて、給水ポンプ１９Ｅによって第１高圧給水加熱器１６Ａに供給される給水の量以上に第１高圧給水加熱器１６Ａの水溜め領域３１から給水が排出する事態を避けることができる。このような事態が生じた場合には、原子炉２への給水の供給が途絶えることになり、このような事態が発生することは避けなければならない。
【００５４】
高圧給水加熱器１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄのそれぞれの容器２８にも水位計７７が設けられており、これらの水位計７７で計測された各水位が制御装置７８に入力される。制御装置７８は、入力した各水位計測値に基づいて、該当するそれぞれの給水加熱器の水溜め領域３１に存在する給水を昇圧する各給水ポンプの回転速度を、該当する水溜め領域３１に存在する給水の水位が設定水位になるように制御する。これによって、高圧給水加熱器１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄから排出される給水が途絶えることを防止することができる。
【００５５】
発明者らは、本実施例で用いた表面接触式給水加熱器である第１高圧給水加熱器１６Ａの熱交換特性を検討した。この検討結果を、図４及び図５を用いて以下に説明する。この検討においては、従来の伝熱管を用いた間接式給水加熱器の熱交換特性も併せて検討した。
【００５６】
図４（Ａ）は従来の間接式給水加熱器の熱交換を示し、図４（Ｂ）は第１高圧給水加熱器１６Ａの熱交換を示している。図４（Ａ）の横軸は給水の流れ方向における位置Ｘ１を示している。具体的には、位置Ｘ１は間接式給水加熱器の伝熱管の入口端からの位置である。図４（Ｂ）の横軸は第１高圧給水加熱器１６Ａの軸方向における位置Ｘ２を示している。具体的には、位置Ｘ２は抽気管２０と容器２８の接続位置から上方に向った位置を示している。図４（Ａ）及び図４（Ｂ）の縦軸は温度を示している。
【００５７】
間接式給水加熱器（図４（Ａ））では、熱交換する二流体の温度差を表すターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣが両方とも大きな値である。これに対して、直接接触式給水加熱器である第１高圧給水加熱器１６Ａでは、ターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣとも小さくなっている。これは、二流体が熱交換する際、熱を伝えるために熱抵抗となる要素（例えば、伝熱管）の有無の影響を受けている。間接式給水加熱器の熱抵抗回路網（図４（Ａ）参照）は、伝熱管を有するために、３種類の熱抵抗（１/ｈｓ、ｔ/λ、１/ｈｔ）から構成されるのに対して、第１高圧給水加熱器１６Ａの熱抵抗回路網（図４（Ｂ）参照）は１種類の熱抵抗（１/ｈｄｃ）からなる。このため、第１高圧給水加熱器１６Ａにおける熱伝達率、すなわち、熱通過率が間接式給水加熱器よりも大きくなるので、第１高圧給水加熱器１６Ａにおけるターミナル温度差ＴＤ及びドレーンクーラー温度差ＤＣがともに小さくなる。
【００５８】
本実施例に用いられた第１高圧給水加熱器１６Ａと上記した間接式給水加熱器における容積と容積基準の熱通過率の関係を図５に示す。図５の横軸は給水加熱器の容積Ｖを示し、縦軸は容積基準の熱通過率Ｕｖを示している。なお、説明を容易にするため、横軸及び縦軸ともに、従来例の間接式給水加熱器の条件を基準の１．０として標準化した。第１高圧給水加熱器１６Ａの直接接触式熱交換器の場合には、熱交換の関係式は（１）式のように表される。
【００５９】
Ｑ＝Ｕｖ・Ｖ・ΔＴ＝Ｋ・Ａ・ΔＴ ……（１）
ここで、Ｑは交換熱量、Ｕｖは容積基準の熱通過率、Ｖは給水加熱器の容積、ΔＴは有効温度差、Ｋは面積基準の熱通過率、及びＡは伝熱面積である。
【００６０】
一般的な間接式給水加熱器では、面積基準の熱通過率Ｋを反映した（１）式の右辺の項で交換熱量Ｑを算出する。しかしながら、直接接触式給水加熱器では、伝熱面積が規定できないので、体積基準の熱通過率Ｕｖを反映した（１）式の左辺の項で交換熱量Ｑを算出する。例えば、同じ交換熱量Ｑの場合、従来例でＵｖ＝１、Ｖ＝１、ΔＴ＝１とすると、本実施例で用いた直接接触式給水加熱器が高性能であるために、有効温度差ΔＴが１/２になる。この結果、その直接接触式給水加熱器の容積Ｖも１/２になり、直接接触式給水加熱器の性能Ｕｖが４倍になる。交換熱量Ｑが同じである場合に、従来の間接式給水加熱器と比較して、本実施例で用いた直接接触式給水加熱器（第１高圧給水加熱器１６Ａ）は容積を約１／２に低減できる上に、熱交換性能を約４倍に向上させることができる。
【００６１】
以上に述べた第１高圧給水加熱器１６Ａにおける容積の約１／２への低減、及び熱交換性能の約４倍向上は、沸騰水型原子力発電プラント１における残りの５基の給水加熱器１６Ｂ，１７Ａ〜１７Ｄでも達成することができる。
【００６２】
既設の沸騰水型原子力発電プラントでは、設置されている複数の間接式給水加熱器をなんら変更せずに、コンパクトで高性能な直接凝縮式給水加熱器を一基追設するだけで、原子炉２に供給される給水の温度を２０℃程度上昇させることができる。
【００６３】
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント１では、給水配管１５に設けられた６基の給水加熱器が、全て、直接凝縮式給水加熱器である表面接触式給水加熱器になっているので、最終段の第１高圧給水加熱器１６Ａから原子炉２に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器が、全て、間接式給水加熱器である場合と同じであるが、前者の熱交換性能は後者の熱交換性能の約４倍になる。本実施例は、６基の表面接触式給水加熱器を給水配管１５に設けているので、給水配管１５が設置されるタービン建屋をコンパクト化することができる。
【００６４】
また、本実施例は、給水の水面が形成される容器２８内で蒸気と給水を接触させて熱交換を行っているので、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動が不安定になることを防止することができる。T. Narabayashi, et al., Proc. of ICONE-3, pp.877-883, Kyoto, Japan, 1994に記載されたように、蒸気インジェクタを用いた場合では、水と蒸気の接触する界面積が小さく、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングが発生し、流動が不安定になる。しかしながら、本実施例では、容器２８内で蒸気と給水を接触させている、特に、仕切り板２９から自由落下するラミナーフロー２７が蒸気と接触するので、水と蒸気の接触する界面積が大きくなる。このため、本実施例では、蒸気が凝縮して水になる際の体積変化を十分に吸収する容積が容器２８内に存在するので、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングが発生しなく給水の流動が安定になる。
