JP7689409B1 - 浮体式原子力発電システム - Google Patents

Abstract

【課題】本願は、浮体の利点を原子炉の冷却に生かすことが可能な浮体式原子力発電システムを開示する。
【解決手段】原子炉と、原子炉と、原子炉の熱によって発生した蒸気で駆動するタービン発電機と、原子炉とタービン発電機が配置されており、海上に係留される浮体と、非常時に原子炉を直接的または間接的に冷却するための貯蔵水を蓄える貯水部と、浮体の周辺の海水を出し入れ可能なバラストタンクと、を備え、貯水部には、浮体の側面に設けられた流入口から浮体周辺の水を直接的または間接的に流入させるための連通弁が設けられており、バラストタンクは、非常時には流入口が浮体の喫水線より低くなるように浮体の周辺の海水を受け入れる、浮体式原子力発電システムである。
【選択図】図５

Description

本発明は、浮体式原子力発電システムに関する。

原子力発電システムには、地上に設置する形態のみならず、海上に浮かべる浮体式の形態も提案されている（例えば、特許文献１－３を参照）。

特開昭６３－１５１８９８号公報 特開昭６３－１５１８９９号公報 特開昭５２－１４９５８９号公報

原子力発電システムを海上に浮かべる場合、浮体の周囲は海に囲まれるため、本来的には原子炉の冷却に有利な環境である。しかし、浮体に設けた緊急用の海水取り込み口が喫水線より高いと、緊急時に原子炉を浮体周辺の海水で静的に冷却することができない。

そこで、本願は、浮体の利点を原子炉の冷却に生かすことが可能な浮体式原子力発電システムを開示する。

上記課題を解決するため、本発明では、非常時に圧力容器内または格納容器内で発生した蒸気を凝縮させる復水器の貯蔵水を貯える貯水部に、浮体の側面に設けられた流入口から浮体周辺の水を直接的または間接的に流入させるための連通弁を設けると共に、原子炉の非常時には流入口が浮体の喫水線より低くなるようにバラストタンクで浮体の周辺の海水を受け入れるようにした。

詳細には、本発明は、原子炉と、原子炉の熱によって発生した蒸気で駆動するタービン発電機と、原子炉とタービン発電機が配置されており、海上に係留される浮体と、非常時に原子炉を直接的または間接的に冷却するための貯蔵水を蓄える貯水部と、浮体の周辺の海水を出し入れ可能なバラストタンクと、を備え、貯水部には、浮体の側面に設けられた流入口から浮体周辺の水を直接的または間接的に流入させるための連通弁が設けられており、バラストタンクは、非常時には流入口が浮体の喫水線より低くなるように浮体の周辺の海水を受け入れる、浮体式原子力発電システムである。

上記の浮体式原子力発電システムであれば、非常時に原子炉を直接的または間接的に冷却するための貯蔵水を蓄える貯水部に、浮体の側面に設けられた流入口から浮体周辺の水を直接的または間接的に流入させるための連通弁が設けられている。このため、非常時には流入口が浮体の喫水線より低くなるようにバラストタンクで浮体の喫水を調整することで、浮体の周辺の海水を流入口から連通弁経由で貯水部内へ受け入れることが可能となる。よって、このような浮体式原子力発電システムであれば、浮体の利点を原子炉の冷却に生かすことが可能であると言える。

なお、バラストタンクは、通常時には流入口が浮体の喫水線より高くなる水量をタンク内に有してもよい。これによれば、通常時にはバラストタンク内の水量を低減可能である
。

また、上記の浮体式原子力発電システムは、非常時に前記原子炉がある圧力容器内または格納容器内で発生した蒸気を前記貯蔵水の冷熱で凝縮させ、復水として前記圧力容器内または前記格納容器内へ戻す復水器を更に備えるものであってもよい。この場合、復水器は、浮体において少なくとも原子炉より高い位置に設置されてもよい。これによれば、電源喪失に陥った場合であっても原子炉を冷却可能である。

また、浮体は、二重船殻構造によって浮体の側面部分に形成される側面バラストタンクを少なくとも有しており、貯水部は、連通弁として、貯水部内と側面バラストタンクとを連通する第２の連通弁を有してもよい。

また、浮体は、非常時には流入口が浮体の喫水線より低くなるように浮体の低層部に浮体の周辺の海水を受け入れてもよい。これによれば、海水をバラストタンクに受け入れても浮体の側面に設けられた連通弁の流入口が喫水線より低くならない場合であっても、浮体の周辺の海水を連通弁の開操作で貯水部内へ受け入れることが可能となる。

