JP4724848B2 - 核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置 - Google Patents

核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置 Download PDF

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Description

本発明は、１次系ブレイトンサイクルと２次ブレイトンサイクルとから構成され、高温ガス炉を備えた核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置に関するものである。
第４世代原子炉において殆どの場合、ブレイトンサイクルが採用される予定である。これは、機器がより小型で、より大きな出力を得られること、高温を出しうること、熱的効率が従来の原子炉プラントに用いられているランキンサイクルと比較し高いことに起因する（例えば、非特許文献１）。
しかしながら要求される技術ハードルも高く、現状、ブレイトンサイクルの経済的優位性を十分に証明しきってはいない。それは以下の２点の課題による。
ｉ）原子炉燃料、原子炉構成部材の強度上の限界のためブレイトンサイクルを用いるに値する高温を原子炉で発生させることができない。第４世代原子炉においても、原子炉出口温度が1000℃程度である。一方、現存する化石燃料によるブレイトンサイクルはタービン入口温度で1200〜1500℃を実現している。
ii）現状の原子炉温度条件では、現存するランキンサイクルよりも十分に高い効率を達成するには設計対策が必要となり、このことは、経済性を不利にする。
例えば、従前のブレイトンサイクルであるＰＢＭＲにおいても、設計条件は、原子炉出口で700℃、7ＭＰaであり、推定される効率は43％である（例えば、非特許文献２）。原子炉出口温度が高いにもかかわらず、効率は、原子炉出口温度500℃で設計されたランキンサイクル型原子炉と同程度である。その他のブレイトンサイクル発電プラントの例としては、文献[3]より、ＳＭＦＲが原子炉510℃、20ＭＰa条件下で設計効率は38％程度である（例えば、非特許文献３）。これは原子炉温度が低いことに起因する(例えば、非特許文献４)。さらに、従前の原子力ブライトンサイクルは高効率を狙うあまり、より複雑なものとなり（例えば、中間冷却追加、部分冷却あるいは多重パス圧縮等）、これによりプラントの経済性に悪影響を及ぼす結果となっている。
"A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems" U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, December 2002. "Gas turbine power conversion systems for modular HTGRs " IAEA-TECDOC-1238, August 2001 "Research and development of supercritical water cooled reactor (SCWR) in Japan", Proc. of Global 2005, Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005 "A case for small modular fast reactor". Proc. of Global 2005, Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005
前記のとおり、事実、1000℃という原子炉温度上限の下では、従来型のランキンサイクル発電プラントに対して従前の原子力ブレイトンサイクル発電プラントがその高効率性、高経済性を示すのは困難である。
本発明は、核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)を採用することにより上記問題を解決するものである。核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システムは、１つまたは複数の種類の原子炉を有しており、その内の１つは、少なくとも800〜1000℃を実現可能な原子炉であり、これを熱源として高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）を形成する。そのほかに超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)を連結して用いる。核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)の特徴の一つは、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）を他のループと独立して発電させる一方、その顕熱を超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)へと伝え、全体効率をより高いものにしている点にある。
これらは、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)ともにブレイトンサイクルを形成することにより得られるものである。より、明確には、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)ともに気相での運用のみであり、設計上の問題となりうる蒸発、凝縮といった流体の相変化を避けて運用することとする。さらに、双方のサイクルとも単一パスでのガス圧縮のみを用いており、多重パスでの圧縮、凝縮水ポンプ等運用の障害となりうるものを除外している。本発明のその他の特徴としては、一種類以上の原子炉を用いる可能性をもっていることにある。このことは燃料資源の節約、核廃棄物の削減の可能性を与える。
