JP2022183885A - Nuclear power plant and hydrogen production method for nuclear power plant - Google Patents

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Abstract

To provide a nuclear power plant and a hydrogen production method for a nuclear power plant that can efficiently produce hydrogen while performing operations that satisfy a power generation command given from the outside.SOLUTION: A nuclear power plant 1 comprises: a nuclear power generation system 2 that drives a steam turbine 12 by steam generated in a nuclear reactor 11 to generate power; a hydrogen production device 31 that heats water vapor generated from raw water by using thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system 2 and subsequently performs electrolysis of the water vapor by using power supplied from an electric power system 100 to produce hydrogen; and a heat supply system 33 that supplies, to the hydrogen production device 31, thermal energy to heat the water vapor generated by the hydrogen production device 31. The heat supply system 33 is configured to store the power supplied from the electric power system 100 as a predetermined form of energy and supply the stored predetermined form of energy to the hydrogen production device 31 as thermal energy.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、水素製造装置を備えた原子力プラント及び原子力プラントの水素製造方法に関する。 TECHNICAL FIELD The present invention relates to a nuclear power plant equipped with a hydrogen production apparatus and a hydrogen production method for a nuclear power plant.

原子力プラントにおいては、軽水炉で発生させた蒸気の熱エネルギ及び電力を固体酸化物形電解セル（Solid Oxide Electrolysis Cell：ＳＯＥＣ）に供給することで水蒸気を電気分解して水素を製造する手法が提案されている。ＳＯＥＣは、水蒸気から水素を取り出す水素極と酸素を取り出す酸素極とを電解質で挟んだセル構造となっている。ＳＯＥＣでは、両極に電圧を印加すると、酸化物イオン（Ｏ２－）が電解質を透過することで、水素極に水素が発生すると共に酸素極に酸素が発生する。ＳＯＥＣは、７００℃～８００℃程度の温度で作動するものである。軽水炉では、核***で生じた熱を回収するための冷却材として軽水を用いているので、炉内で沸騰する水の温度は約２８０℃（飽和温度）である。そのため、上記手法では、ＳＯＥＣの両極に印加する電力とは別に、ＳＯＥＣを作動温度（７００～８００℃）まで加熱する熱源として電力を用いる必要がある。 In a nuclear power plant, a method has been proposed to produce hydrogen by electrolyzing water vapor by supplying thermal energy and electric power of steam generated in a light water reactor to a Solid Oxide Electrolysis Cell (SOEC). ing. The SOEC has a cell structure in which a hydrogen electrode for extracting hydrogen from water vapor and an oxygen electrode for extracting oxygen are sandwiched between electrolytes. In SOEC, when a voltage is applied to both electrodes, oxide ions (O 2− ) permeate the electrolyte, generating hydrogen at the hydrogen electrode and oxygen at the oxygen electrode. SOECs operate at temperatures on the order of 700.degree. C. to 800.degree. Since light water reactors use light water as a coolant for recovering heat generated by nuclear fission, the temperature of boiling water in the reactor is about 280° C. (saturation temperature). Therefore, in the above method, it is necessary to use electric power as a heat source for heating the SOEC to the operating temperature (700 to 800° C.) in addition to the electric power applied to both electrodes of the SOEC.

例えば、特許文献１には、原子炉（軽水炉）で発生させた蒸気の熱エネルギ及び電力を用いて水蒸気を電気分解して水素を製造する方法の一例が記載されている。特許文献１に記載の水素製造方法では、タービンを回転させる熱源（原子炉）の冷却材（蒸気）の一部を水蒸気発生装置に導いてこの冷却材の熱エネルギにより水蒸気を発生させ、当該水蒸気を第１加熱手段である熱交換器で昇温させた後に第２加熱手段である電熱器で電気エネルギにより更に昇温させ、昇温した水蒸気を水蒸気電解装置に導入して水素を生成する。生成された水素と未反応の水蒸気との混合ガスの有する熱エネルギを第１加熱手段に供給することで第１加熱手段による水蒸気の昇温を行い、第１加熱手段にて熱エネルギを奪われた混合ガスから水素を水素分離膜によって分離し、残留した未反応の水蒸気を水蒸気発生装置で発生した水蒸気に合流させてから第１加熱手段に再び導いて再昇温させる。 For example, Patent Literature 1 describes an example of a method of producing hydrogen by electrolyzing steam using thermal energy and electric power of steam generated in a nuclear reactor (light water reactor). In the hydrogen production method described in Patent Document 1, part of the coolant (steam) of the heat source (nuclear reactor) that rotates the turbine is guided to a steam generator, and the thermal energy of this coolant is used to generate steam. is heated by a heat exchanger, which is the first heating means, and then further heated by electric energy by an electric heater, which is the second heating means, and the heated steam is introduced into a steam electrolyzer to generate hydrogen. By supplying the thermal energy of the mixed gas of the generated hydrogen and unreacted steam to the first heating means, the temperature of the steam is raised by the first heating means, and the thermal energy is deprived by the first heating means. Hydrogen is separated from the mixed gas by a hydrogen separation membrane, and the remaining unreacted steam is combined with the steam generated by the steam generator, and then introduced again to the first heating means for reheating.

