JP7524316B2 - 負荷追従発電を有する原子力熱プラント - Google Patents

Description

発明の詳細な説明

〔関連出願の相互参照〕
本出願は、２０２０年３月９日に出願された米国仮出願第６２／９８６，９０２号の３５ Ｕ．Ｓ．Ｃ§１１９（ｅ）に基づく利益を主張するものである。また、本出願は、２０２０年４月１３日に出願されたＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０２８０１１の一部継続出願である。当該ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０２８０１１は、２０１９年４月１２日に出願された米国仮出願第６２／８３３，６２３号および２０１９年１０月３１日に出願された米国仮出願第６２／９２９，００３号の３５ Ｕ．Ｓ．Ｃ§１１９（ｅ）に基づく利益を主張するものである。これらはすべて「負荷追従発電を有する原子力熱プラント（ＮＵＣＬＥＡＲ ＴＨＥＲＭＡＬ ＰＬＡＮＴ ＷＩＴＨ ＬＯＡＤ－ＦＯＬＬＯＷＩＮＧ ＰＯＷＥＲ ＧＥＮＥＲＡＴＩＯＮ）」と題されており、その開示はその全体が参照により援用される。

〔背景〕
本開示の分野は原子炉に関し、より具体的には、改善された安全性および負荷追従能力を有する熱を生成するための原子炉に関する。

原子炉から電力を生成するための従来の方法およびシステムは、原子炉の始動前に、原子炉が原子力アイランド（nuclear island）の有意な計画、構築、および規制認可を受けることを必要とする。原子炉は、原子力熱エネルギーを電力に変換するための動力サイクルに接続され、典型的には、作動流体として水を使用する蒸気タービンによって変換される。このように作動する原子炉は数十年前からあるが、典型的な構成にはいくつかの欠点がある。

例えば、原子炉領域、燃料取り扱いシステムおよびエネルギー変換システムを含む原子力アイランドは、通常、高温および高圧で運転され、これは大型格納構造物を必要とする。さらに、原子力アイランドに位置する構造物はまた、運転するために、検査され、規制当局によって原子力認可を与えられなければならず、これは、長期にわたる、費用のかかる努力である。

さらに、原子炉は、機能不全の装置が原子力プラントの自動停止を引き起こすような、プラントの残部の間違いに左右される。最後に、原子力発電所は、出力の急激な変化に対して設計されておらず、したがって、電力網からの負荷需要に効率的に追従することができない。

原子力プラントは他の形態の発電に比べて、数多くかつ大きな利点を提供するが、熱エネルギーを生成、蓄積、変換するためのより安全で、より柔軟性があり、効率的なシステム、ならびに以下の説明から明らかになる他の特徴をもたらす改善を提供することが望まれる。

〔発明の概要〕
ある実施形態によれば、原子力発電所は、多数の利点を提供する原子力熱プラントとして再構成、再配置、および運転することができる。例えば、原子力発電所は、熱エネルギーを供給するために再構成され、運転されることができ、熱エネルギーは、敷地外の蓄熱システムに輸送されることができる。蓄熱システムは、次に、熱エネルギーを工業熱、電気または他の何らかの有用な目的に変換するエネルギー変換プラントに結合されることができる。エネルギー変換システムを含むプラントの残部から原子炉を切り離すことにより、実現できる多くの利点がある。

例えば、原子力アイランドに設置されている装置が少なくなれば、規制認可をはるかに効率的に行うことができる。いくつかの原子炉では、冷却材がナトリウムなどの液体金属によって供給される。ナトリウムが水に遭遇すると、得られる反応は発熱性およびエネルギー性であり、安全システムは、この反応を阻害して、この反応が起こった場合にこの反応を封じ込めるために配置されなければならない。原子炉から離れたところに蒸気プラントを設けることによって、原子炉は、原子力発電所と併せて典型的に使用され得る任意の水含有システムから隔離される。

加えて、複数の原子力熱プラントを共有蓄熱システムに結合することができ、これにより、コストおよび建設時間の点で利点が得られるとともに、原子力熱プラント全体に影響を及ぼすことなく１つ以上の原子炉を停止することができるので、保守の容易さがもたらされ、原子力熱プラントは、エネルギー変換システムに直接結合された場合よりも、高い需要期間において、より多くのエネルギーを効果的に供給することができる。

以下の説明は、ナトリウム原子炉プラント、ならびに他の燃料、冷却材、および技術を使用する原子炉プラントの経済性のための進歩的な可能性を提供する概念を提供する。これらの進歩は、コストやスケジュールの不確実性を抑える技術を想像し直すことや、電力と熱の両方を消費体に供給することなどによって収益源を拡大することから生じる可能性がある。経済的利点に加えて、政策問題（送電網の信頼性、武器の拡散抵抗性、輸出可能性、現場での容易利用可能性など）を解決する能力を確保し、便益の実現を可能にすることができる。

〔図面の簡単な説明〕
本開示の特徴、利点、および原理のより良い理解は、例示的な実施形態を記載する以下の詳細な説明、および添付の図面を参照することによって得られるであろう。

図１は、典型的な原子力発電所を示す。

図２は、ある実施形態に従った、発電プラントから切り離された原子力熱プラントを示す。

図３は、ある実施形態に従った、蓄熱プラントに結合された原子力熱プラントを示す。

図４は、ある実施形態に従った、任意の補助蓄熱を有する遠隔蓄熱プラントに結合された原子力熱プラントを示す。

図５は、ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔蓄熱システムに結合された原子力熱プラントを示す。

図６は、例示的な工業加熱用途および必要な温度を示す。

図７は、ある実施形態に従った、複数の熱源が、共通の蓄熱およびエネルギー変換システムを共有するエネルギーシステムを示す。

図８は、ある実施形態に従った、複数の熱源が、共通の蓄熱およびエネルギー変換システムを補助電力システムと共有するエネルギーシステムを示す。

図９は、ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔蓄熱システムと、補助熱利用と、に結合された原子力熱プラントを示す。

図１０は、ある実施形態に従った、複数の形態の熱エネルギー生成器が共通の蓄熱システムおよび共通の動力変換システムに結合されたハイブリッドエネルギーシステムを示す。

図１１は、ある実施形態に従った、統合エネルギー蓄積ブロックによって原子力ブロックが動力ブロックから切り離されたエネルギーシステムを示す。

図１２Ａは、ある実施形態に従った、原子力熱プラントを有する統合エネルギーシステムを示す。

図１２Ｂは、ある実施形態に従った、中間熱ループがシステムアーキテクチャから除かれた、原子力熱プラントを有する統合エネルギーシステムを示す。

図１３Ａは、ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器の一実施形態の斜視図を示す。

図１３Ｂは、ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器の一実施形態の斜視図を示す。

図１４Ａは、ある実施形態に従った、円筒多管式熱交換器を有する原子力熱プラントの模式図を示す。

図１４Ｂは、ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器を有する原子力熱プラントの模式図を示す。

図１５は、ある実施形態に従った、超臨界二酸化炭素動力サイクルを利用する統合エネルギーシステムの模式図を示す。

図１６は、ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔超臨界二酸化炭素動力サイクルに結合された原子力熱プラントの模式図を示す。

図１７は、ある実施形態に従った、蓄熱システムおよび動力サイクルシステムに原子力熱プラントが熱エネルギーを供給する統合エネルギーシステムの模式図を示す。

〔詳細な説明〕
以下の詳細な記載は、本明細書に開示される実施形態に従って、本発明に記載される本発明の特徴および利点をより良く理解することを提供する。詳細な記載は多くの具体的な実施形態を含むが、これらは例としてのみ提供され、本明細書に開示される発明の範囲を限定するものとして解釈されるべきではない。

原子力のコストは重要であり、注目に値するが、原子力の収益側と政策側は等しく焦点を当てる価値がある。原子力のコストは、ベース負荷発電の高度に規制された商品化された市場に参入する一方で、商業的魅力を記述する上で重要な指標である。規制負担を軽減し、商業市場の機会を広げるアプローチを見つけることは、適度なコスト増加のために収益を増加させる進歩的な経済変化への鍵である。政策問題に対する技術的解決を可能にすることはまた、夜間の建設コストの考慮において獲得することが困難な戦略的価値を有する。ＣＯ２排出がないというような現在は価値の低い属性を、ますます動的になっている送電網と統合する能力と共に活用することが、今後数十年間で、より価値のあるものになるであろう。

原子力エネルギーによる負荷追従のための運転費用の課題に加えて、電力の価格が「ピーカ」プラント（例えば、高需要またはピーク需要があるときにのみ運転され得る発電所）のように日々変動するので、ベース負荷発電は収益追従する能力を有さない。変化するエネルギー環境における原子力発電の競争力を改善するためには、原子力発電が全能力で稼働し、全出力発電に加えて市場の裁定取引（鞘取り取引、アービトラージ）（ａｒｂｉｔｒａｇｅ）の機会にアクセスすることができるようにするための技術およびプロセスの革新が必要である。間欠的な再生可能エネルギーによる生産コストを電力価格が下回る時期には、原子力発電所は、負荷追従する電力需要のみの代わりとなる代替的な生産手段を必要とする。これは、間欠的な再生可能エネルギー源と比較して、原子力プラントの競争上の利点の理解を基本的に必要とする。これらの競争上の利点は、他の工業プロセスとの共同配置がエネルギー生産および製造プロセスにおける集中の経済性を達成するという要望および機会につながる。

風力、太陽光、その他の再生可能エネルギーと比較した原子力の特性の一つは、発電や熱出力に先立つ集中シャフト動力（ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｅｄ ｓｈａｆｔ ｐｏｗｅｒ）である。これらの差異を活用することにより、低価格のエネルギー生産時に、より効率的にエネルギーを蓄積するか、または別の販売可能な製品を作るかのいずれかの競争上の利点を規定することができる。多くの発電施設は、熱エネルギーを電力に変換するために蒸気ランキンサイクルに依存している。回転発電機でのシャフト動力の電力への変換は高効率（９８～９９％）であるが、電力からシャフト動力への変換はわずかに効率が悪い（～９５％）。送電用の昇圧電圧、送電線を介した送電、および地域消費のための降圧電圧で、さらなる損失が発生する。送電から消費までの正確な損失は位置と距離とに固有のものであるが、原子力プラントの発電から敷地での電力消費までの総合的な推定損失はこの例では２～４％と見積もられている。複合効率損失は、別の位置でのシャフト動力に対する発電と比較して、直接的なシャフト動力が８～１１％の効率利得を持つことを示している。その結果、発電と、十分に能力のあるクラッチ・歯車装置を持つ直接的なシャフト動力作業との間に、潜在的な、競争力の優位性（強み）の裁定取引が存在する。クラッチおよび歯車システムは、シャフト動力を、発電でない作業に完全にまたは部分的に変換することができる。課題は、ギガワットスケールまでの始動／停止の適用および、それらの、巨大な作業負荷をサポートするためのそれぞれの製品の質量流量である。

そのような例の１つは、圧縮空気エネルギー貯蔵装置（ＣＡＥＳ）または液化空気エネルギー貯蔵装置（ＬＡＥＳ）を使用して、ベース負荷電力需要を供給することに加えて、空気を液化するためのシャフト動力を供給することによって、原子力発電所が低電気価格（したがって低電力需要）の間、全能力で動作することを可能にすることである。大気圧で蓄積された極低温液化空気は、後に核廃熱で沸騰させて発電用タービンを駆動することができる。ＣＡＥＳおよびＬＡＥＳは、ＧＷ－ｈｒスケールの蓄積にスケーリングすると推定され、電力管理のための重要な能力を表す。蓄積された液化空気はその後、電力価格のピーク時にタービンを駆動し、ベース負荷価格決定だけから核を遠ざけることができる。ＣＡＥＳとＬＡＥＳ技術の拡張性と大型の極低温貯蔵タンクの技術的成熟度により、原子力の極低温冷却用の集中シャフト動力と廃熱とを組み合わせて液化空気を沸騰させてタービンを駆動する機会がある。この能力の組み合わせは、現在提案されているＣＡＥＳおよびＬＡＥＳ技術の電気駆動ポンプ要件および「蓄熱」ニーズよりも効果的であり、共同技術に、いずれかの技術単独と比較して競争力の優位性を与える。この技術は、適切な開発により、９９ＧＷの電力を生産する現在の米国の核船隊に改装することができる。

ＣＡＥＳおよびＬＡＥＳの最も可能性のある使用はエネルギー生産のためであるが、液化圧縮空気のより選択的な蒸留はまた、販売可能な生成物として高品質のガス流を与え得る。一例としては、天然ガスと酸素を燃焼させるだけでＮＯＸとＳＯＸの問題を取り除くことによって炭素捕捉を単純化することを望む企業のために、医療用途または発電のために、温度蒸留によって純粋な酸素流を販売することであろう。これは、炭素隔離を単純化するために、天然ガス発電所をＣＡＥＳ原子力発電所と共存させる可能性を開く。残りの蒸留ガスは、例として、それらの低温値、比ガス値のために供給されてもよく、または電力を生成するために風車で消費されてもよい。

米国におけるシャフト動力の別の同様の用途は液化天然ガス（ＬＮＧ）輸出市場であり、これは、需要が増加し続け、２０１９年までに１日当たり約８９億立方フィートに達した。現在、液化のための供給ガスの１０％までがプロセスで消費されている。４１００ｋｊ／ｋｇの液化プロセスについてより保存的推定値を使用すると、現在の液化プロセスをサポートするためには、年間約２３０ＧＷｈのエネルギーが必要となる。原子力発電所は、直接圧縮または熱交換器の一方の側の冷水ＣＡＥＳと他方の側の天然ガスを用いたＣＡＥＳエネルギー蓄積との組み合わせにより、世界の他の地域へのＬＮＧ輸出を増加させる上で重要な役割を果たすことができる。この複合システムでは、天然ガスは蓄積または輸出のために液化し、圧縮空気は沸騰して電気タービンを回す。いずれの場合も、空気および天然ガスを発電所に持ち込み、容易に処理することができ、負荷追従に対応するための「起動－停止」作動に比較的適している。

もう一つの流体ポンプ輸送例は、合理的な始動／停止の適用としての超揚水発電／帯水層の更新である。今後１０年間に、大規模なポンプ輸送（ポンピング、圧送）努力とそれに関連するパイプラインを保証するための市況信号が発達すると仮定すると、帯水層更新のための直接的なシャフト動力を使用した能率向上は年間７クワッド（すなわち、１クワッドは１０^１５ＢＴＵ、すなわち１．０５５×１０^１８ジュール）以上になる可能性がある。おそらく、水再生の努力は、必要とされるポンプ輸送の労力を減少させるが、おそらく、置換水の必要性を排除しない。さらに、このポンプ輸送努力はまた、間欠的な電源を補充して地域の帯水層を補充するためにパイプラインに沿って逆走することができる、巨大な「揚水」能力を務める。

前述したように、集中シャフト動力は、太陽光、風力、その他の再生可能電力の選択肢と比較して、原子力の特性のひとつにすぎない。精製油、コークスや鋼鉄、化学薬品、セメントなどを作る工業プロセスでは、エネルギーと特定の温度の両方を必要とする。化学プロセスが起こるためのこの最低温度要件は、どの主要なエネルギー源が最良であるかについての重要な差別化要因である。主要な熱消費は単一の市場に特有であるが、所与のプロセスに対する温度要件は普遍的に必要とされる。プロセスには温度要件のスペクトルがあるが、主な興味深い温度は、水蒸気と温水の生産、２５０～５５０℃の範囲での精製（石油化学）プロセス、および１０００℃を超えるセメント、鉄鋼、ガラスの生産のための高温プロセスを伴う１００～２５０℃であるように思われる。エネルギー市場全体を見ると、石油精製は年間６クワッド以上、森林産物は年間３クワッド強を消費している。

化石燃料は、現在、エネルギー需要のスケールと温度の両方を満たしている。脱炭素化されたエネルギーの世界では、化石燃料の有用性と汎用性を代替する最良の方法を見つけることが課題である。風力、太陽光、水力の場合、相当量のエネルギーを発生するが、質の高い熱を相当量発生しない。これらのエネルギー源は、より高品質のプロセス熱を作るために、別のエネルギー変換を受けなければならない。これらのエネルギー源の価格決定には、抵抗ヒーターや高炉による水素製造のような追加的な工程が含まれる必要がある。１日２４時間工業装置を運転するための高い設備利用率、または、低い設備利用率プラントで「機会喪失」の受け入れを達成するために、追加のエネルギー蓄積要件が存在し得る。

原子力発電所は、温度＄／ＭＭＢＴＵに対する、必要な温度に変換された＄／ＫＷｅに基づいて、電力ではなく熱と競争することによって、価格競争をしてきた。最も明白な出発競争点の１つは、直接的な蒸気の生成および消費である。森林産物は年間１．３クワッドの蒸気を消費しており、これは単純にプロセス蒸気のために２４時間稼働する原子力発電所の４５ＧＷｔｈ以上に相当する。森林産物の製造において、プロセスの一部は、黒液（例えば、パルプを消化して紙パルプにし、木材からリグニン、ヘミセルロースおよび他の抽出物を除去してセルロース繊維を除去する際のクラフトプロセスからの廃棄物）、バイオマスおよび他の残留燃料のような廃棄物を生成し、これらはプロセス加熱のために燃焼されて水蒸気を生成する。必要な燃料の残部は、現在、石炭または天然ガスによって補充されている。原子力を水蒸気に利用することにより、石油精製やセメント用途のような他の高温用途に使用される１３３０ＴＢｔｕ（１．３クワッド）の主要なエネルギーが解放される。林業に高品質のプロセス熱を提供するために原子力熱エネルギーを利用することによって、回収された森林産物エネルギーは、予備のエネルギーと合わせて、米国におけるセメントおよびガラス製造の両方のためのエネルギー要件（１クワッド未満を組み合わせた）を供給し得る。森林産物の燃焼は、炭素中性活性であると考えられ、したがって、高温プロセスを直接支援するために蒸気生成の核置換を可能にする。セメント製造のための燃料源には大きな柔軟性があるが、林業燃料産物を輸送し、他の主要な熱用途に使用することができることを保証するには技術革新が必要であろう。森林産物と同様に、化学製造業全体では、原子力発電で生成された水蒸気と直接置き換えることができる１．２クワッドの水蒸気を消費する。しかし、このエネルギー変位は再生可能燃料源を完全に解放するものではなく、単に、プロセスを駆動するために必要な量の天然ガスと石炭を削減するだけであり、この場合であっても、再生可能エネルギーも燃焼させて製品への変換を支援する。

