JP2020041865A - 原子炉プラント、原子炉プラントの運転方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉プラントにおける出力を、原子炉停止、再起動を含み、より短時間で変動させることを可能とする。【解決手段】原子炉プラント１は、炉心２２を備える原子炉２と、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統として、蒸気循環系統９とバイパス系統１００と、を備え、蒸気循環系統９とバイパス系統１００とには同一の熱媒体として水Ｗが循環可能である。【選択図】図１

Description

この発明は、原子炉プラント、原子炉プラントの運転方法に関する。

原子力発電施設では、原子炉における核分裂によって生じる熱エネルギーを利用し、蒸気発生器で蒸気を発生させる。発生した蒸気でタービンを駆動し、発電機での発電を行う。特許文献１には、原子炉における核分裂によって生じる熱エネルギーを、冷却材により冷却する構成が開示されている。

ところで、電力会社等においては、原子力発電施設での発電に加えて、太陽光、水力、風力、地熱等の再生可能エネルギーを用いた発電施設での発電を行っている。例えば、太陽光発電においては、太陽光の照射量に応じて、発電量が変動する。このため、太陽光の照射により昼間は発電量が多く、太陽光の照射のない夜間は発電しないし、昼間であっても太陽が雲により陰れば発電量が減少する。また、風力発電においては、風量に応じて変動する。このように、再生可能エネルギーを用いた発電施設では、時間帯、天候、季節等により、発電量の変動が生じ、また、この変動を精度よく予測することは難しい。

このため、原子力発電施設と、再生可能エネルギー発電施設とを組み合わせて電力供給を行う場合、再生可能エネルギー発電施設における発電量の変動に応じ、原子力発電施設での発電量を速やかに変動（炉停止、再起動含む）させることが望まれる。さらに、再生可能エネルギーは、日照時間や風速に代表される地域性が大きいことから、地域ごとの電力需要の変動に対応するには、大型の原子力発電施設（〜１００万ｋＷｅ）を少数立地させるよりも、小型〜中型の原子力発電施設（出力５〜２０万ｋＷｅ程度）を多数立地させることが、エネルギー需給構造の観点から望ましい場合がある。
例えば、発電量が少ない小型〜中型の原子力発電施設において、核分裂によって生じる熱エネルギーを利用して発生させた蒸気によってタービンを駆動し、発電を行っている状態から、地域ごとの再生可能エネルギーの発電量が電力需要を上回った際に、タービンの運転を停止して発電量をゼロとすることで、発電量を変動させる場合が考えられる。

原子炉における核分裂では、キセノン（Ｘｅ）が生成される。キセノンは、中性子を捕獲して吸収する性質を有する。このキセノンが中性子を捕獲して吸収する確率は、キセノンに入射する中性子のエネルギー（速度）に依存する。すなわち、キセノンに入射する中性子のエネルギーが低いほど、中性子が捕獲される確率（中性子捕獲断面積）が高まる。そのため、一般に、中性子のエネルギーが低い原子炉においては、キセノンは核分裂の連鎖反応へ大きな影響を及ぼし、キセノンの存在により捕獲される中性子の数が増える。その結果、中性子のエネルギーが低い原子炉においては、中性子を利用した核分裂反応の持続と、これによる発電が難しくなる。

原子炉の一種である熱中性子炉（軽水炉）では、冷却材と中性子の減速材を兼ねる軽水により、中性子は低いエネルギー状態で運用される。原子炉停止時には、核分裂により発生する中性子をキセノンが吸収しないため、キセノンは炉内に蓄積する。キセノンの半減期は１０時間程度であるため、原子炉停止後、キセノンが崩壊して濃度が減少し、その中性子吸収による核分裂反応への影響が無視できるようになるまで時間がかかる。したがって、熱中性子炉は、運転を停止させた後、再起動して発電を再開するには、例えば１日以上を要する。太陽光発電等における発電量の変動は、数時間単位といった短時間で生じる。このため、熱中性子炉では、短時間での発電量の変動に追従して、発電量を変動させる運転を行うことが困難になっている。また、速やかな再起動を行うためには、原子炉を停止せず低出力を維持し、一定量の中性子を維持してキセノンの蓄積を抑制する必要がある。

原子炉の他の一種として、高速中性子を利用する高速炉がある（例えば、特許文献２参照）。高速炉では、原子炉における核分裂によって生じる熱エネルギーを取り出す冷却材として、ナトリウムを用いる。ナトリウムは、軽水と比較して中性子の減速効果がほぼないため、高速炉においては、中性子のエネルギーが高い状態で運用可能となり、キセノンが中性子を捕獲する確率は熱中性子炉の１／１０^９程度と極めて低くなる。そのため、キセノンの蓄積による核分裂反応への影響が熱中性子炉と比較して極めて低く、短時間での原子炉停止と再起動を含む発電量変動（高負荷変動）を行いやすい。

特許第４０２２０２６号公報 特開２０１４−１７４１３８号公報

しかしながら、高速炉において発電量を変動させるために、一時的に原子炉の出力を停止させると、蒸気蒸発器を流通する水の温度が低下してしまう。水の温度が低下すると、発電量を上昇させるためにタービンを再起動させ発電を再開するために必要な蒸気の発生までに時間が掛かってしまうという課題がある。
この発明は、上記事情に鑑みてなされたものであり、原子炉プラントにおける出力を、原子炉停止後の再起動を含み、より短時間で変動させることが可能な原子炉プラント、原子炉プラントの運転方法を提供することを目的とする。

この発明は、上記課題を解決するため、以下の手段を採用する。
この発明の第一態様によれば、原子炉プラントは、炉心を備える原子炉と、前記炉心における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ熱媒体が循環可能な複数の系統と、を備え、前記複数の系統のうち、少なくとも２つの系統には同一の熱媒体が循環可能である。