特開２００６－３０７２９０号公報Japanese Patent Application Laid-Open No. 2006-307290

ところで、温室効果ガスの排出量削減を目的とした再生可能エネルギ発電の導入及び温室効果ガスの主たる排出源である火力発電の順次廃止が進められている現状においては、温室効果ガスの一つである二酸化炭素を排出しないクリーンな燃料として水素が着目されている。なかでも、原子炉で発生させた蒸気の熱エネルギ及び電力を用いて製造される水素（原子力プラントで製造される水素）はその製造過程で二酸化炭素を排出しないことや大規模な製造が可能であることから、原子力プラントは水素エネルギを基軸とした社会（水素社会）における主たる水素供給手段として期待されている。 By the way, in the current situation where the introduction of renewable energy power generation for the purpose of reducing greenhouse gas emissions and the gradual abolition of thermal power generation, which is the main source of greenhouse gas emissions, are being promoted, it is one of the greenhouse gases. Hydrogen has attracted attention as a clean fuel that does not emit carbon dioxide. In particular, hydrogen produced using the thermal energy of steam generated in a nuclear reactor and electricity (hydrogen produced in a nuclear power plant) does not emit carbon dioxide in the production process and can be produced on a large scale. For this reason, nuclear power plants are expected to be the main means of supplying hydrogen in a society based on hydrogen energy (hydrogen society).

しかしながら、水素社会においても、多くの機器や設備はエネルギとして電気を必要としており、電気の殆どは再生可能エネルギ発電プラントや原子力プラントなどが接続されている電力系統から供給される。そのため、昼夜や天候に応じて時々刻々と変化する電力の需要と供給を常にバランスさせて運用する電力系統にあっては、再生可能エネルギの発電量の変動を吸収して当該電力系統を安定的に運用するための発電手段（電力の調整手段）が必要である。そこで、出力一定の運転（ベースロード運転）又は緩やかな出力変更の運転が前提であった原子力プラントに対して、水素製造の役割に加えて、電力の調整手段としての役割が求められる。すなわち、原子力プラントは、電力系統における電力の需給変動に応じて外部（例えば、中央給電指令所）から与えられる発電指令に対応する運転（以下、負荷追従運転と称することがある）が求められる。 However, even in the hydrogen society, many devices and facilities require electricity as energy, and most of the electricity is supplied from the power system to which renewable energy power plants, nuclear power plants, etc. are connected. Therefore, in a power system that always balances the demand and supply of power, which changes from time to time depending on the day and night and the weather, it is necessary to absorb fluctuations in the amount of power generated by renewable energy and stabilize the power system. A power generation means (power adjustment means) is required to operate the system. Therefore, in addition to the role of hydrogen production, nuclear power plants are required to play a role as power adjustment means in addition to the role of hydrogen production. That is, a nuclear power plant is required to operate (hereinafter sometimes referred to as load-following operation) in response to a power generation command given from the outside (for example, a central load dispatching center) according to fluctuations in the supply and demand of power in the power system.

例えば、特許文献１に記載の原子力プラントを電力の調整手段として用いて負荷追従運転させることを想定する。この場合、再生可能エネルギ発電における発電量の低下又は夏季や冬季の電力使用量の増大などにより電力系統において電力需給が逼迫したときには、当該原子力プラントの発電出力を全て電力系統に供給するように運用することがある。この場合、水蒸気電解装置の水蒸気を加熱するための電力及び水蒸気電解装置が水蒸気を電気分解するための電力が不足するので、当該電解装置を停止させる必要がある。当該電解装置は停止によりその温度が低下してしまう。そのため、電力需給の逼迫が解消されて電力供給を再開して水蒸気電解装置を再起動させても、当該電解装置は温度の低下によって水素製造を直ぐに再開することができない。水蒸気電解装置による水素製造を再開させるには、当該電解装置を作動温度になるまで一定の時間をかけて加熱する手順が必要となる。このように、水蒸気電解装置を停止させた場合、当該電解装置を加熱するための時間が必要になるので、その分、水蒸気電解装置の水素製造の稼働率が低下し、水素製造量が減少してしまう。 For example, it is assumed that the nuclear power plant described in Patent Literature 1 is used as an electric power adjusting means to perform load following operation. In this case, when the supply and demand of electricity in the power system becomes tight due to a decrease in the amount of power generated by renewable energy power generation or an increase in power consumption in the summer or winter, operation is performed so that all the power output of the nuclear plant is supplied to the power system. I have something to do. In this case, the electric power for heating the steam in the steam electrolyzer and the electric power for the steam electrolyzing apparatus to electrolyze the steam run short, so it is necessary to stop the electrolyzer. The temperature of the electrolyzer drops when it is stopped. Therefore, even if the tight power supply and demand situation is resolved and the power supply is resumed to restart the steam electrolyzer, the electrolyzer cannot immediately resume hydrogen production due to the drop in temperature. In order to resume hydrogen production by the steam electrolyzer, a procedure is required to heat the electrolyzer up to the operating temperature over a certain period of time. In this way, when the steam electrolysis device is stopped, time is required to heat the electrolysis device, so the operating rate of hydrogen production of the steam electrolysis device decreases accordingly, and the amount of hydrogen production decreases. end up

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、電力系統の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令を満たす運用を行いつつ、効率的な水素の製造が可能な原子力プラント及び原子力プラントの水素製造方法を提供するものである。 The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and its object is to perform an operation that satisfies the power generation command given from the outside according to the fluctuation of supply and demand of electric power in the electric power system, and to efficiently generate hydrogen. To provide a nuclear plant capable of producing hydrogen and a method for producing hydrogen in a nuclear plant.

