WO2023162806A1 - 原子力発電システム及び原子力発電方法 - Google Patents

原子力発電システム及び原子力発電方法 Download PDF

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WO2023162806A1
WO2023162806A1 PCT/JP2023/005138 JP2023005138W WO2023162806A1 WO 2023162806 A1 WO2023162806 A1 WO 2023162806A1 JP 2023005138 W JP2023005138 W JP 2023005138W WO 2023162806 A1 WO2023162806 A1 WO 2023162806A1
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heat
reactor vessel
power generation
refrigerant
nuclear power
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翔太 小林
覚 蒲原
直彦 瀬戸
忠勝 淀
昇平 大槻
健太郎 濱野
豊 田中
達男 石黒
浩徳 野口
貴史 野田
和弘 吉田
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三菱重工業株式会社
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G—PHYSICS
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    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
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    • G—PHYSICS
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • This disclosure relates to a nuclear power generation system and a nuclear power generation method.
  • the heat generated in the nuclear reactor is recovered in the primary cooling system, in which the primary coolant circulates between the reactor and the secondary cooling system. , heat is exchanged between the primary coolant and the secondary coolant, and the energy of the secondary coolant rotates a turbine provided in the secondary cooling system to generate power.
  • Patent Document 1 a nuclear reactor including core fuel, a reactor vessel that covers the periphery of the core fuel, shields the space where the core fuel is located, and shields radiation, and the reactor vessel A power generation system is described having a heat transfer section disposed in at least a portion of the reactor vessel to transfer heat within the reactor vessel to the outside by solid-state heat conduction.
  • a nuclear power generation system generates radiation in its reactor.
  • radiation shielding performance can be enhanced.
  • a nuclear power generation system is required to be able to generate power while maintaining a high level of radiation shielding even in other configurations.
  • the present disclosure aims to solve the above-described problems, and aims to provide a nuclear power generation system and a nuclear reactor power generation method capable of generating power while maintaining high radiation shielding properties.
  • a nuclear power generation system includes a core fuel, a reactor vessel that surrounds the core fuel, shields the space where the core fuel is located, and shields radiation.
  • a heat conducting section disposed inside the reactor vessel to transfer the heat of the core fuel by solid heat conduction; a part inserted into the reactor vessel and a part the Refrigerant circulation means arranged outside the reactor vessel, having a pipe through which a refrigerant flows inside, and circulating a refrigerant that exchanges heat between the heat conducting section and the refrigerant; and the refrigerant circulated by the refrigerant circulation means. and a generator rotating integrally with the turbine.
  • a nuclear power generation method includes: core fuel; in a nuclear reactor comprising: generating heat by generating a nuclear reaction in the core fuel; transferring the heat of the core fuel by solid heat conduction in a heat conducting section disposed inside the reactor vessel; is inserted into the reactor vessel, a part of which is arranged outside the reactor vessel, and has a pipe in which a coolant flows, and heat exchange is performed between the heat conducting part and the coolant.
  • a coolant is heated by the heat of the nuclear reactor and rotated by the coolant circulated by the coolant circulation means, and the coolant is carbon dioxide;
  • FIG. 1 is a schematic diagram showing a schematic configuration of a nuclear power generation system according to this embodiment.
  • FIG. 2 is a schematic diagram showing a schematic configuration of a nuclear power generation system according to another embodiment.
  • FIG. 3 is an enlarged cross-sectional view showing the cross-sectional structure of part of the nuclear reactor.
  • FIG. 4 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel.
  • FIG. 5 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example.
  • FIG. 6 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example.
  • FIG. 7 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example.
  • FIG. 8 is a schematic diagram showing a schematic configuration of a nuclear power generation system according to another embodiment.
  • FIG. 1 is a schematic diagram showing the schematic configuration of the nuclear power generation system according to this embodiment.
  • the nuclear power generation system 10 includes a reactor unit 12 and a power generation unit 13 .
  • the power generation unit 13 has a heat exchanger 14 , a refrigerant circulation means 16 , a turbine 18 , a generator 20 , a cooler 22 , a compressor 24 and a reheat exchanger 26 .
  • the reactor unit 12 has a reactor 30 and a heat conducting section 32 .
  • Reactor 30 includes reactor vessel 40 , core fuel 42 , and control unit 44 .
  • the reactor vessel 40 stores core fuel 42 therein.
  • the reactor vessel 40 stores core fuel 42 in a sealed state.
  • the reactor vessel 40 is provided with an opening/closing part so that the core fuel 42 placed inside can be inserted/extracted.
  • the opening/closing part is, for example, a lid.
  • the reactor vessel 40 can maintain a sealed state even when a nuclear reaction occurs inside and the inside becomes high temperature and high pressure.
  • the reactor vessel 40 is made of a material having a neutron beam shielding performance, and is formed with a thickness that prevents neutron beams generated inside from leaking to the outside.
  • the reactor vessel 40 is made of concrete, for example.
  • the reactor vessel 40 may contain highly shielding elements such as boron.
  • the core fuel 42 includes a plurality of fuel holding plates 43. A plurality of nuclear fuels are arranged inside the fuel holding plate 43 .
