JP2016145828A - 小型原子力発電所 - Google Patents

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Abstract

【課題】本発明は小型原子力発電所に関するものであって、より詳しくは、冷却水を利用して蒸気を冷却しないで復水器の上段部に備えられた加圧機で復水器内部を加圧して復水にする小型原子力発電所を提供する。【解決手段】本発明の小型原子力発電所は、核燃料を核分裂させて高温の熱を発生する原子炉と、前記原子炉で発生した高温の熱によって内部の水を蒸気に変換する蒸気発生器と、前記蒸気発生器で発生した蒸気によって回転する蒸気タービンと前記蒸気タービン軸に連結されて共に回転して発電する発電機からなるタービン／発電機と、前記蒸気タービンを回転させた蒸気を高圧によって蒸気温度の水に還元して前記蒸気発生器に再び供給する復水器とを含んで構成される。【選択図】図２

Description

本発明は小型原子力発電所に関するものであって、より詳しくは、冷却水を利用して蒸気を冷却しないで復水器の上段部に備えられた加圧機で復水器内部を加圧して復水にする小型原子力発電所に関するものである。
原子力発電所で原子力発電の原料としては、例えばウラン（Ｕ）を利用する。
このウランには原子量の２３５と２３８があり、このうち、ウラン２３５が核分裂をする際に莫大なエネルギーが発生することになる。
これはアインシュタインの質量エネルギー等価原理を通じて理解できるが、ウラン２３５が壊れて若干の質量が減少し、この減少した質量に該当する量のエネルギーが発生することになる。
このように質量をエネルギーに変えれば、極めて少量の物質から非常に多くのエネルギーが得られる。
したがって、ウラン２３５が連続的に核分裂を起こすようにすれば、非常に多くの熱を続いて得ることができ、ここで発生した熱で蒸気を生産して電気を得ることに利用することができる。
このように電気を生産する発電所を原子力発電所といい、前記原子力発電所は今まで経済性や安全性および環境保存性などにおいて水力発電所や火力発電所に比べて優れた運転性能を示し、電力生産手段として重要な位置を占めてきた。
このような原子力発電は、核分裂物質の核分裂過程で発生する放射性物質が非正常的に漏れる事故が発生すれば大災害に発展するおそれがあるので、原子力発電所の安全性は常に最優先の課題として扱われてきた。
このために原子炉のような主要構成は格納建造物の内部に位置させて冷媒として利用する水（以下、‘第１水’）と蒸気として利用する水（以下、‘第２水’）とを分離して互いに異なる経路を通じて循環させているところ、以下、図１を参考にして詳しく説明する。
図１は、従来の原子力発電所の構成を示す図である。
図１に示されているように、韓国国内で利用される加圧水型軽水炉（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ（ＰＷＲ））方式の原子力発電所は大きく原子炉２、加圧機４、蒸気発生器６、タービン／発電機７および復水器８を含んで構成され、このうち、原子炉２、加圧機４、蒸気発生器６は安全のために格納建造物１の内部に位置する。
前記原子炉２は、核燃料の核分裂によって発生した熱で第１水を高温で加熱する。
このとき、原子炉２の制御棒３は熱中性子をよく吸収する材料からなり、原子炉２の炉心に入れたり出したりしながら核燃料の反応を調節する。
加圧機４は核分裂が持続する原子炉２内の温度がさらに上がらないように（原子炉内の第１水が沸騰しないように）高圧状態を維持せしめ、冷却材（第１水）の緩衝タンク役割を果たし、正常運転中の原子炉冷却材の膨張および凝縮空間を提供し圧力を一定に維持して過度状態時に圧力変動を抑制する。
蒸気発生器６は高温高圧の第１水を第２水と熱交換して蒸気を発生させる。
タービン／発電機７は蒸気発生器を通じて発生した蒸気でタービン７ａが回転し、タービン軸と連結されている発電機７ｂの軸が共に回転しながら電気を作ることになる。
復水器８は電気を作って残った蒸気を冷却水（海水または川の水）との熱交換方式によって冷却させて第２水に還元し、これを再び蒸気発生器６に送ることになる。
第１水と第２水の流れをもう少し説明すれば、冷却材ポンプ５によって第１水は原子炉２を通過して時計方向に循環しながら加圧機４と蒸気発生器６の下段を通る。
一般に、水は１００℃を越えれば沸いて蒸気になるところ、これを防止するために加圧機４を通じて高い圧力を加えて、第１水が蒸気に変化しないで蒸気発生器６まで移動する。
配管に沿って蒸気発生器６の下側入口に入ってきた高温高圧の第１水は蒸気発生器６内の第２水と分離されて熱交換方式で熱を加えて第２水を蒸気に変化させる。
このように加圧水型軽水炉では原子炉２を通過した放射能を帯びた第１水と蒸気発生器６の第２水が分離されているため、もしもの事故が発生しても、放射能を帯びた第１水を格納建造物１内に閉じられているように措置できて安全である。
