JP2002156492A

JP2002156492A - 原子力発電システム

Info

Publication number: JP2002156492A
Application number: JP2000352098A
Authority: JP
Inventors: Kazuaki Kito; 和明木藤; Tadashi Fujii; 正藤井; Masaya Otsuka; 雅哉大塚
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2000-11-20
Filing date: 2000-11-20
Publication date: 2002-05-31

Abstract

(57)【要約】【課題】簡素化された構成でより高い熱効率を達成す
ること。【解決手段】ＳＣＲ１０の１次系１２に中間熱交換器
２０、２２が設置され、１次系１２の冷却材に超臨界圧
水が用いられ、１次系１２は中間熱交換器２０、２２を
介して２次系３６に接続され、２次系３６にはタービン
３６が挿入されて、２次系３６の冷却材に超臨界圧水が
用いられている。ＳＣＲ１０を冷却して熱回収された冷
却材は高温となって中間熱交換器２０、２２に送給さ
れ、２次系３６の冷却材と熱交換され、中間熱交換器２
０、２２において高温高圧の擬臨界温度以上の流体が生
成され、高温高圧の擬臨界温度以上の流体によってター
ビン４６が駆動される。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電システ
ムに係り、特に、原子炉に接続された１次系とタービン
に接続された２次系とを熱交換器を介して接続し、原子
炉の熱エネルギーを間接的にタービンに伝達して発電を
行うに好適な間接サイクル型原子力発電システムに関す
る。

【０００２】

【従来の技術】発電システムの冷却材や産業用の熱輸送
流体として、従来から広く水が多く採用されている。水
は沸騰するときに沸騰遷移を起こし、熱伝達率が急激に
減少することがある。そのため、原子力発電システムで
は、機器の安全性を確保するために、沸騰遷移を起こさ
ない領域でのみ運転するように設計されている。この結
果、原子力発電システムでは、主に飽和蒸気を用いて発
電している。

【０００３】現在、国内で運転している代表的な原子力
発電システムに採用されている原子炉としては、沸騰水
型軽水炉（以下、ＢＷＲと略す。）と加圧水型軽水炉
（以下、ＰＷＲと略す。）の２種類がある。ＢＷＲは原
子炉の炉心内で水を沸騰させて蒸気を生成し、生成した
蒸気を直接タービンに送る直接サイクル型の発電システ
ムに用いられている。一方、ＰＷＲは、原子炉の熱を回
収する１次系とタービンに接続された２次系とを蒸気発
生器を介して接続し、１次系を循環する水を原子炉の炉
心内で沸点以下に抑えた状態で加熱し、加熱された高温
の水を蒸気発生器に送り、この蒸気発生器において圧力
の低い２次系の水を沸騰させて蒸気を生成し、この生成
された蒸気をタービンに送る間接サイクル型の発電シス
テムに用いられている。

【０００４】上記原子力発電システムのうちＢＷＲを用
いた直接サイクル型発電システムは、蒸気発生器などの
機器が不要であるため、炉心側のシステム構成が単純で
あり、しかも、熱交換時のエネルギー損失が全く無いと
いうメリットがある。しかし、炉心内の水や炉心から発
生する蒸気には放射性物質が含まれているため、タービ
ン建屋においても放射線を遮蔽する構造としたり、ター
ビン系機器のメンテナンス時には作業員の被爆を低減す
る配慮が必要である。一方、ＰＷＲを用いた間接サイク
ル型の発電システムは直接サイクル型発電システムより
もシステム構成は複雑となるが、１次系と２次系とが分
離されているため、タービン系の放射化を低減すること
ができる。

【０００５】ところで、間接サイクル型や直接サイクル
型の発電システムなど、一般的に蒸気を用いた発電シス
テムは、熱効率は蒸気温度が高い程向上する。しかし、
これらの発電システムでは、飽和蒸気を用いているた
め、蒸気温度を高めるにも水の沸点により制約され、熱
効率は３４〜３５％程度である。

