JPH0454206A

JPH0454206A - 発電プラント

Info

Publication number: JPH0454206A
Application number: JP16420690A
Authority: JP
Inventors: Takao Ishizuka; 隆雄石塚; Keiji Murata; 村田　圭治
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1990-06-25
Filing date: 1990-06-25
Publication date: 1992-02-21

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は原子力、化石火力等をエネルギ源とし、水を作
動流体とする発電プラントに係る。

（従来の技術）蒸気を作動流体とする従来の発電プラントにつき、原子
力発電プラントを例として説明する。第３図はその概略
系統図であり、この図において原子炉１は作動流体であ
る水に熱エネルギを与え、これを高温高圧の蒸気２とし
てタービン３に供゛給する。前記高温高圧の蒸気５はタ
ービン３内で断熱膨張を行い動力を発生し、タービン３
を回転させる。タービン３はこれに連結されている発電
機４を駆動し、電力を発生させる。タービン３において
仕事をし低温低圧となった蒸気５は復水器６に導かれ、
ここで例えば海水等の冷却水７によって冷却され凝縮し
て水８となる。前記の復水に際して冷却水７は作動流体
の蒸気潜熱を吸収し、温度上昇して温排水９として外部
に排出される。復水器６で液化凝縮して形成された水８
は復水ポンプ１０、給水ポンプ１１により原子炉１に圧
入、帰戻されて加熱昇温され再び蒸気とされる。以下。

上記のサイクルは繰り返される。

第３＠からも分かるようにタービン計に供給された蒸気
の全部が復水器６に導かれるわけではなく、前記蒸気の
一部はタービン３の中途段で抽気される。その中の比較
的高温高圧の蒸気１２は給水ポンプ１１の下流側に設置
された高圧給水加熱器１３に、また比較的低温低圧の蒸
気１４は前記給水ポンプ１１上流側の低圧給水加熱器１
５にそれぞれ送られ、復水器６がら圧送されて来る作動
流体である水８を予熱する。前記各給水加熱器１３．１
５で給水を予熱した前記抽出された蒸気１２．１４は凝
縮して水１６．１７となるが、これ等の水は通常給水ポ
ンプ１１の上流側に導かれ、復水器６からの水と合流さ
れる。

しかしながら、圧力の関係上前記低圧給水加熱器１５か
らの水１７はそのままでは給水ラインに合流させること
はできず、ドリップポンプ１８により加圧注入すること
が必要である。

なお、第３図においては図示の簡単化のため油気は高圧
、低圧の２段としであるが、実際の大型発電プラントに
あっては７〜９段の多段の油気がなされており、給水加
熱器もそれに対応して設置されている。

上記説明した蒸気発電プラントのサイクルは再生サイク
ルと呼ばれ、タービン油気による給水加熱器の効果によ
り復水器において冷却水に捨てる熱量を比較的小とする
ことができ、発電プラントの熱効率を二相サイクルの基
本であるランキンサイクルよりも著しく高くすることが
できる。

（発明が解決しようとする課題）しかしながら、上記のように熱効率の比較的高い発電プ
ラントであっても、復水器６から外部に排出される温排
水（通常日本では海水）９の有する熱エネルギは非常に
多く５通常原子炉１で使用された熱エネルギの約５０％
にも達する。この温排水の有する多量の熱エネルギが従
来の発電プラントの熱効率向上の妨げとなっており、発
電経済上および資源の有効利用上の極めて重要な問題と
なっている。

本発明は上記の事情に基づきなされたもので、温排水に
より持ち去られる熱エネルギを最小限にとどめ、熱効率
を向上させた発電プラントを提供することを目的として
いる。

［発明の構成］（課題を解決するための手段）本発明の発電プラントは、蒸気発生源により高温高圧の
蒸気を発生させ、これを作動流体としてタービンを回転
させて発電させ、前記タービンから排出された蒸気を復
水器において復水させ、この復水を前記蒸気発生源に還
流給水するものにおいて、前記復水器内の蒸気潜熱をケ
ミカルヒートポンプによって汲み出し昇温し、これによ
り前記還流給水される復水を加熱することを特徴とする
。

（作用）上記構成の本発明の発電プラントにおいては、従来温排
水として排出されていた復水器内の蒸気率の高い発電プ
ラントとすることができる。

（実施例）第３図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例の系統図、第２図はその要部の概略を示す系統
図である。第１図において１本実施例にあっては従来の
発電プラントの低圧給水加熱器に代え、復水器６内で凝
縮される蒸気潜熱を汲み上げるケミカルヒートポンプに
よって高温熱源を作り、これにより加熱される給水加熱
器１９を設置している。