  • the fuel holding plate 43 is made of a material that conducts heat generated by the nuclear fuel. Graphite, silicon carbide, or the like can be used for the fuel holding plate 43 . Reaction heat is generated in the core fuel 42 by the nuclear reaction of the nuclear fuel.
  • the control unit 44 has a movable shield between the core fuels 42 .
  • the shielding material is a so-called control rod that has the function of shielding radiation and suppressing nuclear reactions.
  • Reactor 30 controls the reaction of core fuel 42 by moving control unit 44 and adjusting the position of the shield.
  • the heat conducting part 32 is arranged inside the reactor vessel 40 and is in contact with the fuel holding plate 43, as shown in FIG.
  • the heat conducting portion 32 of the present embodiment has a plurality of plate shapes, and has a structure in which the fuel holding plates 43 and the fuel holding plates 43 are alternately laminated.
  • the heat conducting portion 32 is a plate having an outer shape larger than that of the fuel holding plate 43, and protrudes into a region where the fuel holding plate 43 is not arranged.
  • titanium, nickel, copper, graphite, and graphene can be used for the heat conducting portion 32 .
  • the heat conducting portion 32 preferably uses graphene arranged in a direction that facilitates heat conduction in the direction along the surface of the plate.
  • the heat conducting portion 32 transfers heat by solid heat conduction. That is, the heat conducting part 32 transfers heat without using a heat medium (fluid). Specifically, the heat conducting part 32 transfers the heat generated in the core fuel 42 to the power generation unit 13 by solid heat conduction.
  • the nuclear reactor unit 12 is configured as described above, and a nuclear reaction occurs in the core fuel 42 inside the nuclear reactor 30 to generate reaction heat.
  • the generated heat is accumulated inside the reactor vessel 40, and the inside becomes high temperature.
  • part of the heat generated in the nuclear reactor 30 is transferred to the heat conducting section 32 .
  • the heat conducting portion 32 heats the coolant flowing through the coolant circulation means 16 of the power generation unit 13 .
  • the refrigerant circulation means 16 has a circulation path 34 that circulates outside the reactor vessel 40 and a heat exchange section 36 that circulates inside the reactor vessel 40 .
  • the circulation path 34 and the heat exchange section 36 form a closed loop for circulation.
  • the circulation path 34 is a path for circulating the refrigerant outside the reactor vessel 40, and the turbine 18, the cooler 22, the compressor 24, and the reheat exchanger 26 are connected.
  • the heat exchange section 36 is inserted into the reactor vessel 40 and arranged therein. Both ends of the heat exchange section 36 are exposed outside the reactor vessel 40 and connected to the circulation path 34 .
  • the heat exchange section 36 is a conduit through which a coolant flows, and is in contact with a region of the heat transfer section 32 that is not in contact with the core fuel 42 .
  • the heat exchanging portion 36 contacts the portion of the heat conducting portion 32 that protrudes from the core fuel 42 .
  • the heat exchanging portion 36 exchanges heat with the heat conducting portion 32 to heat the refrigerant.
  • the heat exchange section 36 and the heat conduction section 32 constitute the heat exchanger 14 .
  • the refrigerant flowing through the refrigerant circulation means 16 is supplied to the heat exchange section 36 .
  • the nuclear reactor power generation system 10 exchanges heat between the heat conducting section 32 and the refrigerant supplied from the refrigerant circulation means 16 .
  • the heat exchanger of this embodiment is composed of a heat conducting portion 32 and a heat exchanging portion 36 of the refrigerant circulation means 16 .
  • the heat exchanger recovers the heat of the heat conducting part 32 with the refrigerant flowing through the refrigerant circulation means 16 . That is, the coolant is heated by the heat conducting portion 32 .
  • the heat medium heated in the heat exchange section 36 flows through the turbine 18, the cooler 22, the compressor 24, and the reheat exchanger 26 in this order.
  • the refrigerant that has passed through the reheat exchanger 26 is supplied to the heat exchange section 36 again.
  • the refrigerant is thus circulated through the refrigerant circulation means 16 .
  • the refrigerant that has passed through the heat exchanger 14 flows into the turbine 18 .
  • Turbine 18 is rotated by the energy of the heated refrigerant.
  • the turbine 18 thus converts the energy of the refrigerant into rotational energy and absorbs energy from the refrigerant.
  • the generator 20 is connected to the turbine 18 and rotates together with the turbine 18 .
  • the generator 20 generates electricity by rotating with the turbine 18 .
  • the cooler 22 cools the coolant that has passed through the turbine 18 .
  • the cooler 22 is a condenser or the like when the chiller or refrigerant is temporarily liquefied.
  • the compressor 24 is a pump that pressurizes the refrigerant.
  • the regenerative heat exchanger 26 exchanges heat between the refrigerant that has passed through the turbine 18 and the refrigerant that has passed through the compressor 24 .
  • a regenerative heat exchanger 26 heats the refrigerant that has passed through the compressor 24 with the refrigerant that has passed through the turbine 18 .
  • the regenerative heat exchanger 26 exchanges heat between the refrigerant before it is cooled by the cooler 22 and the refrigerant after it is cooled by the cooler 22, and converts the heat discarded by the cooler 22 into atomic
  • the refrigerant is recovered before it is supplied to the furnace unit 12 .