もう一つの原子力による蒸気使用は、間欠的な電源が安価な電力を製造する間に水素電気分解用の蒸気を製造する原子力プラントと、間欠的な電源がオフのときの電力との組み合わせである。蒸気の温度が増加するにつれて、電気分解を行うのに必要な電力はより小さくなる。しかし、より高温での電力効率の向上は、ピーク時の間欠的な発電が電力コストを「メーターレベルまで安価に」至らせる世界では経済的に興味深いものではないかもしれない。もし電気分解装置のコストを水蒸気バイパスパイプラインに安価に統合できれば、原子炉は部分的にあるいは全面的に、安価な電力時間の間、容易に電気分解に移行することができるであろう。これにより、原子力プラントは、低い電力価格の間の熱生産と、高い電力価格の間の電力とについて競争することができる。結果として生じる水素製造は、エネルギー蓄積メカニズムとしてだけではなく、セメント、鉄、鉄鋼、ガラスなどの１０００℃を超える工業熱需要の供給源と見なすべきである。

より高い出口温度を有する進歩した原子炉の場合、より直接的な工業プロセスの機会が利用可能になる。例えば、より高い原子炉出口温度は、他の工業プロセスのための予熱器として、または化学プロセスのための主要な熱源として使用することができる。石油精製の場合、６クワッドを超えるエネルギーを必要とする炭化水素の蒸留および分解において、大きなエネルギー需要がある。ナトリウム冷却原子炉は多数の低温分解プロセスのための主要な熱源とすることができ、原子炉熱は、電気加熱または少量の化石燃料を用いて、必要なピーク精油所温度まで「昇温」することもできる。この場合の技術的課題の多くは、石油、電力、水蒸気以外の温度やエネルギーの投入を受け入れる製油所の技術を確立するとともに、熱交換時の熱交換器／損失の値の数を最小限に抑えることである。一例は、高温分解のための伝統的な燃焼箱のための塩／油熱交換器の代替であろう。溶融塩原子炉のような他の種類の先進的な原子炉を使用して、例えば、必要とされる高温の工業プロセス熱を直接的に生成することができる。

また、原子力熱プラントの熱生産と熱利用とを分離するために、蓄熱の機会も存在する。原子力熱プラントの一次冷却材を使って、例えば相変化塩のように、大きな蓄熱器を加熱し、大きなタンクに汲み上げることが提案されている。次いで、加熱された塩のこれらの大きなタンクは、蒸気ランキンサイクルなどによって電力を発生させるために、または、塗布ベースのプロセス熱を供給するために使用されるために、後に使用され得る。熱の生成とその直接的な利用とを分離することによって、蓄熱器は、全出力で作動し、高温塩水タンクを満たすが、ピーク需要またはより伝統的なベース負荷エネルギー生成中の、より価値のある時に電気を生成することによって、電気生成に「負荷追従」する、柔軟な手段を務める。このアプローチはまた、原子力発電所が価格の裁定取引の機会のためにピーカプラントのように作動することを可能にし、一方で、依然として全出力作動を行う。もし、原子力発電所と一次冷却材／塩熱交換器および塩蓄積施設が、原子炉の安全上重要でないとして分離でき、それによって、発電のための建設および装置規制が原子力以外の発電所と同様であるならば、追加的なコスト節減も存在する。これは、原子力発電所の安全な領域から高温の塩を汲み出すことによって任意の熱交換器または熱損失を正当化することができる、典型的な商業的なセキュリティプロトコル、運転および保守コスト（「Ｏ＆Ｍ」）、並びに品質基準を可能にする。本質的には、原子力発電所用の電力システムは、（関連する保守作業を伴って）ＮＱＡ１以外の環境に構築されて、既存の太陽熱塩発電会社から商業的に競争力のある建設物を得ることが可能である。

ナトリウム冷却、溶融塩、高温ガス原子炉などのより高温の原子炉も、先に議論した水蒸気‐電解に加えて、風力や光‐太陽光とは異なるプロセスを用いて、水素製造に参加できる。高温プロセスの一例は、銅－塩素サイクルである。このサイクルでは、４００～５００℃のプロセス熱を使用して、水素および酸素ガスを生成する。サイクルの最終工程は、周囲温度の電気分解を使用して、ガスに変換される水を除く全ての化学物質を再循環させる。このプロセスは、ピーク風および太陽光の期間に生成される安価な電力を「供給追従」する興味深い機会を表す。水素および酸素ガスを生成するために、より高温の原子力熱プラントをノンストップで運転することによって、電気分解のための銅－塩素反応物をタンクに充填しながらプラント装置およびＯ＆Ｍコストが正当化される。電力が安価になると、周囲温度の電気分解を用いてタンクを適切な化学的前駆体に変換して戻し、再びサイクルを開始する。このプロセスは後で使用される熱塩を塩タンクに充填することに精神的に類似しているが、より具体的には最終化学製品に合わせて調整される。この例は必ずしも銅－塩素サイクルを提唱するものではないが、電力の供給追従という考え方は、需要に追従するためのエネルギー蓄積とは異なるアプローチである。また、このプロセスにより、水素製造に使用される原子力プラントの装置の大部分が、通常運転中にアイドル状態である一部のタンクおよび電気分解装置のみで使用されることが可能になる。

これらの特徴と利益は、他の多くと同様に、原子力発電所を再配置することによって実現することができ、原子力発電所は、工業用および化学的熱用途を伴う原子力熱プラントの併設を可能にし、ＮＱＡ１認定区域の設置面積を減少させることを可能にし、原子炉を全出力で運転しながらの負荷追従能力を可能にする。

図１を参考にして、典型的な原子力発電所１００を示す。原子力発電所１００のレイアウトは２つの主要な部分、すなわち、原子力アイランド（島）（ｉｓｌａｎｄ）およびタービンアイランドを含む。原子力アイランドはその中心に、原子炉を収容する原子炉領域１０２を有する。燃料取り扱い区域１０４は原子炉領域に隣接しており、両方の建屋は通常、格納領域１０６内にある。格納領域１０６は、鉄筋鋼、コンクリート、または鉛、または原子炉を収容する（格納する、封じ込める、閉じ込める、封入する、入れる、囲い込む）（ｅｎｃｌｏｓｉｎｇ）構造物を形成する材料の組み合わせとすることができる、格納（収容、封じ込め、閉じ込め、封入、入れ、囲い込み）（ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ）エンクロージャ（ｅｎｃｌｏｓｕｒｅ）構造物を含むことができる。その設計および機能は、漏れ出る放射性の蒸気またはガスを格納することであり、多くの場合、５５０ｋＰａ以上の圧力で漏れ出るガスを格納するように設計されている。格納構造物は、設計基準事故に耐える最後の防御線として設計される。格納構造物を構築するためのコストは、原子炉の大きさに正比例するだけでなく、プラントの残部のシステムおよびその中に収容される必要がある構成要素にも基づく。原子力アイランドはまた、ポンプ、流体ループ、制御室、および他の支持構成要素などの補助構成要素を含む。

格納領域１０６内にあり得る燃料取り扱い区域１０４は、連続的な原子炉運転を維持する速度で燃料補給能力を提供するように設計される。また、燃料取り扱い区域１０４は、臨界未満の燃料を原子炉炉心外部に収容し、燃料の損傷や汚染を防止する。また、燃料取り扱い区域１０４は、燃料を原子炉炉心に再装荷するためのような、燃料ピンおよび燃料集合体を移動させるための装置を含むことができる。

原子炉領域および原子力アイランドの一部には、蒸気発生器１０８が結合されている。ある場合には、蒸気発生器１０８は格納領域１０６内にあり、過熱蒸気を蒸気タービン１１０に供給する。蒸気発生器１０８は原子炉からの熱出力を受け取り、蒸気エネルギーを機械的エネルギーに変換する蒸気タービン１１０に熱エネルギーを移送する。いくつかの設備では、放射性水は、蒸気タービン１１０を通過するが、原子力発電所の放射線学的に制御された領域内に保持されなければならない。蒸気タービン１１０は、次に、蒸気タービン１１０からの機械的エネルギーを電力に変換する発電機１１２に機械的に結合されている。

照射後検査（「ＰＩＥ」）および分析を実施するために、燃料ピン検査領域１１４が現場にあってもよい。燃料ピン検査領域１１４は、競争の燃料取り扱い装置を共有するために、しばしば、燃料取り扱い区域１０４に隣接している。燃料ピン検査領域１１４は、照射された燃料ピンを蓄積して検査するためのホットセルをさらに含むことができる。

図１に示されるように、格納領域１０６は、燃料取り扱い区域１０４と同様に、原子炉領域１０２を包含することを要求され得る。場合によっては、蒸気発生器１０８の建屋および関連装置は格納領域１０６の外にあるが、多くの場合、格納領域１０６内にあることが要求される。１つ以上の冷却材ループを使用して、原子炉領域１０２から熱交換器を介して冷却流体に熱を移送し、冷却流体は、原子炉の炉心を冷却するだけでなく熱を格納領域外から蒸気発生器１０８の建屋に輸送することを可能にする。多くの場合、一次冷却材ループは一次熱交換器によって原子炉炉心から熱を受け取り、二次熱交換器によって熱エネルギーを二次冷却材ループに移送する。多くの場合、一次冷却材ループ内の冷却材は放射性になる。現在使用されている多くの原子炉は、冷却材として、また中性子減速材として、高圧下の水に依存している。一次冷却材は典型的には、原子炉炉心から熱エネルギーを吸収して次いで熱エネルギーを二次ループに移送する際に、液体から蒸気へ相変化を受ける。

水であってもよい二次ループ内の冷却材は一次冷却材ループから熱を受け取り、蒸気発生器を駆動するために使用される、液体から蒸気への相変化を受ける。この過熱水蒸気は典型的には高圧下にあり、これは、破損の場合に高圧および高温水蒸気を格納するために安全対策が適所にあることを必要とする。

いくつかの例では、一次および／または二次冷却材は、溶融金属のような別の材料であってもよい。例として、いくつかの高速原子炉では、液体ナトリウムのような溶融金属が冷却材として使用される。他の例では、溶融塩を冷却材として使用してもよい。溶融金属および溶融塩の両方は高温でも低い蒸気圧を有し、したがって、水が同様の温度で可能であるような圧力よりも低い圧力で熱を移送することが可能である。

原子力発電所１００は典型的には敷地境界１２０によって保護されており、この敷地境界は、レーザーワイヤー付きの背の高いフェンスのようなセキュリティ境界を含み得る。原子力発電所１００およびそれに付随する建屋、構造物、システム、パイプ等は、原子炉敷地境界１２０内にある原子炉敷地と呼ぶことができる。他の手段の中でも特に、全てのアクセス点にわたるゲート、アクセス点におけるガード、監視カメラ、動き検出器、および／または電化フェンスなどの追加のセキュリティ手段が、原子炉敷地を保護するために典型的に使用される。

原子力発電所１００はさらに、原子力発電所における重大な事故に備えるために必要とされる緊急時計画区域（「ＥＰＺ」）を有することが必要とされる。多くの場合、ＥＰＺは、原子力発電所１００から１０マイルの半径を包含する。

図２に示すように、原子炉領域２０２および燃料取り扱い区域２０４は、格納構造物を有する格納領域２０６内に位置している。これら２つの主要な建屋は、制御室と共に、原子力アイランドを構成する。図１に示した典型的な原子力発電所に比べて、蒸気発生器、蒸気タービン、発電機、燃料ピン検査領域はもはや原子力アイランド上にないことが分かる。むしろ、これらの構成要素は、原子力アイランドから離れて設置されている。図示された原子炉領域２０２は、原子力熱プラント２００として構成され、（典型的な原子力発電所における電気とは対照的に）熱を発生するように設計され、運転される。図示された構成では、蓄熱システム２０８は、原子力アイランドに対して離れており、原子力熱プラント２００から熱エネルギーを受け取る。原子力熱プラント２００によって生成された熱エネルギーは、原子力アイランドから離れて、多くの場合、敷地境界２１０を越えて、さらにはＥＰＺを越えて、輸送されることに留意されたい。

この構成の１つの直接の利点は、蓄熱２０８および発電２１２の施設が原子力規制の範囲外であることである。これにより、原子力熱プラント２００は、原子力発電所の設置で可能なものよりもはるかに効率的に建設され、認可されることが可能となる。

図２のような原子炉は、任意の適切なタイプの原子炉であってよい。例えば、原子炉は、熱スペクトル原子炉、高速スペクトル原子炉、マルチスペクトル原子炉、増殖原子炉、または進行波原子炉を含むことができるが、これらに限定されない。原子炉によって生成された熱エネルギーは、エネルギー移送システム２１４を使用して蓄熱システムに移送することができる。

ある実施形態では、原子炉は、燃料ピンの再装荷または原子炉への燃料補給のためのような燃料を取り扱うための重い装置を必要としない燃料を利用することができる。したがって、これらの実施形態では、燃料取り扱い区域２０４は、燃料ピンおよび燃料集合体を原子炉炉心の内外に移動させるために必要とされるものよりもはるかに小さくてよい。このような原子炉は、とりわけ、プール型原子炉、または溶融塩原子炉を含むことができる。このタイプの原子炉の１つの利点は、燃料取り扱い区域２０４がはるかに小さくてもよく、したがって、原子力アイランドおよび／または格納領域２０６が、燃料ピンおよび燃料集合体を利用する原子炉によって典型的に必要とされてそれゆえそれらの取り扱いおよび操作のために重い装置を必要とするものよりも小さくてもよいことである。

ある実施形態では、原子炉は、液体冷却材を有する原子炉を含むことができる。例えば、原子炉の液体冷却材は、液体金属または塩冷却材（例えば、塩化ウラン、三塩化ウラン、四塩化ウラン、フッ化リチウム、フッ化ベリリウム、または他の塩化物またはフッ化物塩）、液体金属冷却材（例えば、ナトリウム、ＮａＫ、他のナトリウム合金、鉛、または鉛ビスマス）、液体有機冷却材（例えば、ジフェニルオキシドとのジフェニル）、または液体水冷却材を含むことができるが、これらに限定されない。

別の実施形態では、原子炉は、加圧ガス冷却材を有する原子炉を含むことができる。例えば、加圧ガス冷却材は、加圧ヘリウムガスまたは加圧二酸化炭素ガスを含むことができるが、これらに限定されない。

別の実施形態では、原子炉は、混合相冷却材を有する原子炉を含むことができる。例えば、混合相冷却材は、気液混合相物質（例えば、水蒸気－液体水）を含むことができるが、これに限定されない。

蓄熱システム２０８は、現在公知であるか後に開発されるかにかかわらず、任意の適切な蓄熱プラントを含むことができる。ある実施形態では、蓄熱システムは、５００℃以上の範囲内の熱エネルギーを蓄積することができる。ある例では、蓄熱システムは、５５０℃、６００℃、７００℃、７５０℃以上のエネルギーを蓄積する。ある例では、蓄熱システム２０８は、１０００℃以上の熱エネルギーを蓄積するように設計される。ある実施形態では、蓄熱システム２０８は、複数の蓄熱体を有し、異なる温度で熱エネルギーを蓄積する。

蓄熱システム２０８は、エネルギー移送システム２１４によって原子炉と熱連通している。エネルギー移送システム２１４は、原子炉に関連する一次熱交換器から熱エネルギーを受け取る。例えば、原子炉一次冷却材は一次熱交換器を通過し、原子炉炉心からエネルギー移送システム２１４に熱エネルギーを移送し、かくして一次冷却材を冷却し、熱エネルギーをエネルギー移送システム２１４に移送する。エネルギー移送システム２１４は、一次冷却材ループから熱エネルギーを受け取り、熱エネルギーを蓄熱システム２０８に輸送するように設計された二次冷却材ループとみなすことができる。

例えば、エネルギー移送システム２１４の第１の部分は原子炉の一次冷却材ループの一部と熱連通していてもよく、エネルギー移送システム２１４の第２の部分は蓄熱システム２０８と熱連通していてもよい。

原子炉からエネルギー移送システム２１４へおよび蓄熱システム２０８へ熱を供給するために、熱交換ループ、熱交換器、およびヒートパイプの組み合わせを併せて使用してもよいことが当業者には認識されるであろう。例えば、多数のヒートパイプを含む一次熱交換器を使用して、原子炉の一次熱交換ループをエネルギー移送システム２１４と熱結合することができる。また、複数のヒートパイプを含むことができる第２の熱交換器を使用して、エネルギー移送システム２１４を蓄熱システム２０８に熱結合することができる。このようにして、原子炉によって生成された熱エネルギーを蓄熱システム２０８に移送することができる。エネルギー移送システム２１４は、熱輸送を容易にするために、液体金属、塩、または何らかの他の作動流体を利用することができる。あるいは、エネルギー移送システム２１４は、蓄積媒体が蓄熱システム２０８から移動して原子炉容器内の第１熱交換器に入ることができる場所など、蓄熱システム２０８の蓄積媒体と直接熱連通することができる。

発電システム２１２は、蓄熱システム下流で、蓄熱システム２０８と熱連通することができる。このタイプの構成の結果は、原子力アイランドが発電システム２１２から切り離されることである。換言すれば、発電システム２１２または蓄熱システム２０８に関連する装置で発生する故障は、原子炉に直ちに影響を与えることはない。伝統的な原子炉システムでは、発電システム２１２に関連する装置の故障が原子炉炉心の自動および即時停止を引き起こす場合がよくある。これは一般的に、原子炉システムから余剰熱を除去するための十分な熱移送容量無しで余剰発生熱による問題を回避するための安全機能として提供されている。

