JP4962956B2 - 核熱利用装置 - Google Patents

Description

本発明は、核熱を利用した、発電、産業用熱製造、水素製造、純水製造、地域熱利用、海水淡水化等の熱利用を行うコジェネレーション装置又はシステムに関するものである。

高温ガス炉コジェネレーションシステム（熱電併給システム）は、原子炉、熱利用系へ熱を供給する中間熱交換器（ＩＨＸ）、発電に用いられるガスタービン、圧縮機及び発電機からなるガスタービンシステム、及び前置冷却器から構成される。従来、米国のＩＮＬ、仏国のＦｒａｍａｔｏｍｅ社が垂直設置型ＩＨＸの設置を提案している（非特許文献１及び２）。
"Next Generation Nuclear Plant Project Preliminary Project Management Plan", INL/EXT-05-00952 rev.1, US DOE Idaho National Laboratory, March 2006 "The Framatome ANP Indirect-Cycle Very High Temperature Reactor" Proc. of International Congress on Advances in Nuclear Power ICAPP’04, Pittsburgh, PA USA, June 13-17, 2004

しかし、ＩＨＸを垂直に設置することによりＩＨＸとガスタービンシステムそれぞれに圧力容器を製作、設置する必要がある。又、機器どうしの接続のために配管を引き回す必要があり、システム全体のサイズ、物量及び制作費の増大が課題である。更に、接続配管の長大化と複数の圧力容器の採用により系統の圧力損失が増大し、システム熱効率の低下が課題である。

本発明では、従来の課題に対して、システムを構成する機器の一体化及びシステム構成の簡易化により、システム全体のサイズ、設備物量を大幅に削減し、製作コストを大幅に削減することが目的である。又、システム構成の簡易化を行い、熱損失及び圧力損失を低減することにより、システムの熱効率を向上させることが目的である。

本発明は、具体的には、図１に示されるとおり、高温ガス炉８及びエネルギー変換システム９を備えた核熱利用装置であって、
高温ガス炉が原子炉圧力容器１０、炉心１１，接続二重配管内管１２及び接続二重配管外管１３から構成され、
エネルギー変換システムが熱電併給統合ユニット圧力容器２０、水平型中間熱交換器２１，タービン２２，圧縮機２３，発電機２４，再生熱交換器２５及び前置熱交換器２６で構成され、
高温の核熱が高温ガス炉の核分裂エネルギーにより作り出され、この熱により暖められた高温の冷却材が、接続二重配管内管１２を通りエネルギー変換システムへ供給され、熱交換器２１で熱利用された後、タービン２２を経て再生熱交換器２５、前置冷却器２６及び圧縮機２３に送られて発電に利用され後、圧縮機２３で圧縮された冷却材が再生熱交換器２５を経て接続二重配管外管１３を通って高温ガス炉へ戻る構造からなる、核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置である。

又、本発明は、具体的には、図２に示されるとおり、 高温ガス炉８及びエネルギー変換システム９を備えた核熱利用装置であって、
前記高温ガス炉が原子炉圧力容器１０、炉心１１，接続二重配管内管１２及び接続二重配管外管１３から構成され、
前記エネルギー変換システムが熱電併給統合ユニット圧力容器２０、水平型中間熱交換器２１，タービン２２，低圧圧縮機２３ａ，高圧圧縮機２３ｂ、発電機，再生熱交換器２５，前置冷却器２６及び内部冷却流路２８から構成され、
高温の核熱が高温ガス炉の核分裂エネルギーにより作り出され、この熱により暖められた高温の冷却材が、接続二重配管内管１２を通りエネルギー変換システムへ供給され、タービン２２前に配置された熱交換器２１で熱利用された後、そのタービンを経て再生熱交換器２５及び前置冷却器２６を経て低圧圧縮機２ａ、内部冷却流路２８及び高圧圧縮機２３ｂに送られて発電に利用され後、両圧縮機２３ａ及び２３ｂで圧縮された冷却材が再生熱交換器２５を経て接続二重配管外管１３を通って高温ガス炉へ戻る構造からなる、核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置である。

更に又、本発明は、具体的には、図３に示されるとおり、高温ガス炉８、エネルギー変換システム９、並びに再生熱交換器及び前置冷却器２６を内装した追加圧力容器３０を備えた核熱利用装置であって、
高温ガス炉が原子炉圧力容器１０、炉心１１，接続二重配管内管１２及び接続二重配管外管１３から構成され、
エネルギー変換システムが熱電併給統合ユニット圧力容器２０、水平型中間熱交換器２１，タービン２２，圧縮機２３及び発電機２４から構成され、
高温の核熱が高温ガス炉の核分裂エネルギーにより作り出され、この熱により暖められた高温の冷却材が、接続二重配管内管１２を通りエネルギー変換システムへ供給され、熱交換器２１で熱利用された後、タービン２２を経て圧縮機２３に送られて発電に利用され後、圧縮機２３で圧縮された冷却材２９が接続二重配管外管１３を経て追加圧力容器３０に供給されてから炉心１１に戻され、
タービン２２から出た冷却材が追加圧力容器３０内の再生熱交換器２５及び前置冷却器２６を経て圧縮機２３に供給される、核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置である。