  • the heat generated by the reaction of the nuclear fuel in the nuclear reactor 12 is transferred to the refrigerant in the heat exchange portion 36 by the heat conduction portion 32, and the heat in the heat conduction portion 32 heats the refrigerant flowing through the refrigerant circulation means 16. . That is, the coolant absorbs the heat transferred by the heat conducting portion 32 . As a result, the heat generated in the nuclear reactor 12 is transferred by solid heat conduction through the heat conducting portion 32 and recovered by the refrigerant. After being compressed in the compressor 24 , the refrigerant is heated as it passes through the heat transfer section 32 , is compressed, and uses the heated energy to rotate the turbine 18 . After that, it is cooled to a reference state by the cooler 22 and supplied to the compressor 24 again.
  • the nuclear power generation unit 10 uses the heat conducting section 32 that transfers heat by solid heat conduction to transfer the heat of the nuclear reactor 30 to the coolant that serves as the medium for rotating the turbine 18 .
  • the nuclear power generation unit 10 can suppress contamination of the coolant even when the coolant is circulated inside the nuclear reactor 30 . This can reduce the risk of contamination of the medium rotating the turbine 18 . Further, by providing the heat conducting portion 32 that transfers heat by solid heat conduction, the heat conducting portion 32 can shield neutron beams.
  • FIG. 2 is a schematic diagram showing a schematic configuration of a nuclear power generation system according to another embodiment.
  • FIG. 3 is an enlarged cross-sectional view showing the cross-sectional structure of part of the nuclear reactor.
  • FIG. 4 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel.
  • a nuclear power generation system 10a shown in FIG. 2 includes a cooling mechanism 60 in addition to the configuration of the nuclear power generation system 10 shown in FIG.
  • the cooling mechanism 60 which is a unique configuration of the nuclear power generation system 10a, will be described, and detailed description of the same configuration as that of the nuclear power generation system 10 will be omitted.
  • the nuclear power generation system 10a has a reactor unit 12a, a power generation unit 13, and a cooling mechanism 60.
  • the in-reactor pipe 65 of the cooling pipe 62 of the cooling mechanism 60 is arranged inside the reactor 30a.
  • the cooling mechanism 60 includes a cooling pipe (cooling channel) 62 and a control valve 64 .
  • the cooling pipe 62 is a pipe whose both ends are connected to the coolant circulation means 16 , and part of which is inserted inside the reactor vessel 40 .
  • the in-reactor pipe 65 is a portion of the cooling pipe 62 that is arranged inside the reactor vessel 40 .
  • the cooling pipe 62 is connected to the refrigerant circulation means 16 at a branch portion 66 located downstream of the compressor 24 and upstream of the regenerative heat exchanger 26 .
  • the cooling pipe 62 is downstream of the regenerative heat exchanger 26 and is connected to the refrigerant circulation means 16 at a junction 68 upstream of the position where it is inserted into the reactor vessel 40 (upstream of the heat exchange section 36). .
  • the coolant flows into the cooling pipe 62 from the branch portion 66 , passes through the in-furnace pipe 65 , reaches the confluence portion 68 , and flows into the coolant circulation means 16
  • the in-reactor piping 65 branches into a plurality of parallel pipelines inside the reactor vessel 40 .
  • Each pipe line of the in-reactor pipe 65 is arranged in contact with the inner wall 70 of the reactor vessel.
  • the in-reactor pipe 65 is arranged closer to the reactor vessel 40 than the pipe 50 of the heat exchange section 36 .
  • the in-furnace pipes 65 are arranged at predetermined intervals in the circumferential direction.
  • the nuclear power generation system 10a is provided with a cooling mechanism 60, and the refrigerant (refrigerant after passing through the compressor 24) in the in-core pipe 65 passes near the inner wall 70 of the reactor vessel 40.
  • a temperature rise of the inner wall 70 of the furnace vessel 40 can be suppressed.
  • the durability of the reactor vessel 40 can be increased, and the safety of the nuclear power generation system 10a can be further increased.
  • by adopting a structure in which cooling is performed by the cooling mechanism 60 it is possible to increase options for materials and structures that can be used for the reactor vessel 40.
  • the nuclear power generation system 10a is cooled by the cooling mechanism 60 using the coolant that recovers the heat of the nuclear reactor unit 12, which is used in the power generation unit 13, so that the heat generated in the nuclear reactor unit 12 can be used for power generation. It is possible to increase power generation efficiency.
  • the cooling mechanism 60 of the present embodiment preferably detects the temperature of the reactor vessel and controls at least one of the opening/closing and the degree of opening of the control valve 64 based on the detected temperature.
  • the control valve 64 for example, when the temperature of the reactor vessel 40 is below a predetermined temperature, the coolant is not circulated through the cooling mechanism 60, and when the temperature exceeds the predetermined temperature, the coolant is circulated through the cooling mechanism 60, Reactor vessel 40 may be cooled.
  • the cooling mechanism 60 of the present embodiment is provided with the control valve 64
  • the cooling pipe 62 and the in-furnace pipe 65 may be provided with a constant coolant flow without providing the control valve 64 .