【０００６】そこで、熱効率を向上させるために、原子
炉出口温度を上昇させた原子炉システムの一例として、
液体金属冷却高速増殖炉（以下、ＬＭＦＢＲと略す。）
が提案されている。ＬＭＦＢＲを用いた発電システムで
は、水の沸騰遷移の問題を解決するために、炉の熱を回
収するための１次系の冷却材としてナトリウムを用い、
この１次系とナトリウムのみを循環させる２次系とを熱
交換器を介して接続し、タービンを間にして流体の循環
路を形成する３次系と２次系とを熱交換器を介して接続
し、２次系の高温ナトリウム（５００℃程度）と３次系
の水とを熱交換する際に、熱交換器（蒸発器）での熱交
換により飽和蒸気として一旦取り出し、さらに飽和蒸気
を過熱器を通して熱交換することで過熱蒸気を生成する
分離方式の間接サイクル型発電システムを採用してい
る。なお、水の沸点の制約をなくし、貫流型熱交換器を
用いて一気に水を過熱蒸気にする案も提案されている
が、実機適用には至っていない。

【０００７】また、火力発電に匹敵する蒸気条件を達成
するために、複数の原子力発電システムまたは原子力発
電システムと火力発電システムなど他の熱源を組み合わ
せた原子力コンバインドサイクル発電システムも提案さ
れている。

【０００８】例えば、日本原子力学会１９９９年秋の大
会予稿集第２８８頁などに記載されているように、第１
の炉心であるＰＷＲで飽和蒸気を生成し、第２の炉心で
あるＬＭＦＢＲを用いて蒸気を５５０℃まで過熱し、電
気出力と熱効率を向上させるようにしたものが提案され
ている。

【０００９】ＬＭＦＢＲを用いた発電システムおよび原
子力コンバインドサイクルを利用した発電システムは、
現状のＢＷＲ／ＰＷＲプラントよりも高温の蒸気を発電
に使用しているため、熱効率は４０％近くまで向上する
が、システムが複雑となり、設備コストが上昇する傾向
にある。

【００１０】一方、火力発電プラントでは、超臨界圧ボ
イラを用いて熱効率を高めることが行われている。すな
わち、冷却材として超臨界圧水、臨界圧（約２２．１Ｍ
Ｐａ）を超えた水は沸騰現象がなくなり、沸騰遷移の制
約がなくなるため、蒸気条件を圧力３０．０ＭＰａ、温
度５００℃以上に高めることで、４０％を超える熱効率
を達成している。

【００１１】またガスタービンの排熱回収や燃焼器の冷
却材として超臨界圧水を利用し、同時に発電するように
したものとして、例えば、特開平６−２００７０５号公
報や特開２０００−３８９０３号公報に記載されている
ものが提案されている。

【００１２】同様の試みは、原子力発電システムで検討
されており、炉心を超臨界圧水で冷却する直接サイクル
型の超臨界圧軽水冷却炉（以下、ＳＣＲと略す。）が日
本原子力学会１９９７年秋の大会予稿集第３８８頁など
で提案されている。ＳＣＲを用いたシステムとして、炉
心出口冷却材温度を４００℃〜５８０℃程度として、熱
効率を４４％程度まで上昇させた設計例がある。

【００１３】

【発明が解決しようとする課題】原子力発電プラントを
構築するに際しては、タービン系の放射化低減のために
は間接サイクル型のシステムを採用することが望まし
い。

【００１４】しかし、従来の間接サイクル型の発電シス
テムでは、ＰＷＲの用に飽和蒸気を用いて発電するか、
ＬＭＦＢＲのように蒸発器と過熱器とからなる複雑なシ
ステムを構成して亜臨界圧条件での過熱蒸気を生成して
発電することが余儀なくされる。このため、ＰＷＲのよ
うな飽和蒸気を用いたシステムでは大幅な熱効率の向上
は難しい。一方、ＬＭＦＢＲでは、発電用の蒸気発生シ
ステムの物量は他の原子力発電システムよりも増加する
傾向にあるとともに、大幅な熱効率の向上は難しい。