いくつかの例では、蓄熱システム２０８は、原子炉の熱動力出力が出力するように設計されるよりも大きな熱エネルギー容量を有する。例えば、蓄熱システム２０８は１２００ＭＷｔｈのエネルギーを供給するように設計されてもよく、一方、原子炉は、４００ＭＷｔｈのエネルギーを出力するように設計され、運転されてもよい。これにより、蓄熱システム２０８は、原子炉が供給するエネルギー以上の余剰エネルギーを蓄積し、必要に応じてこのエネルギーを発電プラント２１２に供給することができる。例えば、蓄熱システム２０８への負荷需要が原子炉の出力よりも低い場合、蓄熱システム２０８は追加の熱エネルギーをチャージされる。蓄熱システム２０８に対する負荷需要が原子炉の出力よりも大きい高需要時間の間、蓄熱システム２０８は排出される。

図２にさらに示すように、蓄熱システム２０８に発電プラント２１２が結合されている。発電システム２１２は、現在公知であるか、または後に開発される任意の発電システム２１２とすることができる。ある実施形態では、発電システム２１２は、熱エネルギーを蓄熱システム２０８から受け取り、熱エネルギーを電力に変換する。

ある場合には、熱エネルギーは、蒸気発生器に通されて高温高圧の蒸気を生成し、蒸気タービンを駆動するために使用することができる。蒸気タービンは次に、発電機を駆動し、蒸気タービンの機械的仕事を電力に変換するが、これは、周知のように、電力網に供給することができる。

他の例では、蓄熱システム２０８からの熱エネルギーは、水蒸気を生成することや熱エネルギーを機械的仕事に変換することを必要とすることなく、熱を直接電力に変換する固体発電装置に送ることができる。このようなシステムは現在開発中であり、開示される実施形態は、発電するために熱を必要とする将来開発される発電プラントに結合されるのによく適している。

蓄熱システム２０８は、任意の適切な手段を介して発電システム２１２と熱連通している。例えば、エネルギー供給システム２１６を設けて、蓄熱システム２０８から発電システム２１２に熱エネルギーを供給することができる。例えば、エネルギー供給システム２１６は、熱交換器などによって蓄熱システム２０８と熱連通する第１の部分と、別の熱交換器などによって発電システム２１２と熱連通する第２の部分と、を有する流体ループを含んでもよい。熱交換器は、いくつか例を挙げると、円筒多管式（シェルアンドチューブ）熱交換器、二重配管（二重管式）熱交換器、プレート熱交換器、凝縮器、蒸発器、ボイラ、または１つ以上の異なるタイプの熱交換器の組み合わせなどであるが、これらに限定されない、任意の適切な熱交換器であってもよい。

図示された構成および蓄熱システム２０８の適用は、原子炉を動力変換用途から切り離すことを可能にする。これは、多くの利点を提供する。例えば、原子炉は、もはや、プラントの残部の間違いを引き起こすような、敷地境界２１０の外側からの過渡現象に左右されない。原子炉を停止させる必要なしに、これらのタイプの機能不全を取り扱うことができる。従来の原子力発電所では、プラントの過渡現象は原子炉の間違いにつながり、これは経済的および安全上の懸念である。これらの過渡現象は、原子炉を停止させる、蒸気発生器、蒸気タービン、または何らかの他の補助構成要素との機能不全構成要素のような、プラントの残部のシステムの不具合によって引き起こされることがある。原子力熱プラント２００に関しては、原子炉がプラントの残部のシステムから切り離されているので、これらの問題はもはや懸念ではない。発電システム２１２、蓄熱システム２０８、または原子炉システムのいずれも、他のシステムに影響を与えることなく、保守のためなどに、安全に停止することができる。

例えば、電力を供給し続ける発電システム２１２に蓄熱システム２０８が熱エネルギーを供給し続けることができる間に、原子炉システムを停止してオフラインにすることができる。同様に、原子炉システムが熱エネルギーを発生し続け、本質的に蓄熱システム２０８に熱をチャージし続けている間に、発電システム２１２を停止するか、または出力を低下させて運転することができる。ある実施形態では、原子炉システムは全能力で運転され、熱エネルギーは、発電システム２１２への負荷から完全に独立した蓄熱システム２０８に移送される。発電システム２１２上の負荷は、日、週、月、および季節を通して変動する傾向を有し、一方、原子炉システムは、負荷にかかわらず、全能力で継続的に運転することができる。

さらに、ナトリウム冷却原子炉を利用する原子力熱プラントでは、説明したように蒸気発生システムを遠隔地に移動させることによって、蒸気サイクルからの水が、原子炉で使用されるナトリウムと相互作用する危険性がほとんどないか全くないので、安全性が増加する。

伝統的な原子力発電所では、中間冷却材ループは、原子炉の一次冷却材ループから蒸気発生器に熱エネルギーを移送し、原子炉炉心に近接しているため放射線被曝を受け、建設材料を劣化させるこの種の放射線に耐えるように設計されなければならない。例えば、特定の金属は放射線硬化によって脆くなることがあり、これは靭性を低下させ、脆性破壊の可能性をもたらす。記載された構成では、中間冷却材ループは原子炉から離れるように移動され（または完全に排除され）、この中間冷却材ループは、供給および製造がより容易でありそれゆえより安価でありより容易に入手可能である材料で作ることができる。

図示するように、蓄熱システム２０８および発電システム２１２は、原子力熱プラント２００の敷地境界２１０の外側にある。具体的には、原子力熱プラント２００は、防護フェンスなどの敷地境界２１０内にあり、敷地境界内のすべての装置は厳しい原子力規制に左右される。蓄熱システム２０８および発電システム２１２のような、プラントの残部のシステムが敷地境界２１０の外側に離れて位置している場合、これらのシステムの規制が著しく少なくなり、建設、ライセンス供与、および運転がはるかに効率的になる。これらのプラントの残部のシステムはさらに、ＥＰＺの外側に配置されてもよい。

ある実施形態では、原子力熱プラント２００は、本質的に安全である原子炉を含むことができ、ＥＰＺは、敷地境界２１０と一致するようなサイズにすることができる。他の例では、ＥＰＺが敷地境界２１０内にあるようなサイズにすることができる。いずれの場合も、原子炉敷地境界２１０の外側にプラントの残部のシステムを配置することは、安全性、効率性、ならびに、建設およびライセンスの速度の点で数多くの利点を有する。

さらに、記載された構成では、原子力熱プラント２００は、負荷追従が可能である。負荷追従とは、電力需要が一日を通して変動することにつれて、電力出力を調整する考え方である。伝統的な原子力発電所は、典型的には常時全出力で作動し、その出力電力を一般的に変動させない。記載された構成では、原子力熱プラント２００は、電力網のベース負荷要件を満たすように設計され得る全出力で作動することができる。電力網のベース負荷とは、一定の期間にわたる需要の最小レベルのことである。この需要は、継続的な発電所、急送可能な発電（例えば、オンデマンド電力システム用）、より小さな断続的なエネルギー源の集合、または、エネルギー源の組み合わせによって満たすことができる。需要の残部は、一日を通して変動するが、これは、負荷追従する発電所、ピーキング発電所、またはエネルギー蓄積のように、迅速に上下に転換する（ｔｕｒｎｅｄ ｕｐ ｏｒ ｄｏｗｎ）ことができる急送可能な発電によって満たすことができる。

原子力熱プラント２００から出力された熱エネルギーは、蓄熱システム２０８に蓄積され、必要に応じて発電システム２１２に供給される。換言すれば、原子力熱プラント２００は、蓄熱をほぼ一定速度でチャージすることができ、蓄熱システム２０８は、電力網からの電気負荷需要に追従する電力を生成するために、発電システム２１２に熱エネルギーを供給することができる。したがって、原子力熱プラント２００は、ベース負荷要件を満たすことができるだけでなく、全出力またはほぼ全出力で連続的に作動しながら負荷追従能力を供給することができる。

さらに、蓄熱システムは、原子力熱プラント２００が供給するように構成されているサイズよりも大きくすることができるので、原子力熱プラント２００は、ピークでない電気需要の時期に、蓄熱システムを「チャージ」する（装入する）（仕込む）ことができる。多くの負荷追従型の発電所では、プラントは、昼と夕方の間に運転され、変化する電源需要に直接対応して運転される。発電所は、需要が低い夕方または夜間に停止し、その後、需要が日中に増加することにつれて再び始動することができる。記載された構成では、原子力熱プラント２００は連続的に運転することができ、生成された熱エネルギーは、発電に必要とされるまで、または何らかの他の目的で、蓄積することができる。いくつかの例では、原子力熱プラント２００は、ピーク負荷需要を満たすために必要とされるよりも少ない熱エネルギーを生成することができるが、ピーク以外の使用時間の間に蓄熱をチャージすることができるので、原子力熱プラント２００から出力される全体的なエネルギーは、ベース負荷とピーク負荷の需要を時間の経過とともに供給することができる。

他の例では、原子力熱プラント２００は、ベース負荷需要を満たすために必要とされるよりも多くのエネルギーを生産することができる。例えば、原子力熱プラント２００は、ベース負荷需要を満たすために使用されるのに十分な熱エネルギーに加え、ピーク負荷需要を満たすための余剰の熱エネルギーを生産し、また、他の工業目的のための追加の熱エネルギーを供給することができる。

図３を参照して、熱生成原子炉３０２を含む原子力熱プラント２００が示されている。原子炉３０２は、蓄熱システム３０４と熱連通している。蓄熱システム３０４は、外部負荷３０８と連通しているエネルギー変換システム３０６と熱連通している。

熱生成原子炉３０２は、核分裂反応炉または核融合反応炉など、現在知られている、または今後開発される任意の適切なタイプの原子炉とすることができる。そのような適切な原子炉には、いくつか例を挙げると、高速中性子原子炉、熱中性子原子炉、重水原子炉、軽水減速原子炉、溶融塩原子炉、液体金属冷却原子炉、有機減速原子炉、水冷原子炉、ガス冷却原子炉、および増殖燃焼原子炉が含まれるが、これらに限定されない。さらに、熱生成原子炉３０２は、小型モジュール式原子炉、マイクロ原子炉、さらにはギガワットサイズの原子炉、またはそれよりも大きい原子炉のような、任意の適切なサイズの原子炉を備えることができる。さらに、１つ以上の原子炉（これは、同じ型の原子炉であり得るか、または異なる型およびサイズの原子炉であり得る）が、統合エネルギー変換システムにおいて利用され得る。

原子炉敷地境界３１０は、原子力熱プラント２００を取り囲む物理的障壁であり、原子炉３０２を保障するように設計されている。多くの場合、敷地境界３１０は、上述の実施形態と併せて前述したように、典型的な原子力熱プラントよりもはるかに小さくすることができる原子力アイランドを取り囲む。蓄熱システム３０４は、原子炉敷地境界３１０の外側に位置する。説明したように、蓄熱システム３０４は、任意の適切なタイプの蓄熱システム３０４とすることができ、任意の適切なタイプの蓄熱媒体を利用することができる。例えば、蓄熱媒体は、共晶溶液、相変化材料、混和性ギャップ合金、金属の混合物（例えばＡｌＳｉ_１２）、セメントベースの材料、溶融塩（例えば、塩化物塩、硝酸ナトリウム、硝酸カリウム、硝酸カルシウム、ＮａＫＭｇ、またはＮａＫＭｇ－Ｃｌなど）、固体または溶融ケイ素、あるいはこれらまたは他の材料の組み合わせを含むことができる。

ある例では、蓄熱媒体はまた、エネルギー移送システム３１２および／またはエネルギー供給システム３１４内の熱移送流体としても使用される。このようにして、エネルギー移送システム３１２は、エネルギー変換システム３０６と流体連通してもよく、エネルギー移送システム３１２の熱移送流体は、蓄熱システム３０４の蓄熱媒体と直接相互作用してもよい。同様に、ある例では、エネルギー供給システム３１４は、蓄熱システム３０４の蓄熱媒体と同じ熱移送流体を使用してもよい。場合によっては、蓄熱システム３０４は、エネルギー供給システム３１４と直接流体接触してもよい。

蓄熱システム３０４は、熱交換器によって原子炉３０２と蓄熱システム３０４とに熱結合され得るエネルギー移送システム３１２によって、原子炉３０２と熱連通している。エネルギー移送システム３１２は典型的には絶縁導管を介して熱エネルギーを蓄熱システム３０４に移送し、そこで熱エネルギーは必要とされるまで蓄積される。

蓄熱システム３０４は、エネルギー供給システム３１４などによって、エネルギー変換システム３０６と熱連通している。エネルギー変換システム３０６は、熱エネルギーを別の形態の有用なエネルギーに変換することができる、現在公知のまたは後に開発される技術の任意の適切なタイプであってもよい。ある例では、エネルギー変換システム３０６は、ランキンサイクルで作動し得る蒸気タービンを利用して、水蒸気を機械的仕事に変換する。多くの場合、水蒸気は、発電機のシャフトを回転させて電力を作る蒸気タービンを通って送られる。

エネルギー供給システム３１４は、熱伝送装置の任意の適切な組み合わせであり得る。ある場合には、１つ以上の熱交換器が、蓄熱システム３０４およびエネルギー変換システム３０６のそれぞれに関連付けられる。エネルギー供給システム３１４（流体ループなど）内に配置された作動流体は、蓄熱システム３０４に関連する１つ以上の熱交換器で蓄熱システム３０４から熱エネルギーを受け取り、エネルギー変換システムに関連する１つ以上の熱交換器でエネルギー変換システム３０６に熱エネルギーを供給する。エネルギー供給システム３１４は、本明細書で説明したように、任意の適切な作動流体を使用することができる。

エネルギー変換システム３０６は、エネルギー伝送システム３１６によって外部負荷３０８に結合することができる。外部負荷は、公共電力網であってもよい。エネルギー変換システム３０６は、発電された電力を、エネルギー変換システムから需要中心に電力を運ぶ高圧送電線などによって、電力網に送ることができる。特に、エネルギー変換システム３０６は、原子炉３０２から離れており、多くの場合、原子炉敷地境界３１０の外側にあり、多くの場合、ＥＰＺの外側でもある。記載されるように、原子炉３０２は、エネルギー変換システム３０６から切り離され、エネルギー変換システム３０６におけるいかなる故障も、原子炉３０２に負の影響を与えず、またその逆もない。実際に、保守または燃料補給のためなど、原子炉３０２が停止した場合であっても、蓄熱システム３０４は、外部負荷に電力を供給するために、エネルギー変換システム３０６に熱エネルギーを供給し続けることができる。

原子力熱プラント２００に対する蓄熱システム３０４の比較的低いコストは、蓄熱システム３０４をスケールアップし、原子力熱プラント２００をスケールダウンすることに有利である。さらに、低圧熱輸送（例えば、熱輸送媒体としての溶融塩）を利用する場合には、比較的高いコストのエネルギー変換装置３０６は、原子力熱プラント２００に対して遠隔に設置され、この場合、この変換装置は、より効率的に、また、もし仮にそれが原子炉敷地に建設されていれば必要となるような規制無しに、建設することができる。本開示で使用されるように、「低圧」という用語は、約３．５ＭＰａ未満の圧力を示すために使用される。

加えて、原子炉３０２に結合された高圧システム（例えば、約３．５ＭＰａを超える）が存在しない場合、ＥＰＺを最小限に抑えることができ、熱輸送距離を短縮することができる。いくつかの例では、蓄熱システム３０４は、原子炉敷地に隣接はするが敷地境界３１０の外側であるような位置に設置されてもよい。これは、蓄熱システム３０４およびエネルギー変換システム３０６を原子炉敷地境界３１０の外側および原子力規制の範囲外に保ちつつ、熱輸送距離を最小化する。

図４を参照して、原子炉３０２は、記載された図３の原子炉と同様であってもよく、蓄熱システム３０４に結合され、蓄熱システム３０４は図３の蓄熱システム３０４と実質的に同様であってもよい。原子炉３０２はまた、補助蓄熱システム４０２に結合されてもよい。いくつかの例では、蓄熱システム３０４は、随意に、補助蓄熱システム４０２に熱結合されてもよい。原子炉３０２は、熱エネルギーを蓄熱システム３０４、補助蓄熱システム４０２、またはその両方に輸送するように構成することができる。

蓄熱システム３０４は、本明細書で説明したように、エネルギー変換システム３０６に結合されている。エネルギー変換システム３０６は、電気負荷または熱負荷のような任意の負荷であり得る外部負荷３０８に結合されている。

補助蓄熱４０２は、図示されているように原子炉敷地境界３１０の外側に設置されてもよく、場合によっては、原子炉敷地境界３１０内に設置されてもよい。ある実施形態では、その機能は、原子炉３０２への戻りおよび炉心入口流体温度を制御することである。実際のＴ_ｉｎと予想されるＴ_ｉｎとの間に差異がある場合、原子炉制御システムは、温度差を補償するために、反応度に対する変更を開始してもよい。例えば、炉心入口温度が予想よりも高い場合、原子炉制御システムは、予想される入口温度よりも高いことを補償するために、反応度を低下させてもよい。

補助蓄熱４０２は、原子炉専用であってもよく、炉心入口温度を制御および／または安定化させるために使用されてもよい。例えば、補助蓄熱４０２は、原子炉容器内の一次冷却材ループと熱連通することができる。一次冷却材流体が、予想されるＴ_ｉｎと異なる温度を有するときには、補助蓄熱４０２は、一次冷却材ループと相互作用して、一次冷却材から熱を追加または除去することができる。一次冷却材が、補助蓄熱の作動流体と相互作用するときには、その効果は、一次冷却材が補助蓄熱流体と熱平衡に達することである。一次冷却材温度を制御することにより、原子炉の炉心内の反応度が安定化され、任意の自然変動が平滑化される。

ある例では、補助蓄熱システム４０２は、原子炉熱エネルギーの一部を補助蓄熱４０２に転送するなどすることによって、原子炉３０２と直接熱連通している。他の例では、補助蓄熱４０２は、蓄熱システム３０４と熱連通しており、蓄熱システム３０４からの熱エネルギーの一部は、原子炉炉心入口温度を調整する際に使用するために、補助蓄熱４０２に転送される。

当業者であれば、どのようにこれらの種々のシステムを互いに熱連通状態にし、どのようにこれらの種々のシステムを使用して炉心入口温度を調整するかを容易に理解することができるであろう。