本発明では、水平型中間熱交換器（ＩＨＸ）とガスタービン等の構成機器を共通の熱電併給統合ユニット圧力容器内に配置するコンパクト型コジェネレーションシステムを構成することにより、システム全体のサイズを大幅に削減し、機器間の接続に必要であった配管長及び圧力損失を低減し、製作コストの削減及び熱効率を向上させることを可能とする。

又、本発明では、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と熱電併給統合ユニット圧力容器の下部を二重管で接続し、内管に原子炉からの高温冷却材、外側に原子炉へ戻る冷却材を流すことで、原子炉から供給される高温の冷却材の放熱による熱損失を低減し、従来のシステム構成からの熱効率の向上を可能とする。

本発明のコンパクト型ジェネレーションシステムの構成を図１〜３により説明する。図１は本発明のシステム構成の概念を示す系統図である。図２は図１のシステム構成に加え、圧縮機の内部冷却流路を設けたシステムの系統図である。図３は図１に加え再生熱交換器及び前置冷却器を同一圧力容器に内包したシステムの系統図である。

図１のシステムは高温ガス炉８及びエネルギー変換システム９により構成される。高温の核熱は高温ガス炉８の核分裂エネルギーにより作り出され、この熱により暖められた高温の冷却材はエネルギー変換システム９へと供給され、熱利用及び発電に利用される。高温ガス炉８は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０、炉心１１，接続二重配管内管１２，及び接続二重配管外管１３から成る二重管構造の接続二重配管により構成される。冷却材は、炉心で燃料の仕様により決定される７００〜１０００℃程度に加熱される。高温の冷却材は接続二重配管内管１２を通り、エネルギー変換システム９へと送られ、熱利用系及びガスタービンシステムに熱を供給した後、接続二重配管外管１３を通って高温ガス炉へ戻る。

エネルギー変換システム９は、熱電併給統合ユニット圧力容器２０、水平型中間熱交換器（ＩＨＸ）２１，タービン２２，圧縮機２３，発電機２４，再生熱交換器２５，及び前置熱交換器２６で構成される。熱電併給統合ユニット圧力容器２０内には、水平型ＩＨＸ２１，タービン２２、圧縮機２３が内包されている。図１において、発電機２４は熱電併給統合ユニット圧力容器２０内に内包されているが、応用例として、圧力容器にシャフトを貫通させ圧力容器外に配置するケースも可能である。又、図１では、再生熱交換器２５及び前置冷却器２６は、熱電併給統合ユニット圧力容器２０外に設置しているが、接続配管長削減のため、どちらか若しくは両方を熱電併給統合ユニット圧力容器内に設置することも可能である。

高温ガス炉８で温められた高温の冷却材は、接続二重内管１２を通りＩＨＸ２１で熱利用系２７へ熱を供給する。ＩＨＸ２１の型式は特に限定しないが、プレートフィン型を採用し更なるコンパクト化を図ることも可能である。ＩＨＸの下流にはタービン２２を設置し、冷却材の膨張仕事によりタービン軸を回転させ、圧縮機２３及び発電機２４を駆動する。タービン出口の４５０〜６００℃程度の冷却材は低温側の再生熱交換器２５へと流入し、高圧側へ余剰顕熱を伝達する。その後、冷却材は前置冷却器２６に流入し、３０℃程度まで冷却される。前置冷却器の下流には圧縮機２３が設置され、冷却材は圧縮される。圧縮された冷却材は高圧側の再生熱交換器２５へ流入し、タービン通過後の低温側冷却材に温められ、接続二重配管外管１３を通り、高温ガス炉に戻される。

図２は図１の応用例であり、図１のシステムと重複する点はその説明を省略する。図２の図１との相違点は、低圧圧縮機２３ａ、内部冷却流路２８及び高圧圧縮機２３ｂを採用している点である。図２では、冷却材はまず低圧圧縮機２３ａにて圧縮され、内部冷却流路により圧縮仕事による熱が冷却され、高圧圧縮機２３ｂに流入し、再度効率的に圧縮される。圧縮機及び内部冷却流路の数は効率にとって最適な数を設定する。内部冷却流路を熱電併給統合ユニット圧力容器２０の内側及び外側のいずれに設置するかはシステムがコンパクト化されるものを採用する。