第２図は前記ケミカルヒートポンプの概略を示すもので
ある。ヒートポンプは複数の伝熱ループを有する。第１
の伝熱ループ２０は復水器６において潜熱を受は取り、
これを複数の熱交換器２２．２３を介して第２の伝熱ル
ープ２１に伝達する。

前記の熱を受けた第２の伝熱ループ２１はケミカルヒー
トポンプによりこれを昇温し、熱交換器２４を介して第
３の伝熱ループ２５に伝達する。第３の伝熱ループ２５
は給水加熱器１９において原子炉給水を予熱する。

以下、上記第１〜第３の伝熱ループ２０．２１．２５に
つき項を分けて説明する。

１の　　ループ２０現在の原子力発電所においては復水器６の圧力は通常的
４０−Ｋｇ（絶対圧力）であり、この時の水の飽和温度
は約３３℃である。そこで第１の伝熱ループ２０では作
動流体として、例えばＲ１２３のような冷媒を使用する
。この冷媒は復水器６内で沸騰し気相または気液二相と
なり、熱交換器２２．２３において第２の伝熱ループ２
１に熱を与え、その部分で液相に戻り第１の伝熱ループ
２０内を循環する。冷媒Ｒ１２３は温度３０℃での飽和
圧力は約１　ｋｇ　／　ａＪ　ａであり、この冷媒を作
動流体とすれば第１の伝熱ループ２０の内圧を大気圧程
度にすることができる。

２の伝　ループ２１第２の伝熱ループ２１はケミカルヒートポンプを構成す
るループである。この実施例では、チオシアン酸アンモ
ニウムのアンモニア化合物（ＮＨ４ＳＣＮ−ｎＮＨ，）
のアンモニアガス解離・吸収反応を利用したケミカルヒ
ートポンプとされている。

常温・常圧下においては固体であるチオシアン酸アンモ
ニウム（ＮＨ４ＳＣＮ）は、アンモニア（ＮＨ，）と反
応して液体アンモニア化物（ＮＨ４ＳＣＮ−ｎＮＨ，）
を生成する。前記液体アンモニア化物は液体であるため
、熱伝導性に優れておリシステムの連続操作を可能とし
ている。第２図における熱交換器２３と２４との間のフ
ローは、チオシアン酸アンモニウムのアンモニア化物の
流れであり、熱交換器２３→同２７→同２２→同２４の
フローは、アンモニアの流れである。

熱交換ｍ（蒸発器）２２で冷媒Ｒ１２３により加熱され
蒸発したアンモニア蒸気は熱交換ｌｌ（発熱反応器）２
４に流入し、ここでＮＨ４ＳＣＮ・ｎＮＨ，に吸収され
下記の発熱反応を生じる。

ＮＨ４５ＣＮ−ｎＮＨ３＋ｍＮＨ。

→ＮＨ４ＳＣＮ・　（ｍ＋ｎ）ＮＨ２この発熱反応により生じた熱は熱交換器２４を介して第
３の伝熱ループ２５に与えられる。

熱交換器２４を経由したＮＨ，ＳＣＮ・　（ｍ＋ｎ）Ｎ
Ｈ，は膨張部２６において減圧した後、熱交換器（吸熱
反応器）２３に送られる。ここで、冷媒Ｒ１２３によっ
て加熱され下記の吸熱反応を生じる。

ＮＨ４ＳＣＮ・　（ｍ＋ｎ）ＮＨ。

→ＮＨ，５ＣＮ−ｎＮＨ，＋ｍＮＨ。

この反応により解離したＮＨ３ガスは熱交換器（凝縮器
）２７に入り、ここで冷却水（例えば海水）２８により
冷却されて凝縮・液化する。液化したＮＨ，はポンプ２
９で昇圧されて再び熱交換器（凝縮器）２２に送られる
。

前記の吸熱反応の結果生じたＮＨ４５ＣＮ−ｎＮＨ３は
ポンプ３０で昇圧された後、再び熱交換Ｉｔ（発熱反応
器）２４に送られる。

上記から分かるように、この第２の伝熱ループ２１は、
復水器６内の３０℃程度の低温の熱源から吸熱しく熱交
換器２２．２３）　、これをより高い温度（例えば１０
０℃）で放熱する（熱交換器２４）昇温サイクルを形成
している。