図５を参照して、実質的に前述したような原子力熱プラント５００が示されている。特に、いくつかの原子炉設計では、重い燃料集合体操作装置に依存する必要はない。例えば、溶融塩型原子炉のようなプール型原子炉では、原子炉炉心から蓄積、移動、挿入または取り出す必要のある燃料ピンまたは燃料集合体が存在しない。その結果、燃料取り扱い区域２０４は、伝統的な原子力発電所のサイズよりも大幅にサイズを縮小することができる。さらに、増殖および燃焼原子炉または溶融塩原子炉のような、拡散耐性燃料サイクルに依存する多くの原子炉設計は、格納領域内に燃料取り扱い区域を含む必要がない。これらの実施形態では、格納領域２０６ははるかに小さくてもよく、原子炉および、原子炉のより小さいサブシステムのみを含んでもよい。これは、著しく小さい格納領域２０６をもたらし、これは、建設、認可、および運転のためのより低いコストにつながる。

加えて、より小さな格納領域２０６は、敷地境界３１０の設置面積をより小さくする結果となる。さらに、本質的に安全な原子炉設計では、敷地境界２１０を最小限に抑え、ＥＰＺも最小限に抑えることができる。場合によっては、ＥＰＺ境界は原子炉敷地境界２１０と一致し、または、場合によっては、ＥＰＺは敷地境界２１０内にある。これにより、蓄熱システム２０８および／または発電システム２１２を敷地境界２１０の外側に配置する一方で、敷地境界２１０の比較的近くに配置して、エネルギー移送システム２１４の熱伝送距離を減少させることができる。

図示されるように、蓄熱２０８は、１つ以上の負荷５１０と熱連通していてもよい。例えば、蓄熱システム２０８は、とりわけ、工業加熱５１２、地域暖房５１４、または発電２１２のための熱エネルギーを供給することができる。

工業熱５１２の用途は様々であり、様々な温度での熱を必要とする。工業熱用途は、食品調製、化学製品製造、改質、蒸留、水素化処理などのための流体加熱を含むことができ、約１１０℃～約４６０℃の範囲の温度を必要とする。同様に、コーティング、ポリマー製造、エナメル、押出等のための硬化および形成プロセスは、約１４０℃～約６５０℃の範囲の熱を必要とする。他のプロセスには、鉄の形成、製錬および製鋼、並びにプラスチックおよびゴムの製造のようなものが含まれる。この工業熱は、特定の工業熱５１２の要件に従う質および量において、必要に応じて、蓄熱システム２０８によって供給することができる。

地域暖房５１４は、商業および住宅暖房用途（例えば、局所暖房および給湯用）のような断熱パイプのシステムを通して中央熱源から熱を供給するための配給システムである。この熱は、一般に、より低い温度範囲であり、必要に応じて、蓄熱システム２０８によって供給することができる。

すでに議論したように、蓄熱システム２０８は発電プラント２１２に結合されることができ、蓄熱システム２０８の熱エネルギーを使用して発電することができる。発電システム２１２は、オンデマンドで発電し、電力網からの需要に負荷追従することができる。多くの場合、発電システム２１２は、廃熱、すなわち、発電に使用されない熱を生成するであろう。これは、蒸気タービンを通過した後の蒸気の形態であってもよい。このいわゆる廃熱は、例えば地域暖房を供給するために再循環されてもよく、地域暖房は、典型的には、発電２１２または工業熱５１２の用途よりも低い温度要件を有する。同様に、工業熱５１２の用途からの廃熱は、地域暖房などの他の利用のために熱を供給するために捕捉および／または再循環させることができ、または、蓄熱システム２０８に戻すことができる。

ある実施形態では、蓄熱システム２０８は、必要なすべての負荷に対して同時に熱エネルギーを供給することができる。これは、予想されるすべての負荷から熱動力需要を供給できるサイズに蓄熱をスケーリングすることによって達成することができる。負荷は可変であり、すなわち、例えば、地域暖房５１４は、周囲温度がより寒い場合にはより高い需要であり、家庭用などの発電２１２は、昼間は増加し、夜間は減少し、それゆえ、蓄熱システム２０８は、必要な負荷５１０の要件のすべてを供給するサイズに設定され、構成され得る。

蓄熱システム２０８は、互いにリンクされた複数の蓄積施設を含むことができる。複数の蓄積施設は、同じまたは異なる蓄熱媒体を含むことができ、異なる熱負荷にとってより適した異なる温度に維持することができる。例えば、いくつかの工業熱５１２の用途は、８００℃を超える温度を必要とする。これらの場合、１つ以上の個々の蓄積施設は、これらの高温負荷への供給のために、８００℃を超える熱エネルギーを蓄積することができる。同様に、１つ以上の個々の蓄積施設は、１００℃～３００℃のような比較的低温の熱エネルギーを、より低い温度を必要とする負荷に供給することができる。もちろん、個々の蓄積施設は、所望の温度内で作動するように特別に設計された異なる蓄熱媒体を利用することができる。

一例として、高温蓄積施設は、１０００℃以上まで熱的に安定であるように配合されてもよい溶融塩を蓄熱媒体として利用してもよい。低温蓄積施設は、その高い熱容量（約４．２Ｊ／（ｃｍ^３・Ｋ））のための蓄熱媒体として水を利用することができる。

図６は、必要な熱エネルギーを蓄熱システムが供給することができる種々の工業熱用途を示す。図示のように、地域暖房は約５０℃の温度を必要とする。これは、約５０℃で安定している蓄熱媒体を有して熱移送の効率を補償する蓄熱システムによって供給することができ、蓄熱媒体は、必要な温度よりも高い温度に維持することができ、熱交換器は、地域暖房に十分な所望の温度まで作動流体を加熱するのに十分な所定の時間、空気、水、油、または他の何らかの適切な作動流体とすることができる、地域暖房作動流体と、熱連通することができる。

今日稼働している原子炉のほとんどは、図の下半分の温度、つまり約３００℃未満で稼働している。これらの原子炉は、熱エネルギーを約３００℃までの温度で蓄積することができると考えられ、発電を含む多くのより低温の熱負荷用途に適している。

しかし、より高温の熱用途（例えば３００℃以上）のためには、伝統的な水冷原子力発電所ではこの範囲の温度を生成することができない。しかし、作動温度まで熱エネルギーを供給するのに適した約５００℃～５５０℃で作動するように設計された原子炉がある。他の原子炉は、７５０℃～８００℃で作動することができるように設計されており、より高温の工業利用に適したこの範囲の熱を提供することができる。さらに他の原子炉は、１０００℃以上の温度で作動することができ、工業目的のために非常に高い熱を供給するのに適している。数億℃での作動が約束されている核融合炉は、核分裂炉よりもさらに高い熱エネルギーを供給することができる。

図７を参照すると、統合エネルギーシステム７００が示されており、ここでは、熱エネルギー蓄積システム７０２が様々な熱源から熱エネルギーを供給される。熱エネルギー蓄積システム７０２は実質的に、本明細書で前述したものと同様とすることができる。１つ以上の原子炉７０４、７０６、７０８は、熱エネルギー蓄積システム７０２と熱連通することができる。例えば、統合エネルギーシステム７００を構築する場合、図示されるように、単一の、第１の原子炉７０４は、その時点の既存の原子炉技術を利用して構築されてもよい。熱エネルギー蓄積システム７０２は、熱エネルギーを電力に変換して電力を外部負荷に供給するなどをするエネルギー変換システム７１０に結合することができる。

場合によっては、第２の原子炉７０６、第３の原子炉７０８、またはそれ以上の原子炉を、共通の熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。ある実施形態では、多数の原子炉、風力エネルギーシステム７１２、太陽エネルギーシステム７１４、地熱エネルギーシステム、または熱エネルギー源の任意の組み合わせのいずれであってもよい、１つ以上の熱エネルギー源を組み合わせて、統合エネルギーシステム７００の一部として熱エネルギー蓄積システム７００２に結合することができる。熱エネルギー源は、異なる熱エネルギー源に対しては異なるものであってもよい、任意の適切な技術および構成要素を介して、熱エネルギー蓄積システム７０２に熱エネルギーを供給する。いくつかの場合において、熱エネルギー蓄積システム７０２は、熱エネルギーを蓄積するための作動流体を利用し、これは、熱エネルギー源から熱エネルギーを熱エネルギー蓄積システム７０２に供給するための熱移送流体として使用されるのと同じ作動流体であってもよい。

ベース負荷電気需要が時間の経過と共に増加するのにつれて、熱エネルギー蓄積システム７０２をスケールアップして熱エネルギー蓄積容量を増加させることができる。同様に、原子炉もまた、スケーリングされることができ、種々の技術を利用するためにアップグレードされることができ、または、熱源として追加されて共通の熱エネルギー蓄積システム７０２に結合された追加の原子炉とすることができる。一例として、ナトリウム高速原子炉を建設し、熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。外部負荷７１６からの需要が増加することにつれて、または原子炉技術がその技術準備レベルで進歩することにつれて、別の原子炉を建設し、熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。一例として、溶融塩原子炉、小型モジュラ原子炉、ナトリウムプール原子炉、または他の何らかの種類の原子炉を、熱エネルギー蓄積システム７０２に結合された既存の原子炉に加えて、またはその代わりに、建設し、熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。

多くの例では、それぞれの原子炉が独自の原子炉容器、頭部、および敷地境界を有するような、複数の原子炉を建設することができ、また、敷地境界を超えるすべてのものを、複数の原子炉に共通のものとすることができる。もちろん、パイプおよびバルブを用いて原子炉を熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。エネルギー供給システムは、原子炉を熱エネルギー蓄積システム７０２に結合するために、共通の、または異なる、熱移送媒体を使用することができる。共通の熱エネルギー蓄積システム７０２、共通の蒸気プラント、共通の熱輸送、および共通のエネルギー変換システム７１０のような、共通の、プラントの残部の構成要素を利用することによって、それぞれが特有のプラントの残部の要件を有する、電力を供給するための別個の原子力発電所を建設するのと比べて、熱エネルギー蓄積システム７０２のサイズをスケーリングする際に効率が向上する。

共通の熱エネルギー蓄積システム７０２に結合された複数の原子炉を設けることは、原子炉の保守の容易さという追加の利益をもたらす。システム全体を停止させることなく、１つの原子炉を、保守または燃料補給のためなどにオフラインにすることができる。場合によっては、１つ以上の熱エネルギー生成システム（例えば原子炉、風力エネルギーシステム７１２、太陽熱エネルギーシステム７１４、地熱システムなど）は、熱エネルギー蓄積システム７０２およびエネルギー変換システム７１０から切り離され、その結果、１つ以上の熱エネルギーシステムは、装置の残部に影響を及ぼすことなく、または外部負荷７１６へのエネルギーの供給を中断することなく、オフラインにすることができる。

ある例では、熱移送流体は、おそらく原子炉炉心を除いて、全エネルギーシステムを通して溶融塩であり、これは多数の冷却材の任意のものを使用することができる。例えば、原子力熱プラント７０４から熱エネルギー蓄積システム７０２に熱エネルギーを運ぶエネルギー移送システム２１４は、その作動流体として溶融塩を利用することができる。同様に、熱エネルギー蓄積システム７０２内の蓄熱媒体は、同様に、エネルギー移送システム２１４の作動流体と同じ塩であってもよい溶融塩であってもよい。さらに、熱エネルギー蓄積システム７０２からエネルギー変換システム７１０に熱を移送するエネルギー供給システム２１６も同様に溶融塩であってもよい。もちろん、システム全体を通して使用される溶融塩は、同じ塩であってもよく、またはそれらの意図される利用に特異的な異なる製剤を有してもよい。

例えば、熱エネルギー蓄積システム７０２が地域暖房負荷に熱を供給する場合、比較的低い温度が必要とされ、また、必要とされる、より低い温度で優れているように特別に配合された塩（または他の作動流体）が、地域暖房に使用される熱を供給するための作動流体として使用されてもよい。

加えて、他の形態の熱エネルギーは、太陽熱エネルギー７１４または風力エネルギー７１２などの蓄熱システムに結合されてもよい。多くの場合、熱エネルギー蓄積システム７０２は、熱エネルギー源に関して寛容であり、また、多数の原子力熱プラント、太陽光プラント、風力プラント、地熱プラント、水力プラント、または他のタイプの熱生成プラントのいずれかのような多数の異なる種類の熱エネルギー生成器に結合することができる。

図８は、多数の熱エネルギー源が熱エネルギー蓄積システム７０２に熱結合された例示的なエネルギーシステム８００を示す。熱エネルギー源は、原子炉熱プラント７０４、太陽熱プラント７１４、風力エネルギープラント７１２、または他の種類の熱エネルギー生成プラント、または熱エネルギー生成プラントの任意の組み合わせなど、多数の熱エネルギーシステムのうちの任意の１つ以上のものとすることができる。

熱エネルギープラントは、共晶溶液、相変化材料、混和性ギャップ合金、金属の混合物、セメントベースの材料、溶融塩（例えば、塩化物塩、硝酸ナトリウム、硝酸カリウム、硝酸カルシウム、ＮａＫＭｇ、またはＮａＫＭｇ－Ｃｌなど）、固体または溶融ケイ素、あるいはこれらまたは他の材料の組み合わせなどの任意の好適な手段によって、熱エネルギーを蓄積する熱エネルギー蓄積システム７０２に、熱エネルギーを供給する。ある実施形態では、熱エネルギー蓄積システム７０２は、熱エネルギー生成プラントのうちの１つ以上のものから熱エネルギーを受け取る熱エネルギー移送流体と同じ作動流体を利用する。場合によっては、熱エネルギー移送流体は、蓄熱媒体と同じであり、それと流体連通している。この例では、中間熱移送ループは場合によっては省略されてもよく、蓄熱媒体は、単一の熱移送ループを介して熱エネルギー生成プラントから直接的に熱エネルギーを受け取ることができる。熱エネルギープラントは、１つ以上の熱交換器を介して熱エネルギー蓄積システム７０２と熱連通することができるが、ある実施形態では、熱エネルギープラントを熱エネルギー蓄積システム７０２に結合するために、各熱エネルギープラントに対して別個の熱交換器が使用される。いくつかの例では、これは、必要に応じて、複数の熱エネルギー源を追加またはシステム８００から除去することを可能にする。

ある実施形態では、補助電力システム８０２を熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。熱エネルギー蓄積システム７０２は補助電力システム８０２に熱エネルギーを選択的に供給することができ、補助電力システム８０２は、その熱エネルギーを使用して、１つ以上の原子炉７０４、７０６、７０８に電気を供給するためなどの電力を生成する。場合によっては、補助電力システム８０２は、１つ以上の原子炉に自力起動（ｂｌａｃｋｓｔａｒｔ）能力を供給することができる。これは、停電の場合、または、電力網からの電気が利用できない場合であっても原子炉を始動させるときに、原子炉に専用の電力を提供することができる。これはさらに、原子炉をプラントの残部から切り離し、電力網から切り離す。もちろん、補助電力システム８０２は、熱エネルギー生成プラント、熱エネルギー蓄積システム７０２、または、無停電バックアップ電力から利益を得る任意の他のシステムのうちの任意のものに、バックアップ電力を供給することができる。

熱エネルギー蓄積システム７０２は、上述のように、外部負荷のためのエネルギーを生成することができるエネルギー変換システム７１０に熱結合することができる。多くの場合、外部負荷７１６は熱エネルギーまたは電力のいずれかを必要とし、そのいずれもが、エネルギー変換システム７１０によって供給され得る。場合によっては、エネルギー変換システム７１０は、蒸気発生器およびタービンを介して、熱エネルギーを電力に変換するであろう。しかし、場合によっては、熱エネルギー蓄積システム７０２が、圧縮され加熱されたガスをタービンに直接供給することができ、タービン発電プラントで典型的に使用される蒸気発生器を省略することができる。

一例として、熱エネルギー蓄積システム７０２またはエネルギー変換システム７１０は、蓄熱媒体を使用して、例えば、窒素、アルゴン、または水素などの作動ガスを加熱することができる。作動ガスは、加熱されてもよく、４ａｔｍまで、または５ａｔｍまで、または６ａｔｍまでなど圧縮されてもよいが、ある実施形態では４ａｔｍ未満に加圧される。作動ガスは、６００℃、６５０℃、７００℃、７２５℃、または７５０℃以上などまで加熱されることができる。作動ガスはタービンに直接供給されることができ、ガスは次いで膨張し、タービンを駆動することができる。ある実施形態では、タービンは、ブレイトン（Ｂｒａｙｔｏｎ）サイクルまたは再生ブレイトンサイクルで動作する。ガスの圧力比を選択して制御し、ブレイトンサイクル効率を改善することができる。もちろん、作動温度で気化し、タービンを駆動するために使用することができる、非混和性塩のような他の作動ガスを使用することができる。

図９は、統合エネルギーシステム９００の実施形態を示しており、この実施形態では、原子力熱プラント２００が熱エネルギーを蓄熱システムに供給する。単独の原子力熱プラント２００が図示されているが、２つ以上の原子力熱プラントおよび／または他の熱エネルギープラントを組み合わせて、熱エネルギー蓄積システム７０２に熱エネルギーを供給することができることが理解されるべきである。次に、熱エネルギー蓄積システム７０２は、発電２１２、地域暖房５１４、または工業熱５１２の負荷を含むことができる１つ以上の負荷５１０に熱エネルギーを供給する。場合によっては、負荷５１０は数日または数週間にわたって比較的低くてもよく、熱エネルギー蓄積システム７０２は熱飽和状態になり得る。すなわち、熱エネルギー蓄積システム７０２は、原子力熱プラントまたは他の接続された熱エネルギー源からいかなる追加の熱も受け取ることができない場合がある。したがって、熱エネルギー生成プラントによって生成された熱エネルギーは、利益をもたらすいくつかの他の補助熱利用９０２に転送することができる。場合によっては過剰な熱は雰囲気に放出されるが、場合によっては、蓄熱システムが受け取ることができるものを超える過剰な熱は、他のプロセス、とりわけ、例えば、水淡水化または水素製造などに使用することができる。もちろん、補助熱利用９０２は、蓄熱システムが飽和していない場合でも、熱エネルギーを供給されることができる。例えば、熱エネルギー源からの熱エネルギーは、熱エネルギー蓄積システム７０２に供給されると同時に、補助熱利用９０２に対して使用されてもよい。