上記の浮体式原子力発電システムであれば、浮体の利点を原子炉の冷却に生かすことが可能である。

図１は、実施形態に係る浮体式原子力発電システムの機器配置を示した概略図である。 図２は、実施形態に係る浮体式原子力発電システムの系統構成を示した概略図である。 図３は、ＩＣ／ＰＣＣＳプールを横方向から示した図である。 図４は、ＩＣ／ＰＣＣＳプールを上方向から示した図である。 図５は、浮体の喫水が変化する様子を例示した図である。 図６は、浮体の姿勢の安定性を示したグラフである。

以下、本願発明の実施形態について説明する。以下に示す実施形態は、本願発明の一態様であり、本願発明の技術的範囲を限定するものではない。

＜機器配置の概要＞
図１は、実施形態に係る浮体式原子力発電システム１の機器配置を示した概略図である。図１（Ａ）では、浮体式原子力発電システム１に備わる各種機器類のレイアウトを上方から見た場合について示している。また、図１（Ｂ）では、浮体式原子力発電システム１に備わる各種機器類のレイアウトを側方から見た場合について示している。

浮体式原子力発電システム１は、海上に浮かべることが可能な浮体式の発電システムである。このため、浮体式原子力発電システム１は、浮体２を備える。浮体２は、図１（Ａ）を見ると判るように、流線形の浮体となっている。しかし、浮体２は、海上を自律航行することを目的とした船舶ではない。浮体２は、浮体式原子力発電システム１で発電した電力を陸上へ送電するため、海上で係留された状態で浮遊する。そして、浮体２は、潮流に対する抵抗を抑制するため、長手方向における一端のみがアンカーチェーン２２によって係留され、他端が係留されない状態で海上を浮遊する。このため、浮体２は、海上において、吹き流しのように浮遊する。すなわち、浮体２は、潮流を受けると、係留されている部分が自然に潮流の上流側を向く姿勢で海上を浮遊する。これにより、流線形の浮体形
状が抵抗を減じるので、アンカーチェーン２２に加わる張力を可及的に抑制することが可能となる。また、浮体２が流線形であることにより、一般的な横長の造船ドックで浮体式原子力発電システム１を製造する際にはドック内のスペースを最大限に有効活用できるため、浮体式原子力発電システム１を効率的に製造可能である。

浮体２がこのような流線形の浮体であるため、本実施形態では、便宜上、浮体２の長手方向のうち係留されている部分の方を「船首側」と称し、係留されていない部分の方を「船尾側」と称する。よって、図１においては、紙面左側が「船首側」、紙面右側が「船尾側」となる。また、図１（Ｂ）については、浮体２の左舷側から見た場合における浮体式原子力発電システム１の内部構成を示すことになる。

なお、本実施形態では、流線形の浮体２を例示するが、浮体２は、非流線形の浮体であってもよい。浮体式原子力発電システム１に用いる浮体２としては、例えば、上面視円形の円筒状の浮体、上面視方形の直方体状の浮体、その他各種形状の浮体であってもよい。

浮体式原子力発電システム１は、図１に示すように、浮体２の中央部付近に配置される原子炉３と、原子炉３よりも船首側に配置されるタービン発電機４とを備える。原子炉３は、核分裂によって発生する熱で水を沸騰させることにより、蒸気を発生する。タービン発電機４は、蒸気駆動のタービンで発電機を回転させることにより、発電する。なお、本実施形態では、原子炉３の蒸気でタービン発電機４を駆動する沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）の浮体式原子力発電システム１を例示するが、浮体式原子力発
電システム１は、例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）であ
ってもよいし、その他各種の方式を用いたものであってもよい。

浮体式原子力発電システム１は、上述した浮体２、原子炉３、タービン発電機４の他にも各種の機器類等が備わっている。浮体式原子力発電システム１は、例えば、原子炉３の周辺に原子炉設備エリア５，７、ピット６、燃料プール８を備える。また、浮体式原子力発電システム１は、原子炉３よりも船尾側に配置される淡水化装置９、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０、各種設備エリア１２、居住エリア１３、廃棄物処理室２４を備える。また、浮体式原子力発電システム１は、原子炉３とタービン発電機４との間に配置される復水貯蔵タンク１４を備える。また、浮体式原子力発電システム１は、浮体２の船首付近に配置されるレイダウンエリア１８、付帯設備エリア１９を備える。付帯設備エリア１９には、主変圧器２０と補助ボイラー２１が設けられている。また、浮体式原子力発電システム１は、浮体２の船首付近の甲板上に軽油タンク２３を備える。また、浮体式原子力発電システム１には、浮体２の姿勢を制御するための船首バラストタンク２５、船底バラストタンク２６、船尾バラストタンク２７、側面バラストタンク２８を備える。

原子炉設備エリア５，７には、原子炉３の格納容器外に設置する各種の原子炉設備が配置される。原子炉設備エリア５，７に配置される機器類としては、例えば、非常用炉心冷却系や残留熱除去系といった各種の原子炉冷却設備のポンプ及び弁、燃料プールを冷却するプール水冷却系のポンプ及び弁、制御用圧縮空気設備、換気空調設備、非常用電源となる非常用ディーゼル発電機、蓄電池による直流電源設備、その他の各種設備が配置される。