【００６５】
本実施例では、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ、５Ｂ，５Ｃ等から抽気した抽気蒸気を、表面接触式給水加熱器である高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄに供給してそれぞれの容器２８内で給水と直接接触させて給水を加熱しているので、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を上昇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の熱効率が向上する。特に、容器２８内で給水と蒸気を直接接触させるので、熱交換を行う両方の流体における温度差が小さくても、大きな交換熱量を確保することができる。
【００６６】
このような本実施例では、全ての給水加熱器で給水と抽気蒸気を直接接触させて両方の流体間で熱交換を行うため、全ての給水加熱器における熱交換性能が高性能になる。このため、本実施例では、全ての給水加熱器が間接式給水加熱器である従来の沸騰水型原子力発電プラントのように、間接式給水加熱器に供給する抽気蒸気の流量を多くする必要が無く、少ない抽気蒸気でも給水温度を十分上昇させることができる。この結果、沸騰水型原子力発電プラント１では、原子炉の定格出力運転では、炉水と主蒸気のエンタルピ差が小さくなった分だけ、主蒸気流量が増加する。全ての給水加熱器が間接式給水加熱器である従来の沸騰水型原子力発電プラントに比べて、沸騰水型原子力発電プラント１では、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ，５Ｂ，５Ｃに供給される蒸気量が増加する。したがって、本実施例では、高圧タービン３及び各低圧タービンでの蒸気による仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。これは、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実質的に行っていることになる。
【００６７】
本実施例は、表面接触式給水加熱器である高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄを給水配管１５に設置して、高圧タービン３あるいは低圧タービンからの抽気蒸気を給水に直接接触させて凝縮させる凝縮熱伝達により、抽気蒸気と給水の間で効率の良い熱交換を行うことができる。このため、少ないエネルギーで給水の温度を上昇することができる。各低圧タービンに供給される蒸気の温度が上昇して低圧タービン内での蒸気の膨張量が増大するので、低圧タービンでの蒸気による仕事量が増加する。これによっても、沸騰水型原子力発電プラント１の電気出力がさらに向上する。
【００６８】
本実施例では、高圧タービン及び低圧タービンから抽気されて該当する表面接触式の給水加熱器に供給される抽気蒸気の流量が少なくて済むため、高圧タービン及び低圧タービンで仕事をする主蒸気流量が増加し、電気出力が向上する。さらに、蒸気発生装置である原子炉２で発生した熱を沸騰水型原子力発電プラント１内で有効に利用することができ、復水器１１から海水排出管１３Ｂを通して海に排出される温排水の熱量を低減することができる。したがって、再生サイクルの沸騰水型原子力発電プラント１における熱効率をさらに向上させることができる。
【００６９】
本実施例は、給水の液面が内部に形成される容器２８内で、落下する給水と蒸気を接触させて熱交換を行っているので、給水と蒸気の接触する界面積を大きくすることができ、蒸気の凝縮に対する体積変化を、余裕を持って許容することができる。このため、本実施例では、蒸気の凝縮現象に伴うハンマリングの発生等の流動不安定性を回避することができる。
【００７０】
本実施例は、炉心に冷却水を供給するポンプとしてインターナルポンプを用いた改良型沸騰水型原子力発電プラント（ＡＢＷＲ発電プラント）にも適用することができる。後述の実施例２から実施例５も、ＡＢＷＲ発電プラントに適用することができる。
【００７１】
本実施例において、全ての給水加熱器として、図２に示す表面接触式給水加熱器の替りに図６に示す表面接触式給水加熱器３６を用いてもよい。この給水加熱器３６は、容器２８内にスプレイ装置４４を配置した構成を有する。スプレイ装置４４は、容器２８に設置され、複数のスプレイノズル４３が設けられた複数の散水パイプ４１、これらの散水パイプ４１を軸方向に間隔を置いて保持して散水パイプ４１と連通する給水供給管４０を備えている。給水供給管４０は、容器２８の頂部を貫通して容器２８に取り付けられ、上流で隣に位置する他の給水加熱器（例えば、給水加熱器３６が第１高圧給水加熱器１６Ａである場合には、第２高圧給水加熱器１６Ｂ）に接続された給水配管１５に接続される。抽気蒸気を導く抽気管（例えば、抽気管２０）が、沸騰水型原子力発電プラント１の各給水加熱器と同様に、容器２８に接続される。給水加熱器３６も、容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位を計測するために水位計７７を設置している。
【００７２】
給水供給管４０に供給された給水は、それぞれの散水パイプ４１内に導かれ、各スプレイノズル４３から容器２８内に噴射される。抽気された蒸気が、抽気管を通して容器２８内に供給され、容器２８内を上昇する。この蒸気は、容器２８内で、スプレイノズル４３から噴射されて下方に向って落下する給水と接触し、給水を加熱する（図７参照）。やがて、蒸気は、容器２８内で噴射された給水により凝縮され、水になる。この凝縮水は原子炉２に供給される。水位計７７で計測した水位を入力する制御装置７８は、この水溜め領域３１内の給水を昇圧する給水ポンプ（例えば、給水ポンプ１９Ｆ）の回転速度を制御する。この制御により、給水加熱器３６の水溜め領域３１内の給水は、設定水位に保持される。
【００７３】
給水加熱器３６は、伝熱管を有しないので熱抵抗が小さく熱交換性能が向上する。これにより、熱交換量Ｑが同じである場合、給水加熱器３６がコンパクトになる。
【００７４】
沸騰水型原子力発電プラント１において、全ての給水加熱器として、図２に示す表面接触式給水加熱器の替りに図８に示す直接接触式給水加熱器の一種である容積式給水加熱器４５を用いてもよい。この給水加熱器４５は、容器２８内に蒸気噴射装置４６を配置した構成を有する。蒸気噴射装置４６は、容器２８に設置され、複数の蒸気噴出口が形成された複数のパイプ４８、これらのパイプ４８を軸方向に間隔を置いて保持してパイプ４８と連通する蒸気供給管４７を備えている。蒸気供給管４７は、容器２８の底部を貫通して容器２８に取り付けられ、抽気蒸気を導く抽気管（例えば、抽気管２０）に接続される。上流側で給水加熱器４５の隣に位置する他の給水加熱器（例えば、給水加熱器４５が第１高圧給水加熱器１６Ａである場合には、第２高圧給水加熱器１６Ｂ）に接続された給水配管１５が、容器２８内に形成される水溜め領域３１の上端部付近で容器２８に接続される。給水加熱器４５の容器２８内の水溜め領域３１から給水を排出する給水配管１５が、容器２８の底部付近に接続される。給水加熱器４５も、容器２８内の水溜め領域３１における給水の水位を計測するために水位計７７を設置している。