【００１５】なお、熱効率を高めるために、ＳＣＲを用
いたシステムを構成することも考えられるが、ＳＣＲを
用いた直接サイクル型の発電システムでは、原子炉内で
沸騰現象がないため、蒸気よりも放射性物質を多く含む
水がタービン系に移行するため、放射化対策が必要とな
る。

【００１６】本発明の課題は、簡素化された構成でより
高い熱効率を達成することができる間接サイクル型原子
力発電システムを提供することにある。

【００１７】

【課題を解決するための手段】前記課題を解決するため
に、本発明は、間接サイクル型原子力発電システムにお
いて、１次系と２次系の流体のうち少なくとも２次系の
流体として臨界圧水を用いたものである。

【００１８】具体的には、本発明は熱源を構成する原子
炉と、前記原子炉の炉心を間にして流体の循環路を形成
する１次系と、発電機を駆動する蒸気タービンと、前記
蒸気タービンを間にして流体の循環路を形成する２次系
と、前記１次系の流体と前記２次系の流体との間で熱エ
ネルギーの授受を行う１次・２次熱交換器とを備え、少
なくとも前記１次・２次熱交換器の２次系入口側の流体
として、超臨界圧水を用いてなる原子力発電システムを
構成したものである。

【００１９】前記原子力発電システムを構成するに際し
ては、以下の要素を付加することができる。

【００２０】（１）前記原子炉出口側の流体の温度は、
前記１次・２次熱交換器から排出される２次系の流体が
擬臨界温度以上となる温度に設定されてなる。

【００２１】（２）前記原子炉は、炉心を超臨界圧水で
冷却する超臨界圧軽水冷却炉で構成され、前記超臨界圧
軽水冷却炉入口側の流体として超臨界圧水を用いてな
る。

【００２２】また、本発明は、熱源に沸騰水型軽水路を
用いたものとして、熱源を構成する沸騰水型軽水炉と、
前記沸騰水型軽水炉の炉心を間にして流体の循環路を形
成する１次系と、発電機を駆動する蒸気タービンと、前
記蒸気タービンを間にして流体の循環路を形成する２次
系と、前記１次系の流体と過熱された飽和蒸気との間で
熱エナルギーの授受を行う蒸気過熱用熱交換器と、前記
蒸気過熱用熱交換器で熱交換された飽和蒸気を導入して
過熱し、過熱された飽和蒸気を前記蒸気過熱用熱交換器
に送る飽和蒸気過熱炉と、前記１次系の流体と前記２次
系の流体との間で熱エネルギーの授受を行う１次・２次
熱交換器とを備え、前記１次・２次熱交換器入口側の流
体として、超臨界圧水を用いてなる原子力発電システム
を構成したものである。

【００２３】前記原子力発電システムを構成するに際し
ては、以下の要素を付加することができる。

【００２４】（１）前記１次系の流体のうち前記１次・
２次熱交換器の１次系入口側の流体の温度は、前記１次
・２次熱交換器から排出される２次系の流体が擬臨界温
度以上となる温度に設定されてなる。

【００２５】前記各原子力発電システムを構成するに際
しては、以下の要素を付加することができる。

【００２６】（１）前記２次系には、前記２次系の蒸気
の一部を前記２次系外に抽気する抽気系が接続されてな
る。

【００２７】（２）前記１次・２次熱交換器のうち少な
くとも１台には、前記２次系の流体を気水分離する気水
分離器と前記２次系の流体を乾燥する蒸気乾燥器のうち
少なくとも一方が設置されてなる。

【００２８】（３）前記２次系の流体のうち前記１次・
２次熱交換器入口側の温度は、前記１次系の流体のうち
前記熱源入口側の流体の温度よりも、前記２次系の流体
を加熱する加熱器の加熱温度に相当するだけ低く設定さ
れてなる。