このように構成することで、複数の系統のうちの少なくとも２つの系統において、熱媒体によって運ばれる、核分裂反応により発生する熱エネルギーを有効利用することができる。そのため、２つの系統の何れか一方の系統で熱エネルギーの利用が低下した場合に、他方の系統を循環する熱媒体の温度低下を、核分裂反応により発生する熱エネルギーを利用して抑えることができる。したがって、原子炉プラントにおける出力を、原子炉停止後の再起動を含み、より短時間で変動させることが可能となる。

この発明の第二態様によれば、第一態様に係る原子炉プラントは、前記少なくとも２つの系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱エネルギーを発電に利用するようにしてもよい。
このように構成することで、核分裂反応により発生する熱エネルギーを有効利用して、発電を行うことができる。

この発明の第三態様によれば、第二態様に係る原子炉プラントは、前記熱エネルギーを発電に利用する系統を、非発電状態に切り替え可能であるようにしてもよい。
このように構成することで、核分裂反応により発生する熱エネルギーを利用して発電を行う系統において、原子炉の起動状態等に応じて、発電を行わない非発電状態とすることができる。

この発明の第四態様によれば、第三態様に係る原子炉プラントは、前記複数の系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱媒体が水である熱交換器を備えるようにしてもよい。
このように構成することで、核分裂反応により発生する熱エネルギーにより、熱交換器で熱媒体としての水を加熱できる。

この発明の第五態様によれば、第四態様に係る原子炉プラントは、前記少なくとも２つの系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱交換器を通った前記水を、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスして前記熱交換器に循環させるようにしてもよい。
熱交換器で加熱された水を、発電に利用する系統をバイパスして熱交換器に循環させることによって、循環する水の温度低下を抑えることができる。これにより、原子炉プラントにおける発電量を、より短時間で応答性良く変動（炉停止後の再起動含む）させることが可能となる。

この発明の第六態様によれば、第五態様に係る原子炉プラントは、前記原子炉が起動している場合、前記熱エネルギーを発電に利用する系統に前記水を流通させ、前記原子炉が停止している場合、前記水を、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に流通させる流通経路切換部を、前記熱エネルギーを発電に利用する系統内に、さらに備えるようにしてもよい。
原子炉を停止させた場合、流通経路切換部によって、発電に利用する系統をバイパスする系統に熱交換器で加熱された水を流通させることで、熱交換器に供給される水の温度低下を抑えることができる。原子炉を再起動させるときには、原子炉の停止中に温度低下が抑えられた水により、再起動を短時間で行うことができる。

この発明の第七態様によれば、第五又は第六態様に係る原子炉プラントは、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に、外部から給水可能な外部給水部をさらに備えるようにしてもよい。
外部給水部により、発電に利用する系統をバイパスする系統に、外部から給水することで、熱交換器に供給される水の温度を調整することができる。これにより、熱交換器を経た水の温度が過度に高くなるのを抑えることができる。

この発明の第八態様によれば、第七態様に係る外部給水部は、給水流量の調整機能を備えるようにしてもよい。
このように構成することで、原子炉の起動状態等に応じて、発電に利用する系統をバイパスする系統に給水する水の流量を調整することができる。

この発明の第九態様によれば、第五から第八態様の何れか一つの態様に係る原子炉プラントは、前記原子炉の起動状態に応じて、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統における前記水の循環を制御する制御部をさらに備えるようにしてもよい。
このように構成することで、制御部により、原子炉の起動状態に応じて、発電に利用する系統をバイパスする系統における水の循環の有無を制御することができる。

この発明の第十態様によれば、第四から第九態様の何れか一つの態様に係る原子炉は、高速炉であるようにしてもよい。
このように構成することで、原子炉プラントにおける発電量を、より短時間で応答性良く変動（炉停止後の再起動含む）させることが可能となる。

この発明の第十一態様によれば、原子炉プラントの運転方法は、第五から第十態様の何れか一つの態様に係る原子炉プラントの運転方法であって、前記原子炉が起動している状態で、前記熱エネルギーを発電に利用する系統に前記水を流通させるステップと、前記原子炉が停止された状態で、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に前記水を流通させるステップと、前記原子炉を再起動するステップと、を含む。
このように構成することで、熱交換器で加熱された水を、発電に利用する系統をバイパスして熱交換器に循環させることによって、循環する水の温度低下を抑えることができる。これにより、原子炉プラントにおける発電量を、より短時間で応答性良く変動（炉停止後の再起動含む）させることが可能となる。

この発明の第十二態様によれば、第十一態様に係る前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に前記水を流通させるステップでは、前記水の温度を、予め定めた範囲内となるよう調整するようにしてもよい。
このように構成することで、原子炉を停止させた状態で、熱交換器で加熱された水を適切な範囲内から外れるのを抑えることができる。

上記原子炉プラント、原子炉プラントの運転方法によれば、原子炉プラントにおける出力を、原子炉停止、再起動を含み、より短時間で変動させることが可能となる。

この発明の一実施形態における原子炉プラントの概略構成を示す模式図である。 上記原子炉プラントの熱エネルギーを発電に利用している状態における蒸気及び水の流れを示す模式図である。 上記原子炉プラントの非発電状態における蒸気及び水の流れを示す模式図である。 上記原子炉プラントの運転方法の一実施形態における制御の流れの一部を示すフローチャートである。 上記原子炉プラントの非発電状態のうち原子炉停止直後における蒸気及び水の流れを示す模式図である。 この発明の一実施形態の変形例における原子炉プラントの概略構成を示す模式図である。

以下、この発明の一実施形態における原子炉プラント、原子炉プラントの運転方法を図面に基づき説明する。
図１は、この実施形態における原子炉プラントの概略構成を示す模式図である。
図１に示すように、この実施形態の原子炉プラント１は、原子炉２と、中間熱交換器３と、蒸気発生器（熱交換器）４と、タービン５と、復水器６と、蒸気循環系統（熱エネルギーを発電に利用する系統）９と、バイパス系統（熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統）１００と、流通経路切換部１１０と、制御部１２０と、蒸気バイパス系統１３０と、を主に備える。

原子炉２は、原子炉容器２１と、炉心２２と、を備える。原子炉容器２１は、中空で、その内部に炉心２２を収容する。炉心２２は、その内部で、高速中性子を利用した核分裂反応を生じる。すなわち、この実施形態で例示する原子炉２は、高速炉である。