原子炉プラントの効率向上は、経済性、環境に対し利益をもたらす。特に、このような高効率原子力プラントは資源節約と環境保存の観点から多様な種類の燃料を利用できることが望まれる。本発明の核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)は、双方の問題を解決する。核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)は、従来の原子炉の効率を遥かに越えており、単純で小さく、また多様な原子炉及び燃料を用いることができる。本発明は原子炉発電システム分野における最先端技術に関して、技術面、経済性、環境面における重要な発展と、現在及び将来の応用の技術的見通しを高めるものである。
本発明の基本となるブレイトンサイクルはタービン、圧縮機、発電機、再生熱交換器、前置冷却器から構成される。高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）の作動流体としては、ヘリウムまたは、ヘリウムとネオン、窒素、炭酸ガス等の密度の高い気体との混合物が望ましいが、要求があれば、窒素、炭酸ガスを作動流体として用いることも可能である。多様な作動流体が用いられることは、発電プラントに多様な原子炉の適合を可能とする。超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)で用いる作動流体は相変化を伴わないことが要求される。つまりサイクルの運転は、炭酸ガスの臨界状態を超えた範囲での運用が要求される。高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）にて用いる原子炉は超高温ガス炉が望ましい。加熱された作動流体はタービンにて膨張、発電を行う。タービン出口作動流体の顕熱は、熱交換器を介して超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)の作動流体に伝えられる。
即ち、本発明の基本的なシステム装置の構成は、図１等に示されるとおり、１次系ブレイトンサイクル１１と２次ブレイトンサイクル１２とから構成され、熱源として高温ガス炉を備えた核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置であって、
１次系ブレイトンサイクルが、作動流体２６、タービン２１、圧縮機２２、発電機２３、圧縮機と発電機を結合するシャフト２０、圧縮機出口作動流体をタービン出口作動流体を用いて予熱する再生熱交換器２４、圧縮機上流にて作動流体を冷却する冷却器２５、及び作動流体を内包する配管系から構成され、且つ
２次ブレイトンサイクルが、超臨界炭酸ガス３６、タービン３１、圧縮機３２、発電機３３、圧縮機と発電機を結合するシャフト３０、タービン上流にて超臨界炭酸ガスを加熱する加熱器３７、圧縮機出口超臨界炭酸ガスを１次系ブレイトンサイクルの前置冷却器上流作動流体を用いて予熱する熱交換器３８、圧縮機出口超臨界炭酸ガスをタービン出口超臨界炭酸ガスを用いて予熱する再生熱交換器３４、圧縮機上流にて超臨界炭酸ガスを冷却する前置冷却器３５、及び超臨界炭酸ガスを内包する配管系から構成される、前記システム装置である。
本発明の代替の具体案は、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)を第２の原子炉で加熱する方法である。第２の原子炉の型式としては、ナトリウムまたはガス流体利用の高速炉が望ましいが、その他のガス流体を高温にしうるタイプとして、鉛冷却高速炉、溶融塩炉、黒鉛ガス冷却炉等も考えられる。この場合、必須となるのは、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)の圧縮機出口の作動流体へ、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）の顕熱を、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）の作動流体が前置冷却器にて冷却される前に熱交換器を介して伝えることである。本発明における原子炉の加熱は、双方のサイクルにおいても、直接加熱でもよいし、間接加熱でもよい。直接加熱は、構造が小さく単純化される一方、間接加熱は、サイクルのメンテナンスにおいて、放射線物質による汚染を考慮することなく実施できる利点を有する。
本発明の核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)についは、少なくともその内の１つは、高温を出しうる高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）であり、もう一方は超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)により構成され、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）は他のループと独立して発電する一方、その顕熱を超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)へと伝え、建物全体効率をより高いものにしている。そこで、本発明は、効率的には、従来の原子炉の効率を遥かに越えており、これらは、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)ともにブレイトンサイクルを形成することにより得られるものである。