【００２９】（４）前記１次系には、前記１次系の流体
の圧力を調整する圧力調整弁が設置されてなる。

【００３０】（５）前記１次・２次熱交換器と前記熱源
は、前記１次系の流体が自然循環する位置関係を保って
設置されてなる。

【００３１】前記した手段によれば、２次系に流す流体
として超臨界圧水を用いているため、１次系で熱源から
回収された熱エネルギーを１次・２次熱交換器によって
２次系の超臨界圧水に回収させる際、超臨界圧水は沸騰
現象がないため、超臨界圧水は、高温高圧の下で過熱蒸
気に変換され、高温高圧の下で蒸気タービンを駆動する
ことができ、より高い熱効率を達成することができる。

【００３２】

【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施形態を図面
に基づいて説明する。図１は本発明の一実施形態を示す
間接サイクル型原子力発電システムの全体構成図であ
る。図１において、間接サイクル型原子力発電システム
は、熱源を構成する原子炉としてＳＣＲ（超臨界圧軽水
冷却炉）１０を備えており、このＳＣＲ１０には、ＳＣ
Ｒ１０の炉心を間にして、炉心から発生する熱エネルギ
ーを回収するための流体の循環路を形成する１次系１２
が接続されている。１次系１２は配管１４、１６、１８
を備えており、配管１４と配管１８によって第１のルー
プが形成され、配管１６、配管１８によって第２のルー
プが形成されるようになっている。これら配管１４、１
６、１８およびＳＣＲ１０を循環する流体としての冷却
材には超臨界圧水が用いられている。配管１４、１６の
管路途中には、１次・２次熱交換としての中間熱交換器
２０、２２が挿入されており、配管１４、１６の管路の
うちＳＣＲ出口側には圧力調整弁２４、２６が設置さ
れ、中間熱交換器２０、２２側には圧力調整弁２８、３
０が設置されている。さらに配管１８の管路途中には、
配管１８内の冷却材の圧力を臨界圧（約２２．１ＭＰ
ａ）を超える圧力（超臨界圧）まで高める給水ポンプ３
２が挿入され、配管１８には蓄圧器３４が接続されてい
る。

【００３３】ＳＣＲ１０に超臨界圧水が導入された状態
でＳＣＲ１０が運転されると、ＳＣＲ１０の炉心の出口
側における冷却材の温度は４００℃〜５８０℃となる。
ＳＣＲ１０の炉心を冷却してその熱エネルギーを回収し
た冷却材が配管１４、１６を介して中間熱交換器２０、
２２に送られると、各中間熱交換器２０、２２において
１次系１２を循環する冷却材と２次系３６を循環する冷
却材（流体）との間で熱エネルギーの授受が行われるよ
うになっている。

【００３４】すなわち、２次系３６は、配管３８、４
０、４２、４４を備えており、蒸気タービン４６を間に
して流体（冷却材）の循環路を形成するようになってい
る。この場合、配管３８と配管４０によって第１のルー
プが形成され、配管３８と配管４２によって第２のルー
プが形成されるようになっている。そして配管３８の管
路の途中には、復水器５８、復水ポンプ（図示省略）、
低圧給水加熱器４８、給水ポンプ５０、４段構成の加圧
給水加熱器５２、圧力調整弁５４が挿入されている。一
方配管４０、４２の管路途中には中間熱交換器２０、２
２がそれぞれ挿入されている。なお、中間熱交換器２０
内には気水分離気５６が設置されている。

【００３５】上記構成による２次系３６においては、タ
ービン４６から出力される蒸気の圧力は大気圧の１／１
０程度であり、この蒸気は復水器５８で水に変換された
後復水ポンプで大気圧まで圧力が高められる。この水は
冷却材として低圧給水加熱器４８で加熱された後、例え
ば、２段構成の給水ポンプ５０によって、臨界圧（約２
２．１ＭＰａ）を超えた超臨界圧水に変換され、この超
臨界圧水は高圧給水加熱器５２によって加熱されるよう
になっている。すなわち、２次系３６の流体としての冷
却材には超臨界圧水が用いられており、高圧給水加熱器
５２から各中間熱交換器２０、２２には超臨界圧水が導
入されるようになっている。そして、各中間熱交換器２
０、２２において１次系の超臨界圧水と２次系の超臨界
圧水との間で熱エネルギーの授受が行われ、各中間熱交
換器２０、２２からは高温、例えば４００℃以上（擬臨
界温度以上）、高圧の流体が出力されるようになってい
る。この擬臨界温度以上の流体は圧力調整弁５４を介し
て蒸気タービン４６に送られ、蒸気タービン４６は高温
高圧の流体にしたがって回転駆動される。この蒸気ター
ビン４６が回転駆動されると、蒸気タービン４６に接続
された発電機（図示省略）による発電が行われるように
なっている。