原子炉容器２１と中間熱交換器３の熱交換器本体３１とは、配管７１、７２により接続されている。原子炉２と中間熱交換器３との間には、一次冷却系統７により、一次冷却材Ｌ１であるナトリウムが循環される。一次冷却系統７は、この一次冷却材Ｌ１を、原子炉容器２１と、配管７１と、熱交換器本体３１と、配管７２とを通して循環させる。すなわち、一次冷却系統７は、一次冷却材Ｌ１を、原子炉容器２１の内部から配管７１を通して熱交換器本体３１の内部に供給している。この一次冷却系統７は、更に、一次冷却材Ｌ１を、熱交換器本体３１の内部から配管７２を通して原子炉容器２１に供給している。

原子炉容器２１では、一次冷却材Ｌ１と炉心２２との熱交換が行われる。言い換えれば、一次冷却材Ｌ１は、原子炉容器２１内で、炉心２２における核分裂反応で生じる熱エネルギーにより加熱される。一方で、炉心２２は、一次冷却材Ｌ１との熱交換により冷却される。

中間熱交換器３は、熱交換器本体３１と、伝熱管３２と、を備える。熱交換器本体３１は、中空容器である。熱交換器本体３１内には、前述の一次冷却系統７により、原子炉２で加熱された一次冷却材Ｌ１が供給される。伝熱管３２は、熱交換器本体３１内に配置されている。

伝熱管３２は、接続管８１、配管８２によって蒸気発生器４の蒸気発生器本体４１に接続されている。伝熱管３２と蒸気発生器本体４１との間には、二次冷却系統８により、二次冷却材Ｌ２であるナトリウムが循環される。二次冷却系統８は、この二次冷却材Ｌ２を、伝熱管３２と、接続管８１と、蒸気発生器本体４１と、配管８２とを通して循環させている。すなわち、二次冷却系統８は、二次冷却材Ｌ２を、伝熱管３２から接続管８１を通して蒸気発生器本体４１内に供給している。この二次冷却系統８は、更に、二次冷却材Ｌ２を、蒸気発生器本体４１内から配管８２を通して伝熱管３２に供給している。なお、二次冷却系統８には、二次冷却材Ｌ２を冷却可能な、空気冷却器等を設けてもよい。

中間熱交換器３では、熱交換器本体３１内の一次冷却材Ｌ１と、伝熱管３２内の二次冷却材Ｌ２との熱交換が行われる。この一次冷却材Ｌ１と二次冷却材Ｌ２との熱交換により、一次冷却材Ｌ１は冷却されて原子炉容器２１内に戻る。また、二次冷却材Ｌ２は、一次冷却材Ｌ１との熱交換により加熱されて、蒸気発生器４に供給される。

蒸気発生器４は、蒸気発生器本体４１と、伝熱管４２と、を備える。蒸気発生器本体４１は、中空容器である。蒸気発生器本体４１内には、前述の二次冷却系統８により、中間熱交換器３で加熱された二次冷却材Ｌ２が供給される。伝熱管４２は、蒸気発生器本体４１内に配置されている。

蒸気循環系統９は、蒸気発生器４とタービン５との間で、水（熱媒体）Ｗを循環させる。蒸気循環系統９は、水Ｗを、伝熱管４２と、供給管９１と、タービン５と、戻り管９２とを通して循環させている。

戻り管９２には、給水ポンプ９３が設けられている。この給水ポンプ９３は、戻り管９２を通して、水Ｗを蒸気発生器４の伝熱管４２に送り込んでいる。

蒸気発生器４は、蒸気発生器本体４１内に供給される二次冷却材Ｌ２と、伝熱管４２内の水Ｗとを熱交換させる。これら二次冷却材Ｌ２と水Ｗとの熱交換により、二次冷却材Ｌ２は冷却されて、配管８２を通して中間熱交換器３に供給される。また、伝熱管４２内の水Ｗは、二次冷却材Ｌ２との熱交換により加熱される。ここで、伝熱管４２内の水Ｗは、所定温度（例えば３５０℃）以上に加熱されると、蒸気Ｗｓになる。

タービン５は、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓによって、主軸（図示無し）が回転駆動される蒸気タービンである。このタービン５の主軸（図示無し）には、発電機５１が接続されている。発電機５１は、タービン５の主軸（図示無し）の回転エネルギーを電気エネルギーに変換（発電）する。この発電機５１で発電された電力は、例えば、原子炉プラント１を備えた発電所の外部等に供給される。
このようにして、蒸気循環系統９は、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを、発電に利用する。

タービン５を経た蒸気Ｗｓは、戻り管９２に吐出される。戻り管９２の途中には、復水器６が設けられている。復水器６は、タービン５から吐出された蒸気Ｗｓを冷却して復水（凝縮）させる。復水器６により凝縮された水Ｗは、戻り管９２を通して、蒸気発生器４に戻される。

蒸気発生器４の入口には、温度センサ９５が設けられている。この実施形態における温度センサ９５は、戻り管９２に設けられている。この温度センサ９５は、蒸気発生器４の入口において、戻り管９２内の水Ｗの温度を検出している。
同様に、蒸気発生器４の出口には、温度センサ９６が設けられている。この実施形態における温度センサ９６は、供給管９１に設けられている。この温度センサ９６は、蒸気発生器４の出口において、供給管９１内の水Ｗ（蒸気Ｗｓ）の温度を検出している。

バイパス系統１００は、原子炉２を停止させた場合に、蒸気発生器４で加熱された水Ｗを、蒸気循環系統９をバイパスして蒸気発生器４に戻して循環させる。バイパス系統１００は、バイパス管１０１と、再循環ポンプ１０２と、を備えている。
バイパス管１０１は、タービン５よりも上流側（蒸気発生器４に近い側）の供給管９１と、給水ポンプ９３よりも下流側（蒸気発生器４に近い側）の戻り管９２とを連通させている。具体的には、バイパス管１０１の上流端は、タービン５よりも上流側の供給管９１に分岐接続され、バイパス管１０１の下流端は、給水ポンプ９３よりも下流側の戻り管９２に合流接続されている。