ピット６は、定期検査や燃料交換の際に各種物品を一時的に配置するためのピットである。ピット６に配置する物品としては、例えば、原子炉３内において核燃料の上方に配置される汽水分離機や蒸気乾燥器などが挙げられる。

燃料プール８は、未使用あるいは使用済の核燃料を保管するためのプールである。原子炉３の核燃料は、燃料集合体の形態となっている。このため、燃料プール８には、燃料集
合体同士を適正な間隔で収めるためのラックが設けられている。また、燃料プール８の上部には、燃料集合体を原子炉３と燃料プール８との間で移送するための燃料交換機が設けられている。

淡水化装置９は、海水を淡水化する装置である。浮体式原子力発電システム１は、海上に浮かべた状態で使用されるので、陸上にある施設のように、塩分を殆ど含まない淡水を河川から得ることができない。このため、浮体式原子力発電システム１は、原子炉冷却水やその他各種の水を確保するために、海水から塩分を除去して淡水化するための淡水化装置９を備えている。淡水化装置９の淡水化方式としては、逆浸透膜法や蒸発法といった各種方式が適用可能である。

ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０には、ＩＣ熱交換器及びＰＣＣＳ熱交換器が配置される。ＩＣ熱交換器は、非常用復水器（ＩＣ：Isolation Condenser）の設備であり、全交流電源
喪失等が発生して格納容器が隔離状態となった場合に原子炉３を冷却する。ＰＣＣＳ熱交換器は、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ：Passive Containment Cooling System）の設備であり、過酷事故時等に格納容器内へ放出される水蒸気を冷却する。

各種設備エリア１２には、浮体式原子力発電システム１の運転操作を行うための中央制御室、放射線管理区域への入退域を管理するための入退域管理室、その他各種の設備が設けられている。なお、前述した非常用ディーゼル発電機や直流電源設備は、原子炉設備エリア５，７ではなく各種設備エリア１２に設けられていてもよい。

居住エリア１３には、浮体式原子力発電システム１に滞在する運転員等が居住するための居住設備が配置される。居住設備としては、例えば、寝台などが配置された個室、調理機器などが配置された食堂、入浴設備、娯楽設備、その他各種の設備が挙げられる。

廃棄物処理室２４には、放射性廃棄物を処理するための各種設備が配置される。廃棄物処理室２４で処理される放射性廃棄物としては、例えば、放射線管理区域で発生する廃液等の液体廃棄物、各種作業に伴って発生する廃材等の雑固体廃棄物が挙げられる。これらの廃棄物は、廃棄物処理室２４において蒸発濃縮、圧縮あるいは焼却等により減容されて浮体２内に保管された後、浮体２から搬出される。

復水貯蔵タンク１４は、原子炉３へ給水可能な水を貯蔵するタンクである。復水貯蔵タンク１４は、タービン発電機４の復水器や緊急用の炉心冷却システムと接続されており、通常運転中における復水器への水補給や緊急時における原子炉３への注水等に利用される。

レイダウンエリア１８は、タービン発電機４等の各種大型機器の分解点検を行うための作業スペースである。レイダウンエリア１８は、タービン発電機４のオペレーティングフロアと同床のスペースとなっており、オペレーティングフロアの上部に設置されているクレーン設備で大型機器を容易に移送可能となっている。

付帯設備エリア１９には、主変圧器２０や補助ボイラー２１といった各種の付帯設備が配置される。主変圧器２０は、タービン発電機４で発電した電気を電力系統の電圧へ昇圧するための変圧器である。また、補助ボイラー２１は、軽油を燃焼させて発生した熱で蒸気を発生させるボイラーである。

浮体式原子力発電システム１は、浮体２の船首側に設けられたアンカーチェーン２２で海上に係留される。そして、前述したとおり、浮体式原子力発電システム１は、潮流を受けると、係留されている部分が自然に潮流の上流側を向く姿勢で海上を浮遊する。このた
め、浮体式原子力発電システム１と陸上の電力系統とを接続するための海底ケーブルは、アンカーチェーン２２と同様、浮体２の船首付近から海底に向かって垂下される。このため、タービン発電機４で発電した電気を電力系統の電圧へ昇圧するための主変圧器２０は、図１に示すように、海底ケーブルに近い浮体２の船首付近に配置されるのが合理的である。

また、補助ボイラー２１は、浮体式原子力発電システム１の起動時において、タービン発電機４のグランド用蒸気、タービン周辺の水蒸気設備の加温等に利用される。このため、補助ボイラー２１についても、タービン発電機４付近に配置されるのが合理的である。