【００３６】次に、２次系の冷却材に超臨界圧水を用い
た場合と亜臨界圧水を用いた場合の２次系の冷却材の圧
力、温度、熱効率の関係を図２に従って説明する。図２
は、給水温度を一定としたときの２次系の冷却材の圧
力、温度、熱効率の関係を示す特性図（計算例）であ
る。図２において、実線は亜臨界圧での飽和蒸気の結果
であり、破線は過熱蒸気の結果を示す。

【００３７】２次系の冷却材に亜臨界圧水を用い、飽和
蒸気で発電した場合、蒸発潜熱などの影響により熱効率
は１５ＭＰａ程度で頭打ちとなり、１次系の性能をいか
に向上させても、熱効率はあまり向上しないことにな
る。

【００３８】一方、１次系の冷却材に亜臨界圧水を用い
ても、蒸気条件を飽和蒸気以上の過熱蒸気とすれば、熱
効率は向上する。しかし、過熱蒸気を生成するために、
冷却材を蒸発器で沸騰させ、蒸気のみを過熱器に通すに
は複雑なシステムを採用する必要がある。

【００３９】これに対して、本発明のように、２次系に
超臨界圧水を用いた間接サイクル型発電システムを採用
すれば、直接サイクル型のＳＣＲに比べ、タービン系機
器の放射化対策が不要になるとともに、沸騰遷移がない
ため、中間熱交換器２０、２２のみで擬臨界温度以上の
流体の生成が可能となり、ＬＭＦＢＲなどの分離型蒸気
発生システムと比べ、システムを大幅に簡素化すること
ができる。

【００４０】このように、本実施形態において、１次系
１２、２次系３６の冷却材として超臨界圧水を用いた間
接サイクル型発電システムを採用しているため、１次系
１２と２次系３６とも沸騰遷移がなく、２次系３６の冷
却材を高温高圧、例えば、４００℃以上、２５ＭＰａに
することができるので、高温高圧の下でタービン４６を
駆動して発電することができ、簡素化された構成でより
高い熱効率を達成することができる。

【００４１】なお、冷却材の圧力が高いため、中間熱交
換器２０、２２の伝熱管や２次系３６の配管３８、４
０、４２の肉厚を軽水炉よりも厚くする必要があるが、
熱効率は軽水炉を用いたシステムよりも大幅に向上する
ので、経済性の向上を図ることができる。

【００４２】また２次系３６の冷却材は、１次系１２の
冷却材の温度よりも低い任意の温度で取り出すことが可
能であり、２次系３６の冷却材の出口温度はなるべく高
い方が熱効率は向上する。ただし、この場合、中間熱交
換器２０、２２を大型化する必要があるが、２次系３６
の冷却材の出口温度を設定するに際しては、中間熱交換
器２０、２２の設備コストとの兼ね合いで決めればよい
ことになる。

【００４３】本実施形態において、配管３８から分岐し
た配管４４は、２次系３６の過熱蒸気の一部を２次系３
６外に抽気する抽気系として設けられており、配管４４
に抽気された蒸気には放射性物質が含まれていないた
め、抽気された高温高圧の蒸気を発電以外の産業に利用
することができる。

【００４４】また、間接サイクル型発電システムでは、
直接サイクル型発電システムでは必要としない中間熱交
換器２０、２２、または蒸発器が必要になるとともに、
原子炉起動時と通常運転時の１次系冷却材の密度変化に
伴う圧力変動を調整するための蓄圧器３４などが必要が
なり、一般的に原子炉側の設備コストが増加するという
問題点がある。このため、本実施形態では、この問題点
を解決するために以下のようなシステム構成が採用され
ている。