  • the amount of refrigerant flowing into the cooling mechanism 60 is a small proportion, for example, about 2% of the total circulation amount. Cooling can be performed by flowing 2% of the coolant into the cooling mechanism 60 with respect to the entire coolant.
  • FIG. 5 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example.
  • the reactor 30b shown in FIG. 5 is arranged such that the in-reactor pipes 65a are in contact with each other.
  • the inner wall 70 is entirely covered with the in-reactor pipe 65a, and the temperature rise of the inner wall 70 of the reactor vessel 40 can be further suppressed.
  • FIG. 6 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example.
  • the cross section of the in-reactor pipe 65c is trapezoidal, and the adjacent surfaces are arranged at overlapping positions when viewed from the center of the reactor vessel 30c.
  • the inner wall 70 is entirely covered with the in-reactor pipe 65c, and the temperature rise of the inner wall 70 of the reactor vessel 40 can be further suppressed.
  • FIG. 7 is a schematic diagram showing the structure near the inner wall of the reactor vessel of another example. 5 is arranged such that the in-reactor pipes 65a are in contact with each other.
  • the cross section of the in-reactor pipe 65d is triangular, and the edge of the side contacting the inner wall 70 overlaps the adjacent in-reactor pipe 65d.
  • the inner wall 70 is entirely covered with the in-reactor pipe 65d, and the temperature rise of the inner wall 70 of the reactor vessel 40 can be further suppressed.
  • the shape of the in-furnace piping can be various shapes, and the cross section can be circular, perfect circular, elliptical, polygonal (for example, triangular, quadrangular), and various other shapes. can be done.
  • the temperature rise of the inner wall 70 can be suppressed by providing a structure in which the in-furnace pipes contact or overlap each other.
  • the in-reactor piping is configured to be in contact with the inner wall 70 of the reactor vessel 40, but it is not limited to this.
  • the in-reactor piping may be inserted inside the reactor vessel 40 . That is, the temperature rise of the inner wall 70 of the reactor vessel 40 may be suppressed by cooling the reactor vessel 40 with the in-reactor piping.
  • FIG. 8 is a schematic diagram showing a schematic configuration of a nuclear power generation system according to another embodiment.
  • the junction 69 of the cooling pipes 62 of the cooling mechanism 60 a serves as the refrigerant circulation means 16 located downstream of the turbine 18 and upstream of the reheat exchanger 26 .
  • the cooling mechanism 60 a by positioning the junction 69 downstream of the turbine 18 , the pressure difference between the branch 66 and the junction 69 increases and the flow rate of the in-furnace piping 65 can be increased. Thereby, the temperature of the inner wall 70 of the reactor vessel 40 can be lowered more efficiently.
  • the cooling mechanism 60a joins after passing the turbine 18, so it cannot be used for power generation with recovered energy. Therefore, the cooling mechanism 60a is preferably operated in an emergency when the temperature of the inner wall of the reactor vessel 40 reaches a predetermined temperature or higher, or when an abnormality occurs.
  • the cooling mechanism may be provided with pipes that connect to the confluence portion 68 and the confluence portion 69, and a control valve may be provided in the pipes to switch the position where the refrigerant merges.
  • the position of the branching portion and the position of the merging portion of the cooling mechanism are not limited to the above embodiment.
  • the branch position may be downstream of the compressor 24 and upstream of the heat exchange section 32 .
  • the confluence portion may be located downstream of the branching portion and upstream of the compressor 24 (or the cooler 22 if the cooler 22 is present).
  • a branch part or a merging part may be provided between the upstream regenerative heat exchanger and the downstream regenerative heat exchanger.