【００７５】
上流側で給水加熱器４５の隣に位置する他の給水加熱器の水溜め領域３１に存在する給水が、この給水加熱器に接続された給水配管１５を介して給水加熱器４５内の水溜め領域３１に供給される。抽気管によって給水加熱器４５の蒸気供給管４７内に導かれた蒸気は、各パイプ４８に形成された複数の蒸気噴出口から水溜め領域３１内に給水中に噴出される（図９参照）。容器２８内では、上部から下部に向かって給水（サブクール水）が流れ、それらの蒸気噴出口から上方に向って噴出された蒸気が対向流で熱交換する。これにより、給水が加熱され、やがて蒸気が凝縮される。蒸気の凝縮水も給水となって原子炉２に供給される。
【００７６】
水位計７７で計測した水位を入力する制御装置７８は、この水溜め領域３１内の給水を昇圧する給水ポンプ（例えば、給水ポンプ１９Ｆ）の回転速度を制御する。この制御により、給水加熱器４５の水溜め領域３１内の給水は、設定水位に保持される。
【００７７】
給水加熱器３６は、伝熱管を有しないので熱抵抗が小さく熱交換性能が向上する。これにより、熱交換量Ｑが同じである場合、給水加熱器３６がコンパクトになる。
【００７８】
本実施例の沸騰水型原子力発電プラント１では、伝熱管を有するシェルチューブ式熱交換器を用いた給水加熱器ではなく、給水加熱器として、以下に述べるいずれかの、伝熱管を設けていない直接接触式熱交換器、すなわち、容器２８内で、上部から落下する給水（サブクール水）と上昇する蒸気を接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器（例えば、第１高圧給水加熱器１６Ａ）、容器２８内で上部から落下する給水（サブクール水）のスプレイ水滴と上昇する蒸気を直接接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器３６、及び容器２８内の給水（サブクール水）中に蒸気を噴出させて給水と蒸気を直接接触させ、この蒸気を凝縮させて熱交換する給水加熱器４５のいずれかの給水加熱器を用いることができる。
【実施例２】
【００７９】
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１０を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ａである。
【００８０】
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において第１高圧給水加熱器１６Ａを第１高圧給水加熱器５０Ａに、第２高圧給水加熱器１６Ｂを第２高圧給水加熱器５０Ｂに替え、給水ポンプ１９Ｅ、１９Ｆを削除した構成を有する。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。
【００８１】
第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂは、複数の伝熱管を有する給水加熱器である。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄには図２に示された表面接触式給水加熱器を用いている。ドレン配管４９が、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂに接続され、さらに復水器１１に接続される。第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂには、第３低圧給水加熱器１７Ａ内の給水を昇圧する給水ポンプ１９Ｄにより給水が供給される。抽気管２０で第１高圧給水加熱器５０Ａに供給されて給水を加熱することによって生成された蒸気の凝縮水（ドレン水）、及び抽気管２１で第２高圧給水加熱器５０Ｂに供給されて給水を加熱することによって生成された蒸気の凝縮水（ドレン水）が、ドレン配管４９により復水器１１に供給される。
【００８２】
本実施例は、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄが表面接触式給水加熱器であるので、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄのそれぞれの熱交換性能が向上する。このため、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。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄがコンパクトになる。低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄでは、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動不安定が生じない。
【００８３】
本実施例によれば、実施例１で生じる各効果を得ることができる。しかしながら、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂが複数の伝熱管を有する給水加熱器であるので、沸騰水型原子力発電プラント１Ａの熱効率は実施例１のそれよりも低下する。本実施例は、給水ポンプ１９Ｅ及び１９Ｆが不要になるので、沸騰水型原子力発電プラント１よりも構成が単純化される。本実施例は、第１高圧給水加熱器５０Ａ及び第２高圧給水加熱器５０Ｂに供給される抽気蒸気温度よりも低圧タービン５Ｂから抽気される抽気蒸気の温度が低いので、低圧タービン５Ｂから抽気される抽気蒸気が供給される、直接接触給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄでの熱交換性能を向上させることができる。すなわち、温度の低い、低圧タービン５Ｂから抽気された抽気蒸気が保有している熱エネルギーを、給水の加熱に有効に使用することができる。
【実施例３】
【００８４】
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１１を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｂである。
【００８５】
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において低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄを、複数の伝熱管を有する給水加熱器である低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃを削除した構成を有する。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。
【００８６】