【００４５】すなわち、１次系冷却材の密度変化に伴う
圧力変動を調整するために１次系１２に蓄圧器３４のみ
を用いた場合、蓄圧器３４を用いて１次系１２の圧力を
調整することは可能であるが、炉心出口温度は高温で、
密度が低いため、蓄圧器３４が大型化する。このため、
本実施形態においては、密度と圧力との関係を考慮し、
１次系１２に蓄圧器３４とともに圧力調整弁２４、２
６、２８、３０を設けることとしている。圧力調整弁２
４、２６、２８、３０を設けることのメリットを図３に
従って説明する。

【００４６】図３に、ＰＷＲとＳＣＲについての冷却材
密度と炉心圧力との関係を示す。図３は、横軸に定常状
態の炉心出力冷却材密度に対する密度比、縦軸に定常状
態の炉心圧力に対する圧力比を示している。

【００４７】図３により、ＰＷＲでは、炉心出口の冷却
材密度が１％変化すると、炉心圧力は約１３％変化する
ことが分かる。このためＰＷＲにおいて圧力調整弁を用
いて圧力調整をする場合、冷却材を圧縮または膨張させ
て密度を変化させることで圧力調節するためには、密度
変化に対する圧力変化が大きすぎると制御が困難にな
る。これに対して、ＳＣＲを用いた場合には、冷却材の
密度が１％変化するときの炉心の圧力変化は０．８％と
小さく、圧力調整弁２４〜３０による圧力調整が可能に
なる。

【００４８】この場合、１次系の圧力調整弁２４〜３０
は、中間熱交換器２０、２２の入口側、ＳＣＲ１０出口
側近傍のいずれかまたは両方に設置すればよい。また圧
力調整弁２４、２６をＳＣＲ１０の出口側近傍に設置す
れば、圧力調整に関わる蒸気体積を減少させることがで
き、広い圧力範囲の調整が可能になる。

【００４９】このような圧力調整機構を採用すれば、蓄
圧器３４は、運転停止時の圧力調整に必要な容量のみを
確保すればよいことになり、蓄圧器３４の容量を削減で
きる。また蓄圧器３４は、ＳＣＲ１０の炉心の入口側で
も出口側でもいずれに設置してもよい。また運転停止時
の炉心圧力低下を許容するシステムとして設計すれば、
蓄圧器３４を削除することも可能である。

【００５０】また中間熱交換器２０、２２を設置する際
しては、ＳＣＲ１０との位置関係を考慮して設置するこ
とが望ましい。すなわち、中間熱交換器２０、２２をＳ
ＣＲ１０の炉心よりも高い位置に設置し、給水ポンプ３
２の故障時や停電時などにおいても、１次系のループ内
で冷却材が自然循環するように設計することで、高圧の
補助系などを削減することができる。

【００５１】また、ＰＷＲの蒸気発生器のように、亜臨
界圧水を用いた間接サイクル型発電システムでは、通常
運転時においても、２次系の飽和蒸気を乾燥させるため
の気水分離器や蒸気乾燥器が必要となる。これに対し
て、本実施形態のように、２次系に超臨界圧水を用いる
ことで、相変化がないため、通常運転時には気水分離器
は不要となる。ただし、直接サイクル型ＳＣＲにおい
て、起動時にタービン系に湿分を持ちこまないために、
気水分離器を設け、主蒸気系の一部から分離して気水分
離器を設置する構成が採用されていることを考慮する
と、本実施形態のように、ＳＣＲを用いた間接サイクル
型の発電システムでも、気水分離器５６を設けること
で、起動時に気水分離器５６によって湿分を取り除くこ
とができる。この場合、気水分離器５６とともに２次系
の冷却材を乾燥させる蒸気乾燥器を設けることもでき
る。