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Abstract

放射線の遮へい性を高く維持しつつ、発電を行うことができる原子力発電システムを提供する。原子力発電システムは、炉心燃料と、炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉と、原子炉容器の内部に配置され、炉心燃料の熱を固体熱伝導で伝える熱伝導部と、一部が原子炉容器の内部に挿入され、一部が原子炉容器の外に配置され、内部に冷媒が流れる配管を有し、熱伝導部と冷媒とで熱交換を行う冷媒を循環させる冷媒循環手段と、冷媒循環手段で循環する冷媒により回転されるタービンと、タービンと一体で回転する発電機と、を含む。

Description

原子力発電システム及び原子力発電方法
　本開示は、原子力発電システム及び原子力発電方法に関する。
　核燃料を用い、核反応の熱を利用して発電を行う原子力発電システムでは、原子炉で生じた熱を原子炉と二次冷却系統との間で一次冷却材が循環する一次冷却系統で回収し、一次冷却材と二次冷却材とで熱交換を行い、二次冷却系統に設けられたタービンを二次冷却材のエネルギーで回転させて発電を行う。
　これに対して、特許文献１には、炉心燃料と、炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉と、原子炉容器の少なくとも一部に配置され、原子炉容器内の熱を外部に固体熱伝導で伝える熱伝導部と、を有する発電システムが記載されている。
特開２０２０－１６５８３６号公報
　原子力発電システムは、原子炉で放射線が生じる。特許文献１のように固体熱伝導を用いることで、放射線の遮へい性能を高くすることができる。原子力発電システムとしては、別の構成でも、放射線の遮へい性を高く維持しつつ、発電を行うことができることが求められる。
　本開示は、上述した課題を解決するものであり、放射線の遮へい性を高く維持しつつ、発電を行うことができる原子力発電システム及び原子炉発電方法を提供することを目的とする。
　上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子力発電システムは、炉心燃料と、前記炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉と、前記原子炉容器の内部に配置され、前記炉心燃料の熱を固体熱伝導で伝える熱伝導部と、一部が前記原子炉容器の内部に挿入され、一部が前記原子炉容器の外に配置され、内部に冷媒が流れる配管を有し、前記熱伝導部と前記冷媒とで熱交換を行う冷媒を循環させる冷媒循環手段と、前記冷媒循環手段で循環する前記冷媒により回転されるタービンと、前記タービンと一体で回転する発電機と、を含む。
　上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子力発電方法は、炉心燃料と、前記炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉で、前記炉心燃料で核反応を発生させ、発熱させ、前記原子炉容器の内部に配置された熱伝導部で、前記炉心燃料の熱を固体熱伝導で伝達し、一部が前記原子炉容器の内部に挿入され、一部が前記原子炉容器の外に配置され、内部に冷媒が流れる配管を有する冷媒循環手段で、前記熱伝導部と前記冷媒とで熱交換を行い、前記原子炉の熱で冷媒を加熱し、前記冷媒循環手段で循環する前記冷媒により回転させ、前記冷媒が二酸化炭素である。
　開示によれば、放射線の遮へい性を高く維持しつつ、発電を行うことができるという効果を得ることができる。
図１は、本実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。 図２は、他の実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。 図３は、原子炉の一部の断面構造を示す拡大断面図である。 図４は、原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。 図５は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。 図６は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。 図７は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。 図８は、他の実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。
　以下に、開示に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。
　図１は、本実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。図１に示すように、原子力発電システム１０は、原子炉ユニット１２と、発電ユニット１３と、を含む。発電ユニット１３は、熱交換器１４と、冷媒循環手段１６と、タービン１８と、発電機２０と、冷却器２２と、圧縮機２４と、再熱交換器２６と、を有する。