これらの補助熱利用９０２は、熱エネルギーが熱エネルギー蓄積システム７０２に供給される前に、熱エネルギーの一部を受け取ることができ、または、これらの補助熱利用９０２は、例えば、蓄熱システムが満タンになっている場合、または、後の使用のために熱エネルギーを蓄積するよりも補助熱利用９０２のほうが熱エネルギーのためのより高く、より良好な目的であると見なされる場合には、生成された熱エネルギーのすべてを選択的に受け取ることができる。

ある実施形態では、熱エネルギー蓄積システム７０２は、発電システム２１２の上方の高さに位置する。例えば、熱エネルギー蓄積システム７０２は、発電プラント２１２よりも高い高さになるように丘の上に建設されてもよい。この配置は、熱エネルギーと、高さ変化による下流システム上の重力による圧力との両方を組み合わせることによる、複合エネルギー蓄積モードを利用する。複合エネルギー蓄積モードは、全体のエネルギー密度を増加させる。例えば、典型的な蒸気タービンシステムでは、タービンシステムを通して作動流体をポンプ輸送するために、１つ以上のポンプが必要である。ポンプは一般に、ピーク負荷に対応するサイズとされ、タービンシステムを通して、単位時間当たり、より高い体積で作動流体をポンプ輸送することによって、ピーク負荷需要を満たすように選択される。重力に依存することにより、システムは、蒸気発生器を通して追加の熱を送り、次いで、冷たい蓄積（ｃｏｌｄ ｓｔｏｒａｇｅ）タンクに送ることができる。ある実施形態では、この配置は、１つ以上のポンプの必要なサイズを小さくしたり、蒸気タービンシステムの１つ以上のポンプをなくしたりすることができる。

ある実施形態では、現在存在する格納敷地は、蓄熱システムに結合されるように原子力熱プラントを建設するのに適している場合がある。現在、もはや作業中でないか、または廃止され作業を中止する予定の原子炉敷地が数多く存在する。これらの場所はブラウンフィールド敷地（再開発用の更地、既存の工業用地）と呼ぶことができ、これは、環境保護庁によって、危険物質、汚染物質、または汚染物質の存在または潜在的存在によって、拡張、再使用、または開発が複雑になる可能性がある不動産として規定される命名法である。廃止された原子炉敷地は、ブラウンフィールド敷地の規定内にある一種の物理的敷地である。

しかしながら、原子炉のブラウンフィールド敷地は、本明細書に開示または記載されるシステムおよび方法にいくつかの利点を提供する。例えば、原子炉ブラウンフィールド敷地は、道路、公益事業（例えば、電力線、下水道、水道等）、敷地境界セキュリティ、格納建屋、パイプ、バルブ、付属建物等のような、すでに定位置にある民生用の建造物（ｃｉｖｉｌ ｗｏｒｋ）を有する。これらの構造物の多くは原子力熱プラントに再利用できるため、原子力熱プラントの建設・就役に要する時間とコストを大幅に削減することができる。

多くの原子炉のブラウンフィールド敷地には、軽水炉（「ＬＷＲ」）のような高圧原子炉を収容するように設計された格納構造物がある。これらの格納構造物は、より新しい世代の原子力熱プラントが必要とするであろう格納構造物をはるかに超えて設計されており、より新しい世代の原子力熱プラントの多くは、ＬＷＲと比較して比較的低い圧力で作動する。熱エネルギー蓄積システム７０２は原子炉ブラウンフィールド敷地から離れた場所に配置することができ、熱移送流体ループを介するなどして、本明細書に記載されるように、原子力熱プラントに熱結合することができる。熱輸送媒体が格納構造物から出て、原子炉敷地から離れた場所に配置された熱エネルギー蓄積システム７０２に熱エネルギーを送ることができるように、格納構造物内に通路を作ることができる。

既存の格納構造物は、１つ、２つ、またはそれより多い原子力熱プラントを収容するように構成することができる。例えば、単一の格納構造物では、格納構造物、燃料取り扱いシステム、および他の構成要素を共有する、複数の原子炉を建設することができる。格納構造物は、複数の原子炉およびそれに付随する支持装置を収容するために、２つ以上の原子炉室に分割されてもよい。二つ以上の原子炉は、とりわけ、燃料蓄積領域、サブシステム、原子炉炉心燃料供給／燃料除去システム、および燃料研磨システムを共有することができる。

場合によっては、原子炉を全出力で運転することが望ましい。本明細書に記載されるシステムおよび方法は、原子炉を蓄熱および発電システムから切り離すことによって、原子炉を、連続した全出力に留めることを可能にする。原子炉は熱エネルギーを蓄熱システムに継続的に供給することができ、この蓄熱システムは、原子炉が供給できる大きさよりも大きいエネルギーを蓄積し、かつ供給するような大きさにすることができる。したがって、原子炉は、時間の経過とともに蓄熱システムをゆっくりと「チャージ」することができる。原子炉が、蓄熱システムが受け取ることができない過剰な熱を生成する場合、過剰な熱は、工業プロセス熱、淡水生成、水素生成、または何らかの他の有益な目的などの補助目的のために、転送され、使用されてもよい。もちろん、過剰な熱は、代替的にまたは追加的に、雰囲気に放出されてもよい。

図１０は、熱エネルギー蓄積システム７０２に結合された原子力熱プラント２００を有する、統合エネルギーシステムの例示的な実施形態を示す。風力発電、太陽光発電、地熱発電、波力エネルギー発電、または他の再生可能エネルギー源などの追加のハイブリッドエネルギー源１００２を、同様に熱エネルギー蓄積システム７０２に結合することができる。図示するように、原子力熱プラント２００は原子炉敷地境界２１０およびＥＰＺ内に配置され、一方、熱エネルギー蓄積システム７０２および動力変換システム２１２のような残部のシステムは原子炉敷地境界２１０およびＥＰＺの外側に配置されている。

原子力プラントの伝統的な用途は発電である。しかしながら、多くのより新しい第４世代原子力プラントは、軽水炉（ＬＷＲ）の出口温度よりも著しく高い、５００℃を超える出口温度を有するように設計されている。したがって、この高品位熱の潜在的な適用可能性は、発電をはるかに超えて広がる。この図示の構造物では、原子炉２００は、原子炉敷地境界２１０の外側に配置された別個の熱エネルギー蓄積システム７０２に送られる熱源として使用される。より新しい原子炉の拡散防止特性と組み合わされた、炭素を含まないこと、または少なくとも低い炭素排出に加えて、この統合エネルギーシステム１０００の構造物は、（１）原子炉および総システムコストの低減、（２）再生可能エネルギーの、より大きな浸透を伴う、電力網における柔軟な電力需要（負荷）追従ならびに「利益追従」を可能にすること、（３）ＬＷＲでは現在可能ではない、天然ガスと競争力のあるコストで、高温プロセス熱を供給すること、および、（４）高温電気分解による水素生成を可能にすることなど、多くの有益な特徴を可能にする。

これらの能力は、現在世界の温室効果ガス排出量の約７５％を占める工業プロセスおよび輸送部門における劇的な炭素削減を可能にする。

原子力プラントが直面する現在の障害の１つは、原子力プラントの建設および始動に関連する建設およびライセンスコストの先行投資である。原子力プラント建設における主要なコスト要因の１つは、原子力技術そのものではなく、むしろ、厳格な原子力基準によって規制される大規模建設プロジェクトのコストである。したがって、資本コスト削減を約束する最大のものの１つは、必ずしも原子炉自体の技術進歩ではなく、プラント設計であることになる。本明細書に記載されるように、原子炉敷地内の建設プロジェクトの範囲および複雑さを大幅に単純化し、低減することによって、典型的な原子力プラントを建設することに関連する主要なコスト要因は劇的に減少する。本明細書に記載される様々な構造物の実施形態では、原子力プラントおよび原子炉建設プロジェクトの範囲が、その最も基本的な形態にまで縮小される。単純化された原子炉は熱エネルギーの生産者となり、ここでは原子力熱プラントと呼ぶ。

ある実施形態では、原子力熱プラントと、統合エネルギーシステムの残部の部分との間のインターフェースは、熱交換器であり、熱交換器の下流の残部のシステム構成要素は、機能的および空間的に原子力熱プラントから分離される。この構造物では、熱エネルギー蓄積と、動力変換システムを含むプラントの残部とは、より規制の少ない、より安価で、完全に商品化された環境で建設され、運転される。

溶融塩蓄熱システムは比較的安価であり、多くの場合、バッテリー蓄積よりも一桁安価であり、ＧＷｈスケールで商業的な準備を達成している。適切な蓄熱システムは、現在、集光型太陽光発電産業の支援で使用されている。さらに、本明細書に記載された先進的な原子炉の優れた安全上の利点のために、非常に小さいＥＰＺが可能であり、これは、これらの原子炉の、熱消費体へのより近接した配置を可能にする。

記載された統合エネルギーシステムはまた、現在および将来の電力市場において原子力が直面する別の課題に対処する。例えば、間欠的な再生可能エネルギー源によって発電される電力の割合が増加することにつれて、典型的には９ａｍ－４ｐｍの時間帯に、過剰生産を伴う、電力供給の大きな変動があり、太陽エネルギーが電力価格を非常に低い値に押し下げたり、さらにはマイナスの領域に押し下げたりする。現在の原子力プラントは典型的には急速負荷追従の柔軟性が制限されており、場合によっては、比較的高い設備利用率を維持するように駆動されて、低レベル化された電力コスト（ＬＣＯＥ）を達成する。したがって、たとえ日々変動する電力需要に原子力発電所が適合することができたとしても、そのＬＣＯＥは増加し、代替技術と競合することを困難にする。塩蓄熱は、多くのタイプの原子力熱プラントが、１００％の設備利用率（またはそれに非常に近い）で運転し、エネルギーを熱エネルギー蓄積タンク、例えば塩タンクに蓄積し、需要が高くて価格も高い期間中に電力を販売することを、可能にする。

温室効果ガスの排出を削減する上で重要な考慮事項は、他の工業プロセスへの脱炭素の拡大である。エネルギー消費は、この部門では主に熱の形態で膨大であり、石油および化学物質が主要な消費体である。約５１０℃～５４０℃以上の高い出口温度と、これらの温度に適合する蓄熱媒体とを有する、本明細書に記載の統合エネルギーシステムは、石油精製所、様々な化学プラント、ソーダ灰生産プラント、パルプおよび製紙プラント、食品加工プラントなどの、約５００℃までの多数の消費体に熱を供給する機会を供給する。また、熱と電力の両方を生産するコージェネレーション発電所にも大きな可能性がある。

輸送部門は、工業製造に次いで世界のエネルギー消費量の２番目に大きな割合を占めている。最近まで、輸送はガソリン燃料のみによって行われ、この部門ではクリーンな原子力エネルギーは関与していなかった。これは、最近の、水素で走る、バッテリーと燃料電池で駆動する電気自動車の到来に伴って変化している。本明細書に記載されているような統合エネルギーシステムは、これらの製品の両方を、炭素を含まずに提供することができ、輸送部門の脱炭素に著しい影響を与える。

本明細書に記載の統合エネルギーシステムは、高温電気分解および熱を使用して水素を生成することができる。蓄積された熱エネルギーは、水から水蒸気を発生させるために使用することができ、電力のようなハイブリッドエネルギーは、オーム加熱を通してのように、電気分解装置内の温度を７５０℃～９００℃まで上昇させるために使用することができる。ある実施形態では、電気分解装置内の熱交換器は、水素流および酸素流から熱を回復させて、電気分解装置温度を所望の温度に維持または場合によっては閾値温度を超える温度に維持するために必要とされるオーム加熱エネルギーの量を低減することができる。さらに、記載される統合エネルギーシステムは、自動車のバッテリーを充電するような電力と、水素との両方を同時に発生させることができる。例えば、電力が不要な場合には、発生した熱エネルギーを利用して追加の水素を発生させ、現在ガソリンで行われているような長距離にわたる配給のために水素を蓄積することができる。数時間の期間や比較的短い輸送距離に限定されるＧＷスケールの蓄熱とは異なり、水素はずっと長い時間蓄積でき、長距離輸送が可能である。したがって、統合エネルギーシステムを利用して水素を発生させることができ、これは長期間蓄積し、長い距離を輸送し、後に燃料源として使用することができる。

ある実施形態では、原子力熱プラントおよび統合エネルギーシステムは、もっぱら、または部分的に、水素生成プラントに結合することができ、水を水素および酸素に分けるために電力を利用する電気分解プロセスを使用することができる。ある例では、統合エネルギーシステムは、天然ガスプロセスの水素蒸気改質で使用するために、生成された蒸気に熱動力を供給することができる。いくつかの場合において、高温電気分解プロセスは、大きな量の電気分解エネルギーが熱によって供給され得、それによって電気エネルギーの量を減少させ、したがって水素を生成するためのコストを減少させるプロセスである。いくつかの場合において、高温電気分解プロセスは、本明細書に記載されるような統合エネルギーシステムによって供給され得る、約８００℃の温度を有する熱エネルギーを利用する。

図１１は、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４と連通する原子力ブロック１１０２を有する統合エネルギーシステム１１００を示す。統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、次に、電力ブロック１１０６と連通する。電力ブロック１１０６は、外部負荷１１０８と連通することができる。ある実施形態によれば、原子力ブロック１１０２は、本明細書で説明したように、原子力アイランドを取り囲む原子炉敷地境界１１１０を有する、原子力熱プラントなどの１つ以上の原子炉を備える。１つ以上の原子力熱プラントが原子力ブロック１１０２の一部として含まれてもよく、１つ以上の原子力熱プラントが統合エネルギー蓄積ブロック１１０４に結合され、それら自体の別個の原子炉敷地境界１１１０を維持してもよい。統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、本明細書に記載されるような任意の好適な蓄熱から構成されてもよく、一例として、原子力ブロックから熱エネルギーを受け取るために、安定した温度で熱エネルギーを蓄積する相変化材料に依存する塩タンクを含んでもよい。本明細書では蓄熱システムまたは熱エネルギー蓄積システムとも呼ばれる統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、原子炉敷地境界１１１０によって規定され得る境界１１１２によって、原子力ブロック１１０２から分離されている。いくつかの例では、原子力ブロック１１０２と統合エネルギー蓄積ブロック１１０４との間の主要な連通（伝達）は、原子力ブロック１１０２によって生成された熱エネルギーを統合エネルギー蓄積ブロック１１０４に伝送する１つ以上の熱交換器である。

統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、電力ブロック１１０６と熱連通する。熱連通は、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４から電力ブロック１１０６に熱エネルギーを伝送するように構成された１つ以上の熱交換器によって行われてもよい。電力ブロック１１０６は、例えば、熱エネルギーを電力に変換してもよく、これは、蒸気タービンなどのタービン、または何らかの他の種類の、熱エネルギーから電気エネルギーへの変換システムによって実行されてもよい。電力ブロック１１０６は、熱エネルギーを利用して、電気を生成し、例えば、電力網などの外部負荷１１０８に伝送することができる。

多数の様々な理由の任意のもので世界が石炭火力発電所から遠ざかるので、廃止された石炭火力発電所の装置は、他のエネルギー源によって利用することができる。例として、石炭火力発電所が廃止された場合、ボイラ下流の装置は、熱源に関して寛容である。例えば、タービンブロック、スイッチヤード、コンデンサ、発電機、および電気配線は、すべて、別の熱エネルギー源で依然として使用可能である。石炭火力発電所が廃止されると孤立資産（オーファン資産）になるこれらの貴重な資産は、別の、炭素を含まない熱エネルギー源が孤立資産を利用して発電を継続する機会を生み出す。

いくつかの実施形態によれば、石炭の、プラントの残部の電力ブロック（例えば、ボイラの下流の全て）は、付随するパイプ、計装および制御とともに、ボイラドラム、ペンダント過熱器、高圧タービン、再熱器、中間圧タービン、低圧タービン、凝縮器、供給ポンプ、脱気器、供給ヒーター、節炭器、冷却塔、発電機、変圧器、および送電系統のような機器を含む。これらの孤立資産は、本明細書に記載されるように、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４（例えば蓄熱システム）によって供給され得る熱エネルギー源に関して寛容である。

統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、１つ以上の原子力熱プラント、太陽熱エネルギー、地熱エネルギー、風力熱エネルギー、波エネルギー、または熱エネルギーの任意の他の適切な生成器など、多数の熱エネルギー源の任意のものから熱エネルギーを受け取ることができる。ある実施形態によれば、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、任意の形態の熱エネルギーを組み合わせて、任意の形態の電力ブロック１１０６と使用可能にすることを可能にし、電力ブロック１１０６から原子力ブロック１１０２を切り離すさらなる利点を提供する。

この構造物は、多くの利点を提供する。一例として、原子力ブロック１１０２と、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４の下流の全ての装置とからの規制上の隔りがあり、原子力ブロック１１０２を電力ブロック１１０６に適合させる際に柔軟性がある。例えば、原子力ブロック１１０２は、動力出力に関して電力ブロック１１０６と適合する必要はない。原子力ブロック１１０２は全出力で作動し、熱エネルギーを統合エネルギー蓄積ブロック１１０４に伝送し、次いで、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、任意の適切な方法で、電力ブロック１１０６のタービンを駆動するための熱エネルギーを供給し得る。したがって、電力ブロック１１０６の動作は、原子力ブロック１１０２の動作から完全に独立している。

ある実施形態によれば、原子力ブロック１１０２は１００％の能力で動作させることができるが、原子力ブロック１１０２は統合エネルギー蓄積ブロック１１０４によって電力ブロック１１０６から切り離されているため、電力ブロック１１０６は、完全に電力需要に負荷追従することができる。

記載された構造物はまた、設計効率における利点をもたらす。もはや、原子炉を特定の電力ブロック１１０６に適合させる必要はない。一般的な原子炉は、一般的な電力ブロックに適合させることができ、これにより、各任意の電力ブロックに動力を適合させるための新しい原子炉開発の必要性がなくなる。一般的な原子炉とは、任意の設計および動力出力の原子炉を指す。一般的な電力ブロックとは、任意の設計、大きさ、種類、および電力出力の、熱エネルギーから電気への変換システムを指し、例えば、蒸気発生器を含む。