このため、浮体式原子力発電システム１では、浮体２の船首側に設けられた付帯設備エリア１９に主変圧器２０と補助ボイラー２１を配置する形態を採っている。また、浮体式原子力発電システム１では、補助ボイラー２１へ供給する軽油を蓄えるための軽油タンク２３を付帯設備エリア１９の上側に配置する形態を採っている。なお、付帯設備エリア１９には、主変圧器２０と補助ボイラー２１のみならず、例えば、海底ケーブルと主変圧器２０との電気的な接続を開閉するための断路器（ＬＳ：Line Switch）といった開閉設備
が設置されていてもよい。

船首バラストタンク２５と船底バラストタンク２６と船尾バラストタンク２７と側面バラストタンク２８は、浮体２の姿勢を制御するためのバラスト水を受け入れるためのタンクである。船首バラストタンク２５と船底バラストタンク２６と船尾バラストタンク２７のバラスト水は、浮体式原子力発電システム１の非常時に原子炉３を冷却するための海水として利用することも可能である。船首バラストタンク２５と船底バラストタンク２６と船尾バラストタンク２７への注水は、例えば、浮体２の船底等に設けられた取水口を開くことにより、海水の水圧で自然に行うことが可能である。注水には、必要に応じてポンプ等を併用してもよい。また、船首バラストタンク２５と船底バラストタンク２６と船尾バラストタンク２７からの排水は、ポンプあるいはエゼクターにより行うことが可能である。

本実施形態に係る浮体式原子力発電システム１の機器配置の概要については、以上のとおりであるが、上述の機器配置は一例であり、その他の機器配置を採用してもよい。次に、浮体式原子力発電システム１の系統構成の概要について説明する。

＜系統構成の概要＞
図２は、実施形態に係る浮体式原子力発電システム１の系統構成を示した概略図である。浮体式原子力発電システム１は、主に原子炉系Ｒとタービン系Ｔで構成されている。前述の原子炉３は、原子炉系Ｒの主要機器である。また、前述のタービン発電機４は、タービン系Ｔの主要機器である。

原子炉３を擁する原子炉系Ｒには、格納容器３Ａ、核燃料３Ｂ、制御棒３Ｃ、再循環ポンプ３Ｄ、圧力容器３Ｅ等の各種設備が備わっている。また、タービン発電機４を擁するタービン系Ｔには、タービン発電機４を構成するタービン４Ａ及び発電機４Ｂの他に、復水器４Ｃ、循環水配管４Ｄ、循環水ポンプ４Ｅ、給水ポンプ４Ｆ等の各種設備が備わっている。

格納容器３Ａは、核燃料３Ｂ等を収めた圧力容器３Ｅを格納する容器であり、原子炉３の溶融事故の際などに圧力容器３Ｅから放出された放射性物質を閉じ込める役割を果たす。格納容器３Ａは、コンクリートで構成してもよいし、或いは、浮体２を構成する鋼材で構成してもよい。格納容器３Ａは、原子炉３を収めた圧力容器３Ｅを中心部に内包し、圧力容器３Ｅの上側に上部ドライウェル３Ｍ、圧力容器３Ｅの下側に下部ドライウェル３Ｎ
を形成する。また、格納容器３Ａは、下部ドライウェル３Ｎの周囲にサプレッションプール３Ｈを有する。

圧力容器３Ｅは、核燃料３Ｂ等を内包する容器であり、原子炉３を冷却するための水や蒸気を閉じ込める役割を果たす。圧力容器３Ｅの中心部には、核燃料３Ｂが燃料集合体の形態で数百体配置されることにより、原子炉３の本体が形成される。原子炉３の本体には、圧力容器３Ｅの下部に設けられた駆動機構によって上下動可能な制御棒３Ｃが燃料集合体の隙間に挿入される。制御棒３Ｃが原子炉３から引き抜かれて原子炉３が臨界状態になると、原子炉３が継続的に発熱する。また、制御棒３Ｃが原子炉３に挿入されて原子炉３が未臨界状態になると、原子炉３の発熱が徐々に減衰する。

圧力容器３Ｅには、再循環ポンプ３Ｄが設けられている。再循環ポンプ３Ｄは、圧力容器３Ｅ内の液相部で原子炉冷却材である水を強制循環させることにより、原子炉３の熱除去及び原子炉出力の制御を担う。なお、本実施形態の浮体式原子力発電システム１では、改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ：Advanced Boiling Water Reactor）を想定しているため、図２では再循環ポンプ３Ｄが圧力容器３Ｅに設けられた形態となっているが、浮体式原子力発電システム１はこれに限定されない。浮体式原子力発電システム１は、例えば、圧力容器３Ｅの外側に再循環ポンプや循環配管を配置した再循環系統を有するものであってもよい。