第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂには図２に示された表面接触式給水加熱器を用いている。ドレン配管４９が、低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに接続され、さらに復水器１１に接続される。沸騰水型原子力発電プラント１Ｂの運転中に、抽気管２２で第３低圧給水加熱器５１Ａに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、ドレン水配管２６で第３低圧給水加熱器５１Ａに供給されたドレン水、抽気管２３で第４低圧給水加熱器５１Ｂに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、抽気管２４で第５低圧給水加熱器５１Ｃに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水、及び抽気管２５で第６低圧給水加熱器５１Ｄに供給されて給水を加熱して生成された蒸気の凝縮水が、ドレン配管４９により復水器１１に供給される。
【００８７】
本実施例は、第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂとして表面接触式給水加熱器を用いているので、実施例１と同様に、第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂのそれぞれにおける熱交換性能が向上する。このため、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。第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂがコンパクトになる。第１高圧給水加熱器１６Ａ及び第２高圧給水加熱器１６Ｂでは、前述した蒸気インジェクタを用いた場合に生じる給水の流動不安定が生じない。
【００８８】
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、２基の高圧給水加熱器は給水温度をそれぞれ約２０〜３０℃程度向上させる必要がある。しかし、伝熱管を有する給水加熱器を１基増設することは、タービン建屋のスペースとの関係で困難さを伴う。そこで、これらの２基の高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂを表面接触式給水加熱器にすることによって、コンパクトな上に熱交換性能の良い給水加熱システムを構成することができる。
【００８９】
本実施例によれば、実施例１で生じる各効果を得ることができる。高圧タービン３での蒸気流量が増加することで高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。しかしながら、低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄが複数の伝熱管を有する給水加熱器であるので、沸騰水型原子力発電プラント１Ｂの熱効率は実施例１のそれよりも低下する。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃが不要になるので、沸騰水型原子力発電プラント１よりも構成が単純化される。
【実施例４】
【００９０】
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１２を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｃである。
【００９１】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｃ、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において高圧給水加熱器１６Ａ、１６Ｂを実施例２で用いた高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂに、低圧給水加熱器１７Ａ、１７Ｂ、１７Ｃ、１７Ｄを実施例３で用いた低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、第1高圧給水加熱器５０Ａの下流で給水配管１５に高圧給水加熱器１６Ｃを１基設置した構成を有する。高圧給水加熱器１６Ｃは、図２に示す表面接触式給水加熱器である。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。
【００９２】
高圧給水加熱器１６Ｃは、図２に示すように、多数の貫通孔を有する仕切り板２９を密封された縦型の容器２８内で上端部に配置し、仕切り板２９を容器２８の内面に取り付けている。水室３０が容器２８内で仕切り板２９の上方に形成され、水溜め領域３１が容器２８内でその下端部に形成される。水位計７７が容器２８の下部に設置されている。第１高圧給水加熱器１６Ａに接続された給水配管１５が、高圧給水加熱器１６Ｃの水室３０に連絡される。高圧給水加熱器１６Ｃの容器２８内の水溜め領域３１に連絡されて給水ポンプ１９Ｆが設けられた給水配管１５が原子炉２に接続される。高圧タービン３に接続された抽気管５２が、図２に示す位置で容器２８に接続される。高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂ、及び低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄのそれぞれに接続されたドレン配管４９が、復水器１１に接続される。
【００９３】
復水器１１内の給水は、低圧給水加熱器５１Ｄ、５１Ｃ、５１Ｂ、５１Ａで順次加熱され、さらに、高圧給水加熱器５０Ｂ，５０Ａで加熱されて、高圧給水加熱器１６Ｃの容器２８内の水室３０に導かれる。この給水は、仕切り板２９に形成された多数の貫通孔から落下する。これらの貫通孔から落下した給水流が、抽気管５２によって導かれて容器２８内を上昇する蒸気に直接接触して加熱される。やがて、蒸気は凝縮されて凝縮水になり、水溜め領域３１に落下する。水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｆで昇圧されて給水配管１５により原子炉２に導かれる。制御装置７８は、水位計７７で計測した水位に基づいて給水ポンプ１９Ｆの回転速度を制御し、水溜め領域３１内の給水の水位を設定水位に保持する。
【００９４】
高圧給水加熱器１６Ｃを有する本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。高圧給水加熱器１６Ｃは、伝熱管を有する高圧給水加熱器５０Ａ等よりもコンパクトであるので、タービン建屋内に容易に設置することができる。また、本実施例では、高圧タービン３での蒸気流量が増加するので、高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｄが不要であるため、実施例１よりも構成が簡素化される。