ある実施形態では、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、原子力ブロック１１０２の出力を受け入れ、電力ブロック１１０６の要求に従って熱エネルギーを供給するように設計される。ある実施形態では、記載される構造物は、単一の原子炉設計または複数の原子炉設計の組み合わせを、電力ブロック１１０６に適合させることを可能にする。例えば、電力ブロックがタービンに１６００ＭＷｔｈの蒸気を必要とする場合、その必要性は、１６００ＭＷｔｈの原子炉１基、８００ＭＷｔｈの原子炉２基、１２００ＭＷｔｈの原子炉１基および４００ＭＷｔｈの原子炉１基などで満たすことができる。いくつかの例では、統合エネルギーブロック１１０４は、１つ以上の原子炉設計からの動力集積者（アグリゲータ）（ａｇｇｒｅｇａｔｏｒ）として働き、したがって、バッファとしての統合エネルギーブロック１１０４に依存することによって、１つ以上の原子炉への電力ブロック１１０６の結合の柔軟性、拡張性、および時間的独立性を可能にする。これにより、さらに、原子力ブロック１１０２および電力ブロック１１０６は、設計、構築、および動作の観点から、完全に切り離され、独立であることが可能になる。さらなる利点は、この構造物が、複数のタイプの電力ブロック（例えば、４００ＭＷｔｈ、８００ＭＷｔｈ、１２００ＭＷｔｈ、１６００ＭＷｔｈ、２０００ＭＷｔｈ、２４００ＭＷｔｈ等）と併せて使用される、４００ＭＷｔｈプラントのような単一の原子炉設計の使用を可能にすることである。ある実施形態では、原子力ブロック１１０２と電力ブロック１１０６との間に真の不適合が存在してもよく、例えば、１６００ＭＷｔｈを出力する原子炉ブロック１１０２が、１５００ＭＷｔｈの電力ブロック１１０６と適合することができる。言い換えると、原子力ブロック１１０２は熱動力出力を有することができ、電力ブロック１１０６は、原子力ブロック１１０２の熱動力出力よりも大きいかまたは小さい熱動力入力を有することができる。別の言い方をすれば、原子炉ブロック１１０２は、電力ブロック１１０６のネームプレート容量（銘板容量）（ｎａｍｅｐｌａｔｅ ｃａｐａｃｉｔｙ）とは異なるネームプレート容量を有することができる。本明細書で使用されているように、ネームプレート容量は、施設の全負荷維持出力である。ネームプレート容量は、典型的には、局のパワー出力を分類するために規制機関に登録された数であり、通常、ワット、メガワット、またはギガワットで測定される。ネームプレート容量は、電力ブロック１１０６を記述するために使用される場合には、電力ブロック１１０６が全出力で動作するときに電力に変換され得る、電力ブロック１１０６への動力入力（入力される動力）を参照するために使用されてもよい。

このタイプの不適合は、本明細書で説明される方法で対処することができ、いくつか例を挙げると、過剰な熱エネルギーを他の目的のために使用することによって、統合エネルギー蓄積ブロックをスケーリングすることによって、および、統合エネルギー蓄積ブロックから電力ブロックに熱エネルギーを依然として供給しながら原子力停止を計画することによって、または、原子力ブロック１１０２が、電力需要が低減された時間中に統合エネルギー蓄積ブロック１１０４をチャージすることを可能にすることによって、対処することができる。場合によっては、電力ブロック１１０６は、１００％能力より低い電力出力にまで、動作可能にスケールバックすることができ、一方、原子力ブロック１１０２は、１００％動作能力で動作することができる。

同様に、原子炉ブロック１１０２は、原子力ブロック１１０２の熱動力生成容量（能力）と蓄熱ブロック１１０４の蓄熱容量（能力）との間の不適合を有する統合エネルギー蓄積ブロック１１０４に結合することができる。言い換えれば、原子力ブロック１１０２は、蓄熱ブロックの蓄積容量（能力）未満の生成容量（能力）を有することができる。場合によっては、原子炉ブロックの生成容量は、蓄熱ブロックの蓄積容量の１０％、２０％、３０％、４０％、５０％、６０％、７０％、８０％のオーダーであってもよい。

ある場合には、原子力ブロック１１０２は、電力ブロック１１０６にとっては理想的でないかもしれない温度で熱エネルギーを生成する。一例として、原子力ブロック１１０２は、５００℃の出口温度を提供することができ、電力ブロック１１０６は５５０℃の蒸気を必要とすることができる。これらの場合、温度不足は、（１）蓄熱媒体をより高い温度に加熱することができるピーカタンク、（２）蒸気がタービンを通って送られる前に蒸気に追加の熱エネルギーを加えること、（３）タービンをより低い効率で運転すること、または、温度不適合に対処するために何らかの他の解決策を利用することによって、補充することができる。

ある実施形態では、ハイブリッド技術を使用して、原子力ブロック１１０２の熱エネルギーを補充することができる。例えば、原子力ブロック１１０２が供給できるよりも大きい入口蒸気温度を電力ブロック１１０６が必要とする場合には、オーム加熱、天然ガス、水素、または何らかの他のエネルギー源などの代替技術を利用して、蒸気温度をピークにし、適切な効率で電力ブロック１１０６を作動させることができる。

ある実施形態によれば、統合エネルギーシステム１１００において、原子力熱プラントと併せて、孤立した電力ブロック１１０６資産を利用することは、多数の利益をもたらす。例えば、敷地は既に承認されて運営されており、配置は既に行われており、このことは、数億ドルの装置が廃棄されるよりもむしろ炭素を含まない発電運転でさらに利用されることを可能にし、敷地は、他の利益と共に、すでに伝送インフラストラクチャと電力網とに接続されている。

原子力ブロック１１０２および統合エネルギー蓄積ブロック１１０４を、孤立した石炭の電力ブロック１１０６資産と組み合わせる前述の説明は、孤立した天然ガス資産にも同様に適用可能である。多数の様々な理由の任意のものでガス火力発電所が廃止されるので、これらの発電所からの電力ブロックは、電力ブロック１１０６と、熱エネルギーを供給する統合エネルギー蓄積ブロック１１０４とを結合することによって利用することができ、ガス火力発電所のタービンを駆動することができる。統合エネルギー蓄積ブロック１１０４は、１つ以上の原子炉、太陽熱エネルギー、風力エネルギー、地熱エネルギー、水力エネルギー、または任意の他の適切な熱エネルギー源など、多数の異なる源の任意のものから熱エネルギーを受け取ることができる。

電力ブロック１１０６が統合エネルギー蓄積ブロック１１０４の出力温度よりも高い温度を必要とするいくつかの例では、廃止されたガス火力発電所は、タービンサイクルの効率を改善するために、蓄熱媒体またはタービン作動流体の温度をピークに上げるために使用することができる天然ガスの、利用可能な供給源を有することになる。加えて、電力ブロック１１０６は、それ自体は、最適な入口蒸気圧力よりも低いことから、より低い効率で発電する可能性があるが、生成された電力の一部を転送して入口蒸気の温度をピークにし、電力ブロックのためのより理想的な温度にまで入口蒸気が上昇するのにつれて、次第にその効率を上昇させることができる。

ある実施形態によれば、ブラウンフィールド敷地は、孤立した装置を、統合エネルギー蓄積ブロック１１０４および原子力ブロック１１０２と組み合わせることによって、孤立した装置を利用する機会を提供する。ブラウンフィールド敷地で利用可能な既存のインフラストラクチャ（基幹施設、社会的生産基盤）を利用することによって、別のやり方では使用が困難な敷地を、新しい建設よりもはるかに低いコストで、かつ、ライセンス供与および就役の時間およびコストを削減して、修復し、炭素を含まないエネルギー生産施設にまで発展させることが可能になり、敷地を、積極的に使用するように再開発することができる。

図１２Ａを参照する。原子力熱プラント１２０２を有する統合エネルギーシステム１２００が示されている。例示的なイラストレーションとして、ナトリウム冷却原子炉が示されている；しかしながら、本明細書に記載のシステムおよびアーキテクチャ（構成）を有する任意の種類の原子炉を利用することができることを理解されたい。ナトリウム冷却原子炉は、原子炉格納容器を含む原子力アイランド１２０４内に位置する。原子炉敷地境界１２０６は、原子力アイランド１２０４を取り囲んでいる。原子力アイランド１２０４および敷地境界１２０６内に、中間熱ループ１２０８がある。これは、図示の例ではナトリウムループである。いくつかのナトリウム冷却原子炉では、中間熱ループ１２０８は、複数の理由から好ましい。例えば、ナトリウムと水／蒸気とは、エネルギー的に相互作用する。ナトリウム冷却原子炉内の中間ループ１２０８は、典型的には、例えば蒸気発生器管の破断の場合において、原子炉容器内の高放射能の一次ナトリウムと蒸気とを分離するために必要である。中間熱ループ１２０８内のナトリウムは、原子炉容器１２１２内に位置する一次熱交換器１２１０を通過するときに、中性子束によって放射化され、放射性となる。しかしながら、原子炉容器１２１２内の一次ナトリウムよりも、その程度ははるかに小さい。

原子炉のいくつかの実施形態では、一次熱交換器１２１０は、原子炉容器１２２１内の一次ナトリウム冷却材から中間熱ループ１２０８内のナトリウム冷却材へと、熱エネルギーを移送する。多くの場合、一次熱交換器１２１０は、ナトリウム／ナトリウム熱交換器である。次いで、中間熱ループ１２０８は、熱エネルギーを、別の熱移送（伝熱）媒体に移送することができる。当該別の熱移送媒体は、図示の例のように、中間熱交換器１２１４内の塩であってもよい。次いで、塩は、蓄積と、動力変換システム１２２２による利用とのために、熱エネルギーを蓄熱システム１２２０に移送する。動力変換システム１２２２は、１または複数の蒸気発生器１２２４を含んでもよい。また、動力変換システム１２２２は、発電のために使用され得る、１または複数のタービン１２２６および凝縮器１２２８を含んでもよい。図示の中間熱ループ１２０８の１つの効果は、ナトリウムサイクルと蒸気サイクルとの間の分離を維持することである。また、中間熱ループ１２０８は、原子炉容器１２１２および原子炉炉心から塩ループ１２３０を遠隔配置することによって、塩の放射化を低減または防止する。

図１２Ｂは、中間熱ループがシステムアーキテクチャから除かれた、原子力熱プラント１２０２を有する統合エネルギーシステム１２５０を示す。例えば、原子炉容器１２１２内の一次冷却材ループは、蓄熱システム１２２０の熱移送（伝熱）ループ１２３０と直接熱連通している。中間熱ループを除くことで、構造、配管、バルブが簡素化され、コストが削減される。これは、原子炉容器内の一次熱交換器１２１０から熱エネルギーを受け取る塩システムアーキテクチャ（構成）によって、少なくとも部分的には達成される。その結果、動力変換システムの蒸気サイクルとナトリウムループとの間の分離が維持される。

しかしながら、さらに考慮すべきことは、原子炉容器１２１２内の一次熱交換器１２１０を通過する熱移送媒体（例えば、塩）による、塩システムの中性子放射化（neutron activation）である。

図１３Ａおよび図１３Ｂは、ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器（compact heat exchanger）（「ＣＨＸ」）１３００の実施形態を示す。コンパクト型熱交換器１３００は、プリント回路熱交換器（printed circuit heat exchanger）、プレート熱交換器（plate heat exchanger）、成形プレート熱交換器（formed plate heat exchanger）、またはハイブリッド熱交換器（hybrid heat exchanger）であってもよい。そこでは、２つ以上の媒体が、１または複数の接合されたプレートにおける互いに反対向きの側を流れる。冷却媒体は、高圧下にあってもよいが、ある実施形態では、低圧であってもよい。ある実施形態ではナトリウムおよび塩である作動流体は、２Ｄまたは３Ｄプレートパターンを通じて、１または複数の接合されたプレートの両側を流れるようにされてもよい。当該２Ｄまたは３Ｄプレートパターンは、所望の熱長さ（thermal length）および圧力降下を生じるように構成することができる。本明細書で使用されているように、ナトリウムおよび塩がＣＨＸ内の例示的な作動流体として使用されつつ、ナトリウムは、原子炉炉心内の冷却流体として使用され、塩は、熱エネルギーを原子炉容器の外部に移送するための熱移送流体として使用される。ある実施形態では、ＣＨＸは、ナトリウムプール原子炉と共に使用される。

ナトリウム入口１３０２は、ＣＨＸのある側に隣接して形成され、ナトリウム出口１３０４は、ＣＨＸの反対側に形成されてもよい。ある実施形態では、原子炉容器内に設置された構成において、ナトリウム入口１３０２は、ＣＨＸの上面に隣接していてもよく、ナトリウム出口１３０４は、ＣＨＸの底面に隣接していてもよい。ある実施形態では、ナトリウム入口１３０２は、ナトリウム出口１３０４よりも高くてもよい。しかしながら、他の実施形態では、ナトリウム入口１３０２は、ＣＨＸの任意の側にあってもよいか、またはＣＨＸの任意の側に隣接していてもよく、ナトリウム出口１３０４は、ＣＨＸの他の任意の側にあってもよいか、またはＣＨＸの他の任意の側に隣接していてもよい。多くの場合、ナトリウム入口１３０２およびナトリウム出口１３０４は、ＣＨＸにおける互いに反対向きの側にある。

塩入口１３０６は、ＣＨＸ１３００のある１つの側に配置されもよいか、またはＣＨＸ１３００のある１つの側に隣接して配置されてもよい。これは、ナトリウム入口１３０２を有するように構成された側に対して直交する側であってもよい。塩出口１３０８を塩入口１３０６と同じ側に形成して、原子炉容器の同じ側にて出入りし得る塩ループ配管を設けてもよい。しかしながら、塩入口１３０６および塩出口１３０８は、ＣＨＸ１３００の異なる表面上にそれぞれ形成されてもよい。

ＣＨＸ１３００は、複数の表面溝１３１２を有する一連の平行なプレート１３１０から形成されてもよく、該複数の表面溝１３１２は、一連の平行なプレート１３１０が互いに接合されるときに一連のチャネルを形成するように、互いに隣接して配置されてもよい。表面溝１３１２は、光化学的にエッチングされるか、機械的に形成されるか、またはその他の何らかの処理を通じて、上記プレートの表面に形成されてもよい。当該表面溝１３１２は、流体経路長、圧力降下等の所望の流動特性を提供するように、寸法決めされ配置構成されてもよい。

多くの場合、プレート１３１０は、互いに拡散接合される。これは、上記接合に対し母材金属の強度をもたらす固相溶接処理（solid-state welding process）であり、優れた熱流体性能を可能にし、かつ、ＣＨＸ１３００を通る２Ｄおよび／または３Ｄ流体経路の設計の最適化を可能にする。

ある実施形態では、同時にＣＨＸのすべての層を通る流体連通経路を提供するヘッダまたはマニホルド（図示せず）が流体入口または流体出口に取り付けられてもよい。代替的に、または追加的に、ＣＨＸ１３００内に一体型ヘッダを提供するように、ポートをプレート形成段階中に構成することができる。ある場合には、ＣＨＸ１３００は、マニホルドによって接続されたヘッダとポートとの混合体でセミポートされても（semi-ported）よい。

ＣＨＸ１３００は、任意の適切な材料から形成されてもよく、意図する用途に適したサイズで形成されてもよい。多くの場合、ＣＨＸ１３００は、同じ用途のための円筒多管式熱交換器よりも実質的に小さいように形成することができる。言い換えれば、原子炉容器内で使用される場合、ナトリウム／塩熱交換器として設計されたＣＨＸ１３００は、同様の熱エネルギー移送能力を有する、ナトリウム／塩熱移送のために構成された円筒多管式熱交換器よりも、実質的に小さくてもよい。ある場合には、ＣＨＸ１３００には、同様の用途のための同等の円筒多管式熱交換器よりも、約７分の１の体積が必要である。

図示の例では、一次ナトリウムは、上面に形成されたナトリウム入口１３０２から開いたスロットを通って下流へ、ＣＨＸ１３００のプレート間に形成されたチャネルを通り、ＣＨＸ１３００の底面に形成されたナトリウム出口１３０４へと流れる。塩は、塩入口１３０６に入り、分配器を通じて低温チャネルに分配され、ＣＨＸ１３００内に形成されたチャネル内を上方へ流れて、塩出口１３０８から出る。このような構成では、高温流体が、ＣＨＸの頂部付近から出入りし、低温流体が、ＣＨＸの底部付近から出入りする。当該構成は、効率的な流体の流れを促すために、自然の対流サイクルを利用している。

許容可能な圧力降下を指定することができる。典型的には、運転コストを低減し、サイクル効率を向上するために、より低い圧力降下が望ましい。ある実施形態では、ＣＨＸを通るナトリウムの圧力降下は、約６ｐｓｉ（ポンド毎平方インチ）未満であるか、または約５ｐｓｉ未満であるか、または約４ｐｓｉ未満であるか、または約３ｐｓｉ未満である。より低い圧力降下には、典型的に、短い流れの長さおよび低い粘性が必要とされ得る。これは、その熱移送（伝熱）係数に直接影響する。圧力降下は、流れの長さ、流体の粘性および／または流れの幅を変化させることによって調整することができる。同様に、全体の熱移送（伝熱）は、層の数および熱移送（伝熱）面積の変化によって、影響を受け得る。

プレート表面の種類は、特定の目的のために適応させることができ、表面密度および熱移送係数を高めるように形成してもよい。当該プレート表面の種類は、鋸歯状（serrated）、矢筈模様状（herringbone）、または多孔状（perforated）等の、任意の適切な配置構成を有するフィンとして形成してもよい。もちろん、その他の配置構成も可能であり、本明細書において想定されている。組み合わせにおいて、または代替的に、通路は、任意の適切な方法を通じてプレート内に直接的に形成されてもよいが、ある場合には、光化学的エッチングにより形成されてもよい。

通路は、任意の適切なサイズおよび断面形状であり得る。ある実施形態では、形成されるチャネルは、約０．５ｍｍ、または約０．７５ｍｍ、または約１ｍｍの半径を有する半円形である。もちろん、ＣＨＸの設計流量パラメータに従って、その他の適切な断面形状およびサイズが考えられる。