一方、蒸気発生器６で発生した蒸気は管に沿ってタービン７ａに移動して発電機７ｂを回して電気エネルギーを作り出す。
以降、タービン７ａを回して出た蒸気は復水器８に移動し、復水器８内の蒸気は冷却水ポンプ９を通じて外部から入った冷たい冷却水が流れる冷却管１１により再び第２水に変わって主給水ポンプ１０によって蒸気発生器６に再び供給されて循環する。
つまり、従来は復水器８で蒸気を復水にする際、冷却管１１を蒸気が通過しながら復水にする構造であるため、現在の原子力発電所は大量の冷却水が必ず必要で、大部分の場合、海辺や川辺に建てなければならないので、設置場所に制限があり、原子炉２の制御棒３、タービン７ａ、冷却機能が同時に故障した場合、対策を立てずに大きな災いを被るおそれがあった。
韓国公開特許第１０−２０１４−０１０３２７３号公報（２０１４年０８月２６日公開）
本発明は、上述した問題点を解決するために案出されたものであって、冷却水を利用して蒸気を冷却しないで復水器の上段部に備えられた加圧機で復水器内部を加圧して復水にすることによって冷却水を必要としないので、砂漠のような場所にかかわらず原子力発電所を建設することができ、小型原子力エンジンでも製作可能な小型原子力発電所を提供することにその目的がある。
また、本発明が提供しようとする目的は、蒸気発生器で原子炉の周囲を囲んで熱損失を最少化し、これによって、原子炉が超高温化するのを遅らせることができ、一つの原子炉に複数のタービンを構成して安定性をさらに向上させることができる小型原子力発電所を提供することにある。
上述した目的を達成するための本発明の実施例に係る小型原子力発電所は、核燃料を核分裂させて高温の熱を発生する原子炉と、
前記原子炉で発生した高温の熱によって内部の水を蒸気に変換する蒸気発生器と、
前記蒸気発生器で発生した蒸気によって回転する蒸気タービンと、前記蒸気タービン軸に連結されて共に回転して発電する発電機からなるタービン／発電機と、
前記蒸気タービンを回転させた蒸気を高圧によって水に還元して前記蒸気発生器に再び供給する復水器とを含んで構成する。
また、前記蒸気発生器は原子炉の周囲を囲むように構成され、
前記蒸気タービンは複数個からなりそれぞれ蒸気炉を通じて一つの蒸気発生器に連結され、
前記蒸気炉と連結された蒸気発生器の各出口には開閉手段が備えられることを特徴とする。
また、前記原子炉、蒸気発生器、蒸気タービン、復水器、蒸気炉の外部に露出する外壁は所定間隔をおいて２重で形成されてその間の空間に真空層が形成されることを特徴とする。
また、前記復水器は復水器の上部に二つ以上設けた加圧機によって復水器内部を加圧することを特徴とする。
また、前記復水器は加圧機によって密閉された復水器内部の圧力を高めた後、蒸気を復水器内部に強制的に流入させて水に還元したり、蒸気流入部が復水器上部に位置して蒸気が復水器内部に流入すれば加圧機によって加圧をして蒸気を水に還元することを特徴とする。
上述した課題の解決手段によれば、冷却水を利用して蒸気を冷却しないで復水器の上段部に備えられた加圧機で復水器内部を加圧して復水にすることによって冷却水が必要なくて砂漠のような場所にかかわらず原子力発電所を建設することができ、小型原子力エンジンでも製作可能である。
また、蒸気発生器で原子炉の周囲を囲んで熱損失を最少化し、これによって原子炉が超高温化されるのを遅らせることができ、一つの原子炉に複数のタービンを構成して安定性をさらに向上させることができる。
従来の原子力発電所の構成を示す図である。 本発明の実施例に係る小型原子力発電所の構成を示す概略的な側面図である。 図２に示す構成を概念的に示すブロック図である。
以下、本発明の実施例について添付図面を参考にしてその構成および作用を説明する。
図面のうち同一の構成要素に対しては他の図面上に表示されてもできるだけ同一の参照番号および符号を示していることに留意しなければならない。
以下で本発明を説明するに当たっておいて、関連する公知機能または構成に対する具体的な説明が本発明の要旨を不必要に曇らせると判断される場合にはその詳細な説明を省略する。
また、ある部分がある構成要素を“含む”とする場合、これは特に反対の記載がない限り、他の構成要素を除くのではなく、他の構成要素をさらに含むことを意味する。
図２は本発明の実施例に係る小型原子力発電所の構成を示す概略的な側面図であり、図３は図２に示す構成を概念的に示すブロック図である。
示されているように小型原子力発電所は、原子炉１１０、蒸気発生器１２０、タービン／発電機１３０、復水器１４０および加圧機１６０を含んで構成される。
原子炉１１０は、ウラン２３５のような核燃料を核分裂させて高温の熱を発生する。
蒸気発生器１２０は、前記原子炉１１０の周囲を囲む形状で構成されて原子炉１１０で発生した高温の熱によって内部の水を蒸気に作ってタービン／発電機１３０の蒸気タービン１３０ａに送る。
前記蒸気発生器１２０の外壁は図２の円状の拡大図に示されているように、所定間隔をおいて第１外壁１２０ａと第２外壁１２０ｂの二重で形成し、その間の空間１２２を真空状態で作って真空層を形成することによって外部に取られる熱損失を最大限に減らすことができる。