【００９５】
本実施例は、高圧給水加熱器１６Ｃを設けるので、既設の沸騰水型原子力発電プラントの改造範囲が少なくて、より給水の加熱性能を高めることができる。
【実施例５】
【００９６】
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１３を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、沸騰水型原子力発電プラント１Ｄである。
【００９７】
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において高圧給水加熱器１６Ａ、１６Ｂを実施例２で用いた高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂに、低圧給水加熱器１７Ａ、１７Ｂ、１７Ｃ、１７Ｄを実施例３で用いた低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄに替え、第３低圧給水加熱器５１Ａと第２高圧給水加熱器５０Ｂの間で給水配管１５に低圧給水加熱器１７Ｅを１基設置した構成を有する。低圧給水加熱器１７Ｅは、図２に示す表面接触式給水加熱器である。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。
【００９８】
低圧給水加熱器１７Ｅは、図２に示すように、多数の貫通孔を有する仕切り板２９を密封された容器２８内で上端部に設置している。水位計７７が容器２８の下部に設置されている。第３低圧給水加熱器５１Ａに接続された給水配管１５が、低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の上端部に形成された水室３０に連絡される。低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の水溜め領域３１に連絡された給水配管１５が、高圧給水加熱器５０Ｂ、５０Ａを介して原子炉２に接続される。過熱器３４Ｂに接続されたドレン配管５３が、図２に示す抽気管２０の位置で容器２８に接続される。高圧給水加熱器５０Ａ、５０Ｂ、及び低圧給水加熱器５１Ａ、５１Ｂ、５１Ｃ、５１Ｄのそれぞれに接続されたドレン配管４９が、復水器１１に接続される。低圧給水加熱器１７Ｅに熱源である加熱媒体を供給する、容器２８に接続された配管（例えば、ドレン配管４９）は、過熱器２４Ｂと低圧タービン５Ｂの間の主蒸気配管６、及び主蒸気配管６の低圧タービン５Ｂへの接続位置と抽気管２２と低圧タービン５Ｂの接続位置との間の低圧タービン５Ｂの位置のいずれかに接続してもよい。
【００９９】
復水器１１内の給水は、低圧給水加熱器５１Ｄ、５１Ｃ、５１Ｂ、５１Ａで順次加熱され、低圧給水加熱器１７Ｅの容器２８内の水室３０に導かれる。この給水は、仕切り板２９に形成された多数の貫通孔から落下する。ドレン配管５３によって導かれた高温のドレン水が、容器２８内の水溜め領域３１に供給され、落下した給水と水溜め領域３１内で混合される。この混合により給水が加熱される。温度が上昇した水溜め領域３１内の給水が、給水ポンプ１９Ｄの駆動により、第２高圧給水加熱器５０Ｂ及び第１高圧給水加熱器５０Ａに導かれて順次加熱され、原子炉２に導かれる。制御装置７８は、水位計７７で計測した水位に基づいて給水ポンプ１９Ｄの回転速度を制御し、水溜め領域３１内の給水の水位を設定水位に保持する。
【０１００】
低圧給水加熱器１７Ｅを有する本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。低圧給水加熱器１７Ｅは、伝熱管を有する高圧給水加熱器５０Ａ等よりもコンパクトであるので、タービン建屋内に容易に設置することができる。また、本実施例では、高圧タービン３での蒸気流量が増加するので、高圧タービン及び低圧タービンによる仕事量が増大し、電気出力を向上させることができる。本実施例は、給水ポンプ１９Ａ〜１９Ｃ及び１９Ｆが不要であるため、実施例１よりも構成が簡素化される。
【０１０１】
実施例２〜５で用いられる各用面接触式給水加熱器を、図６に示された給水加熱器３６または図８に示された給水加熱器４５に替えてもよい。
【実施例６】
【０１０２】
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１４を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、火力発電プラント５４である。
【０１０３】
火力発電プラント５４は、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉１を蒸気発生装置であるボイラ５５に替えた構成を有する。火力発電プラント５４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。
【０１０４】
本実施例では、ボイラで発生した蒸気が、高圧タービン３及び低圧タービン５Ａ，５Ｂ，５Ｃに供給される。復水器１１からの給水は、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ｄ，１７Ｃ，１７Ｂ，１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱されてボイラ５５に供給される。ボイラ５５に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１０５】
本実施例の火力発電プラント５４も、沸騰水型原子力発電プラント１と同様に、高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ，１７Ｂ，１７Ｃ，１７Ｄは、図２に示す表面接触式給水加熱器であるので、実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【０１０６】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２をボイラ５２に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを火力発電プラントに変更してもよい。
【実施例７】
【０１０７】
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１５を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、原子力発電プラントの一種である加圧水型原子力発電プラント５６である。
【０１０８】
加圧水型原子力発電プラント５６は、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉２を原子炉２Ａ及び原子炉２Ａに閉ループの一次冷却系配管５９で接続された蒸気発生器（蒸気発生装置）５７に替えた構成を有する。循環ポンプ５８が一次冷却系配管５９に設けられる。加圧水型原子力発電プラント５６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。