図１４Ａおよび図１４Ｂは、ナトリウム／ナトリウム円筒多管式熱交換器１４０２（図１４Ａ）とナトリウム／塩ＣＨＸ１４０４（図１４Ｂ）との間の相対的なサイズ差を示す。特に、ナトリウム／塩円筒多管式熱交換器は、図１４Ａに示すナトリウム／ナトリウム円筒多管式熱交換器よりも、著しく大きい。

図１４Ａは、ナトリウム／ナトリウム熱移送のために設計された円筒多管式熱交換器１４０２を有する原子炉１４００の模式図を示す。図から分かるように、ナトリウム／ナトリウム熱交換器１４０２は、原子炉容器１４０６内の最大の構成要素のうちの１つであり、原子炉１４００を設計する際の主要な設計因子である。実際、ナトリウム／ナトリウム熱交換器１４０２は、大部分において、原子炉容器１４０６の高さを決定するが、これは、格納構造物およびその他の構成要素の全体的なサイズに影響を及ぼすものである。

さらに、ナトリウム／ナトリウム熱交換器１４０２が相対的に高い中性子放射線を受ける炉心１４０８に隣接しているため、ナトリウム／ナトリウム熱交換器１４０２の遮蔽は困難であり、また費用がかかる。遮蔽は、原子炉容器１４０６内の空間的な制約により困難であり、かつ、熱交換器１４０２のサイズにより困難である。円筒多管式ナトリウム／ナトリウム熱交換器１４０２を円筒多管式ナトリウム／塩熱交換器に置き換える場合、ナトリウム／塩円筒多管式熱交換器は、図示のナトリウム／ナトリウム円筒多管式熱交換器１４０２よりも著しく大きいため、上記の考察事項は一層厳しいものとなる。

多くの典型的な構成では、冷却材塩は、ナトリウムの約１００分の１の熱伝導率を有する。その結果、ナトリウム／塩円筒多管式熱交換器には、ナトリウム／ナトリウム熱交換器よりも実質的に大きな熱交換器が必要となる。ある場合には、ナトリウム／塩熱交換器は、ナトリウム／ナトリウム円筒多管式熱交換器の２倍を超える高さである。ある場合には、ナトリウム／塩熱交換器をこれらの実施形態において利用することが有利であり得る。ここで、塩は、例えば統合エネルギーシステムにおける作動流体であり、塩は、熱エネルギー蓄積媒体である。典型的な中間ナトリウムループは、原子炉容器１４０６内の一次冷却材から熱エネルギーを受け取り、原子炉容器１４０６の外側の塩ループにそれを供給するものであるが、ナトリウム／塩熱交換器によって除かれ得る。しかしながら、ナトリウム／塩円筒多管式熱交換器を促進するためには、原子炉容器１４０６を著しく大きく（例えば、２倍高く）する必要があるので、中間ナトリウムループを除くことから実現されるいかなる利益も急速に失われてしまう。同様に、格納構造物も、より大きな原子炉容器１４０６を収容するために、サイズを増大させる必要がある。

ある実施形態では、原子炉容器１４０６内の熱交換器は、原子炉容器１４０６のサイズにおいて顕著な役割を演じる。熱交換器のサイズを低減することにより、原子炉容器のサイズをそれに応じて低減することができる。ある実施形態では、コンパクト型熱交換器１４０４が、原子炉容器１４０６内の一次ナトリウム／塩熱交換器として使用される。

図１４Ｂに見られるように、１または複数のＣＨＸ１４０４は、炉心１４０８から一定距離離間した場所において、原子炉容器１４０６内に配置することができる。ある場合には、放射線曝露の観点から、離間が重要である。例えば、ＣＨＸ１４０４が炉心１４０８から離間していればいるほど、ＣＨＸ１４０４が曝露する放射線は少なくなる。その結果、ＣＨＸ１４０４が炉心１４０８から離れて配置されていればいるほど、塩ループ内の塩の放射化を低減するために必要とされる遮蔽は少なくて済む。加えて、炉心１４０８からのＣＨＸ１４０４の距離を長くすると、原子炉容器１４０６内のナトリウムの自然循環を向上し、循環ポンプ１４１０のサイズを低減することができる。その結果、効率およびサイズのさらなる利点が得られる。ある場合には、原子炉容器１４０６内で１または複数のＣＨＸ１４０４を利用することによって、原子炉は、より大量の熱エネルギーの出力が可能となり、或いは、当該出力を犠牲にすることなしにサイズの低減が可能となる。

図１４Ａの円筒多管式熱交換器１４４０２では、熱交換器は炉心に隣接しており、熱移送流体の放射化を低減するために多量の遮蔽が必要となる。当該図１４Ａの円筒多管式熱交換器１４４０２と比較して、ＣＨＸ１４０４は小さく、炉心１４０８からより遠くに離間している。これにより、必要とされる遮蔽の量が低減する。したがって、ＣＨＸ１４０４により、設計、構造、遮蔽、配管および必要コストが著しく簡素化されたプール原子炉設計が可能となる。ある実施形態では、ＣＨＸは、プール型原子炉と共に使用される。ある実施形態では、プール型原子炉は、ナトリウムプール型原子炉である。ある場合には、ナトリウムプール型原子炉は、高速中性子スペクトルにおいて動作する。

ある実施形態では、ＣＨＸ１４０４内の塩ループの圧力は、ＣＨＸ１４０４のナトリウムループ内の圧力よりも高い圧力である。結果として、ＣＨＸ１４０４におけるいかなる漏れも、塩をナトリウム中に流入させるだろう。ある場合には、塩とナトリウムとの組み合わせの反応生成物は、ＣＨＸ１４０４内のあらゆる漏れを塞ぐ傾向があり得る。そのため、ＣＨＸ１４０４の構成要素が故障した場合に、内在的な安全性が提供され得る。さらに、ＣＨＸ１４０４内のいかなる潜在的な漏れも、原子炉のカバーガスシステムにて検出され得る。ＣＨＸ１４０４のサイズおよび位置は、ＣＨＸ１４０４の取り外しおよび交換を容易にする。そのため、円筒多管式熱交換器１４０２と比較して、ＣＨＸ１４０４の保守および交換の効率が高いものとなる。

ある実施形態では、複数のＣＨＸを、プール型原子炉で利用することができる。前述のように、ナトリウム入口がＣＨＸ上のより高い高さに配置されつつ、ナトリウム出口がＣＨＸ上のより低い高さに配置されてもよい。塩入口および塩出口は、ＣＨＸの同じ側に配置されてもよい。塩入口および塩出口は、ＣＨＸの設置、配管および任意選択的な交換における効率を促進するように配置されてもよい。ある実施形態では、塩入口および塩出口は、同軸の入口および出口のパイプによって提供されてもよい。もちろん、その他の構成、例えば、別の、非同軸のパイプが可能である。それだけでなく、塩入口および塩出口のその他の配置構成が可能であり、ＣＨＸ１４０４における隣り合う側または互いに反対向きの側に配置されてもよい。

２つ以上のＣＨＸからのナトリウム出口は、冷却されたナトリウムを炉心に戻す単一のナトリウム出口に併合してもよい。塩を作動流体として利用して、原子炉から熱エネルギーを受け取り、蓄熱システムにそれを移送することによって、追加のナトリウムループが除かれる。これはまた、ナトリウムの発火防止および遮蔽を有する大型のナトリウムパイプの必要性を改善し、従って、組立ておよびそれに伴うコストがさらに簡素化される。

例示的なＣＨＸ１４０４がナトリウムプール原子炉に関して説明されてきたが、本明細書中に記載の特徴および利点は、他の原子炉タイプに同様に適用可能であり得る。同様に、記載の冷却媒体は一例として塩を用いているが、これは例示であって、その他の媒体および媒体のタイプも考えられる。

図１５は、熱生成原子炉１５０４を備える原子力熱プラント１５０２を有する統合エネルギーシステム１５００を示す。原子炉１５０４は、蓄熱システム１５０６と熱連通している。蓄熱システムは、エネルギー変換システム１５０８と熱連通している。エネルギー変換システム１５０８は、外部負荷１５１０と連通している。

熱生成原子炉１５０４は実質的に本明細書に記載のようなものであり、現在知られている、または後に開発される任意の適切なタイプの原子炉であってよい。さらに、熱生成原子炉１５０４は、小型モジュール式原子炉、マイクロ原子炉、さらにはギガワットサイズの原子炉、またはそれよりも大きい原子炉等の、任意の適切なサイズの原子炉を含んでもよい。さらに、１または複数の原子炉（これは、同じタイプの原子炉であり得るか、または異なるタイプおよびサイズの原子炉であり得る）が、統合エネルギー変換システムにおいて利用され得る。

原子炉１５０４は実質的に本明細書に記載されているように、原子炉敷地境界１５１２によって取り囲まれている。原子炉敷地境界１５１２の外側に位置するのは、蓄熱システム１５０６である。記載のように、蓄熱システム１５０６は、任意の適切な種類の蓄熱システム１５０６であってもよく、任意の適切な種類の蓄熱媒体を利用することができる。例えば、蓄熱媒体は、共晶溶液、相変化材料、混和性ギャップ合金、金属の混合物（例えばＡｌＳｉ_１２）、セメントベースの材料、溶融塩（一例として、特に、塩化物塩、硝酸ナトリウム、硝酸カリウム、硝酸カルシウム、ＮａＫＭｇ、またはＮａＫＭｇ－Ｃｌ）、固体または溶融ケイ素、あるいはこれらまたは他の材料の組み合わせを含むことができる。

また、ある例では、蓄熱媒体は、エネルギー移送システム１５１４および／またはエネルギー供給システム１５１６内の熱移送（伝熱）流体としても使用される。この点に関して、エネルギー供給システム１５１６は、エネルギー変換システム１５０８と流体連通してもよく、エネルギー供給システム１５１６の熱供給流体は、蓄熱システム１５０６の蓄熱媒体と直接相互作用してもよい。同様に、ある例では、エネルギー移送システム１５１４は、蓄熱システム１５０６の蓄熱媒体と同じ熱移送流体を使用してもよい。場合によっては、蓄熱システム１５０６は、エネルギー移送システム１５１４、エネルギー供給システム１５１６、またはその両方と直接流体接触してもよい。

蓄熱システム１５０６は、エネルギー移送システム１５１４によって原子炉１５０４と熱連通している。エネルギー移送システム１５１４は、１または複数の熱交換器によって、原子炉１５０４と熱結合され、かつ、蓄熱システム１５０６と熱結合されてもよい。エネルギー移送システム１５１４は、典型的には絶縁導管を介して、熱エネルギーを蓄熱システム１５０６に移送し、そこで熱エネルギーは必要とされるまで蓄積される。

蓄熱システム１５０６は、エネルギー供給システム１５１６等によって、エネルギー変換システム１５０８と熱連通している。エネルギー変換システム１５０８は、熱エネルギーを別の形態の有用なエネルギーに変換することができる、現在公知のまたは後に開発される技術の任意の適切なタイプであってもよい。ある例では、エネルギー変換システム１５０８は、ｓＣＯ２タービンを利用してｓＣＯ２を機械的仕事に変換する超臨界ＣＯ_２（supercritical CO₂：ｓＣＯ２）動力サイクルである。これは、ブレイトンサイクルで動作してもよい。多くの場合、ｓＣＯ２はタービンを通って送られ、当該タービンは発電機のシャフトを回転させ、電力が生み出される。ｓＣＯ２は、蒸気よりも大きなエネルギー密度を有する。このことは、システム構成要素をより小さくすることにつながり、より大きな蒸気タービンと同様の正味の出力がもたらされる。さらに、作動流体としてｓＣＯ２を使用し、蒸気発生器を完全に除くことによって、システムに必要な資本建設コストははるかに少ないものとなる。そのうえ、ｓＣＯ２は、非爆発性、不燃性、無毒性、および相対的に安価である。

ある実施形態では、ｓＣＯ２は、熱交換器等によって、蓄熱システム１５０６からの塩によって加熱される。ｓＣＯ２は、タービン内で膨張するため、タービンを回転させて、機械的なシャフト仕事を作り出す。タービンから出たＣＯ２は、ある熱交換器内で所望の凝縮器入口温度に冷却され、ＣＯ２は、塩によって再加熱されるための熱交換器に送り返される。このサイクルが繰り返される。他のシステムアーキテクチャが想定される。例えば、蓄熱システム１５０６が除かれているか、またはバイパスされており、その結果、原子炉１５０４からｓＣＯ２動力サイクルシステム１５０８に直接、熱エネルギーが供給されるシステムである。

ｓＣＯ２動力サイクルシステム１５０８は、例えばエネルギー伝送システム１５１８によって、外部負荷１５１０に結合されてもよい。外部負荷１５１０は、公共電力網であってもよい。ｓＣＯ２動力サイクルシステム１５０８は、例えばｓＣＯ２動力サイクルシステムから需要中心に電力を運ぶ高圧送電線によって、発電された電力を電力網に送ることができる。特に、エネルギー変換１５０８９システムは、原子炉から遠隔にあり、多くの場合、原子炉敷地境界１５１２の外側にあり、多くの場合、ＥＰＺの外側でもある。記載のように、原子炉１５０４は、エネルギー変換システム１５０８から切り離され、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１５０８におけるいかなる故障も、原子炉１５０４に負の影響を与えず、その逆もまたしかりである。実際、原子炉１５０４が保守または燃料補給等のために停止された場合であっても、蓄熱システム１５０６は、外部負荷に電力を供給するために、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１５０８に熱エネルギーを供給し続けることができる。

図１６は、ｓＣＯ２動力サイクル１６０４に直接結合された原子力熱プラント１６０２を有する統合エネルギーシステム１６００を示す。当該ｓＣＯ２動力サイクル１６０４は、エネルギー伝送システム１６１０によって、外部負荷１６０６に結合されてもよい。この例では、エネルギー移送システム１６０８は塩を含んでもよい。塩は、実質的に本明細書に記載のように原子炉１６０２によって加熱され、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１６０４に送られる。そこで、塩は、ＣＯ２を超臨界状態に加熱して、ｓＣＯ２タービンを駆動するために使用される。ｓＣＯ２動力サイクルシステム１６０４は、ベース負荷需要を提供することができ、原子力熱プラント１６０２によって生成される任意の過剰な（余剰の）熱エネルギーは、他の熱処理のために送られ使用されてもよい。ｓＣＯ２動力サイクルシステム１６０４は、原子炉敷地境界１６１２の外側、そして、原子炉１６０２の緊急時計画区域の外側に配置されてもよい。図示の実施形態における原子炉１６０２は、本明細書に記載の原子炉等の任意の適切な原子炉であってもよい。

図１７は、原子力熱プラント１７０２が熱を生成する、統合エネルギーシステム１７００の別のシステムアーキテクチャ（システム構成）を示す。熱は、原子炉容器内の熱交換器等によって、エネルギー移送システム１７０４に移送される。エネルギー移送システム１７０４は、熱エネルギーを移送するために作動流体を使用する。ある場合には、作動流体は塩であるが、その他の流体であってもよい。原子力熱プラント１７０２および蓄熱システム１７０６は、任意の適切なシステムであってもよく、本明細書中における他の実施形態に記載の同様のシステムと同様または同一であってもよい。

エネルギー移送システム１７０４内の作動流体は、分岐して、複数のシステムに熱エネルギーを供給し得る。図示のように、熱エネルギーの第１の部分は、蓄熱システム１７０６に供給されてもよく、熱エネルギーの第２の部分は、ｓＣＯ２動力サイクル１７０８に供給されてもよい。ある例では、蓄熱システム１７０６に供給される熱エネルギーは、例えばエネルギー変換システム１７１０を駆動することによって、実質的に本明細書に記載のように利用されてもよい。当該エネルギー変換システム１７１０は、外部負荷１７１２に供給される電力を生成するために使用される蒸気タービンシステムであり得る。

ｓＣＯ２動力サイクル１７０８に供給される熱エネルギーは、任意の適切な目的のために使用されてもよいが、場合によっては、外部負荷１７１４のための電力を提供するために使用されてもよい。ある例では、外部負荷１７１４はベース負荷電力需要であって、ｓＣＯ２動力サイクル１７０８は、当該ベース負荷電力需要を満たす水準において運転されてもよい。例えばエネルギー変換システム１７１０のような別の電力源は、蒸気発生器であってもよく、ピークの電力需要を満たすために使用され得るし、あるいはその逆も可能である。

ある実施形態では、第１のエネルギー移送システム１４０７は、第１の作動流体を使用して、エネルギーを蓄熱システム１７０６に供給する。第２のエネルギー移送システム１７１６は、第２の作動流体を利用して、熱エネルギーをｓＣＯ２動力サイクル１７０８に供給し得る。ある実施形態では、第２の作動流体はＣＯ２であってもよく、当該ＣＯ２は熱生成原子炉１７０２によって過熱されて、ｓＣＯ２動力サイクル１７０８に送られ、当該ｓＣＯ２動力サイクル１７０８はｓＣＯ２を直接使用する。ある実施形態では、ｓＣＯ２動力サイクル１７０８は、１または複数の原子炉に電力を提供するために使用されてもよい。この点に関して、当該１または複数の原子炉は、電力網からの電力が利用可能でない場合において、電力網に電力を依存する必要はない。しかしながら、当該原子炉は、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１７０８が電力を提供することに依存することで、電力網から切り離されて自給（self-sustaining）することができる。ある実施形態では、第２の作動流体は、第１の作動流体と同じである。ある実施形態では、第１および第２の作動流体は、塩である。

ある実施形態では、蓄熱システム１７０６は、原子炉敷地境界１７２０の外側に位置する。ある実施形態では、エネルギー変換システム１７１０は、原子炉敷地境界１７２０の外側に位置する。ある実施形態では、ｓＣＯ２動力サイクルシステムは、原子炉敷地境界１７２０の外側に位置する。原子炉敷地境界１７２０は、本明細書に記載のもののような、任意の適切な境界であってもよい。ある場合には、蓄熱システム１７０６、エネルギー変換システム１７１０、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１７０８、またはこれらのシステムの組み合わせは、熱生成原子炉１７０２のＥＰＺの外側に位置する。ある実施形態では、ｓＣＯ２動力サイクルシステム１７０８は、２つ以上の原子炉１７０２に結合されて、電力網から独立して当該２つ以上の原子炉に電力を提供する。