　原子炉ユニット１２は、原子炉３０と、熱伝導部３２と、を有する。原子炉３０は、原子炉容器４０と、炉心燃料４２と、制御ユニット４４と、を有する。原子炉容器４０は、内部に炉心燃料４２が格納されている。原子炉容器４０は、炉心燃料４２を密閉状態で格納する。原子炉容器４０は、内部に載置する炉心燃料４２が挿抜できるように、開閉部が設けられている。開閉部は、例えば蓋である。原子炉容器４０は、内部で核反応がおき、内部が高温、高圧になった場合でも、密閉状態を維持することができる。また、原子炉容器４０は、中性子線の遮へい性能を備える材料で形成され、内部で生じた中性子線が外部に漏えいしない厚みで形成されている。原子炉容器４０は、例えばコンクリートで形成されている。原子炉容器４０は、ボロン等の遮へい性の高い元素を含めてもよい。
　炉心燃料４２は、複数の燃料保持板４３を含む。燃料保持板４３は、内部に複数の核燃料が配置される。燃料保持板４３は、核燃料で発生した熱を伝熱する材料で形成される。燃料保持板４３は、グラファイト、シリコンカーバイド等を用いることができる。炉心燃料４２は、核燃料が核反応を生じることで反応熱が生じる。
　制御ユニット４４は、炉心燃料４２の間に移動可能な遮へい材を有する。遮へい材は、放射線を遮へいし、核反応を抑制する機能を備える、いわゆる制御棒である。原子炉３０は、制御ユニット４４を移動させ、遮へい材の位置を調整することで、炉心燃料４２の反応を制御する。
　熱伝導部３２は、図１に示すように、原子炉容器４０の内部に配置され、燃料保持板４３と接している。本実施形態の熱伝導部３２は、複数の板形状であり、燃料保持板４３と交互に積層された構造である。熱伝導部３２は、燃料保持板４３よりも外形形状が大きい板であり、燃料保持板４３が配置されていない領域に突出している。ここで、熱伝導部３２は、例えば、チタン、ニッケル、銅、グラファイト、グラフェンを用いることができる。熱伝導部３２は、突出している部分への熱伝達効率を高くするために、板の表面に沿った方向に熱が伝導しやすい向きに配置したグラフェンを用いることが好ましい。熱伝導部３２は、固体熱伝導で熱を伝達する。つまり、熱伝導部３２は、熱媒（流体）を用いずに、熱を伝達する。具体的には、熱伝導部３２は、炉心燃料４２で生じた熱を固体熱伝導で発電ユニット１３に伝達する。
　原子炉ユニット１２は、以上の構成であり、原子炉３０の内部の炉心燃料４２で核反応が生じ、反応熱が発生する。発生した熱は、原子炉容器４０の内部に溜められ、内部が高温となる。また、原子炉ユニット１２は、原子炉３０で発生した熱の一部が、熱伝導部３２に伝達される。熱伝導部３２は、発電ユニット１３の冷媒循環手段１６に流れる冷媒を加熱する。ここで、冷媒としては、二酸化炭素（ＣＯ２）を用いることが好ましい。
　冷媒循環手段１６は、原子炉容器４０の外を循環する循環経路３４と、原子炉容器４０の内部を循環する熱交換部３６と、を有する。循環経路３４と、熱交換部３６とが閉ループを形成し、循環される。循環経路３４は、原子炉容器４０の外で冷媒を循環させる経路であり、タービン１８と、冷却器２２と、圧縮機２４と、再熱交換機２６とが接続されている。熱交換部３６は、原子炉容器４０に挿入され、内部に配置される。熱交換部３６の両端は、原子炉容器４０の外側に露出し、循環経路３４と接続される。熱交換部３６は、冷媒が流通する管路であり、熱伝導部３２の炉心燃料４２と接していない領域と接触する。つまり、熱交換部３６は、熱伝導部３２の炉心燃料４２よりも突出している部分と接触する。熱交換部３６は、熱伝導部３２と熱交換し、冷媒を加熱する。本実施形態では、熱交換部３６と、熱伝導部３２とが熱交換器１４となる。
　冷媒循環手段１６を流れる冷媒は、熱交換部３６に供給される。原子炉発電システム１０は、熱伝導部３２と、冷媒循環手段１６から供給される冷媒との間で熱交換を行う。本実施形態の熱交換器は、熱伝導部３２と冷媒循環手段１６の熱交換部３６で構成されている。熱交換器は、冷媒循環手段１６を流れる冷媒で、熱伝導部３２の熱を回収する。つまり冷媒は、熱伝導部３２で加熱される。熱交換部３６で加熱された熱媒は、タービン１８、冷却器２２、圧縮機２４、再熱交換器２６の順で流れる。再熱交換器２６を通過した冷媒は、再度熱交換部３６に供給される。このように冷媒は、冷媒循環手段１６を循環される。
　タービン１８は、熱交換器１４を通過した冷媒が流入する。タービン１８は、加熱された冷媒のエネルギーにより回転される。つまりタービン１８は、冷媒のエネルギーを回転エネルギーに変換して、冷媒からエネルギーを吸収する。発電機２０は、タービン１８と連結されており、タービン１８と一体で回転する。発電機２０は、タービン１８と回転することで発電する。
　冷却器２２は、タービン１８を通過した冷媒を冷却する。冷却器２２は、チラーや冷媒を一時的に液化する場合、復水器等である。圧縮機２４は、冷媒を加圧するポンプである。再生熱交換器２６は、タービン１８を通過した冷媒と、圧縮機２４を通過した冷媒との間で熱交換を行う。再生熱交換器２６は、タービン１８を通過した冷媒で、圧縮機２４を通過した冷媒を加熱する。つまり、再生熱交換器２６は、冷却器２２で冷却される前の冷媒と、冷却器２２で冷却された後の冷媒との間で熱交換を行い、冷却器２２で捨てられる熱を、原子炉ユニット１２に供給される前の冷媒で回収する。
　原子力発電システム１０は、原子炉１２の核燃料の反応で生じた熱を熱伝導部３２で熱交換部３６の冷媒に伝え、熱伝導部３２の熱で、冷媒循環手段１６を流れる冷媒を加熱する。つまり、冷媒は、熱伝導部３２で伝達された熱を吸収する。これにより、原子炉１２で発生した熱は、熱伝導部３２により固体熱伝導で伝達され、冷媒で回収される。冷媒は、圧縮機２４で圧縮された後、熱伝導部３２の通過時に加熱され、圧縮され、加熱されたエネルギーでタービン１８を回転させる。その後、冷却器２２で基準状態まで冷却され、再び圧縮機２４に供給される。
　原子炉発電ユニット１０は、以上のように、固体熱伝導で熱を伝達する熱伝導部３２を用いて原子炉３０の熱を、タービン１８を回転する媒体となる冷媒に伝達する。