【０１０９】
加圧水型原子力発電プラント５６では、蒸気発生器５７が循環ループを形成する一次冷却系配管５９によって原子炉２Ａに接続される。主蒸気配管６が蒸気発生器５７の蒸気排出部に接続され、給水配管１５が蒸気発生器５７の給水入口部に接続される。加圧水型原子力発電プラント５６においても、給水配管１５に設けられた高圧給水加熱器１６Ａ，１６Ｂ及び低圧給水加熱器１７Ａ，１７Ｂ，１７Ｃ，１７Ｄ（高圧給水加熱器１６Ａ及び低圧給水加熱器１７Ｃ以外の給水加熱器は図示せず）は、実施例１と同様に、表面接触式給水加熱器である（図２参照）。加圧水型原子力発電プラント５６において、高圧タービン３の下流で主蒸気配管６に設けた湿分分離過熱器３３Ａは湿分分離器４及び過熱器３４Ａ、３４Ｂを有している。
【０１１０】
加圧水型原子力発電プラント５６の運転時において、原子炉２Ａの炉心に供給された冷却水が、炉心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で発生した熱によって加熱されて高温の冷却水になる。この高温の冷却水が、循環ポンプ５８の駆動によって一次冷却系配管５９内を通って蒸気発生器５７の胴体内に設置された複数の伝熱管（図示せず）内に供給される。この高温の冷却水は、蒸気発生器５７の胴体内で伝熱管の外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５９を通って原子炉２Ａに戻される。蒸気発生器５７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，５Ｃに供給される。
【０１１１】
低圧タービン５Ｂから排気された蒸気が復水器１１で凝縮して生成された水（給水）が、実施例１と同様に、低圧給水加熱器１７Ｄ〜１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱され、蒸気発生器５７に供給される。蒸気発生器５７に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１１２】
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。
【０１１３】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２を原子炉２Ａ及び蒸気発生器５７に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを加圧水型原子力発電プラントに変更してもよい。
【実施例８】
【０１１４】
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１６を用いて説明する。本実施例の発電プラントは、原子力発電プラントの一種である高速増殖炉原子力発電プラント６０である。
【０１１５】
高速増殖炉原子力発電プラント６０は、高速増殖炉６１、中間熱交換器６２、一次循環ポンプ６３、一次冷却系配管６４、蒸気発生器（蒸気発生装置）６５、二次循環ポンプ６６、二次冷却系配管６７、沸騰水型原子力発電プラント１で用いられる主蒸気系及び給水系を備えている。この主蒸気系は、図１に示された高圧タービン３、低圧タービン５Ａ，５Ｂ及び５Ｃ、主蒸気配管６、湿分分離過熱器３３及び復水器１１を含んでいる。湿分分離過熱器３３Ａは、実施例７と同様に、湿分分離器４及び過熱器３４Ａ、さらに過熱器３４Ｂ（図示せず）を有する。給水系は、図１に示された給水配管１５、高圧給水加熱器１６Ａ及び１６Ｂ、低圧給水加熱器１７Ａ〜１７Ｄ、抽気管２０〜２５及びドレン配管２６，３５を含んでいる。図１６では、沸騰水型原子力発電プラント１が有している主蒸気系及び給水系（図１参照）に設けられた、低圧タービン５Ａ及び５Ｃ、第１高圧給水加熱器１６Ａ以外の高圧給水加熱器、第３低圧給水加熱器１７Ｃ以外の低圧給水加熱器、各抽気管、及び各ドレン配管が、省略されている。
【０１１６】
一次冷却系配管６４が、高速増殖炉６１、中間熱交換器６２、一次循環ポンプ６３及び高速増殖炉６１をこの順序に接続し、一次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）が流れる一次冷却系の閉ループを形成する。二次冷却系配管６７が、中間熱交換器６２、蒸気発生器６５、二次循環ポンプ６６及び中間熱交換器６２をこの順序に接続し、二次冷却系の閉ループを形成する。主蒸気配管６及び給水配管１５は、蒸気発生器６５に接続される。
【０１１７】
一次循環ポンプ６３の駆動によって、高速増殖炉６１内の炉心で加熱された一次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）が、一次冷却系配管６４を通って中間熱交換器６２に導かれる。高温の一次系冷却材は、中間熱交換器６２において、二次冷却系配管６７から供給される二次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）を加熱する。温度が低下した一次系冷却材が中間熱交換器６２から一次冷却系配管６４を通って高速増殖炉６１に戻される。二次循環ポンプ６６の駆動によって、中間熱交換器６２で加熱された二次系冷却材が、二次冷却系配管６７を通って蒸気発生器６５に導かれる。給水配管１５で供給された給水が、蒸気発生器６５内で二次系冷却材によって加熱されて蒸気になる。
【０１１８】
蒸気発生器６５で発生した蒸気は、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、蒸気発生器６０に供給される。給水配管１５内を流れる間に、給水は、実施例１と同様に、表面接触式給水加熱器である低圧給水加熱器１７Ｄ〜１７Ａ及び高圧給水加熱器１６Ｂ，１６Ａで順次加熱される。蒸気発生器６５に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１１９】
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。
【０１２０】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２を蒸気発生器６５に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを高速増殖炉原子力発電プラントに変更してもよい。
【実施例９】
【０１２１】
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１７を用いて説明する。本実施例の発電プラントは火力発電プラントである。本実施例は、具体的には、火力コンバインド発電プラント６８である。
【０１２２】