圧力容器３Ｅには、圧力容器３Ｅ内で発生した蒸気をタービン系Ｔのタービン発電機４へ送るための主蒸気管３Ｌが接続されている。主蒸気管３Ｌは、格納容器３Ａの内外を繋ぐ配管であるため、格納容器３Ａを隔離可能にするための主蒸気隔離弁３Ｊ，３Ｋが格納容器３Ａの貫通部付近に設けられている。そして、主蒸気隔離弁３Ｊ，３Ｋが閉じている際に圧力容器３Ｅの内圧が過大になるのを防ぐための逃がし安全弁３Ｆが主蒸気管３Ｌの途中に設けられている。逃がし安全弁３Ｆの下流側にある排気管３Ｇの端部は、サプレッションプール３Ｈ内に配置されている。

タービン発電機４を構成するタービン４Ａ及び発電機４Ｂは、同一の回転軸で繋がっている。タービン４Ａは、ケーシング内に羽根車を収めた構造となっている。そして、タービン４Ａの下側には、タービン４Ａを通過した蒸気を凝縮させるための復水器４Ｃが設けられている。復水器４Ｃ内には、浮体２外装面の喫水線より下側に設けた取水口と放水口とを繋ぐ循環水配管４Ｄの経路の一部を形成する細管が多数設けられており、循環水配管４Ｄの経路上に設けられた循環水ポンプ４Ｅによって送水される海水の冷熱で蒸気を凝縮するようになっている。このため、主蒸気管３Ｌを通じて原子炉３から供給される蒸気と復水器４Ｃ内との圧力差により、発電機４Ｂを回転させるための動力が羽根車に加わる。これにより、発電機４Ｂが回転し、発電する。また、復水器４Ｃ内で凝縮した復水は、給水ポンプ４Ｆによって給水配管４Ｇ経由で圧力容器３Ｅ内へ再び給水される。

なお、図２では原子炉系Ｒやタービン系Ｔの概略を示しているに過ぎず、実際には多種多様な機器が設けられている。例えば、主蒸気管３Ｌのタービン４Ａ付近には蒸気加減弁やタービンバイパス弁などの重要な機器が設けられている。タービンバイパス弁は、定格出力における主蒸気の全量を、タービン４Ａを通らずに復水器４Ｃへ直接送る１００％バイパス可能なものであってもよいし、或いは、それ以下のバイパス能力であってもよい。また、給水配管４Ｇには給水流量調整弁や復水脱塩装置、給水加熱器などの重要な機器類が設けられている。また、格納容器３Ａの内外には、緊急炉心冷却システムの配管などが設けられている。また、タービン４Ａは、高圧タービンと複数の低圧タービンが組み合わさっている。

また、図２では各機器が一系統のみ図示されているが、浮体式原子力発電システム１の
各機器は多重化されている。例えば、循環水ポンプ４Ｅや給水ポンプ４Ｆは複数設けられている。

原子炉系Ｒでは、原子炉３が所定の原子炉出力を維持するように制御棒３Ｃの位置調整が行われる。また、タービン系Ｔでは、タービン発電機４が所定の回転速度を維持するように蒸気加減弁の開度調整が行われ、原子炉３が所定の水位を保つように給水ポンプ４Ｆの給水流量が調整される。浮体式原子力発電システム１は、このように構成されていることにより、原子炉３の核反応によって発生する熱エネルギーを、系統周波数に同期する発電機４Ｂを通じて電気エネルギーとして電力系統へ送電する。

本実施形態に係る浮体式原子力発電システム１の系統構成の概要については、以上のとおりである。次に、浮体式原子力発電システム１が備える非常用の冷却機能について詳述する。

前述したように、本実施形態に係る浮体式原子力発電システム１は、海上に係留された状態で使用されるので、原子炉３の崩壊熱を浮体２の周辺の海水を利用し長期間安定的に除去することで安全性を大きく向上できる。また、浮体２の周辺の海水を利用するに際しては、電気やエンジン等の動力を必要としない受動的な海水の利用を実現すると更に安全性を向上できる。そこで、浮体式原子力発電システム１に備わる各種の冷却設備には、浮体２の周辺の海水を利用するために、以下のように構成されている。

通常運転中の原子炉３は復水器４Ｃの冷熱によって冷却されるが、通常停止時や緊急停止時には、復水器４Ｃ以外の各種冷却設備によって原子炉３の冷却が行われる。原子炉３の緊急時に用いられる冷却設備は、非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ： Emergency Core Cooling System）と呼ばれ、例えば、高圧注水系、隔離冷却系、低圧注水系といった各種の冷却設備で構成されている。

前述したとおり、浮体式原子力発電システム１には、非常用復水器および静的格納容器冷却系が備わっている。浮体式原子力発電システム１は、海上に浮かぶ浮体式の形態を採っているため、原子炉３の崩壊熱を周辺の海水を利用し長期間安定的に除去することで安全性を大きく向上できる。このため、浮体式原子力発電システム１では、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０に海水を流入させることが可能となっている。そして、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０に海水を流入させた場合は、海水の密度差による自然循環力で冷却が継続可能なようにしている。このため、浮体式原子力発電システム１では、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０が以下のように設けられている。