又、本発明においては、高温ブレイトンサイクル（ＨＢＣ）、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)ともに気相での運用であるので、設計の障害となりうる蒸発、凝縮といった流体の相変化を避けて運用することとする。
さらに、双方のサイクルとも単一パスでのガス圧縮のみを用いており、多重パスでの圧縮、凝縮水ポンプ等運用の障害となりうるものを除外しているので、本発明では、一種類以上の原子炉を用いる可能性をもっており、燃料資源の節約、核廃棄物の削減の可能性を与える。
又、本発明におけるように、原子炉プラントにおいてシステムを複雑化させることなく効率を向上させることは、経済性、環境に対し大きな利益をもたらす。特に、このような高効率原子力プラントは資源節約と環境保存の観点から多様な種類の燃料を利用できることが望まれるので、本発明である核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム(ＮｕＤＢＣ)は双方の問題を解決する。
本発明の核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システムの概略を図１に示す。システムは高温ガス炉(ＨＴＲ)１０、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２から構成される。
より明確には、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１は、シャフト２０、タービン２１、圧縮機２２、発電機２３、再生熱交換器２４、前置冷却器２５から構成される。高温ブレイトンサイクルは、閉じた系であり、ある特定の作動流体(ＰＷＧ)２６を内包している。
超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２は、シャフト３０、タービン３１、圧縮機３２、発電機３３、再生熱交換器３４、前置冷却器３５、加熱器３７、熱交換器３８から構成される。超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルは閉じた系であり、超臨界炭酸ガスガス(ＳＣＯ２)３６を内包している。
高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２ともにブレイトンサイクルにより運転され、蒸発、凝縮といった流体の相変化を避けて、このことにより、キャビテーション等による運用面での問題を回避している。
また、双方のサイクルは単一パスでのガス圧縮のみを用いており、部分冷却、多重パスでの圧縮、凝縮水ポンプといったものを除外している。これは、気液混合状態による運転は複雑になり、仮に液相も用いて運用するとなると、内部流体を低温にしなければならず、これを避けるためである。
作動流体(ＰＷＧ)２６は、高温ガス炉(ＨＴＲ)１０により直接加熱され、高温ガス炉(ＨＴＲ)燃料、構成部材の耐えうる温度、約800〜1000℃となる。高温ガス炉(ＨＴＲ)１０より出た作動流体は配管を通りタービン２１へと入り、タービン内での作動流体の膨張によりシャフト２０を介して圧縮機２２及び発電機２３が駆動する。タービンを出た作動流体の温度は約500〜900℃まで低下し、再生熱交換器２４の一方の経路へと至る。再生熱交換器２４にて、本作動流体は、もう一方の経路の作動流体を加熱する。再生熱交換器２４を出た作動流体２６の温度は約150〜300℃まで低下し、熱交換器３８の一方の経路へと至る。熱交換器３８により、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１と超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２は熱的に接続され、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１での顕熱は超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)へと運転に影響を与えることなく伝えられ、高熱効率化へ寄与している。熱交換器３８を出た作動流体２６は、前置冷却器２５を通り、ここで約30℃まで冷却される。
前置冷却器２５出た後、作動流体２６は圧縮機２２へと入り、圧縮される。圧縮機２２で圧縮された作動流体は再生熱交換器２４の一方の経路へと至り、タービン出口からの作動流体により加熱される。再生熱交換器２４にて予熱された作動流体は高温ガス炉(ＨＴＲ)１０へと戻り、再び加熱され、タービン２１へと至り、サイクルが形成される。