前記蒸気タービン１３０ａは前記蒸気発生器１２０と蒸気炉１７０を通じて連結されて蒸気発生器１２０で発生した蒸気によって回転し、このとき、蒸気タービン１３０ａ軸と連結されている発電機１３０ｂの軸が共に回転をしながら発電機１３０ｂで電気を作ることになる。
このとき、蒸気発生器１２０と蒸気炉１７０の連結部（蒸気発生器の排出口側）には蒸気タービン１３０ａの故障や修理時に蒸気を遮断するための開閉手段１５０が備えられている。
また、前記蒸気タービン１３０ａは複数個で構成され、各蒸気タービン１３０ａの軸は各発電機１３０ｂの軸と連結される。
このように蒸気タービン１３０ａを二つ以上の多数で構成する理由は、１台の蒸気タービンが故障しても他の蒸気タービンが正常動作して原子炉１１０が超高温化されるのを防止することによって、事故や発電に問題がないようにするためである。
例えば、４つの蒸気タービン１３０ａを動作するうちに一つの蒸気タービン１３０ａが故障する場合、その故障した蒸気タービンへ向かう蒸気炉１７０の開閉手段１５０を遮断して蒸気が供給されないようにした状態でその故障した蒸気タービン１３０ａを停止させる。
また、発電熱量が超過する場合に原子炉１１０に備えられた制御棒で原子力発電量を調節すれば良い。
前記蒸気タービン１３０ａを回転させた蒸気は復水器１４０に供給される。
前記復水器１４０は上部に加圧機１６０を複数備えて、この加圧機１６０によって加圧をして復水器内部の圧力を高めることによって蒸気を水に還元する。
前記加圧機１６０は図１に示す従来の加圧機４のような機能をするもので、復水器１４０内部に高圧を維持して水に還元できるようにする。
例えば、蒸気タービン１３０ａを回転させた蒸気が１００気圧で２５０℃の場合、加圧機１６０で復水器１４０に圧力を加えて復水器１４０内部の圧力が２００気圧になれば２５０℃（時間経過に応じた自然的な温度下降を無視する場合）水に還元される。
前記蒸気タービン１３０ａで復水器１４０に蒸気を供給して復水にする方式は２つの種類がある。
第一は、加圧機１６０によって密閉された復水器１４０内部の圧力を高めた後、蒸気を復水器１４０内部に強制的に流入させて水に還元する方式である。
第二は、蒸気流入部が復水器１４０の上段に位置して蒸気が復水器内部に流入すれば加圧機１６０によって加圧をして水に還元する方式である。
前記第二の方式は、加圧時に蒸気が復水器１４０内部に流入するのに妨害とならない際に使用することができる。
このようにして復水器１４０によって還元された水は再び蒸気発生器１２０に供給されて循環する。
このとき、水を蒸気発生器１２０側に排出する復水器１４０の排出口側には復水器内部の温度を測定する温度計（図示せず）と、タービン／発電機１３０の回転によって発生して温度計に伝えられて減少させる振動減少部材（図示せず）をさらに備えて高振動による温度計の破損を防止することもできる。
また、前記復水器１４０は軽くかつ表面に形成されたＴｉＯ２酸化皮膜の化学的安定性に起因した優れた耐食性を有するＴｉやＴｉ合金材質からなることができる。
このように上段に加圧機１６０が備えられた復水器１４０は火力発電所にも適用できることはもちろんである。
前記原子炉１１０、蒸気タービン１３０ａ、復水器１４０、蒸気炉１７０等の外部に露出する外壁は図２に示す蒸気発生器１２０のように外壁を２重にし、その間に真空層を形成することによって熱損失を減らす。
このような小型原子力発電機１００は、地下１００ｍ以上の深さに設置しタービン／発電機１３０で発生した電気だけ電力ケーブルなどを利用して地上に送ることによって、放射能流出を防止することができる。
このように復水器１４０内部に加圧をして蒸気を２００℃以上の水に還元した後、再び蒸気発生器１２０に供給すれば従来の海水（冷却水）によって６０℃水を冷却するときよりはるかに高い熱エネルギー保存効率を持つことになり、別途の冷却水がなくてもよいので、超小型原子力発電所の建設が可能になり、海辺でない砂漠にも建設可能である。
つまり、加圧によって２００℃以上の水を蒸気発生器１２０に供給することによって、従来の６０℃水で冷却して蒸気発生器１２０に供給するときより、蒸気発生器１２０でさらに少ない熱エネルギーで蒸気を発生できて、より高い熱エネルギー保存効率を持つことになる。
また、このような加圧復水の原理を適用して小型化すれば原子力エンジンになる。
以上で本発明に対する技術思想を添付図面と共に説明したが、これは本発明の望ましい実施例の例示的な説明に過ぎないもので、本発明はこれに限定されるものではない。また、この技術分野における通常の知識を有する者であれば、誰でも本発明の技術的思想の範疇を脱しない範囲内で多様な変形および模倣が可能なことは明白な事実である。
１００ 原子力発電所
１１０ 原子炉
１２０ 蒸気発生器
１３０ タービン／発電機
１３０ａ 蒸気タービン
１３０ｂ 発電機
１４０ 復水器
１５０ 開閉手段
１６０ 加圧機
１７０ 蒸気炉