図３は、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０を横方向から示した図である。また、図４は、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０を上方向から示した図である。図３では、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０と圧力容器３Ｅと海面の高さ方向における位置関係が示されている。

図３及び図４を見ると判るように、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０には非常用復水器３０ＡとＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄが配置されている（図３では、紙面のスペースの都合でＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄの図示を省略している）。そして、非常用復水器３０ＡとＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄが配置されているＩＣ／ＰＣＣＳプール１０は、炉心Ｃよりも高い。そして、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０には、側面バラストタンク２８と連通させるための連通弁１０Ａ、浮体２の周辺（海）と連通するための連通弁１０Ｂ，１０Ｃ、大気と連通するための大気開放管１０Ｄが設けられている。また、非常用復水器３０Ａは、圧力容器３Ｅの上部付近に繋がる配管３０Ｂと、圧力容器３Ｅの下部付近に繋がる配管３０Ｃを介して圧力容器３Ｅ内と接続されている。

ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内は、通常は淡水で満たされている。そして、浮体式原子力発電システム１は、全交流電源喪失に陥った場合であっても、配管３０Ｂと配管３０Ｃを開くことにより、原子炉３を非常用復水器３０Ａで冷却可能である。また、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０には、復水貯蔵タンク１４と接続するための経路も設けられている。よって、浮体式原子力発電システム１が全交流電源喪失に陥り且つＩＣ／ＰＣＣＳプール１０の淡水が減少した場合であっても、復水貯蔵タンク１４に蓄えられている淡水により原子炉３の冷却を続けることが可能である。しかし、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０や復水貯蔵タンク１４の淡水が沸騰により減少してもなお全交流電源喪失が続いている場合、淡水による原子炉３の冷却を継続できない場合が生じ得る。

そこで、浮体式原子力発電システム１は、非常時になると浮体２の周辺の海水をバラストタンクに受け入れることで浮体２の喫水を変更し、浮体２の外側面に設けられた連通弁１０Ｂの流入口が喫水線（海面）より低くなるように浮体２をやや沈める。図５は、浮体２の喫水が変化する様子を例示した図である。

浮体式原子力発電システム１は、正常に運転状態または停止状態を保っている場合、例えば、図５（Ａ）に示されるように、浮体２の喫水線（海面）が連通弁１０Ｂの流入口より低い位置となるようにバラストタンク内の水量を調整する。浮体２の喫水線がこのような状態にある場合、浮体式原子力発電システム１は、連通弁１０Ｂを開いても浮体２の周辺の海水をＩＣ／ＰＣＣＳプール１０に流入させることができない。

そこで、浮体式原子力発電システム１は、非常時になると、或いは、非常時になる可能性が高いと判断される場合、浮体２の周辺の海水をバラストタンクに受け入れることで浮体２の喫水を変更し、図５（Ｂ）に示されるように、浮体２の外側面に設けられた連通弁１０Ｂの流入口が喫水線（海面）より低くなるように浮体２をやや沈める。浮体２の喫水を変更するために海水を受け入れるバラストタンクは、船首バラストタンク２５と船底バラストタンク２６と船尾バラストタンク２７と側面バラストタンク２８の何れであってもよいが、浮体２の姿勢が安定した状態を保ちながら喫水を変更することが肝要である。

浮体２の姿勢の安定性は、喫水に大きく関係する。図６は、浮体２の姿勢の安定性を示したグラフである。図６に示すグラフの横軸は、喫水の深さ（船底から喫水線までの高さ）を表す。また、図６に示すグラフの縦軸は、ＧＭ高さ（重心位置からメタセンタ位置までの高さ）を表す。浮体が傾いた場合に姿勢を元に戻そうとする力は、メタセンタの位置が重心位置より高くなるにしたがって増大する。このため、ＧＭ高さが高い方が、低い場合よりも浮体が傾きにくい。図６のグラフを見ると判るように、喫水深さが深い場合と浅い場合は、喫水深さがそれらの間にある場合に比べて、浮体が傾いた場合に姿勢を元に戻そうとする力が大きく作用する。よって、浮体２の喫水を変更して浮体２を沈める場合には、図６に示すグラフの特性を考慮しながら、浮体２の姿勢が安定する喫水となるように調整することが好ましい。

バラストタンクへの海水の受け入れは、浮体２の周辺の海とバラストタンクとを連通する弁を開く操作のみで実現可能である。また、連通弁１０Ｂの流入口が喫水線（海面）より低くなった後の浮体２の周辺の海水のＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内への受け入れは、連通弁１０Ｂを開く操作のみで実現可能である。よって、例えば、全交流電源喪失により電動のポンプを作動させることができない場合であっても、非常用復水器３０Ａを使った炉心Ｃの冷却を継続可能となる。