超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２では、超臨界炭酸ガス(ＳＣＯ２)３６が、加熱器３７により直接加熱され、約500〜800℃となる。加熱器３７より出た炭酸ガスは配管を通りタービン３１へと入り、タービン内での炭酸ガスの膨張によりシャフト３０を介して圧縮機３２及び発電機３３が駆動する。タービンを出た炭酸ガスは、再生熱交換器３４の一方の経路へと至り、もう一方の経路の炭酸ガスを加熱する。再生熱交換器３４を出た炭酸ガス３６は、前置冷却器３５を通り冷却される。冷却は、炭酸ガスが気体として存在しうる31℃かつ7.4ＭＰaより手前までで行われ、すぐ下流の圧縮機３２で、凝縮しキャビテーション等の運転阻害が起こることが無い様考慮されている。前置冷却器３５出た後、炭酸ガス３６は圧縮機３２へと入り、圧縮される。圧縮機３２で圧縮された炭酸ガスは、２方へ分岐する。一方は、再生熱交換器３４の一方の経路へと至り、タービン出口からの炭酸ガスにより加熱される。もう一方の流れは、熱交換器３８の一方の経路へと至り、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)からの作動流体２６により加熱され、さらに下流の再生熱交換器３４にて、タービン出口からの炭酸ガスにより加熱される。この分岐した流れは、再生熱交換器３４内または外部で合流する。再生熱交換器３４にて予熱された炭酸ガスは加熱器３７へと戻り、再び加熱され、タービン３１へと至り、サイクルが形成される。
図２が本発明の代替具体案の概要であり、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２の加熱器３７の変わりに中間熱交換器３９及びそれに付随する配管を配し、間接的に炭酸ガス３６を加熱するものである。直接加熱法は構造が単純でありプラントの経済性を高めることができる。一方、間接加熱を用いれば放射性物質からの汚染を回避することができ、加熱器３７と超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２に作用しうる悪影響を回避できる。加熱器３７の熱源としては、核熱利用、流体による熱交換、電気、化石燃料、水素利用等が考えられる。
図３は本発明の他の代替具体案の概要であり、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２の加熱器３７の変わりに原子炉４０を用いたものである。原子炉４０は高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)に使用の高温ガス炉(ＨＴＲ)１０と同様でも、異なっていてもよい。高温ガス炉(ＨＴＲ)１０と同様の原子炉を用いることにより、運転は簡素化される。一方、異なる型式の原子炉を用いることにより、用いる燃料の種類の多様化を可能とし、核廃棄物の削減にも寄与しうる。
図４は本発明の他の代替具体案の概要であり、図１とそれらの同様の部分は同じ参照番号で指定し、詳細に説明しない。図４に示されるように、熱交換器３７を高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１のタービン２１出口に配して、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１の作動流体２６を加熱源とする。本発明の特徴は、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２の熱源を共に高温ガス炉(ＨＴＲ)１０とする点にある。発生した熱の高温領域を高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１が、中低温領域を超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２が用いる。この熱利用方法を用いることにより、全効率は商用プラントに匹敵するものとなる。
図５は本発明の他の代替具体案の概要であり、図１とそれらの同様の部分は同じ参照番号で指定し、詳細に説明しない。図５に示すように、中間熱交換器４２及び付随する配管を配することにより、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１を間接的に加熱するものである。直接加熱法は構造が単純でありプラントの経済性を高めることができる。一方、間接加熱を用いれば放射性物質からの汚染を回避することができる。
図６は本発明の他の代替具体案の概要であり、図１とそれらの同様の部分は同じ参照番号で指定し、詳細に説明しない。図６に示すように、高温ブレイトンサイクル(ＨＴＢＣ)１１のシャフト２０と、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクル(ＳＣＢＣ)１２のシャフト３０とにより一つの発電機２３を駆動させるものである。本発明により、本システムを構成する部材は減り、結果、経済性、効率の向上が見込める。
本発明においては、多くの変更が可能であるので、熱源は高温ガス炉だけでなく溶融塩等を用いた超高温ガス炉、高速炉を使用しても実施でき、又、複数のタービン、圧縮機をシャフト構成を見直すことにより圧縮機に中間冷却を含む場合にも応用できる。
同様に、本発明における設備の全体配置についても、事実上、多くの修正と変更が可能であるので、利用範囲も発電に限ったものではなく、水素製造、排熱利用、純水生成等への使用も含むことができる。