３の伝、ループ２５熱交換器２４から熱を受け、給水加熱Ｗ１１９において
これを放出して原子炉給水の温度を上昇させる。第３の
伝熱ループ２５の作動流体としては、この伝熱ループが
原子炉の一次系水のある給水加熱器に接することと、流
体温度が３０℃〜１００℃前後であることとから、例え
ば水を使用することができる。

上記構成の本発明実施例の熱収支を評価すると。

第１の伝熱ループ２０から第３の伝熱ループ２５までに
おいて、それ等への熱供給は復水８１６における蒸気潜
熱に相当する熱エネルギであり、この熱エネルギは従来
は温排水として例えば海中に投棄されていたものである
。このほかに、前記各伝熱ループにおいて、作動流体循
環用の動力源用のエネルギを必要とするがこのエネルギ
は僅少である。

また、解離したＮＨ，ガスを液状に復帰させる熱交換器
（凝縮器）２７の冷却源としては、従来通り海水を使用
することができる。この海水によってＮＨ，ガスから除
去される熱量は、従来の復水器冷却水によって蒸気から
除去される熱量に比し、極めて僅かである。

結局、上記実施例によれば従来温排水として排出されて
いた復水器内の蒸気潜熱を有効に利用して原子炉給水を
昇温させることができ、熱効率の高い発電プラントとす
ることができる６なお、上記実施例においては復水器６
における蒸気圧力を約４０■Ｈｇ（飽和温度３３℃）と
しているが、復水器６内の圧力を高くすればする程蒸気
飽和温度も高くなり、同時にタービン最終段のタービン
翼が小さくなりタービン機器の設備コストを低下させる
ことができる。

例えば復水器６内の蒸気圧力を５０■Ｈｇ〜６０　ａｍ
　Ｈｇとすれば、蒸気飽和温度を４０℃前後とすること
ができる。この場合にあっても冷媒Ｒ１２３は飽和圧力
約１−６　ｋｇ　／　ａｊ　ａであり、概略大気圧に近
い低圧で作動させることができる。また、ＮＨ，の飽和
状態は０℃で約４　ｋｇ　／　ｄ　ａ、４０℃で約２０
ｋｇ／ａＩｆａ以下であるから、第２、第３の伝熱ルー
プ２１．２５の内圧もそれ程高くはなく、通常の工業界
で使用さ九ている圧力であるから、安全上その他の問題
を生じるおそれはない。

また、上記実施例においてはケミカルヒートポンプの吸
収剤として腐蝕性の高いＮＨ，ＳＣＮ・ｎＮＨ，を使用
しているため、伝熱ループを第１〜第３の３段階として
いるが、吸収材として腐蝕性の低いものを選定すれば単
一の伝熱ループによって本発明を構成することができる
。

さらに、復水器６に従来の海水等による冷却を併用する
ことも可能である。

［発明の効果］上記から明らかなように本発明の発電プラントにおいて
は、従来温排水として排出されていた復水器内の蒸気潜
熱を有効に利用して原子炉給水を昇温させることかでき
、熱効率の高い発電プラントとすることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明一実施例の系統図、第２図はその要部の
概略を示す系統図、第３図はその概略系統図である。１・・・・・・原子炉　２・・・・・・蒸気　３・・・
・・・タービン４・・・・・・発電機　５・・・・・・
低圧蒸気　６・・・・・・復水器７．２８・・・・・・
冷却水　８．１６．１７・・・・・・水　９・・・・・
・温排水　１０・・・・・・復水ポンプ　１１・旧・・
給水ポンプ　１２．１４・・・・・・蒸気　１３・・・
・・・高圧給水加熱器　１５・・・・・・低圧給水給水
加熱器　１８・・・・・・ドリップポンプ　１９・・・
・・・給水加熱器　２０・・・・・・第１の伝熱ループ
　２１・・・・・・第２の伝熱ループ２２．２３．２４
，２７・・・・・・熱交換器　２５・旧・・第３の伝熱
ループ　２６・・・・・・膨張部　２９．３０・・・・
・・ポンプ

Claims

【特許請求の範囲】

蒸気発生源により高温高圧の蒸気を発生させ、これを作
動流体としてタービンを回転させて発電させ、前記ター
ビンから排出された蒸気を復水器において復水させ、こ
の復水を前記蒸気発生源に還流給水するものにおいて、
前記復水器内の蒸気潜熱をケミカルヒートポンプによっ
て汲み出し昇温し、これにより前記還流給水される復水
を加熱することを特徴とする発電プラント。