図３は図１のシステムに圧力容器３０を追加したシステムの応用例の系統図である。圧力容器３０内には再生熱交換器２５及び前置冷却器２６を内包する。系統構成の説明は図１と重複する場合は省略して説明する。図３に示すように、圧力容器３０はＲＰＶ１０の直近に設置し、第２接続二重管は第２接続二重管内管１４及び第２接続二重管外管１５により構成される。圧力容器３０の追加は再生熱交換器２５及び前置冷却器２６のコンパクトな設置に寄与するだけでなく、それぞれに圧力容器冷却流路２９を設け、圧縮機出口の低温冷却材を導入することにより、低価格な材料を用いて圧力容器を製作することが可能となる。

本発明のシステム構成の概念を示す系統図である。 図1の構成に加え、圧縮機の内部冷却流路を設けたシステム系統図である。 図1に加え再生熱交換器及び前置冷却器を同一圧力容器に内包したシステムの系統図である。

符号の説明

８： 高温ガス炉
９： エネルギー変換システム
１０： 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１１： 炉心
１２： 接続二重配管内管
１３： 接続二重配管外管
１４： 第２接続二重配管内管
１５： 第２接続二重配管外管
２０： 熱電併給統合ユニット圧力容器
２１： 水平型中間熱交換器（ＩＨＸ）
２２： タービン
２３： 圧縮機
２３ａ： 低圧圧縮機
２３ｂ： 高圧圧縮機
２４： 発電機
２５： 再生熱交換器
２６： 前置冷却器
２７： 熱利用系
２８： 内部冷却流路

Claims (3)

1. 高温ガス炉及びエネルギー変換システムを備えた核熱利用装置であって、
   前記高温ガス炉は、原子炉圧力容器、炉心、接続二重配管内管及び接続二重配管外管から構成され、
   前記エネルギー変換システムは、熱電併給統合ユニット圧力容器、水平型中間熱交換器，タービン，圧縮機，発電機，再生熱交換器及び前置熱交換器から構成され、前記熱電併給統合ユニット圧力容器の内部には、少なくとも前記水平型中間熱交換器，前記タービン及び前記圧縮機が配置され、
   前記接続二重配管外管は、冷却材が前記熱電併給統合ユニット圧力容器から前記原子炉圧力容器へと水平方向に流れるように、前記原子炉圧力容器と前記熱電併給統合ユニット圧力容器とを接続し、
   前記接続二重配管内管は、前記原子炉圧力容器から前記炉心に流入して加熱された冷却材が、前記水平型中間熱交換器へと水平方向に流れるように、前記炉心と前記水平型中間熱交換器とを接続し、
   前記水平型中間熱交換器は、冷却材が、該水平型中間熱交換器の内部に備えられた熱利用系のところで水平方向に流れるように配置され、該冷却材の熱が前記熱利用系で利用され、
   前記タービンは、前記水平型中間熱交換器から水平方向に出た冷却材により回転するように、該水平型中間熱交換器の下流に配置され、前記タービンの回転により前記圧縮機及び前記発電機が駆動し、
   前記タービンを回転させた冷却材は、前記再生熱交換器及び前記前置冷却器を通って冷却された後、前記圧縮機により圧縮され、圧縮された冷却材は、前記熱電併給統合ユニット圧力容器の内部に戻り、前記接続二重配管外管を介して再び前記原子炉圧力容器へと流れる、核熱利用装置。
2. 前記圧縮機は、少なくとも低圧圧縮機及び高圧圧縮機と、内部冷却流路とを備え、
   前記低圧圧縮機により圧縮された冷却材は、前記内部冷却流路を通って冷却された後、前記高圧圧縮機へと流入し、該高圧圧縮機により更に圧縮され、圧縮された冷却材は、前記熱電併給統合ユニット圧力容器の内部に戻り、前記接続二重配管外管を介して再び前記原子炉圧力容器へと流れる、請求項１記載の核熱利用装置。
3. 追加圧力容器、第２接続二重管内管及び第２接続二重管外管を更に備え、
   前記追加圧力容器の内部には、前記再生熱交換器及び前記前置冷却器が配置され、
   前記第２接続二重管外管は、冷却材が前記原子炉圧力容器から前記追加圧力容器へと水平方向に流れるように、前記原子炉圧力容器と前記追加圧力容器とを接続し、
   前記追加圧力容器内の冷却材は、前記再生熱交換器に流入し、
   前記第２接続二重管内管は、冷却材が前記再生熱交換器から前記炉心へと水平方向に流れるように、前記再生熱交換器と前記炉心とを接続する、請求項１記載の核熱利用装置。

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