本明細書に記載される実施形態は、熱エネルギー源をエネルギー変換システムから切り離す統合エネルギーシステムを提供し、これは、工業プロセス熱だけでなく、ベース電気負荷需要、ピーク電気負荷需要を満たすために使用することができる、モジュール式で、スケーラブル（拡大・縮小が可能）で、効率的なシステムを提供する。１つ以上の熱エネルギー源、例えば、とりわけ、様々なタイプの１つ以上の原子炉、太陽光プラント、地熱エネルギー源などを、蓄熱およびエネルギー変換システムなどの、共有の、プラントの残部のシステムに結合することができる。

当業者は、本明細書に開示される任意のプロセスまたは方法が多くの方法で修正され得ることを認識するであろう。本明細書に記載および／または図示された工程の工程パラメータおよび配列は単なる例として与えられており、所望に応じて変更することができる。例えば、本明細書で図示および／または説明される工程は特定の順序で示され、または説明され得るが、これらの工程は必ずしも図示または説明される順序で実行される必要はない。

本明細書で説明および／または図示された様々な例示的な方法は、本明細書で説明または図示されたステップのうちの１つ以上のものを省略することもでき、または開示されたステップに加えて追加のステップを備えることもできる。さらに、本明細書で開示される任意の方法の工程は、本明細書で開示される任意の他の方法の任意の１つ以上の工程と組み合わせることができる。

特に断らない限り、明細書および特許請求の範囲で使用される用語「接続される」および「結合される」（およびそれらの派生語）は直接的および間接的（すなわち、他の要素または構成要素を介して）接続の両方を可能にするものとして解釈されるべきである。さらに、明細書および特許請求の範囲で使用される用語「ａ」または「ａｎ」は「のうちの少なくとも１つ」を意味するものとして解釈されるべきである。最後に、使用を容易にするために、明細書および特許請求の範囲で使用される用語「含む」および「有する」（およびそれらの派生語）は、単語「備える」と交換可能であり、同じ意味を有するものとする。

本明細書で使用されるように、用語「または」は、代替物および組み合わせで項目を指すために包括的に使用される。本明細書で使用されるように、数字などの文字は、同様の要素を指す。

本発明の実施形態は本明細書に記載されるように示され、説明されており、単なる例として提供される。当業者は、本開示の範囲から逸脱することなく、多数の適応、変更、変形、および置換を認識するであろう。本明細書に開示される実施形態のいくつかの代替物および組み合わせは、本明細書の開示および本明細書に開示される発明の範囲から逸脱することなく利用され得る。したがって、本開示の発明の範囲は、添付の特許請求の範囲およびその均等物によってのみ定義されるものとする。本開示はまた、以下の番号付けされた条項を含む。

１．
システムであって、
原子炉敷地上に位置する原子炉と、
前記原子炉を取り囲む原子炉敷地境界であって、前記原子炉敷地へのアクセスを抑制する１つ以上の障壁によって規定される原子炉敷地境界と、
前記原子炉敷地境界の外側に位置する熱エネルギー蓄積システムであって、前記原子炉と熱連通する熱エネルギー蓄積システムと、
前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する発電機であって、前記原子炉敷地境界の外側に位置する発電機と、
を含むことを特徴とする、システム。

２．
さらに、格納建屋を含み、前記原子炉は、前記格納建屋内に収容（ｅｎｃｌｏｓｅｄ）されていることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

３．
さらに、燃料取り扱い区域を含み、前記燃料取り扱い区域は、前記原子炉敷地境界内に位置することを特徴とする、条項１に記載のシステム。

４．
前記熱エネルギー蓄積システムは、エネルギー移送システムによって前記原子炉と熱連通していることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

５．
前記エネルギー移送システムは流体ループを含み、前記流体ループは前記原子炉と前記熱エネルギー蓄積システムとの間に閉鎖ループを形成することを特徴とする、条項４に記載のシステム。

６．
前記エネルギー移送システムの前記流体ループは、第１の熱交換器によって前記原子炉と熱連通し、第２の熱交換器によって前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通していることを特徴とする、条項５に記載のシステム。

７．
前記流体ループは、作動流体を含むことを特徴とする、条項５に記載のシステム。

８．
前記作動流体が、塩化物塩を含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

９．
前記作動流体が、硝酸ナトリウムを含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

１０．
前記作動流体が、共晶溶液（eutectic solution）を含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

１１．
前記作動流体が、相変化材料（phase-change material）を含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

１２．
前記作動流体が、混和性ギャップ合金（miscibility gap alloy）を含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

１３．
前記作動流体が、溶融した金属または金属合金を含むことを特徴とする、条項７に記載のシステム。

１４．
前記第１の熱交換器または前記第２の熱交換器は、円筒多管式熱交換器であることを特徴とする、条項６に記載のシステム。

１５．
前記第１の熱交換器または前記第２の熱交換器は、二重配管熱交換器であることを特徴とする、条項６に記載のシステム。

１６．
前記第１の熱交換器または前記第２の熱交換器は、プレート熱交換器であることを特徴とする、条項６に記載のシステム。

１７．
前記第１の熱交換器は、コンパクト型熱交換器（compact heat exchanger）である、条項６に記載のシステム。

１８．
前記原子炉敷地境界がフェンスを含むことを特徴とする、条項１のシステム。

１９．
前記原子炉が高速中性子原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２０．
前記原子炉が増殖炉であることを特徴とする、条項１のシステム。

２１．
前記原子炉が熱中性子原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２２．
前記原子炉が重水原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２３．
前記原子炉が軽水炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２４．
前記原子炉が溶融塩原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２５．
前記原子炉が液体金属冷却原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２６．
前記原子炉がガス冷却原子炉であることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２７．
前記熱エネルギー蓄積システムは、前記原子炉の熱動力出力よりも大きな熱動力入力を有するエネルギー変換システムに結合されていることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２８．
前記熱エネルギー蓄積システムが低圧システムであることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

２９．
エネルギー輸送システムが、前記原子炉から前記熱エネルギー蓄積システムに熱エネルギーを移送するように構成されることを特徴とする、条項２８に記載のシステム。

３０．
前記エネルギー輸送システムが低圧システムであることを特徴とする、条項２９に記載のシステム。

３１．
前記発電機は、エネルギー供給システムによって前記熱エネルギー蓄積システムと熱接触していることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

３２．
前記エネルギー供給システムは、閉鎖流体ループを含むことを特徴とする、条項３１に記載のシステム。

３３．
前記閉鎖流体ループが溶融塩を含むことを特徴とする、条項３２記載のシステム。

３４．
前記エネルギー供給システムが、前記熱エネルギー蓄積システム内の蓄熱媒体と直接接触する作動流体を含むことを特徴とする、条項３１に記載のシステム。

３５．
前記発電機が蒸気タービンであることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

３６．
前記蒸気タービンが蒸気を機械的仕事に変換することを特徴とする、条項３５記載のシステム。

３７．
さらに、前記蒸気タービンの出力シャフトによって前記蒸気タービンに結合された発電機を含み、
前記機械的仕事は、前記発電機に電力をつくり出させることを特徴とする、条項３６に記載のシステム。

３８．
前記発電機は、負荷追従する発電システムとして構成されることを特徴とする、条項３７に記載のシステム。

３９．
前記原子炉が第１の原子炉であり、前記システムはさらに、第２の原子炉を含むことを特徴とする、条項１に記載のシステム。

４０．
前記第２の原子炉は、第２の原子炉敷地境界内の第２の原子炉敷地上に位置し、
前記熱エネルギー蓄積システムおよび前記発電機は、前記第２の原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、条項３９に記載のシステム。

４１．
さらに、前記原子炉と熱連通する補助蓄熱システムを含むことを特徴とする、条項１に記載のシステム。

４２．
前記補助蓄熱システムが、前記原子炉の炉心の入口温度を調整するように構成されることを特徴とする、条項４１に記載のシステム。

４３．
さらに、前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する太陽熱エネルギーシステムを含むことを特徴とする、条項１に記載のシステム。

４４．
さらに、前記原子炉の周囲に緊急時計画区域を含み、前記熱エネルギー蓄積システムおよび前記発電機は、前記緊急時計画区域の外側に位置されることを特徴とする、条項１に記載のシステム。

４５．
前記原子炉は、原子炉容器と、前記原子炉容器内に少なくとも部分的に配置された一次冷却材ループと、前記一次冷却材ループと熱連通する一次熱交換器とを含むことを特徴とする、前条項のいずれかに記載のシステム。

４６．
前記一次熱交換器が、ナトリウム－塩熱交換器であることを特徴とする、条項４５に記載のシステム。

４７．
前記一次熱交換器が、熱エネルギーを前記炉心から前記熱エネルギー蓄積システムの作動流体に移送することを特徴とする、条項４５に記載のシステム。

４８．
システムであって、
原子炉敷地境界内の原子炉であって、原子炉容器を有する原子炉と、
前記原子炉容器内の熱交換器であって、前記原子炉容器内の一次冷却材と、冷却材ループの塩冷却材とを熱結合するように構成された熱交換器と、
前記原子炉敷地境界の外側に位置し、前記冷却材ループの前記塩冷却材から熱エネルギーを受け取るように構成された熱エネルギー蓄積システムと、
を含むことを特徴とする、システム。

４９．
さらに、前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する発電システムを含み、前記発電システムが前記原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、条項４８に記載のシステム。

５０．
前記原子炉が第１のネームプレート容量を有し、前記発電システムが第２のネームプレート容量を有し、前記第２のネームプレート容量が第１のネームプレート容量より大きいことを特徴とする、条項４９に記載のシステム。

５１．
システムであって、
熱動力出力を有する原子炉と、
前記原子炉と熱連通する熱動力入力を有する発電システムと、
を含み、
前記熱動力入力が前記熱動力出力より大きいことを特徴とする、システム。

５２．
さらに、前記原子炉と前記発電システムとの間に配置された蓄熱システムを含み、前記蓄熱システムは、前記原子炉から熱動力を受け取り、前記発電システムに熱動力を供給することを特徴とする、条項５１に記載のシステム。

５３．
前記蓄熱システムは、前記原子炉が供給することができる大きさよりも大きい熱動力を供給するような大きさであることを特徴とする、条項５２に記載のシステム。

５４．
さらに、原子炉敷地境界を含み、
前記原子炉が前記原子炉敷地境界内に位置することを特徴とする、条項５１に記載のシステム。

５５．
前記発電システムは、前記原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、条項５４に記載のシステム。

５６．
一次熱交換器を含み、前記一次熱交換器がナトリウム／塩熱交換器であることを特徴とする、前条項のいずれかに記載のシステム。

５７．
前記一次熱交換器は、前記原子炉の原子炉容器内に位置することを特徴とする、条項５６に記載のシステム。

５８．
前記前記第１熱交換器は、前記蓄熱システムと熱連通していることを特徴とする、条項５７に記載のシステム。

５９．
さらに、前記蓄熱システムと熱連通する第２の原子炉を含むことを特徴とする、条項５２に記載のシステム。

６０．
前記第２の原子炉は、前記原子炉とは異なる設計の原子炉であることを特徴とする、条項５９に記載のシステム。

６１．
さらに、前記蓄熱システムと熱連通する太陽熱プラントを含むことを特徴とする、条項５２に記載のシステム。

６２．
さらに、前記蓄熱システムと熱連通する風熱プラントを含むことを特徴とする、条項５２に記載のシステム。

６３．
前記原子炉は、前記蓄熱システムおよび前記発電システムから切り離されていることを特徴とする、前条項のいずれかに記載のシステム。

６４．
さらに、熱エネルギーを受け取って水素を生成する水素生成器を含むことを特徴とする、前条項のいずれかに記載のシステム。

６５．
前記水素生成器は、電気分解装置を含むことを特徴とする、条項６４に記載のシステム。

６６．
前記水素生成器は、高温電気分解プロセスを介して水素を生成することを特徴とする、条項６５に記載のシステム。

６７．
前記水素生成器は、天然ガスでの水蒸気改質プロセスを介して水素を生成することを特徴とする、条項６４に記載のシステム。

典型的な原子力発電所を示す。 ある実施形態に従った、発電プラントから切り離された原子力熱プラントを示す。 ある実施形態に従った、蓄熱プラントに結合された原子力熱プラントを示す。 ある実施形態に従った、任意の補助蓄熱を有する遠隔蓄熱プラントに結合された原子力熱プラントを示す。 ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔蓄熱システムに結合された原子力熱プラントを示す。 例示的な工業加熱用途および必要な温度を示す。 ある実施形態に従った、複数の熱源が、共通の蓄熱およびエネルギー変換システムを共有するエネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、複数の熱源が、共通の蓄熱およびエネルギー変換システムを補助電力システムと共有するエネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔蓄熱システムと、補助熱利用と、に結合された原子力熱プラントを示す。 ある実施形態に従った、複数の形態の熱エネルギー生成器が共通の蓄熱システムおよび共通の動力変換システムに結合されたハイブリッドエネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、統合エネルギー蓄積ブロックによって原子力ブロックが動力ブロックから切り離されたエネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、原子力熱プラントを有する統合エネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、中間熱ループがシステムアーキテクチャから除かれた、原子力熱プラントを有する統合エネルギーシステムを示す。 ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器の一実施形態の斜視図を示す。 ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器の一実施形態の斜視図を示す。 ある実施形態に従った、円筒多管式熱交換器を有する原子力熱プラントの模式図を示す。 ある実施形態に従った、コンパクト型熱交換器を有する原子力熱プラントの模式図を示す。 ある実施形態に従った、超臨界二酸化炭素動力サイクルを利用する統合エネルギーシステムの模式図を示す。 ある実施形態に従った、外部負荷に結合された遠隔超臨界二酸化炭素動力サイクルに結合された原子力熱プラントの模式図を示す。 ある実施形態に従った、蓄熱システムおよび動力サイクルシステムに原子力熱プラントが熱エネルギーを供給する統合エネルギーシステムの模式図を示す。

Claims (19)

1. システムであって、
   原子炉容器と、前記原子炉容器内のナトリウム－塩プレート熱交換器と、を含む原子炉であって、原子炉敷地上の原子炉と、
   前記原子炉を取り囲む原子炉敷地境界であって、前記原子炉敷地へのアクセスを抑制する１つ以上の障壁によって規定される原子炉敷地境界と、
   前記原子炉敷地境界の外側に位置する熱エネルギー蓄積システムであって、前記原子炉と熱連通する熱エネルギー蓄積システムと、
   前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する発電機であって、前記原子炉敷地境界の外側に位置する発電機と、
   を含むことを特徴とする、システム。
2. 前記熱エネルギー蓄積システムは、エネルギー移送システムによって前記原子炉と熱連通していることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
3. 前記エネルギー移送システムは流体ループを含み、前記流体ループは前記原子炉と前記熱エネルギー蓄積システムとの間に閉鎖ループを形成することを特徴とする、請求項２に記載のシステム。
4. 前記エネルギー移送システムの前記流体ループは、第１の熱交換器によって前記原子炉と熱連通し、第２の熱交換器によって前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通していることを特徴とする、請求項３に記載のシステム。
5. 前記流体ループは、作動流体として塩を含むことを特徴とする、請求項４に記載のシステム。
6. 前記原子炉敷地境界がフェンスを含むことを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
7. 前記熱エネルギー蓄積システムは、前記原子炉の熱動力出力よりも大きなネームプレート容量入力を有するエネルギー変換システムに結合されていることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
8. 前記発電機は、溶融塩を作動流体として利用するエネルギー供給システムによって、前記熱エネルギー蓄積システムと熱接触していることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
9. 前記原子炉は第１の原子炉であり、
   前記システムはさらに、前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する第２の原子炉を含むことを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
10. 前記第２の原子炉は、第２の原子炉敷地境界内の第２の原子炉敷地上に位置し、
    前記熱エネルギー蓄積システムおよび前記発電機は、前記第２の原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、請求項９に記載のシステム。
11. さらに、前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する太陽熱エネルギーシステムを含むことを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
12. さらに、前記原子炉の周囲に緊急時計画区域を含み、
    前記熱エネルギー蓄積システムおよび前記発電機は、前記緊急時計画区域の外側に位置することを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
13. システムであって、
    原子炉敷地境界によって規定される原子炉敷地内の原子炉であって、原子炉容器を有する原子炉と、
    前記原子炉容器内の熱交換器であって、前記原子炉容器内の一次ナトリウム冷却材と、冷却材ループの塩冷却材とを熱結合するように構成された熱交換器と、
    前記原子炉敷地の外側に位置し、前記冷却材ループの前記塩冷却材から熱エネルギーを受け取るように構成された熱エネルギー蓄積システムと、
    を含むことを特徴とする、システム。
14. さらに、前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する発電システムを含み、前記発電システムが前記原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、請求項１３に記載のシステム。
15. システムであって、
    原子炉容器と、前記原子炉容器内の一次熱交換器と、を有する原子炉であって、定格の熱動力出力を有する原子炉と、
    作動流体と、前記一次熱交換器と直接熱連通する流体ループと、を含む熱エネルギー蓄積システムと、
    前記熱エネルギー蓄積システムと熱連通する熱動力入力を有する発電システムと、
    を含み、
    前記熱動力入力が前記熱動力出力より大きいことを特徴とする、システム。
16. 前記熱エネルギー蓄積システムは、前記原子炉と前記発電システムとの間に配置されており、前記原子炉から第１の熱動力を受け取り、前記発電システムに第２の熱動力を供給することを特徴とする、請求項１５に記載のシステム。
17. 前記第２の熱動力は前記第１の熱動力よりも大きいことを特徴とする、請求項１６に記載のシステム。
18. さらに、原子炉敷地境界を含み、
    前記原子炉が前記原子炉敷地境界内に位置することを特徴とする、請求項１５に記載のシステム。
19. 前記発電システムは、前記原子炉敷地境界の外側に位置することを特徴とする、請求項１８に記載のシステム。

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