本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいる。その一例を挙げるならば、電力系統に接続され、原子炉で発生した蒸気によって蒸気タービンを駆動させることで発電する原子力発電システムと、前記原子力発電システムから供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から生成した水蒸気を加熱してから前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水素製造装置と、前記水素製造装置において生成された水蒸気を加熱するための熱エネルギを前記水素製造装置に供給する熱供給システムとを備え、前記熱供給システムは、前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵すると共に、貯蔵している所定の形態のエネルギを前記水素製造装置に対して熱エネルギとして供給するように構成されていることを特徴とする。 The present application includes multiple means for solving the above problems. As an example, a nuclear power generation system that is connected to an electric power system and generates electricity by driving a steam turbine with steam generated in a nuclear reactor, and raw water using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system A hydrogen production device for producing hydrogen by heating the steam generated from and then electrolyzing it using the power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system, and heating the steam generated in the hydrogen production device a heat supply system for supplying thermal energy to the hydrogen production apparatus, wherein the heat supply system stores electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system as a predetermined form of energy, It is characterized in that the stored energy of a predetermined form is supplied as heat energy to the hydrogen production device.

本発明によれば、電力系統等の電力を所定のエネルギ形態として貯蔵してから熱エネルギとして水素製造装置に供給するように熱供給システムを構築したので、電力系統の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令を満たすように原子力発電システムを運用した上で、原子力発電システムの発電出力に余剰電力があれば水素製造装置による水素製造を行う一方、余剰電力が無い場合には水素製造装置を停止させて熱供給システムの貯蔵エネルギを水素製造装置に熱エネルギとして供給することが可能となる。これにより、停止中の水素製造装置をその作動温度近傍に維持することが可能なので、水素製造装置は再起動により水素製造を迅速に再開することができる。すなわち、原子力プラントは、発電指令を満たす運用を行いつつ効率的な水素の製造が可能となる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。 According to the present invention, the heat supply system is constructed so as to store the electric power of the electric power system as a predetermined energy form and then supply it as thermal energy to the hydrogen production apparatus. After operating the nuclear power generation system so as to satisfy the power generation command given from the outside, if there is surplus power in the power generation output of the nuclear power generation system, hydrogen is produced by the hydrogen production device, and if there is no surplus power, hydrogen is produced. It becomes possible to stop the apparatus and supply the stored energy of the heat supply system to the hydrogen production apparatus as heat energy. As a result, the stopped hydrogen production device can be maintained near its operating temperature, so that the hydrogen production device can quickly resume hydrogen production upon restarting. In other words, the nuclear power plant can efficiently produce hydrogen while operating in accordance with the power generation directive.
Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.

本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの概略構成を示すブロック図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS It is a block diagram which shows schematic structure of the nuclear power plant which concerns on the 1st Embodiment of this invention. 図１に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの詳細構成を示す系統図である。FIG. 2 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG. 1; 図１に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおける水素製造装置の構成を示すブロック図である。FIG. 2 is a block diagram showing the configuration of the hydrogen production apparatus in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG. 1; 図２に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおけるプラント制御装置の機能構成を示すブロック図である。3 is a block diagram showing a functional configuration of a plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG. 2; FIG. 晴天の一日における電力需要に対する各種発電の発電量の時間推移の一例を示す説明図である。FIG. 4 is an explanatory diagram showing an example of time transition of power generation amounts of various types of power generation with respect to power demand on a sunny day. 太陽光発電が機能しない日における電力需要に対する各種発電の発電量の時間推移の一例を示す説明図である。FIG. 10 is an explanatory diagram showing an example of time transition of power generation amounts of various types of power generation with respect to power demand on a day when photovoltaic power generation does not function; 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの水素製造方法における図６に示す電力需要に対応した水素製造量の時間推移の一例を示す説明図である。FIG. 7 is an explanatory diagram showing an example of temporal transition of the amount of hydrogen produced corresponding to the power demand shown in FIG. 6 in the hydrogen production method for a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention; 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの水素製造方法に対する比較例の原子力プラントの水素製造方法における図６に示す電力需要に対応した水素製造量の時間推移の一例を示す説明図である。FIG. 7 is an explanatory diagram showing an example of the time transition of the amount of hydrogen produced corresponding to the power demand shown in FIG. be. 本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントの概略構成を示すブロック図である。FIG. 2 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear power plant according to a second embodiment of the present invention; FIG. 図９に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントの詳細構成を示す系統図である。FIG. 10 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the second embodiment of the present invention shown in FIG. 9; 図１０に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントにおけるプラント制御装置の機能構成を示すブロック図である。FIG. 11 is a block diagram showing the functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the second embodiment of the present invention shown in FIG. 10;

以下、本発明の原子力プラント及び原子力プラントの水素製造方法の実施の形態について図面を用いて説明する。以下で説明する実施の形態は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を備える原子力プラントに適用した例である。また、各図は、本発明を十分に理解できる程度に概略的に示したものであり、図示例のみに限定されるものではない。 BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Embodiments of a nuclear power plant and a hydrogen production method for a nuclear power plant according to the present invention will be described below with reference to the drawings. The embodiment described below is an example applied to a nuclear power plant equipped with a boiling water reactor (BWR). In addition, each drawing is schematically shown to the extent that the present invention can be fully understood, and is not limited only to the illustrated examples.