本発明に従って、原子炉を熱源とする高温ブレイトンサイクルと超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルにより構成されるコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。 本発明の代替具体案に従い、中間熱交換器とそれに付随する配管を附加し、間接的に超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルを加熱する機能を附加した図１のコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。 本発明の代替具体案に従い、第２の原子炉により超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルを加熱する機能を附加した図１のコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。 本発明の代替具体案に従い、超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルの加熱源として、高温ブレイトンサイクルのタービン出口作動流体を熱交換器を介して利用した図１のコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。 本発明の代替具体案に従い、高温ブレイトンサイクルの作動流体を間接的に原子炉で加熱する中間熱交換器及び付随する配管を持つ図１のコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。 本発明の代替具体案に従い、高温ブレイトンサイクル及び超臨界炭酸ガスブレイトンサイクルが１つの発電機を共用する際の図１のコンバインドブレイトンサイクルの概略図を示す図である。

Claims (19)

  1. １次系ブレイトンサイクルと２次ブレイトンサイクルとから構成され、熱源として高温ガス炉を備えた核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置であって、
    １次系ブレイトンサイクルが、作動流体、タービン、圧縮機、発電機、圧縮機と発電機を結合するシャフト、圧縮機出口作動流体をタービン出口作動流体を用いて予熱する再生熱交換器、圧縮機上流にて作動流体を冷却する冷却器、及び作動流体を内包する配管系から構成され、且つ
    ２次ブレイトンサイクルが、超臨界炭酸ガス、タービン、圧縮機、発電機、圧縮機と発電機を結合するシャフト、タービン上流にて超臨界炭酸ガスを加熱する加熱器、圧縮機出口超臨界炭酸ガスを１次系ブレイトンサイクルの前置冷却器上流作動流体を用いて予熱する熱交換器、圧縮機出口超臨界炭酸ガスをタービン出口超臨界炭酸ガスを用いて予熱する再生熱交換器、圧縮機上流にて超臨界炭酸ガスを冷却する前置冷却器、及び超臨界炭酸ガスを内包する配管系から構成される、前記システム装置。
  2. ２次ブレイトンサイクルの超臨界炭酸ガスを間接的に加熱する中間熱交換器及び付随する配管を持つ請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  3. ２次ブレイトンサイクルの加熱器の熱源として、電気、流体による熱交換、化石燃料及び／又は水素を利用した請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  4. ２次ブレイトンサイクルの加熱器の熱源として、原子炉を利用した請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  5. ２次ブレイトンサイクルの加熱器の熱源として、１次ブレイトンサイクルのタービン出口作動流体を熱交換器を介して利用した請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  6. １次ブレイトンサイクルの作動流体を間接的に原子炉で加熱する中間熱交換器及び付随する配管を持つ請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  7. １次ブレイトンサイクル及び２次ブレイトンサイクルが１つの発電機を共用する請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  8. 利用先として発電と共に、産業用熱製造、水素製造、純水製造及び／又は地
    域熱利用機能を有する請求項１記載のサイクル発電システム装置。
  9. １次ブレイトンサイクルの作動流体として、ヘリウム、窒素、炭酸ガス又は
    ヘリウムとそれより密度の重い気体の混合気体を用いた請求項１記載のサイ
    クル発電システム装置。
  10. １次ブレイトンサイクルに複数のシャフトを用いた請求項１記載のサイク
    ル発電システム装置。
  11. ２次ブレイトンサイクルに複数のシャフトを用いた請求項１記載のサイク
    ル発電システム装置。
  12. １次ブレイトンサイクルに複数の圧縮機を用いた請求項１記載のサイクル
    発電システム装置。
  13. １次ブレイトンサイクルに中間冷却を有する圧縮機を用いた請求項１記載
    のサイクル発電システム装置。
  14. ２次ブレイトンサイクルに複数の圧縮機を用いた請求項１記載のサイクル
    発電システム装置。
  15. ２次ブレイトンサイクルに中間冷却を有する圧縮機を用いた請求項１記載
    のサイクル発電システム装置。
  16. １次ブレイトンサイクルに複数のタービンを用いた請求項１記載のサイク
    ル発電システム装置。
  17. １次ブレイトンサイクルに中間加熱を有するタービンを用いた請求項１の
    サイクル発電システム装置。
  18. ２次ブレイトンサイクルに複数のタービンを用いた請求項１記載のサイク
    ル発電システム装置。
  19. ２次ブレイトンサイクルに中間加熱を有するタービンを用いた請求項１記
    載のサイクル発電システム装置。



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