蒸気バイパス系統１３０は、蒸気発生器４で発生させた蒸気を、蒸気循環系統９のタービン５をバイパスして復水器６に供給する。蒸気バイパス系統１３０は、蒸気バイパス管１３１を備えている。蒸気バイパス管１３１は、タービン５よりも上流側の供給管９１と、タービン５と復水器６との間の戻り管９２と、を連通させている。具体的には、蒸気バイパス管１３１の上流端は、バイパス管１０１と供給管９１との接続部Ｃ１と、タービン５との間の供給管９１に分岐接続されている。更に、蒸気バイパス管１３１の下流端は、タービン５と復水器６との間の戻り管９２に合流接続されている。

このように、原子炉プラント１は、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統として、蒸気循環系統９と、バイパス系統１００と、蒸気バイパス系統１３０と、を備える。蒸気循環系統９とバイパス系統１００と蒸気バイパス系統１３０とには同一の熱媒体として水Ｗが循環可能である。

ここで、バイパス系統１００は、気水分離器１０３を備えている。気水分離器１０３は、バイパス管１０１の途中に設けられている。気水分離器１０３は、供給管９１とバイパス管１０１との接続部Ｃ１に近い位置に配置されている。また、気水分離器１０３は、蒸気戻し管１０３ａを介して供給管９１に接続されている。

気水分離器１０３は、蒸気発生器４から供給管９１及びバイパス管１０１（具体的には、バイパス管１０１のうち、気水分離器１０３の上流側に配置されたバイパス管１０１ａ）を通して送り込まれる水Ｗ（気相と液相とを含む）を、蒸気Ｗｓ（気相）と水Ｗ（液相）とに分離する。この気水分離器１０３は、分離された液相の水Ｗを、バイパス管１０１のうち、気水分離器１０３よりも下流側に配置されたバイパス管１０１ｂに送り込むことが可能になっている。
なお、この実施形態では、蒸気戻し管１０３ａと供給管９１との接続部Ｃ２と、タービン５との間の供給管９１に、蒸気排出部１０４が接続されている。この蒸気排出部１０４は、蒸気Ｗｓを大気中等に放出可能に構成されている。この実施形態で例示する蒸気排出部１０４は、開閉弁１０７を備えている。この開閉弁１０７が開放されることで、蒸気Ｗｓが放出される。

再循環ポンプ１０２よりも上流のバイパス管１０１（換言すれば、バイパス管１０１ｂ）と、復水器６とは、分岐管１０５によって接続されている。

さらに、再循環ポンプ１０２よりも上流側、かつ分岐管１０５よりも下流側のバイパス管１０１には、給水管（外部給水部）１０６が接続されている。この給水管１０６は、バイパス系統１００に外部から熱媒体としての水Ｗを供給可能（給水可能）とされている。
さらに、給水管１０６と、復水器６よりも下流側、かつ給水ポンプ９３よりも上流側の戻り管９２とは、分岐管１０８よって接続されている。この分岐管１０８は、外部から蒸気循環系統９に水Ｗを供給可能とされている。なお、分岐管１０８には、水Ｗの供給量を調整するための制御弁１１８が設けられている。この実施形態における制御弁１１８は、後述する制御部１２０により制御される。

蒸気循環系統９、バイパス系統１００及び蒸気バイパス系統１３０内には、流通経路切換部１１０が設けられている。流通経路切換部１１０は、蒸気発生器４から供給管９１に送り出される水Ｗ（蒸気Ｗｓを含む）を、タービン５を含む蒸気循環系統９と、タービン５をバイパスするバイパス系統１００と、蒸気バイパス系統１３０との何れかに流通させる。流通経路切換部１１０は、原子炉２が起動している場合、蒸気循環系統９に水Ｗを流通させる。流通経路切換部１１０は、原子炉２が停止している場合、蒸気循環系統９をバイパスするバイパス系統１００と蒸気バイパス系統１３０との少なくとも一方に水Ｗを流通させる。流通経路切換部１１０は、第一制御弁１１１と、第二制御弁１１２と、第三制御弁１１３と、第四制御弁１１４と、第五制御弁１１５と、第六制御弁１１６と、第七制御弁１４１と、第八制御弁１４２と、第九制御弁１４３と、第十制御弁１４４と、を備える。

第一制御弁１１１は、蒸気バイパス管１３１と供給管９１との接続部Ｃ３と、タービン５との間の供給管９１に設けられている。第一制御弁１１１は、蒸気発生器４で発生した蒸気Ｗｓの、タービン５への流通を断続する。

第二制御弁１１２は、再循環ポンプ１０２よりも上流側、かつ分岐管１０５よりも下流側のバイパス管１０１に設けられている。第二制御弁１１２は、蒸気発生器４で加熱されて気水分離器１０３を経た水Ｗの、再循環ポンプ１０２及び蒸気発生器４への流通を断続する。

第三制御弁１１３は、分岐管１０５に設けられている。第三制御弁１１３は、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓに含まれる液相（水Ｗ）の、復水器６への流通を断続する。

第四制御弁１１４は、給水管１０６に設けられている。第四制御弁１１４は、外部からバイパス管１０１への給水流量を調整する。すなわち、第四制御弁１１４により、給水管１０６は、給水流量の調整機能を備える。

第五制御弁１１５は、再循環ポンプ１０２よりも下流側のバイパス管１０１に設けられている。第五制御弁１１５は、バイパス系統１００を用いる場合に開放され、例えば、蒸気循環系統９を用いる場合など、バイパス系統１００を用いない場合に閉塞される。
第六制御弁１１６は、給水ポンプ９３よりも下流側の戻り管９２に設けられている。この第六制御弁１１６は、バイパス系統１００を用いる場合、蒸気循環系統９又は蒸気バイパス系統１３０を用いる場合共に開放状態に維持される。