Claims (3)

  1. 核燃料を核分裂させて高温の熱を発生する原子炉と、
    前記原子炉で発生した高温の熱によって内部の水を蒸気に変換する蒸気発生器と、
    前記蒸気発生器で発生した蒸気によって回転する蒸気タービンと、前記蒸気タービン軸に連結されて共に回転して発電する発電機からなるタービン／発電機と、
    前記蒸気タービンを回転させた蒸気を、二つ以上設けた加圧機を利用して高圧で加圧して水に還元し、これを前記蒸気発生器に再び供給してＴｉやＴｉ合金材質からなる復水器とを含み、
    前記蒸気発生器は原子炉の周囲を囲むように構成され、
    前記蒸気タービンは複数個からなりそれぞれ蒸気炉を通じて一つの蒸気発生器に連結され、前記蒸気炉と連結された蒸気発生器の各出口には開閉手段が備えられることを特徴とする小型原子力発電機。
  2. 前記原子炉、蒸気発生器、蒸気タービン、復水器、蒸気炉の外部に露出する外壁は所定間隔をおいて２重で形成され、その間の空間に真空層が形成されることを特徴とする請求項１に記載の小型原子力発電機。
  3. 前記復水器は、加圧機によって密閉された復水器内部の圧力を高めた後、蒸気を復水器内部に強制的に流入させて水に還元したり、蒸気流入部が復水器上部に位置して蒸気が復水器内部に流入すれば加圧機によって復水器内部を加圧して蒸気を水に還元することを特徴とする請求項１に記載の小型原子力発電機。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101973996B1 (ko) * 2017-05-15 2019-04-30 한국원자력연구원 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템
CN109524141B (zh) * 2018-10-16 2020-09-08 中广核研究院有限公司 海水淡化系统及其小型核能动力输出装置与动力输出方法