【００５２】また本実施形態においては、２次系３６の
冷却材の温度のうち中間熱交換器２０、２２の入口側の
温度を下げることで、高圧給水加熱器５２の段数を削減
することができる。例えば、高圧給水加熱器５２を４段
で構成し、１段当たり２０〜３０℃冷却材を昇温した場
合、２次系の流体のうち中間熱交換器２０、２２の入口
側の温度を１次系１２の冷却材の温度のうち炉心入口側
温度より２０℃以上低くすることで、高圧給水加熱器５
２を１段以上削減することができる。この場合、段数の
削減に伴って高圧給水加熱器５２が設置されている蒸気
タービン４６の建屋のスペースを低減することができ
る。

【００５３】次に、本発明の他の実施形態を図４にした
がって説明する。

【００５４】本実施形態は、熱源を構成する原子炉とし
て、ＳＣＲ１０の代わりにＢＷＲ（沸騰水型軽水炉）６
０を用い、１次系１２の配管１４、１６から圧力調整弁
２８、３０を削除するとともに、配管１４、１６中に蒸
気過熱用熱交換器６２を設け、この熱交換器６２と核過
熱炉６４とを、過熱用ループを構成する配管６６を介し
て接続するようにしたものであり、他の構成は図１のも
のと同様である。

【００５５】すなわち、本実施形態においては、１次系
１２には、原子炉コンバインドサイクルを構成するシス
テムの１要素としてＢＷＲ６０と核過熱炉６４が設けら
れており、１次系１２を流れる流体としての冷却材はＢ
ＷＲ６０で飽和蒸気として生成されるようになってい
る。この飽和蒸気は熱交換器６２において、核過熱炉６
４で熱回収された流体と熱交換され、高温、例えば４０
０℃以上に過熱された飽和蒸気が中間熱交換器２０、２
２に送れるようになっている。高温高圧の飽和蒸気が中
間熱交換器２０、２２において２次系３８の超臨界圧水
と熱交換されると、中間熱交換器２０、２２において、
例えば４００℃以上に過熱された擬臨界温度以上の流体
が生成され、高温高圧、例えば、４００℃以上、２５Ｍ
Ｐａの擬臨界温度以上の流体によってタービン４６が駆
動され、タービン４６の駆動によって発電が行われるこ
とになる。

【００５６】このように、本実施形態においては、高温
高圧の過熱蒸気を用いてタービン４６を駆動しているた
め、簡素化された構成でより高い熱効率を達成すること
ができる。

【００５７】本実施形態において、核過熱炉６４は、飽
和蒸気過熱炉として用いられており、核過熱炉６４の代
わりに、ＳＣＲ、ＬＭＦＢＲなどの原子炉や火力発電プ
ラントを用いることもできる。

【００５８】また、前記各実施形態においては、湿分分
離過熱器などの再熱器の系統は省略しているが、前記各
実施形態において、熱効率向上のために再熱系統を設け
ることもできる。この場合、通常、原子力発電プラント
では、主蒸気やタービンの途中からの抽気により再熱し
ているが、１次系の冷却材の温度が高い間接サイクル型
の発電システムでは１次系の冷却材によって再熱するこ
とも可能である。また図４に示す実施形態の場合、熱交
換器６２を再熱系統に設置し、熱交換器６２を再熱器と
して用いることもできる。

【００５９】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
２次系に流す流体として超臨界圧水を用いているため、
高温高圧の下で蒸気タービンを駆動することができ、簡
素化された構成でより高い熱効率を達成することができ
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態を示す間接サイクル型原子
力発電システムの全体構成図である。

【図２】２次系の冷却材の圧力、温度、熱効率の関係を
示す特性図である。

【図３】密度比と圧力比との関係を示す特性図である。

【図４】本発明の他の実施形態を示す間接サイクル型原
子力発電システムの全体構成図である。

【符号の説明】１０ＳＣＲ（超臨界圧軽水冷却炉）１２１次系１４、１６、１８配管２０、２２中間熱交換器２４、２６、２８、３０圧力調整弁３２給水ポンプ３４蓄圧器３６２次系３８、４０、４２、４４配管４６タービン４８低圧給水加熱器５０給水ポンプ５２高圧給水加熱器５６気水分離器５８復水器６０ＢＷＲ（沸騰水型軽水炉）６２蒸気過熱用熱交換器６４核過熱炉