火力コンバインド発電プラント６８は、ガスタービン発電プラント及び蒸気発電プラントを備えている。ガスタービン発電プラントは、圧縮機７０、ガスタービン７１、燃焼器７２及び発電機７３を有する。圧縮機７０、ガスタービン７１及び発電機７３は、一軸の回転軸にて連結されている。燃焼空気配管７４が、圧縮機７０の空気流入口に接続され、さらに、圧縮機７０の空気排出口と燃焼器７２を接続している。燃焼器７２は、配管によりガスタービン７１に接続される。蒸気発電プラントは、実施例１の沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉２を蒸気発生器（蒸気発生装置）６９に替えた構成を有する。主蒸気配管６及び給水配管１５が、蒸気発生器６９に接続される。ガスタービン７１の排ガス吐出口に接続された排ガス配管７６が蒸気発生器６９に接続されている。
【０１２３】
燃焼空気配管７４から供給される燃焼空気が、圧縮機７０で圧縮されて燃焼器７２内に供給される。燃料供給管７５から燃焼器７２内に供給される燃料が、燃焼器７２内で燃焼される。発生した高温高圧の燃焼ガスが、ガスタービン７１に供給されてガスタービン７１を回転させる。発電機７３も回転し、電力を発生する。ガスタービン７１から排出された高温の排ガスは、排ガス配管７６を通って蒸気発生器６９に導かれ、給水配管１５を通して蒸気発生器６９に供給される給水を加熱する。この給水は、加熱されて蒸気になる。蒸気発生器６９で発生した蒸気は、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６９に供給される。蒸気発生器６９に供給される給水の温度は、６基の給水加熱器による加熱により、復水器１１から出た給水の温度よりも上昇する。
【０１２４】
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。
【０１２５】
実施例２から実施例５のそれぞれにおいて原子炉２をガスタービン７１、燃焼器７２及び蒸気発生器６９に替え、実施例２から実施例５のそれぞれの沸騰水型原子力プラントを火力コンバインド発電プラントに変更してもよい。
【産業上の利用可能性】
【０１２６】
本発明は、沸騰水型原子力発電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、及び火力発電プラントのような発電プラントに適用することができる。
【符号の説明】
【０１２７】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ，１Ｅ…沸騰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，５０Ａ…第１高圧給水加熱器、１６Ｂ，５０Ｂ…第２高圧給水加熱器、１６Ｃ…高圧給水加熱器、１７Ａ，５１Ａ…第３低圧給水加熱器、１７Ｂ，５１Ｂ…第４圧給水加熱器、１７Ｃ，５１Ｃ…第５低圧給水加熱器、１７Ｄ，５１Ｄ…第６低圧給水加熱器、１７Ｅ…低圧給水加熱器、１９Ａ〜１９Ｆ…給水ポンプ、２０〜２５…抽気管、２６，３５，３９…ドレン配管、２８…容器、２９…仕切り板、３１…水溜め領域、３３，３３Ａ…湿分分離過熱器、３４Ａ，３４Ｂ…過熱器、３６，４５…給水加熱器、４４…スプレイ装置、４６…蒸気供給装置、５５…ボイラ、５７，６５，６９…蒸気発生器、６１…高速増殖炉、７１…ガスタービン、７２…燃焼器、５４…火力発電プラント、５６…加圧水型原子力発電プラント、６０…高速増殖炉原子力発電プラント、６８…火力コンバインド発電プラント、７７…水位計、７８…制御装置。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
蒸気発生装置に接続された主蒸気配管に設けられた第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、前記第１タービンと前記第２タービンの間の前記主蒸気配管に設けられた湿分分離過熱装置、及び前記第２タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器を備えた主蒸気系と、前記復水器と前記蒸気発生装置を連絡する給水配管と、前記給水配管に設置された複数の給水加熱器と、前記複数の給水加熱器に別々に接続され、第１タービンの第１段動翼よりも下流で前記主蒸気系に形成された複数の抽気位置に接続された複数の蒸気抽気管とを備え、
前記複数の給水加熱器のうち少なくとも１つの前記給水加熱器が、前記給水加熱器の容器内で、前記給水配管にて供給された給水と前記蒸気抽気管で導かれた蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器であり、
前記直接接触式給水加熱器の前記容器内の前記給水を吸引する給水ポンプを、前記直接接触式給水加熱器の下流で前記給水配管に設けたことを特徴とする発電プラント。
【請求項２】
前記複数の給水加熱器のうちで前記直接接触式給水加熱器以外の残りの前記給水加熱器が、伝熱管を有する間接式給水加熱器である請求項１に記載の発電プラント。
【請求項３】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、及び前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第１給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項４】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、及び前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第２給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項５】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器、及び前記第１給水加熱器よりも下流に配置されて他の前記第１蒸気抽気管に接続された第３給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第３給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項６】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
湿分分離過熱装置が湿分分離器及び過熱器を有し、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器、及び前記過熱器に接続されたドレン配管、及びこのドレン配管が接続された前記過熱器と前記第２蒸気抽気管が接続された前記第２タービンの抽気位置の間に存在する蒸気経路に接続された第３蒸気抽気管のいずれかの配管に接続され、前記第１給水加熱器と前記第２給水加熱器の間に配置された第３給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第３給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項７】