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4336105A (en) * 1979-12-05 1982-06-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear power plant steam system
JPS58220908A (ja) * 1982-06-16 1983-12-22 Hitachi Ltd タ−ビンバイパス蒸気のエネルギ−ダンパ構造
DE3721919A1 (de) * 1987-07-02 1989-01-12 Alcatel Hochvakuumtechnik Gmbh Gefriertrocknungsanlage
JPH08152496A (ja) * 1994-11-30 1996-06-11 Toshiba Corp 原子力発電設備
JPH1123189A (ja) * 1997-07-04 1999-01-26 Marusei Jukogyo Kk 冷却用細管洗浄装置
US20120031449A1 (en) * 2009-05-14 2012-02-09 The Neothermal Energy Company Method and apparatus for generating electricity by thermally cycling an electrically polarizable material using heat from condensers
JP2012137266A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 多段圧復水器
US20120324911A1 (en) * 2011-06-27 2012-12-27 Shedd Timothy A Dual-loop cooling system
KR20130061436A (ko) * 2011-12-01 2013-06-11 한국원자력연구원 원자로
US20150117586A1 (en) * 2013-10-28 2015-04-30 BABCOCK & WILCOX mPOWER, INC Alternative safety function system for nuclear reactor

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1004720B (zh) * 1985-09-14 1989-07-05 奥马蒂系统公司 地热电站及其运行方法
CN2884108Y (zh) * 2006-01-20 2007-03-28 山东东方海洋科技股份有限公司 一种蒸发式冷凝器
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US8638898B2 (en) * 2011-03-23 2014-01-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Emergency core cooling system for pressurized water reactor
US9812225B2 (en) * 2011-04-13 2017-11-07 Bwxt Mpower, Inc. Compact integral pressurized water nuclear reactor
JP2013057291A (ja) * 2011-09-08 2013-03-28 M Hikari Energy Kaihatsu Kenkyusho:Kk 原子力発電所の海水冷却水の利用方法
WO2013094196A1 (ja) 2011-12-20 2013-06-27 日本ネイチャーセル株式会社 小型原子力発電システム
JP2014010113A (ja) * 2012-07-02 2014-01-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力プラントの非常用炉心冷却設備
CN203758210U (zh) * 2013-12-31 2014-08-06 张家港市骏马钢帘线有限公司 蒸汽冷凝水回收利用系统

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4336105A (en) * 1979-12-05 1982-06-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear power plant steam system
JPS58220908A (ja) * 1982-06-16 1983-12-22 Hitachi Ltd タ−ビンバイパス蒸気のエネルギ−ダンパ構造
DE3721919A1 (de) * 1987-07-02 1989-01-12 Alcatel Hochvakuumtechnik Gmbh Gefriertrocknungsanlage
JPH08152496A (ja) * 1994-11-30 1996-06-11 Toshiba Corp 原子力発電設備
JPH1123189A (ja) * 1997-07-04 1999-01-26 Marusei Jukogyo Kk 冷却用細管洗浄装置
US20120031449A1 (en) * 2009-05-14 2012-02-09 The Neothermal Energy Company Method and apparatus for generating electricity by thermally cycling an electrically polarizable material using heat from condensers
JP2012137266A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 多段圧復水器
US20120324911A1 (en) * 2011-06-27 2012-12-27 Shedd Timothy A Dual-loop cooling system
KR20130061436A (ko) * 2011-12-01 2013-06-11 한국원자력연구원 원자로
US20150117586A1 (en) * 2013-10-28 2015-04-30 BABCOCK & WILCOX mPOWER, INC Alternative safety function system for nuclear reactor

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