第七制御弁１４１は、気水分離器１０３よりも上流側のバイパス管１０１ａに設けられている。第七制御弁１４１は、バイパス系統１００を用いる場合に開放され、第五制御弁１１５と同様に、バイパス系統１００を用いない場合に閉塞される。
第八制御弁１４２は、蒸気戻し管１０３ａに設けられている。第八制御弁１４２は、バイパス系統１００を用いる場合に開放され、バイパス系統１００を用いない場合に閉塞される。言い換えれば、第七制御弁１４１と第八制御弁１４２とは、気水分離器１０３を用いる場合に開放され、気水分離器１０３を用いない場合に閉塞される。

第九制御弁１４３は、接続部Ｃ１と接続部Ｃ２との間の供給管９１に設けられている。第九制御弁１４３は、バイパス系統１００を用いない場合に開放され、バイパス系統１００を用いる場合に閉塞される。第九制御弁１４３は、第七制御弁１４１及び第八制御弁１４２が開放されているときに閉塞され、第七制御弁１４１及び第八制御弁１４２が閉塞されているときに開放される。

第十制御弁１４４は、蒸気バイパス管１３１に設けられている。第十制御弁１４４は、蒸気バイパス系統１３０を用いる場合に開放され、蒸気バイパス系統１３０を用いない場合に閉塞される。

図２は、上記原子炉プラントの熱エネルギーを発電に利用している状態における蒸気及び水の流れを示す模式図である。図３は、上記原子炉プラントの非発電状態における蒸気及び水の流れを示す模式図である。
図２に示すように、熱エネルギーを発電に利用しているときに、第一制御弁１１１、第六制御弁１１６、及び第九制御弁１４３は、開放状態とされ、第二制御弁１１２、第三制御弁１１３、第四制御弁１１４、第五制御弁１１５、第七制御弁１４１、第八制御弁１４２、及び第十制御弁１４４は、閉塞状態とされる。これにより、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓは、タービン５に供給される。そして、この蒸気Ｗｓによってタービン５が駆動して、タービン５の出力により発電機５１が発電を行う。タービン５を経た蒸気Ｗｓは、復水器６で復水され、給水ポンプ９３により蒸気発生器４に戻される。なお、供給管９１が過圧状態となった場合、開閉弁１０７が開放して蒸気排出部１０４から蒸気Ｗｓが外部に排出される。その一方で、蒸気循環系統９を循環する熱媒体としての水Ｗの絶対量が減少した場合、この水Ｗの減少量に応じて制御弁１１８が開放され、外部から蒸気循環系統９に水Ｗが補給される。

図３に示すように、非発電状態のときには、第一制御弁１１１、第三制御弁１１３、及び第九制御弁１４３が閉塞状態とされ、第二制御弁１１２、第五制御弁１１５、第六制御弁１１６、第七制御弁１４１、第八制御弁１４２、及び第十制御弁１４４が開放状態とされる。これにより、蒸気発生器４で加熱された水Ｗは、供給管９１、接続部Ｃ１、及びバイパス管１０１ａを経て気水分離器１０３に流入する。気水分離器１０３で分離された液相の水Ｗは、バイパス管１０１ｂを通って、再循環ポンプ１０２により、蒸気発生器４に送り込まれる。
ここで、蒸気発生器４で加熱された水Ｗには、蒸気Ｗｓが含まれる場合がある。この蒸気Ｗｓは、気水分離器１０３で分離され、蒸気戻し管１０３ａを経て接続部Ｃ２から供給管９１に戻される。供給管９１に戻された蒸気Ｗｓは、接続部Ｃ３及び蒸気バイパス管１３１を経て復水器６に供給される。復水器６に供給された蒸気Ｗｓは、復水されて戻り管９２を経て、給水ポンプ９３により蒸気発生器４に戻される。なお、バイパス系統１００を循環する熱媒体としての水Ｗの絶対量が減少した場合、この水Ｗの減少量に応じて第四制御弁１１４と制御弁１１８との少なくとも一方が開放される。これにより、外部からバイパス系統１００に水Ｗが補給される。

また、図３に示す非発電状態において、蒸気発生器４で加熱した水Ｗを、バイパス管１０１を通して循環させる場合、第四制御弁１１４を開いて、外部から水Ｗをバイパス系統１００に供給すれば、蒸気発生器４に供給される水Ｗの温度を低下させることができる。

制御部１２０は、タービン５、給水ポンプ９３、流通経路切換部１１０の動作を制御することで、原子炉プラント１の運転を制御する。制御部１２０は、原子炉２の起動状態に応じて、蒸気循環系統９をバイパスするバイパス系統１００、及び蒸気バイパス系統１３０における水Ｗの循環を制御する。
以下、制御部１２０の制御に基づく、原子炉プラント１の運転方法について説明する。
図４は、上記原子炉プラントの運転方法の第一実施形態における制御の流れの一部を示すフローチャートである。
原子炉２を備える原子炉プラント１は、太陽光、水力、風力、地熱等の再生可能エネルギーを用いた他の発電システム（図示無し）と連係して、発電機５１における発電量を変動させる。図４に示すように、本実施形態における原子炉プラント１の運転方法は、原子炉停止判定ステップＳ１と、原子炉停止ステップＳ２と、バイパス、タービン停止ステップＳ３と、原子炉再起動判定ステップＳ４と、原子炉再起動ステップＳ５と、を含む。

原子炉停止判定ステップＳ１において、制御部１２０は、再生可能エネルギーを用いた他の発電システム（図示無し）における発電量に基づいて、原子炉２を停止させるか否かを判定（決定）する。ここで、他の発電システムにおける発電量は、各種の通信ネットワークを介して、制御部１２０で取得してもよい。また、複数の発電システムを集中して管理する上位のコントロールシステムで、他の発電システムにおける発電量を取得し、その結果に基づいて、原子炉２を停止させるか否かを判定してもよい。この場合、上記のコントロールシステムによる判定結果が、ネットワークを介して制御部１２０に通知される。