［第１の実施の形態］
先ず、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの概略構成について図１を用いて説明する。図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの概略構成を示すブロック図である。 [First embodiment]
First, a schematic configuration of a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention.

図１において、本実施の形態に係る原子力プラント１は、原子力を用いることで発電及び水素製造を行う電力水素併産型のプラントであり、電力系統１００に送電すると共に水素製造のために電力系統１００から受電するように構成されている。原子力プラント１は、原子力の熱エネルギにより発生した蒸気を用いて発電する原子力発電システム２と、原子力発電システム２から供給される蒸気の熱エネルギ及び電力系統１００から供給される電力を用いて原水から水素を製造する水素製造システム３とを備えている。 In FIG. 1, a nuclear power plant 1 according to the present embodiment is a power and hydrogen co-production plant that uses nuclear power to generate power and produce hydrogen. It is configured to receive power from 100. The nuclear power plant 1 includes a nuclear power generation system 2 that generates power using steam generated by the thermal energy of nuclear power, and the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system 2 and the electric power supplied from the power system 100 to generate power from raw water. and a hydrogen production system 3 for producing hydrogen.

原子力発電システム２は、主要な構成として、核燃料の核***のエネルギにより生じた熱エネルギを用いて蒸気（飽和蒸気）を発生させる原子炉１１と、原子炉１１で発生した蒸気が導入されることで回転駆動する蒸気タービン１２と、蒸気タービン１２に機械的に連結されて発電する発電機１３とを備えている。発電機１３は、電力系統１００に電気的に接続されており、発電した電力を電力系統１００に送電する。原子力発電システム２は、原子炉１１で発生した蒸気の一部（蒸気タービン１２への流入量を除いた余剰分）を水素製造システム３に供給可能に構成されている。 The nuclear power generation system 2 is mainly composed of a nuclear reactor 11 that generates steam (saturated steam) using thermal energy generated by nuclear fission energy of nuclear fuel, and the steam generated in the nuclear reactor 11 is introduced. It has a steam turbine 12 that is rotationally driven and a generator 13 that is mechanically connected to the steam turbine 12 to generate power. The generator 13 is electrically connected to the power grid 100 and transmits the generated power to the power grid 100 . The nuclear power generation system 2 is configured to be able to supply a portion of the steam generated in the nuclear reactor 11 (surplus after removing the inflow to the steam turbine 12 ) to the hydrogen production system 3 .

水素製造システム３は、主要な構成として、原子力発電システム２から供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から生成した水蒸気を加熱してから電力系統から供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水素製造装置３１と、水素製造装置３１が製造した水素を貯蔵する水素貯蔵装置３２とを備えている。水素製造装置３１は、原子力発電システム２から供給される蒸気の温度よりも高温（例えば、７００～８００℃）の水蒸気を電気分解するものである。そのため、水素製造システム３は、水素製造装置３１において生成された水蒸気を加熱するための熱エネルギを水素製造装置３１に供給する熱供給システム３３を更に備えている。熱供給システム３３は、電力系統１００から供給される電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵すると共に、貯蔵している所定の形態のエネルギを水素製造装置３１に対して熱エネルギとして供給するように構成されている。本実施の形態に係る熱供給システム３３は、電力系統１００から供給される電力を熱エネルギに変換する電熱器３４と、電熱器３４により変換された熱エネルギを貯蔵すると共に貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に供給する蓄熱設備３５との組合せによって構成されている。熱供給システム３３は、貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで、水素製造装置３１の稼働中においては水蒸気を当該装置３１の作動温度（例えば、７００～８００℃）に昇温させる一方、水素製造装置３１の停止中においては当該装置３１の温度をその作動温度の近傍の所定の範囲に維持するものである。所定の範囲は、例えば、水素製造装置３１の作動温度から約－５０℃までの範囲に設定されている。 The main configuration of the hydrogen production system 3 is to heat the steam generated from the raw water using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system 2 and then electrolyze it using the electric power supplied from the power system. and a hydrogen storage device 32 for storing the hydrogen produced by the hydrogen production device 31 . The hydrogen generator 31 electrolyzes steam having a higher temperature (for example, 700 to 800° C.) than the steam supplied from the nuclear power generation system 2 . Therefore, the hydrogen production system 3 further includes a heat supply system 33 that supplies the hydrogen production device 31 with thermal energy for heating the steam generated in the hydrogen production device 31 . The heat supply system 33 is configured to store the electric power supplied from the electric power system 100 as energy in a predetermined form, and to supply the stored energy in the predetermined form to the hydrogen production device 31 as thermal energy. It is The heat supply system 33 according to the present embodiment includes an electric heater 34 that converts electric power supplied from the electric power system 100 into thermal energy, and stores the thermal energy converted by the electric heater 34 and the stored thermal energy. to the hydrogen production device 31. The heat supply system 33 supplies the stored thermal energy to the hydrogen production device 31, thereby raising the steam to the operating temperature of the device 31 (for example, 700 to 800° C.) while the hydrogen production device 31 is in operation. On the other hand, while the hydrogen production device 31 is stopped, the temperature of the device 31 is maintained within a predetermined range near its operating temperature. The predetermined range is set, for example, from the operating temperature of the hydrogen production device 31 to about -50°C.