　原子炉発電ユニット１０は、冷媒として二酸化炭素を用いることで、冷媒を原子炉３０の内部を流通させた場合でも、冷媒の汚染を抑制することができる。これにより、タービン１８を回転する媒体が汚染される恐れを低減することができる。また、固体熱伝導で熱を伝達する熱伝導部３２を設けることで、熱伝導部３２で中性子線を遮へいすることができる。
　図２は、他の実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。図３は、原子炉の一部の断面構造を示す拡大断面図である。図４は、原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。図２に示す原子力発電システム１０ａは、図１に示す原子力発電システム１０の構成に加え、冷却機構６０を備える。以下、原子力発電システム１０ａに特有の構成である冷却機構６０について、説明し、原子力発電システム１０と同様の構成については、詳細な説明を省略する。
　原子力発電システム１０ａは、原子炉ユニット１２ａと、発電ユニット１３と、冷却機構６０と、を有する。原子炉ユニット１２ａは、原子炉３０ａの内部に、冷却機構６０の冷却配管６２の炉内配管６５が配置される。
　冷却機構６０は、冷却配管（冷却流路）６２と、制御弁６４とを含む。冷却配管６２は、両端が冷媒循環手段１６に接続された配管であり、一部が原子炉容器４０の内部に挿入されている。炉内配管６５は、冷却配管６２の原子炉容器４０の内部に配置されている部分である。冷却配管６２は、圧縮機２４の下流で、再生熱交換器２６の上流となる位置の分岐部６６で冷媒循環手段１６と接続している。冷却配管６２は、再生熱交換器２６の下流となり、原子炉容器４０に挿入される位置の上流（熱交換部３６よりも上流）の位置の合流部６８で冷媒循環手段１６と接続している。冷却配管６２は、分岐部６６から冷媒が流入し、炉内配管６５を通過した後、合流部６８に到達して、冷媒循環手段１６に流入する。
　炉内配管６５は、図３及び図４に示すように、原子炉容器４０の内部で並列な複数の管路に分岐する。炉内配管６５は、それぞれの管路が、原子炉容器の内壁７０に接して配置される。炉内配管６５は、熱交換部３６の配管５０よりも、原子炉容器４０側に配置される。図４に示す例では、炉内配管６５が、周方向に所定の間隔で配置される。
　原子力発電システム１０ａは、冷却機構６０を設け、炉内配管６５に冷媒（圧縮機２４を通過した後の冷媒）が、原子炉容器４０の内壁７０の近傍を通過する構成とすることで、原子炉容器４０の内壁７０の温度上昇を抑制することができる。これにより、原子炉容器４０の耐久性を高くすることができ、原子力発電システム１０ａの安全性をより高くすることができる。また、冷却機構６０で冷却する構造とすることで、原子炉容器４０として用いることができる材料、構造の選択肢を増やすことができる。
　また、原子力発電システム１０ａは、発電ユニット１３で用いる、原子炉ユニット１２の熱を回収する冷媒を用いた冷却機構６０で冷却を行うことで、原子炉ユニット１２で発生した熱を発電に用いることができ、発電効率を高くすることができる。
　本実施形態の冷却機構６０は、原子炉容器の温度を検出し、検出した温度に基づいて、制御弁６４の開閉及び開度の少なくとも一方を制御することが好ましい。制御弁６４を制御することで、例えば、原子炉容器４０が所定温度以下の場合は、冷却機構６０に冷媒を流通させず、所定温度を超えた場合、冷却機構６０に冷媒を流通させて、原子炉容器４０を冷却させることができる。
　本実施形態の冷却機構６０は、制御弁６４を設けたが、制御弁６４を設けずに、冷却配管６２、炉内配管６５に常時冷媒が流れるようにしてもよい。これにより、制御を行わずに、原子炉容器４０の温度上昇を抑制できる。また、この場合、冷却機構６０に流入させる冷媒の量は、全体の循環量に対して小さい割合、例えば、２％程度とすることが好ましい。冷媒全体に対して２％の冷媒を冷却機構６０に流入させることで、冷却することができる。
　図５は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。図５に示す原子炉３０ｂは、炉内配管６５ａ同士が接して配置される。これにより、炉内配管６５ａで、内壁７０の全面が覆われ、原子炉容器４０の内壁７０の温度上昇をより抑制することができる。
　図６は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。図６に示す原子炉３０ｃは、炉内配管６５ｃの断面が台形形状であり、隣接する面が原子炉容器３０ｃの中心から見て、重なる位置に配置される。これにより、炉内配管６５ｃで、内壁７０の全面が覆われ、原子炉容器４０の内壁７０の温度上昇をより抑制することができる。
　図７は、他の例の原子炉容器の内壁近傍の構造を示す模式図である。５に示す原子炉３０ｂは、炉内配管６５ａ同士が接して配置される。図７に示す原子炉３０ｄは、炉内配管６５ｄの断面が三角形形状であり、内壁７０に接する辺の端部が隣接する炉内配管６５ｄと重なる位置に配置される。これにより、炉内配管６５ｄで、内壁７０の全面が覆われ、原子炉容器４０の内壁７０の温度上昇をより抑制することができる。
　図５から図７に示すように、炉内配管の形状は種々の形状とすることができ、断面が円形、真円、楕円、多角形（例えば、三角形、四角形）等種々の形状とすることができる。また、炉内配管同士を接触させるまたは重なる構造とすることで、内壁７０の温度上昇を寄り抑制することができる。