他の発電システム（図示無し）における発電量が、予め設定した設定値を上回る場合（原子炉停止判定ステップＳ１の判定結果が「Ｙｅｓ」の場合）、制御部１２０は、原子炉停止ステップＳ２に移行する。

ここで、原子炉停止判定ステップＳ１による判定結果が「Ｎｏ」の場合、制御部１２０は、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓを蒸気循環系統９のタービン５に流通させた状態を維持する。具体的には、制御部１２０は、第一制御弁１１１、第六制御弁１１６、及び第九制御弁１４３を開放状態、第二制御弁１１２、第四制御弁１１４、第五制御弁１１５、第六制御弁１１６、第七制御弁１４１、第八制御弁１４２、及び第十制御弁１４４を閉塞状態とする。これにより、図２に示すように、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓは、供給管９１を経てタービン５に供給され、タービン５が駆動され、発電機５１により発電される状態となる。

原子炉停止ステップＳ２では、原子炉２が停止される。そして、バイパス、タービン停止ステップＳ３に移行する。

図５は、上記原子炉プラントの非発電状態のうち、原子炉を停止させた直後の蒸気及び水の流れを示す模式図である。
原子炉２を停止してから炉心２２の温度が低下するまでの間、蒸気発生器４で蒸気が発生する状態が維持される。
そのため、バイパス、タービン停止ステップＳ３では、まず、制御部１２０は、蒸気バイパス系統１３０によりタービン５をバイパスさせてタービン５を停止させつつ、蒸気発生器４による蒸気Ｗｓの発生が実質的に停止するまで、蒸気Ｗｓを復水器６で復水させる。具体的には、図５に示すように、制御部１２０は、第一制御弁１１１、第二制御弁１１２、第三制御弁１１３、第四制御弁１１４、第五制御弁１１５、第七制御弁１４１、及び第八制御弁１４２を閉塞状態とし、第六制御弁１１６、第九制御弁１４３、及び第十制御弁１４４を開放状態とする。これにより、蒸気発生器４で発生した蒸気Ｗｓのタービン５への流路が遮断され、タービン５が停止し、発電機５１における発電量もゼロとなる。このようにして、蒸気循環系統９は、非発電状態に切り替わる。

バイパス、タービン停止ステップＳ３では、その後、制御部１２０は、炉心２２の温度が低下して蒸気発生器４による蒸気Ｗｓの発生が実質的に停止すると、図３に示すように、第一制御弁１１１、第三制御弁１１３、及び第九制御弁１４３を閉塞状態とし、第二制御弁１１２、第四制御弁１１４、第五制御弁１１５、第六制御弁１１６、第七制御弁１４１、第八制御弁１４２、及び第十制御弁１４４を開放状態とする。これにより、蒸気発生器４で加熱された水Ｗは、供給管９１からバイパス管１０１に流入し、気水分離器１０３により気水分離される。気水分離器１０３により分離された水Ｗは、再循環ポンプ１０２により、蒸気発生器４に戻される。つまり、水Ｗは、蒸気発生器４、気水分離器１０３、及び再循環ポンプ１０２を循環する。その一方で、気水分離器１０３で分離された蒸気Ｗｓは、接続部Ｃ２から供給管９１に戻されて、蒸気バイパス管１３１を経て復水器６に供給される。復水器６によって復水された水Ｗは、給水ポンプ９３により蒸気発生器４に戻される。ここで、例えば、バイパス系統１００を循環する水Ｗの温度が低下し過ぎた場合、復水器６によって復水された水Ｗは、蒸気発生器４に戻さなくてもよい。なお、原子炉２を停止した後に蒸気発生器４による蒸気Ｗｓの発生が停止したことは、原子炉２の停止からの経過時間（例えば、１２時間程度）や、温度センサ９５、９６の検出結果（熱媒体の温度）等により判断することができる。

このようにして、蒸気発生器４で加熱された水Ｗをバイパス管１０１に流通させ、タービン５をバイパスして蒸気発生器４に戻すことで、蒸気発生器４の入口側での水Ｗの温度低下が抑えられる。これにより、蒸気発生器４の出口側での水Ｗの温度低下が抑えられる。蒸気発生器４における水Ｗの温度低下が抑えられると、原子炉２を再起動する際に、蒸気発生器４において迅速に蒸気Ｗｓを発生させることができる。

バイパス、タービン停止ステップＳ３において、蒸気発生器４で加熱された水Ｗをバイパス系統１００のバイパス管１０１を用いて循環（流通）させている状態では、制御部１２０は、蒸気発生器４で加熱される水Ｗの温度及び圧力を一定とするため、気水分離器１０３の液位を制御する。ここで、蒸気温度及び気水分離器１０３の液位は、上記圧力の変動によって変動する。そのため、必要に応じて、開閉弁１０７を開放するか、もしくは気水分離器１０３の液位が規定値以上に上昇しないように余剰水を、分岐管１０５を通して復水器６に回収する。
また、蒸気発生器４の加熱が過多である場合、蒸気Ｗｓが多く発生し、気水分離器１０３の液位が低下する。このような場合、制御部１２０によって第四制御弁１１４を開放することで、給水管１０６からバイパス管１０１内へ注水され、気水分離器１０３の液位を保つことも可能である。一方で、この注水による注水量が過多になった場合、気水分離器１０３の液位が上昇する。このような場合、制御部１２０は、第四制御弁１１４を閉塞することでバイパス管１０１内への注水を停止させる。

原子炉再起動判定ステップＳ４において、制御部１２０は、再生可能エネルギーを用いた他の発電システム（図示無し）における発電量が、予め設定した設定値を下回ったか否かを、所定時間毎に確認する。他の発電システム（図示無し）における発電量が、予め設定した設定値を下回らない限り、制御部１２０は、一定時間毎に原子炉再起動判定ステップＳ４の処理を繰り返す。他の発電システム（図示無し）における発電量が、予め設定した設定値を下回った場合（原子炉再起動判定ステップＳ４の判定結果が「Ｙｅｓ」の場合）、制御部１２０は、原子炉再起動ステップＳ５に移行する。