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの詳細構成について図２を用いて説明する。図２は図１に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの詳細構成を示す系統図である。 Next, the detailed configuration of the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be explained using FIG. FIG. 2 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG.

原子力発電システム２における原子炉１１は、内部に燃料体（燃料棒）を装荷しており、冷却水を一定水位まで満たす圧力容器である。原子炉１１は、原子炉１１の出力を制御する手段として、燃料体の反応を制御するための制御棒１１ａと、燃料体と冷却水との熱交換量を制御する再循環システム１１ｂとを備えている。制御棒１１ａは、駆動機構によって炉心に対して出し入れされるものである。制御棒１１ａの駆動（制御棒１１ａの駆動機構）は、プラント制御装置５の後述の御棒位置指令Ｃｒにより制御される。再循環システム１１ｂは、原子炉１１の下部から冷却水の一部を抜き出して原子炉１１の中央部へと還流させるものである。再循環システム１１ｂでは、循環する冷却水の流量を再循環ポンプ１１ｃにより調整する。再循環ポンプ１１ｃの駆動（流量）は、プラント制御装置５の後述の再循環流量指令Ｃｐにより制御される。 The nuclear reactor 11 in the nuclear power generation system 2 is a pressure vessel loaded with fuel bodies (fuel rods) inside and filled with cooling water to a certain water level. The nuclear reactor 11 includes, as means for controlling the output of the nuclear reactor 11, a control rod 11a for controlling the reaction of the fuel body, and a recirculation system 11b for controlling the amount of heat exchange between the fuel body and cooling water. ing. The control rods 11a are moved in and out of the core by a drive mechanism. The driving of the control rods 11a (driving mechanism of the control rods 11a) is controlled by the later-described control rod position command Cr of the plant control device 5. FIG. The recirculation system 11b extracts a part of the cooling water from the lower part of the reactor 11 and circulates it to the central part of the reactor 11 . In the recirculation system 11b, the flow rate of circulating cooling water is adjusted by the recirculation pump 11c. The drive (flow rate) of the recirculation pump 11c is controlled by a recirculation flow rate command Cp of the plant control device 5, which will be described later.

原子力発電システム２における蒸気タービン１２は、例えば、原子炉１１で発生した蒸気が導入される高圧タービン１２ａと、高圧タービン１２ａの下流に位置する低圧タービン１２ｂとで構成されている。高圧タービン１２ａと低圧タービン１２ｂは、タービンシャフト１２ｃで接続されており、タービンシャフト１２ｃを介して発電機１３を回転駆動する。高圧タービン１２ａと低圧タービン１２ｂとを接続する流路には、加熱器１４が配置されている。加熱器１４は、高圧タービン１２ａから排出された蒸気を原子炉１１から供給される蒸気を用いて再加熱するものであり、再加熱された蒸気を低圧タービン１２ｂに供給する。 The steam turbine 12 in the nuclear power generation system 2 includes, for example, a high-pressure turbine 12a into which steam generated in the nuclear reactor 11 is introduced, and a low-pressure turbine 12b located downstream of the high-pressure turbine 12a. The high-pressure turbine 12a and the low-pressure turbine 12b are connected by a turbine shaft 12c, and rotationally drive the generator 13 via the turbine shaft 12c. A heater 14 is arranged in a flow path connecting the high-pressure turbine 12a and the low-pressure turbine 12b. The heater 14 reheats the steam discharged from the high-pressure turbine 12a using the steam supplied from the nuclear reactor 11, and supplies the reheated steam to the low-pressure turbine 12b.

原子力発電システム２は、前述の原子炉１１、蒸気タービン１２、発電機１３の他に、蒸気タービン１２（低圧タービン１２ｂ）から排出された蒸気を凝縮させて生じた水を再び原子炉１１に供給する復水給水系統を備えている。復水給水系統は、蒸気タービン１２から排出される蒸気を凝縮させて復水として貯留する復水器１５と、復水器１５から供給された復水を加温する低圧給水加熱器１６と、低圧給水加熱器１６から供給された復水を加温する高圧給水加熱器１７とを含んでいる。復水給水系統は、また、復水器１５に貯留されている復水を低圧給水加熱器１６に送出する復水ポンプ１８と、低圧給水加熱器１６の復水を加圧して高圧給水加熱器１７に供給し、原子炉１１に給水として送出する給水ポンプ１９とを含んでいる。低圧給水加熱器１６及び高圧給水加熱器１７には、それぞれ低圧タービン１２ｂ及び高圧タービン１２ａから抽出された蒸気が加熱源として抽気管路を介して供給される。なお、図２では、低圧タービン１２ｂからの抽気管路及び高圧タービン１２ａからの抽気管路が便宜上それぞれ１本のみ示されているが、複数の抽気配管を備える構成も可能である。 In addition to the nuclear reactor 11, the steam turbine 12, and the power generator 13, the nuclear power generation system 2 resupplies the water produced by condensing the steam discharged from the steam turbine 12 (low-pressure turbine 12b) to the nuclear reactor 11. It is equipped with a condensate water supply system. The condensate feedwater system includes a condenser 15 that condenses the steam discharged from the steam turbine 12 and stores it as condensate, a low-pressure feedwater heater 16 that heats the condensate supplied from the condenser 15, and a high pressure feed water heater 17 for heating the condensate supplied from the low pressure feed water heater 16 . The condensate water supply system also includes a condensate pump 18 that delivers the condensate stored in the condenser 15 to the low pressure feed water heater 16, and a high pressure feed water heater by pressurizing the condensate of the low pressure feed water heater 16. 17 and a feedwater pump 19 that supplies reactor 11 as feedwater. Steam extracted from the low-pressure turbine 12b and the high-pressure turbine 12a, respectively, is supplied to the low-pressure feedwater heater 16 and the high-pressure feedwater heater 17 as a heat source through extraction pipes. In FIG. 2, only one extraction pipe line from the low pressure turbine 12b and one extraction pipe line from the high pressure turbine 12a are shown for convenience, but a configuration having a plurality of extraction pipes is also possible.