前記直接接触式給水加熱器が、前記容器内に複数の貫通孔を形成した水室形成部材を設け、上流で隣に位置する他の前記給水加熱器から排出される給水を導く前記給水配管が連絡される水室を、前記容器内で前記水室形成部材の上方に形成しており、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項８】
前記直接接触式給水加熱器が、上流で隣に位置する他の前記給水加熱器から排出される給水を導く前記給水配管が連絡されたスプレイ装置を、前記容器内に設け、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項９】
前記直接接触式給水加熱器が、前記蒸気抽気管に連絡された蒸気噴射装置を、前記容器内に設け、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項１０】
前記容器に水位検出装置を設け、前記水位検出装置で計測された水位を入力し、前記容器内の給水の水位が設定水位に保持されるように、前記容器内の前記給水を吸引する前記給水ポンプを制御する制御装置を設けた請求項１ないし９のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項１１】
前記発電プラントが原子力発電プラントまたは火力発電プラントである請求項１ないし１０のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項１】
蒸気発生装置に接続された主蒸気配管に設けられた第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、前記第１タービンと前記第２タービンの間の前記主蒸気配管に設けられた湿分分離過熱装置、及び前記第２タービンから排気された前記蒸気を凝縮する復水器を備えた主蒸気系と、前記復水器と前記蒸気発生装置を連絡する給水配管と、前記給水配管に設置された複数の給水加熱器と、前記複数の給水加熱器に別々に接続され、第１タービンの第１段動翼よりも下流で前記主蒸気系に形成された複数の抽気位置に接続された複数の蒸気抽気管とを備え、
前記複数の給水加熱器のうち少なくとも１つの前記給水加熱器が、前記給水加熱器の容器内で、前記給水配管にて供給された給水と前記蒸気抽気管で導かれた蒸気を接触させる直接接触式給水加熱器であり、
前記直接接触式給水加熱器の前記容器内の前記給水を吸引する給水ポンプを、前記直接接触式給水加熱器の下流で前記給水配管に設けたことを特徴とする発電プラント。
【請求項２】
前記複数の給水加熱器のうちで前記直接接触式給水加熱器以外の残りの前記給水加熱器が、伝熱管を有する間接式給水加熱器である請求項１に記載の発電プラント。
【請求項３】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、及び前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第１給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項４】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、及び前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第２給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項５】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器、及び前記第１給水加熱器よりも下流に配置されて他の前記第１蒸気抽気管に接続された第３給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第３給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項６】
前記複数の蒸気抽気管が、前記第１タービンに接続された第１蒸気抽気管、及び前記第２タービンに接続された第２蒸気抽気管を含んでおり、
湿分分離過熱装置が湿分分離器及び過熱器を有し、
前記複数の給水加熱器が、前記第１蒸気抽気管に接続された第１給水加熱器、前記第２蒸気抽気管に接続された第２給水加熱器、及び前記過熱器に接続されたドレン配管、及びこのドレン配管が接続された前記過熱器と前記第２蒸気抽気管が接続された前記第２タービンの抽気位置の間に存在する蒸気経路に接続された第３蒸気抽気管のいずれかの配管に接続され、前記第１給水加熱器と前記第２給水加熱器の間に配置された第３給水加熱器を含んでおり、
前記直接接触式給水加熱器が前記第３給水加熱器である請求項１または２に記載の発電プラント。
【請求項７】
前記直接接触式給水加熱器が、前記容器内に複数の貫通孔を形成した水室形成部材を設け、上流で隣に位置する他の前記給水加熱器から排出される給水を導く前記給水配管が連絡される水室を、前記容器内で前記水室形成部材の上方に形成しており、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項８】
前記直接接触式給水加熱器が、上流で隣に位置する他の前記給水加熱器から排出される給水を導く前記給水配管が連絡されたスプレイ装置を、前記容器内に設け、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項９】
前記直接接触式給水加熱器が、前記蒸気抽気管に連絡された蒸気噴射装置を、前記容器内に設け、前記容器内の下部に給水溜め領域を形成しており、
前記給水溜め領域から排出される給水を導く前記給水配管が前記給水溜め領域に連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項１０】
前記容器に水位検出装置を設け、前記水位検出装置で計測された水位を入力し、前記容器内の給水の水位が設定水位に保持されるように、前記容器内の前記給水を吸引する前記給水ポンプを制御する制御装置を設けた請求項１ないし９のいずれか１項に記載の発電プラント。
【請求項１１】
前記発電プラントが原子力発電プラントまたは火力発電プラントである請求項１ないし１０のいずれか１項に記載の発電プラント。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【公開番号】特開２０１１−１８５１６５（Ｐ２０１１−１８５１６５Ａ）
【公開日】平成２３年９月２２日（２０１１．９．２２）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１０−５１７０８（Ｐ２０１０−５１７０８）
【出願日】平成２２年３月９日（２０１０．３．９）
【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２３年９月２２日（２０１１．９．２２）
【国際特許分類】
【出願日】平成２２年３月９日（２０１０．３．９）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
[ Back to top ]