なお、本実施形態に係る浮体式原子力発電システム１は、非常用復水器３０Ａが圧力容器３Ｅ内の蒸気の凝縮、ＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄが格納容器３Ａ内の蒸気の凝縮を担う形態に限定されるものではない。一次系バウンダリが健在な際の炉心Ｃの冷却に用いる非
常用復水器３０Ａと、一次系バウンダリが破損した際の格納容器３Ａの冷却に用いるＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄは、弁の開閉による系統構成の切替により、互いの機能を補完或いは交換してもよい。すなわち、弁の開閉により、非常用復水器３０Ａを格納容器３Ａ内の上部（上部ドライウェル３Ｍ）及び下部（サプレッションプール３Ｈ）に連通させてもよい。また、弁の開閉により、ＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄを圧力容器３Ｅ内の上部及び下部に連通させてもよい。このような系統構成の切替を行うための弁は、直流電源を用いた電動弁であってもよいし、或いは、手動弁であってもよい。

また、浮体式原子力発電システム１では、連通弁１０Ｂと連通弁１０Ｃに高低差を設けている。このため、非常用復水器３０Ａにより加熱されるＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内の海水は、温度差による海水の密度差で対流が発生するが、連通弁１０Ｂと連通弁１０Ｃとの高低差により、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内の海水が浮体２周辺の海水と自然に入れ替わる効果が期待できる。

また、浮体式原子力発電システム１は、海水をバラストタンクに受け入れても浮体２の外側面に設けられた連通弁１０Ｂの流入口が喫水線（海面）より低くならない場合、浮体２の低層部に海水を入れて浮体２を更に沈めてもよい。この場合、喫水線の高さを決定づける浮体２の低層部への海水の受け入れ量は、水密扉によって閉鎖された船室に海水を入れることで当該船室の容積に収まる量となるように調整してもよいし、或いは、浮体２の低層部に海水を入れる経路に設けた弁の開閉操作により調整してもよい。これによれば、海水をバラストタンクに受け入れても浮体２の外側面に設けられた連通弁１０Ｂの流入口が喫水線（海面）より低くならない場合であっても、浮体２の周辺の海水を連通弁１０Ｂの開操作でＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内へ受け入れることが可能となる。

なお、非常用復水器３０ＡやＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄの表面に塩が析出すると熱交換能力を低下させる恐れがある。よって、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内に海水を流入させる場合、海水の蒸発による塩の析出を防ぐことが好ましい。塩の析出は、非常用復水器３０ＡやＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄの熱交換面における海水の沸騰（ボイドの発生）を防ぐことにより抑制可能である。そこで、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内の海水の温度上昇を抑制するべく、連通弁１０Ａ，１０Ｂ，１０Ｃには大口径の弁を用いるとよい。例えば、連通弁１０Ｂ，１０Ｃに大口径の弁を用いれば、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内の海水が浮体２周辺の海水と入れ替わりやすいため、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０内の海水の温度上昇を可及的に抑制可能である。また、非常用復水器３０ＡやＰＣＣＳ用熱交換器３０Ｄの冷却に海水を用いる場合、このような塩の析出が生じ得るため、原子炉３を緊急停止した直後の崩壊熱が比較的大きい初期段階においては淡水による冷却を試み、淡水が蒸発等により減少し且つ原子炉３の崩壊熱も小さくなった段階で海水による冷却を開始することが好ましい。

このように、浮体式原子力発電システム１には、地上に設置される原子力発電所に比べて、浮体式の利点を生かして海水による冷却を容易にするための各種設備が設けられている。よって、浮体式原子力発電システム１は、原子炉３の崩壊熱を周辺の海水を利用し長期間安定的に除去可能であると言える。連通弁１０Ａ，１０Ｂ，１０Ｃの開弁による海水利用機能は、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０のみならず、例えば、燃料プール８に用いてもよい。なお、バラストタンク内の水量の調整による浮体２の喫水線（海面）の変更に関し、上記実施形態では、連通弁１０Ｂに対応する流入口を喫水線より低くすることを例示したが、連通弁１０Ｃに対応する流入口を喫水線より低くしてもよい。また、浮体２周辺からＩＣ／ＰＣＣＳプール１０への海水の流入経路は、連通弁１０Ｂ，１０Ｃのように浮体２周辺とＩＣ／ＰＣＣＳプール１０とを直接繋ぐ経路であってもよいし、或いは、バラストタンク等を経由した間接的な経路であってもよい。

なお、ＩＣ／ＰＣＣＳプール１０に海水を導入するという設計思想は、加圧水型原子炉の場合にも流用できる。例えば、浮体式原子力発電システム１が加圧水型原子炉である場合は、原子炉が設けられる一次冷却系と、タービンが設けられる二次冷却系との間で熱交換を行う蒸気発生器の二次側に、二次冷却系の復水の代わりに海水を導入する。これにより、二次冷却系の復水が喪失した場合であっても、蒸気発生器の二次側に導入した海水で一次冷却系の冷却材を冷却することが可能となる。