原子力発電システム２は、原子炉１１で発生した蒸気を、主蒸気管２１を介して高圧タービン１２ａへ供給すると共に、主蒸気管２１から分岐したバイパス管２２を介して水素製造システム３の水素製造装置３１に供給するように構成されている。主蒸気管２１には蒸気加減弁２３が設けられていると共に、バイパス管２２にはバイパス弁２４が設けられている。蒸気加減弁２３は、原子炉１１から高圧タービン１２ａに供給される蒸気流量を調節するものであり、その開度がプラント制御装置５の後述の開度指令Ｃｖ１により制御される。バイパス弁２４は、原子炉１１から水素製造装置３１に供給される蒸気流量を調節するものであり、その開度がプラント制御装置５の後述の開度指令Ｃｖ２により制御される。原子力発電システム２には、原子炉１１内の圧力を検出する圧力計２６が設置されていると共に、発電機１３の発電出力を検出する電力計２７が設置されている。圧力計２６及び電力計２７はそれぞれ、検出値Ｐｓ及び検出値Ｅｓを後述のプラント制御装置５に出力する。 The nuclear power generation system 2 supplies the steam generated in the nuclear reactor 11 to the high-pressure turbine 12a through the main steam pipe 21, and the hydrogen production system 3 through the bypass pipe 22 branched from the main steam pipe 21. It is configured to supply the device 31 . A steam control valve 23 is provided in the main steam pipe 21 and a bypass valve 24 is provided in the bypass pipe 22 . The steam control valve 23 adjusts the flow rate of steam supplied from the nuclear reactor 11 to the high-pressure turbine 12a, and its opening is controlled by an opening command Cv1 of the plant control device 5, which will be described later. The bypass valve 24 adjusts the flow rate of steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31, and its opening degree is controlled by an opening degree command Cv2 of the plant control device 5, which will be described later. The nuclear power generation system 2 is equipped with a pressure gauge 26 for detecting the pressure inside the nuclear reactor 11 and a power meter 27 for detecting the power output of the generator 13 . The pressure gauge 26 and the power meter 27 respectively output the detection value Ps and the detection value Es to the plant control device 5, which will be described later.

水素製造システム３においては、熱供給システム３３の電熱器３４がプラント制御装置５の後述の第１の電力要求指令Ｃｅ１に応じて電力系統１００（図１参照）の電力を熱エネルギに変換して蓄熱設備３５に供給する。熱設備３５は、電熱器３４から供給される熱エネルギを貯蔵すると共に、貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に調節弁３６を介して供給するように構成されている。蓄熱設備３５は、例えば、溶融塩など流動可能な蓄熱媒体を収容するものである。調節弁３６は、蓄熱設備３５から水素製造装置３１に供給される熱エネルギ量を調節するものであり、その開度がプラント制御装置５の後述の加熱量指令Ｃｈにより制御される。水素製造装置３１は、プラント制御装置５の後述の第１の電力要求指令Ｃｅ１に応じて電力系統１００から供給される電力が制御されることで、水素の製造量が調節される。水素製造装置３１の詳細な構成は後述する。 In the hydrogen production system 3, the electric heater 34 of the heat supply system 33 converts the electric power of the electric power system 100 (see FIG. 1) into thermal energy according to a first electric power request command Ce1, which will be described later, of the plant control device 5. It is supplied to the heat storage equipment 35 . The heat equipment 35 is configured to store the thermal energy supplied from the electric heater 34 and to supply the stored thermal energy to the hydrogen production device 31 via the control valve 36 . The heat storage equipment 35 accommodates a fluid heat storage medium such as molten salt, for example. The control valve 36 adjusts the amount of thermal energy supplied from the heat storage equipment 35 to the hydrogen production device 31 , and the degree of opening thereof is controlled by a heating amount command Ch, which will be described later, of the plant control device 5 . The amount of hydrogen produced by the hydrogen production device 31 is adjusted by controlling the power supplied from the power system 100 in accordance with a first power demand command Ce<b>1 described later from the plant control device 5 . A detailed configuration of the hydrogen production device 31 will be described later.