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】熱源を構成する原子炉と、前記原子炉の
炉心を間にして流体の循環路を形成する１次系と、発電
機を駆動する蒸気タービンと、前記蒸気タービンを間に
して流体の循環路を形成する２次系と、前記１次系の流
体と前記２次系の流体との間で熱エネルギーの授受を行
う１次・２次熱交換器とを備え、少なくとも前記１次・
２次熱交換器の２次系入口側の流体として、超臨界圧水
を用いてなる原子力発電システム。
【請求項２】請求項１に記載の原子力発電システムに
おいて、前記原子炉出口側の流体の温度は、前記１次・
２次熱交換器から排出される２次系の流体が擬臨界温度
以上となる温度に設定されてなることを特徴とする原子
力発電システム。
【請求項３】請求項１または２に記載の原子力発電シ
ステムにおいて、前記原子炉は、炉心を超臨界圧水で冷
却する超臨界圧軽水冷却炉で構成され、前記超臨界圧軽
水冷却炉入口側の流体として超臨界圧水を用いてなるこ
とを特徴とする原子力発電システム。
【請求項４】熱源を構成する沸騰水型軽水炉と、前記
沸騰水型軽水炉の炉心を間にして流体の循環路を形成す
る１次系と、発電機を駆動する蒸気タービンと、前記蒸
気タービンを間にして流体の循環路を形成する２次系
と、前記１次系の流体と過熱された飽和蒸気との間で熱
エナルギーの授受を行う蒸気過熱用熱交換器と、前記蒸
気過熱用熱交換器で熱交換された飽和蒸気を導入して過
熱し、過熱された飽和蒸気を前記蒸気過熱用熱交換器に
送る飽和蒸気過熱炉と、前記１次系の流体と前記２次系
の流体との間で熱エネルギーの授受を行う１次・２次熱
交換器とを備え、前記１次・２次熱交換器入口側の流体
として、超臨界圧水を用いてなる原子力発電システム。
【請求項５】請求項４に記載の原子力発電システムに
おいて、前記１次系の流体のうち前記1次・２次熱交換
器の１次系入口側の流体の温度は、前記１次・２次熱交
換器から排出される２次系の流体が擬臨界温度以上とな
る温度に設定されてなることを特徴とする原子力発電シ
ステム
【請求項６】請求項１、２、３、４または５のうちい
ずれか１項に記載の原子力発電システムにおいて、前記
２次系には、前記２次系の蒸気の一部を前記２次系外に
抽気する抽気系が接続されてなることを特徴とする原子
力発電システム。
【請求項７】請求項１、２、３、４、５または６のう
ちいずれか１項に記載の原子力発電システムにおいて、
前記１次・２次熱交換器の少なくとも１台には、前記２
次系の流体を気水分離する気水分離器と前記２次系の流
体を乾燥する蒸気乾燥器のうち少なくとも一方が設置さ
れてなることを特徴とする原子力発電システム。
【請求項８】請求項１、２、３、４、５、６または７
のうちいずれか１項に記載の原子力発電システムにおい
て、前記２次系の流体のうち前記１次・２次熱交換器入
口側の温度は、前記１次系の流体のうち前記熱源入口側
の流体の温度よりも、前記２次系の流体を加熱する加熱
器の加熱温度に相当するだけ低く設定されてなることを
特徴とする原子力発電システム。
【請求項９】請求項１、２、３、４、５、６、７また
は８のうちいずれか１項に記載の原子力発電システムに
おいて、前記１次系には、前記１次系の流体の圧力を調
整する圧力調整弁が設置されてなることを特徴とする原
子力発電システム。
【請求項１０】請求項１、２、３、４、５、６、７、
８または９のうちいずれか１項に記載の原子力発電シス
テムにおいて、前記１次・２次熱交換器と前記熱源は、
前記１次系の流体が自然循環する位置関係を保って設置
されてなることを特徴とする原子力発電システム。