浮体式原子力発電システム１には、このように、原子炉３に水を注水する手段が失われた事態に陥った場合であっても、浮体式の利点を生かした上記の各種機能を用いることにより、原子炉３を海水で冷却し、原子炉３から放射性物質が放出されるのを十分に防ぐことが可能な仕組みとなっている。したがって、地上に設置する原子力発電所に比べて、原子力のエネルギーをより安全に利用することが可能である。

また、浮体式原子力発電システム１は、正常に運転状態または停止状態を保っている場合は、図５（Ａ）に示したように、浮体２の喫水線（海面）が連通弁１０Ｂの流入口より低い位置となる状態で使用することができるように設計されているため、深さが比較的浅い造船ドッグで製造することが可能となる。

Ｒ・・原子炉系：Ｔ・・タービン系：Ｆ・・浮上用浮体：Ｃ・・炉心：１・・浮体式原子力発電システム：２・・浮体：３・・原子炉：４・・タービン発電機：５・・原子炉設備エリア：６・・ピット：７・・原子炉設備エリア：８・・燃料プール：９・・淡水化装置：１０・・ＩＣ／ＰＣＣＳプール：１２・・各種設備エリア：１３・・居住エリア：１４・・復水貯蔵タンク：１８・・レイダウンエリア：１９・・付帯設備エリア：２０・・主変圧器：２１・・補助ボイラー：２２・・アンカーチェーン：２３・・軽油タンク：２４・・廃棄物処理室：２５・・船首バラストタンク：２６・・船底バラストタンク：２７・・船尾バラストタンク：２８・・側面バラストタンク：３０・・非常用復水器系統：３Ａ・・格納容器：３Ｂ・・核燃料：３Ｃ・・制御棒：３Ｄ・・再循環ポンプ：３Ｅ・・圧力容器：３Ｆ・・逃がし安全弁：３Ｇ・・排気管：３Ｈ・・サプレッションプール：３Ｊ・・主蒸気隔離弁：３Ｋ・・主蒸気隔離弁：３Ｌ・・主蒸気管：３Ｍ・・上部ドライウェル：３Ｎ・・下部ドライウェル：４Ａ・・タービン：４Ｂ・・発電機：４Ｃ・・復水器：４Ｄ・・循環水配管：４Ｅ・・循環水ポンプ：４Ｆ・・給水ポンプ：４Ｇ・・給水配管：１０Ａ・・連通弁：１０Ｂ・・連通弁：１０Ｃ・・連通弁：１０Ｄ・・大気開放管：３０Ａ・・非常用復水器：３０Ｂ・・配管：３０Ｃ・・配管：３０Ｄ・・ＰＣＣＳ用熱交換器：

Claims (6)

1. 原子炉と、
   前記原子炉の熱によって発生した蒸気で駆動するタービン発電機と、
   前記原子炉と前記タービン発電機が配置されており、海上に係留される浮体と、
   非常時に前記原子炉を直接的または間接的に冷却するための貯蔵水を蓄える貯水部と、
   前記浮体の周辺の海水を出し入れ可能なバラストタンクと、を備え、
   前記貯水部には、前記浮体の側面に設けられた流入口から前記浮体周辺の水を直接的または間接的に流入させるための連通弁が設けられており、
   前記バラストタンクは、非常時には前記流入口が前記浮体の喫水線より低くなるように前記浮体の周辺の海水を受け入れる、
   浮体式原子力発電システム。
2. 前記バラストタンクは、通常時には前記流入口が前記浮体の喫水線より高くなる水量をタンク内に有する、
   請求項１に記載の浮体式原子力発電システム。
3. 非常時に前記原子炉がある圧力容器内または格納容器内で発生した蒸気を前記貯蔵水の冷熱で凝縮させ、復水として前記圧力容器内または前記格納容器内へ戻す復水器を更に備える、
   請求項１に記載の浮体式原子力発電システム。
4. 前記復水器は、前記浮体において少なくとも前記原子炉より高い位置に設置される、
   請求項３に記載の浮体式原子力発電システム。
5. 前記浮体は、二重船殻構造によって前記浮体の側面部分に形成される側面バラストタンクを少なくとも有しており、
   前記貯水部は、前記連通弁として、前記貯水部内と前記側面バラストタンクとを連通する第２の連通弁を有する、
   請求項１に記載の浮体式原子力発電システム。
6. 前記浮体は、非常時には前記流入口が前記浮体の喫水線より低くなるように前記浮体の低層部に前記浮体の周辺の海水を受け入れる、
   請求項１から５の何れか一項に記載の浮体式原子力発電システム。

Images