プラント制御装置５には、電力系統１００（図１参照）の電力の需給変動に応じて原子力プラント１の原子力発電システム２の発電出力を指示する発電指令（以下、系統負荷要求と称することがある）が外部（例えば、図示しない中央給電指令所）から入力されると共に、圧力計２６により検出された原子炉１１の圧力及び電力計２７より検出された発電機１３の発電出力が入力される。プラント制御装置５は、入力された発電指令、圧力計２６の検出値（原子炉１１の圧力）、及び電力計２７の検出値（発電機１３の発電出力）に基づき、原子力発電システム２の出力制御を行うと共に、水素製造システム３の水素製造制御（水素製造装置３１及び熱供給システム３３の制御）を行うものである。すなわち、プラント制御装置５は、原子力発電システム２が発電指令を満たす電力分を出力するのに加えて発電指令の状況によっては水素製造システム３の水素製造のための余剰蒸気及び余剰電力分を出力し、水素製造システム３が原子力発電システム２の余剰分の蒸気及び電力分を用いて水素製造を行うように原子力プラント１を運用する。プラント制御装置５の構成及び機能の詳細については後述する。 In the plant control device 5, a power generation command (hereinafter sometimes referred to as a system load request) for instructing the power generation output of the nuclear power generation system 2 of the nuclear power plant 1 according to the fluctuation of supply and demand of electric power in the power system 100 (see FIG. 1) ) is input from the outside (for example, a central load dispatching center (not shown)), and the pressure of the reactor 11 detected by the pressure gauge 26 and the power output of the generator 13 detected by the power meter 27 are also input. The plant control device 5 controls the output of the nuclear power generation system 2 based on the input power generation command, the detection value of the pressure gauge 26 (pressure of the reactor 11), and the detection value of the power meter 27 (power generation output of the generator 13). In addition to performing control, it performs hydrogen production control of the hydrogen production system 3 (control of the hydrogen production device 31 and the heat supply system 33). That is, the plant control device 5 outputs the amount of electric power that the nuclear power generation system 2 satisfies the power generation command, and depending on the situation of the power generation command, outputs surplus steam and surplus power for the hydrogen production of the hydrogen production system 3. Then, the nuclear power plant 1 is operated so that the hydrogen production system 3 produces hydrogen using the surplus steam and electric power of the nuclear power generation system 2 . Details of the configuration and functions of the plant control device 5 will be described later.

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおける水素製造装置の構成について図３を用いて説明する。図３は図１に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおける水素製造装置の構成を示すブロック図である。 Next, the configuration of the hydrogen production apparatus in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be explained using FIG. FIG. 3 is a block diagram showing the configuration of the hydrogen production apparatus in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG. 1. As shown in FIG.

図３において、水素製造装置３１は、原子力発電システム２から供給される蒸気及び電力系統１００から供給される電力を用いて原水から高温（例えば、７００～８００℃）の水蒸気（過熱水蒸気）を生成し、生成した高温の水蒸気を電力系統１００から供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造するものである。水素製造装置３１は、例えば、上流側から順に、蒸気発生器４１、熱交換器４２、蒸気加熱器４３、水蒸気電解装置４４、水素分離装置４５を備えている。 In FIG. 3, the hydrogen production device 31 uses the steam supplied from the nuclear power generation system 2 and the electric power supplied from the electric power system 100 to generate high temperature (for example, 700 to 800 ° C.) steam (superheated steam) from raw water. Then, hydrogen is produced by electrolyzing the generated high-temperature steam using electric power supplied from the electric power system 100 . The hydrogen production device 31 includes, for example, a steam generator 41, a heat exchanger 42, a steam heater 43, a steam electrolysis device 44, and a hydrogen separation device 45 in order from the upstream side.

蒸気発生器４１は、原子力発電システム２の原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から水蒸気（飽和蒸気）を生成するものであり、生成した水蒸気（飽和蒸気）を熱交換器４２に導入する。蒸気発生器４１への蒸気供給流量はバイパス弁２４（図２を参照）によって調節される。 The steam generator 41 generates steam (saturated steam) from the raw water using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 of the nuclear power generation system 2. The generated steam (saturated steam) is transferred to the heat exchanger. 42. Steam supply flow to steam generator 41 is regulated by bypass valve 24 (see FIG. 2).

熱交換器４２は、蒸気発生器４１で生成された飽和水蒸気を加熱することで昇温して過熱蒸気を生成するものであり、昇温した水蒸気を蒸気加熱器４３に導入する。熱交換器４２には、水蒸気電解装置４４から排出される後述の混合気体が加熱源として導入される。すなわち、熱交換器４２は、水蒸気電解装置４４から排出される混合気体の熱エネルギを再利用して蒸気発生器４１からの飽和水蒸気を加熱するものである。 The heat exchanger 42 heats the saturated steam generated by the steam generator 41 to generate superheated steam, and introduces the heated steam to the steam heater 43 . A mixed gas, which will be described later, discharged from the steam electrolyzer 44 is introduced into the heat exchanger 42 as a heat source. That is, the heat exchanger 42 reuses the thermal energy of the mixed gas discharged from the steam electrolyzer 44 to heat the saturated steam from the steam generator 41 .