原子炉再起動ステップＳ５では、原子炉２が再起動されて、制御部１２０は、第一制御弁１１１、第六制御弁１１６、及び第九制御弁１４３を開放状態、第二制御弁１１２、第四制御弁１１４、第五制御弁１１５、第七制御弁１４１、第八制御弁１４２、及び第十制御弁１４４を閉塞状態とする。これにより、図２に示すように、蒸気発生器４で発生させた蒸気Ｗｓが、タービン５に供給される。
ここで、原子炉２が停止している間、蒸気発生器４で加熱された水Ｗは、バイパス管１０１を通して循環されているため、蒸気発生器４の出口における水Ｗの温度低下が抑えられている。そのため、原子炉２が停止状態から再起動したときに、蒸気発生器４による蒸気Ｗｓの発生が速やかに再開され、タービン５を短時間で再起動させることができる。したがって、原子炉プラント１における発電量の変動（原子炉停止、再起動含む）を、より短時間で応答性良く実行することが可能となる。

なお、メンテナンス等のために、原子炉プラント１全体の作動を停止する場合には、上記のようなバイパス管１０１を通して蒸気発生器４に循環させるような制御は行わなくてもよい。

このような原子炉プラント１は、原子炉２の駆動を停止させた場合に、蒸気発生器４で加熱された水Ｗを、バイパス系統１００を通して、タービン５をバイパスして蒸気発生器４に循環させている。これにより、原子炉２の駆動を停止している間、原子炉２で生じる崩壊熱を利用して、蒸気発生器４を通る水Ｗを加熱し、水Ｗの温度低下を抑えることができる。したがって、原子炉２の駆動を停止させた状態から原子炉２を再起動するときに、蒸気発生器４で速やかに蒸気Ｗｓを発生させることが可能となる。その結果、原子炉２における発電量の変動（原子炉停止、再起動含む）を、より短時間で応答性良く実行することが可能となる。

上述した実施形態の原子炉プラント１は、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統として、蒸気循環系統９とバイパス系統１００と、を備え、蒸気循環系統９とバイパス系統１００とには同一の熱媒体として水Ｗが循環可能である。このように構成することで、蒸気循環系統９とバイパス系統１００とにおいて、水Ｗによって運ばれる、核分裂反応により発生する熱エネルギーを有効利用することができる。そのため、蒸気循環系統９で熱エネルギーの利用が低下した場合に、核分裂反応により発生する熱エネルギーを利用してバイパス系統１００を循環する熱媒体の温度低下を抑えることができる。

また、蒸気循環系統９では、核分裂反応により発生する熱エネルギーを有効利用して、発電を行うことができる。

さらに、核分裂反応により発生する熱エネルギーを利用して発電を行う蒸気循環系統９において、原子炉２の起動状態等に応じて、発電を行わない非発電状態とすることができる。

また、蒸気循環系統９は、蒸気発生器４を備える。これにより、蒸気発生器４において、核分裂反応により発生する熱エネルギーと熱交換することで、水Ｗを加熱することができる。
さらに、蒸気発生器４で加熱された水Ｗを、蒸気循環系統９をバイパスして蒸気発生器４に循環させることによって、循環する水Ｗの温度低下を抑えることができる。すなわち、核分裂反応により発生する熱エネルギーを利用して、バイパス系統１００を循環する水Ｗの温度低下を抑えることができる。これにより、原子炉プラント１における発電量を、より短時間で応答性良く変動（炉停止後の再起動含む）させることが可能となる。

また、流通経路切換部１１０は、原子炉２を停止させた場合、流通経路切換部１１０を切り換えバイパス系統１００に蒸気発生器４で加熱された水Ｗを流通させることで、蒸気発生器４に供給される水Ｗの温度低下を抑える。これにより、原子炉２を再起動させるときには、原子炉２の停止中に温度低下が抑えられた水Ｗにより、蒸気発生器４による蒸気Ｗｓの発生が速やかに再開され、これにより、タービン５が短時間で再起動して発電量が増加し、原子炉プラント１が速やかに再起動する。したがって、原子炉プラント１における発電量の変動（原子炉停止、再起動含む）を、より短時間で応答性良く実行することが可能となる。

上述した実施形態の原子炉プラント１は、給水管１０６でバイパス系統１００に外部から給水することで、蒸気発生器４に供給される水Ｗの温度や流量を調整することができる。これにより、蒸気発生器４から排出される水Ｗの温度が過度に高くなるのを抑えることができる。したがって、原子炉２の駆動を停止させた状態における蒸気Ｗｓの生成量を抑えることができる。また、蒸気排出部１０４から蒸気Ｗｓが外部に排出された分の水Ｗを、給水管１０６から補給することができる。

さらに、給水管１０６が、給水流量の調整機能を備えることで、原子炉２の起動状態等に応じて、蒸気循環系統９をバイパスするバイパス系統１００に給水する水Ｗの絶対量を調整することができる。

また、制御部１２０により、原子炉２の起動状態に応じて、バイパス系統１００における水Ｗの循環の有無を制御することができる。

また、上述したような原子炉プラント１の運転方法によれば、原子炉プラント１における発電量の変動（炉停止、再起動含む）を、より短時間で応答性良く実行することが可能となる。

（その他の変形例）
なお、この発明は、上述した実施形態に限定されるものではなく、この発明の趣旨を逸脱しない範囲において、上述した実施形態に種々の変更を加えたものを含む。すなわち、実施形態で挙げた具体的な形状や構成等は一例にすぎず、適宜変更が可能である。
例えば、上記実施形態では、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ熱媒体として水Ｗが循環可能な複数の系統として、蒸気循環系統９とバイパス系統１００と、を備えるようにしたが、これに限らない。例えば、蒸気循環系統９やバイパス系統１００を、それぞれ複数、並列に設けてもよい。
また、蒸気循環系統９において、タービン５を、並列、直列に複数備えることも可能である。