　また、本実施形態では、炉内配管を原子炉容器４０の内壁７０に接する構造としたが、これに限定されない。炉内配管は、原子炉容器４０の内部に挿入されていてもよい。つまり、原子炉容器４０を炉内配管で冷却することで、原子炉容器４０の内壁７０の温度上昇を抑制してもよい。
　図８は、他の実施形態に係る原子力発電システムの概略構成を示す模式図である。図８に示す原子力発電システム１０ｅは、冷却機構６０ａの冷却配管６２の合流部６９が、タービン１８の下流側かつ、再熱交換器２６の上流側となる位置の冷媒循環手段１６となる。
　冷却機構６０ａは、合流部６９をタービン１８の下流とすることで、分岐部６６と合流部６９と冷媒の圧力差が大きくなり、炉内配管６５の流量を増加させることができる。これにより、原子炉容器４０の内壁７０の温度をより効率よく低下させることができる。
　冷却機構６０ａは、タービン１８の通過後に合流するため、回収したエネルギーでの発電に用いることができない。そのため、冷却機構６０ａは、原子炉容器４０の内壁の温度が所定温度以上となる緊急時、異常発生時に稼働するようにすることが好ましい。
　また、冷却機構は、合流部６８と、合流部６９のそれぞれに接続する配管を設け、かつ、配管に制御弁を設け、冷媒が合流する位置を切り替えるようにしてもよい。
　また、冷却機構の分岐部の位置、合流部の位置は、上記実施形態に限定されない。分岐位置は、圧縮機２４よりも下流側かつ熱交換部３２よりも上流側であればよい。また、合流部は、分岐部よりも下流側で圧縮機２４（冷却器２２がある場合は冷却器２２）よりも上流側であればよい。例えば、再生熱交換器２６を２段に分けて配置する場合、上流側の再生熱交換器と、下流側の再生熱交換器との間に分岐部、合流部を設けてもよい。
　１０　原子力発電システム
　１２　原子炉ユニット
　１３　発電ユニット
　１４　熱交換器
　１６　冷媒循環手段
　１８　タービン
　２０　発電機
　２２　チラー（冷却器）
　２４　ポンプ（圧縮機）
　２６　再生熱交換器
　３０　原子炉
　３２　熱伝導部
　３４　循環経路
　３６　熱交換部
　４０　原子炉容器
　４２　炉心燃料
　４３　燃料保持板
　４４　制御ユニット
　６０　冷却機構
　６２　冷却配管
　６４　制御弁
　６５　炉内配管
　６６　分岐部
　６８、６９　合流部

Claims (11)

  1. 　炉心燃料と、前記炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉と、
    　前記原子炉容器の内部に配置され、前記炉心燃料の熱を固体熱伝導で伝える熱伝導部と、
    　一部が前記原子炉容器の内部に挿入され、一部が前記原子炉容器の外に配置され、内部に冷媒が流れる配管を有し、前記熱伝導部と前記冷媒とで熱交換を行う冷媒を循環させる冷媒循環手段と、
    　前記冷媒循環手段で循環する前記冷媒により回転されるタービンと、
    　前記タービンと一体で回転する発電機と、を含む原子力発電システム。
  2. 　前記冷媒は、二酸化炭素である請求項１に記載の原子力発電システム。
  3. 　前記冷媒循環手段に配置され、前記タービンを通過した冷媒を圧縮する圧縮機を有し、
    　前記圧縮機よりも下流側でかつ前記熱伝導部よりも上流側の前記冷媒循環手段から分岐し、前記原子炉容器の内部で、前記原子炉容器の内壁を冷却し、分岐した位置よりも下流側の前記冷媒循環手段に合流する冷却配管を有する冷却機構を備える請求項１または請求項２に記載の原子力発電システム。
  4. 　前記冷却配管は、前記冷媒循環手段に合流する位置が、前記熱交換器の上流側である経路を有する請求項３に記載の原子力発電システム。
  5. 　前記冷却配管は、前記冷媒循環手段に合流する位置が、前記タービンよりも下流側であある請求項３に記載の原子力発電システム。
  6. 　タービンの下流側かつ前記圧縮機の上流側の前記冷媒循環手段に配置され、冷媒を冷却する冷却器と、
    　前記圧縮機の下流でかつ前記熱伝導部よりも上流側の前記冷媒循環手段の冷媒と、前記タービンの下流でかつ前記冷却器よりも上流側の前記冷媒循環手段の冷媒と、で熱交換を行う再熱交換器と、を有し、
    　前記冷却配管の前記冷媒循環手段から分岐する位置が、前記圧縮機と前記再熱交換器との間である請求項３から請求項５のいずれか一項に記載の原子力発電システム。
  7. 　前記冷却配管は、断面は、真円、楕円形、多角形形状のいずれかである請求項３から請求項６のいずれか一項に記載の原子力発電システム。
  8. 　前記冷却配管は、前記原子炉容器の内壁と接する請求項３から請求項７のいずれか一項に記載の原子力発電システム。
  9. 　前記冷却配管は、前記原子炉容器の内部に挿入される請求項３から請求項７のいずれか一項に記載の原子力発電システム。
  10. 　前記冷却機構は、冷却配管に配置された流量調整弁を備える請求項３から請求項９のいずれか一項に記載の原子力発電システム。
  11. 　炉心燃料と、前記炉心燃料の周囲を覆い、炉心燃料がある空間を遮へいし、放射線を遮へいする原子炉容器と、を含む原子炉で、前記炉心燃料で核反応を発生させ、発熱させ、
    　前記原子炉容器の内部に配置された熱伝導部で、前記炉心燃料の熱を固体熱伝導で伝達し、
    　一部が前記原子炉容器の内部に挿入され、一部が前記原子炉容器の外に配置され、内部に冷媒が流れる配管を有する冷媒循環手段で、前記熱伝導部と前記冷媒とで熱交換を行い、前記原子炉の熱で冷媒を加熱し、
    　前記冷媒循環手段で循環する前記冷媒により回転させ、
    　前記冷媒が二酸化炭素である原子力発電方法。
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