また、上記実施形態では、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統のうち、一つのバイパス系統１００は、蒸気発生器４を通った水Ｗを、蒸気循環系統９をバイパスして蒸気発生器４に循環させるようにしたが、これに限らない。炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統のうち、一つの系統は、様々な用途で、水Ｗの熱エネルギーを有効利用することができる。
例えば、図６に示すように、炉心２２における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ水Ｗが循環可能な複数の系統のうち、一つのバイパス系統１００に、水Ｗの熱エネルギーを利用する熱発電機１５０等を備えるようにしてもよい。また、このようにバイパス系統１００に熱発電機１５０を備える場合、図６に示すように、熱発電機バイパス路２００と、二つの制御弁１９０Ａ，１９０Ｂを設けてもよい。熱発電機バイパス路２００は、熱発電機１５０をバイパスする流路を形成するために熱発電機１５０の上流側の流路と下流側の流路とを連通させている。制御弁１９０Ａは、熱発電機バイパス路２００への水Ｗの流入量を調節可能とされている。制御弁１９０Ｂは、熱発電機１５０への水Ｗの流入量を調節可能とされている。このように構成することで、制御弁１９０Ａ，１９０Ｂによって、バイパス系統１００を流れる水Ｗのうち、熱発電機１５０に流入する水Ｗの割合を調節することが可能となる。

さらに、上記実施形態では、他の発電システムにおける発電量が、予め設定した設定値を上回る、若しくは、設定値以下となった場合に、原子炉プラント１による発電量を変化させる場合について説明した。しかし、夜間のみ発電させるなど、タイマー等を用いて所定の時間に発電量を変化させるようにしてもよい。
また、上記実施形態の原子炉プラント１では、二次冷却系統８を備えていたが、原子炉プラント１は、二次冷却系統８を備えるものに限られない。
これ以外にも、例えば、原子炉プラント１の各部の構成、原子炉プラント１の運転方法の細部は、本発明の主旨の範囲内で適宜変更可能である。

１ 原子炉プラント
２ 原子炉
３ 中間熱交換器
４ 蒸気発生器（熱交換器）
５ タービン
６ 復水器
７ 一次冷却系統
８ 二次冷却系統
９ 蒸気循環系統（熱エネルギーを発電に利用する系統）
２１ 原子炉容器
２２ 炉心
３１ 熱交換器本体
３２ 伝熱管
４１ 蒸気発生器本体
４２ 伝熱管
５１ 発電機
７１ 配管
７２ 配管
８１ 接続管
８２ 配管
８３ 流通管
８４ 空気冷却器
８５ 制御弁
９１ 供給管
９２ 戻り管
９３ 給水ポンプ
９５ 温度センサ
９６ 温度センサ
１００ バイパス系統
１０１ バイパス管
１０２ 再循環ポンプ
１０３ 気水分離器
１０４ 蒸気排出部
１０５ 分岐管
１０６ 給水管（外部給水部）
１０７ 開閉弁
１０８ 分岐管
１１０ 流通経路切換部
１１１ 第一制御弁
１１２ 第二制御弁
１１３ 第三制御弁
１１４ 第四制御弁
１１５ 第五制御弁
１１６ 第六制御弁
１１８ 制御弁
１２０ 制御部
１３０ 蒸気バイパス系統
１３１ 蒸気バイパス管
１４１ 第七制御弁
１４２ 第八制御弁
１４３ 第九制御弁
１４４ 第十制御弁
１５０ 熱発電機
１９０Ａ，１９０Ｂ 制御弁
２００ 熱発電機バイパス路
Ｌ１ 一次冷却材
Ｌ２ 二次冷却材
Ｓ１ 原子炉停止判定ステップ
Ｓ２ 原子炉停止ステップ
Ｓ３ バイパス、タービン停止ステップ
Ｓ４ 原子炉再起動判定ステップ
Ｓ５ 原子炉再起動ステップ
Ｗ 水（熱媒体）
Ｗｓ 蒸気

Claims (12)

1. 炉心を備える原子炉と、
   前記炉心における核分裂反応により発生する熱エネルギーを運ぶ熱媒体が循環可能な複数の系統と、を備え、
   前記複数の系統のうち、少なくとも２つの系統には同一の熱媒体が循環可能である
   原子炉プラント。
2. 前記少なくとも２つの系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱エネルギーを発電に利用する
   請求項１に記載の原子炉プラント。
3. 前記熱エネルギーを発電に利用する系統を、非発電状態に切り替え可能である
   請求項２に記載の原子炉プラント。
4. 前記複数の系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱媒体が水である熱交換器を備える
   請求項３に記載の原子炉プラント。
5. 前記少なくとも２つの系統のうち、少なくとも一つの系統は、前記熱交換器を通った前記水を、前記発電に利用する系統をバイパスして前記熱交換器に循環させる
   請求項４に記載の原子炉プラント。
6. 前記原子炉が起動している場合、前記熱エネルギーを発電に利用する系統に前記水を流通させ、前記原子炉が停止している場合、前記水を、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に流通させる流通経路切換部を、前記熱エネルギーを発電に利用する系統内に、さらに備える
   請求項５に記載の原子炉プラント。
7. 前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に、外部から給水可能な外部給水部をさらに備える
   請求項５又は６に記載の原子炉プラント。
8. 前記外部給水部が、給水流量の調整機能を備える
   請求項７に記載の原子炉プラント。
9. 前記原子炉の起動状態に応じて、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統における前記水の循環を制御する制御部をさらに備える
   請求項５から８の何れか一項に記載の原子炉プラント。
10. 前記原子炉は高速炉である
    請求項４から９の何れか一項に記載の原子炉プラント。
11. 請求項５から１０の何れか一項に記載の原子炉プラントの運転方法であって、
    前記原子炉が起動している状態で、前記熱エネルギーを発電に利用する系統に前記水を流通させるステップと、
    前記原子炉が停止された状態で、前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に前記水を流通させるステップと、
    前記原子炉を再起動するステップと、を含む
    原子炉プラントの運転方法。
12. 前記熱エネルギーを発電に利用する系統をバイパスする系統に前記水を流通させるステップでは、前記水の温度を、予め定めた範囲内となるよう調整する
    請求項１１に記載の原子炉プラントの運転方法。

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