蒸気加熱器４３は、熱交換器４２で昇温された水蒸気を熱供給システム３３の蓄熱設備３５から供給される熱エネルギを用いて更に加熱することで水蒸気電解装置４４の作動温度まで昇温させるものであり、昇温した高温水蒸気を水蒸気電解装置４４に導入する。蒸気加熱器４３に供給される熱エネルギは、調節弁３６（図２参照）によって調節される。 The steam heater 43 further heats the steam whose temperature has been raised by the heat exchanger 42 using the thermal energy supplied from the heat storage equipment 35 of the heat supply system 33, thereby raising the temperature to the operating temperature of the steam electrolysis device 44. The high-temperature steam whose temperature has been raised is introduced into the steam electrolyzer 44 . The heat energy supplied to the steam heater 43 is regulated by a control valve 36 (see FIG. 2).

水蒸気電解装置４４は、蒸気加熱器４３で昇温された高温水蒸気を電力系統１００から供給される電力を用いて電気分解することで水素を生成するものである。水蒸気電解装置４４は、例えば、固体酸化物形電解セル（ＳＯＥＣ）を含むものであり、７００～８００℃で作動する。ＳＯＥＣは、水蒸気から水素を取り出す水素極（カソード）と酸素を取り出す酸素極（アノード）とを電解質で挟んだセル構造となっている。ＳＯＥＣでは、両極に電圧を印加すると、酸化物イオン（Ｏ２－）が電解質を透過することで、酸素極に酸素が発生する一方、水素極に水素が発生する。水蒸気電解装置４４で発生した水素及び酸素、並びに、電気分解されずに残った未利用の水蒸気を含む混合気体は高温の状態のままである。そこで、水蒸気電解装置４４から排出される混合気体（水素を含む水蒸気及び酸素を含む水蒸気）は、熱交換器４２に導入されて熱交換器４２の加熱源として利用される。 The steam electrolysis device 44 generates hydrogen by electrolyzing the high-temperature steam heated by the steam heater 43 using the electric power supplied from the electric power system 100 . The steam electrolyzer 44 includes, for example, a solid oxide electrolysis cell (SOEC) and operates at 700-800.degree. The SOEC has a cell structure in which a hydrogen electrode (cathode) for extracting hydrogen from water vapor and an oxygen electrode (anode) for extracting oxygen are sandwiched between electrolytes. In SOEC, when a voltage is applied to both electrodes, oxide ions (O 2− ) permeate the electrolyte, generating oxygen at the oxygen electrode and hydrogen at the hydrogen electrode. The mixed gas containing hydrogen and oxygen generated in the steam electrolyzer 44 and unused steam remaining without being electrolyzed remains at a high temperature. Therefore, the mixed gas (steam containing hydrogen and steam containing oxygen) discharged from the steam electrolyzer 44 is introduced into the heat exchanger 42 and used as a heat source for the heat exchanger 42 .

水素分離装置４５は、水蒸気電解装置４４から排出された混合気体から水素を分離するものである。水素分離装置４５は、分離した水素を水素貯蔵装置３２（図１参照）へ送出する一方、水素が分離された水蒸気を蒸気発生器４１で発生した飽和蒸気に合流させるように構成されている。 The hydrogen separator 45 separates hydrogen from the mixed gas discharged from the steam electrolyzer 44 . The hydrogen separation device 45 is configured to send the separated hydrogen to the hydrogen storage device 32 (see FIG. 1), while allowing the steam from which the hydrogen is separated to join the saturated steam generated by the steam generator 41.

上述した構成の水素製造装置３１においては、水素分離装置４５によって水素が除去された水蒸気を熱交換器４２及び蒸気加熱器４３を介して水蒸気電解装置４４に再び導入して電気分解する循環サイクルが構築されている。また、水素製造装置３１は、原子炉１１から供給される蒸気量が不足している場合（すなわち、発電指令に対して原子炉１１で発生した蒸気量に余剰蒸気が無い場合）、又は、発電指令に対して原子力発電システム２の電力系統１００への送電に余剰電力が無い場合に、水蒸気電解装置４４を停止させると共に、蓄熱設備３５の熱エネルギを蒸気加熱器４３に供給して循環サイクルを流れる水蒸気を所定の範囲内の温度に保持することで、停止中の水蒸気電解装置４４が保温された状態になるように構成されている。 In the hydrogen production apparatus 31 configured as described above, there is a circulation cycle in which steam from which hydrogen has been removed by the hydrogen separator 45 is introduced again into the steam electrolysis apparatus 44 via the heat exchanger 42 and the steam heater 43 for electrolysis. Built. Further, the hydrogen production device 31 operates when the amount of steam supplied from the nuclear reactor 11 is insufficient (that is, when there is no surplus steam in the amount of steam generated in the nuclear reactor 11 in response to the power generation command), or when power generation When there is no surplus power for transmission of the nuclear power generation system 2 to the electric power system 100 in response to the command, the steam electrolyzer 44 is stopped and the thermal energy of the heat storage equipment 35 is supplied to the steam heater 43 to start the circulation cycle. By maintaining the temperature of the flowing steam within a predetermined range, the steam electrolyzer 44 is kept warm while it is stopped.

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおけるプラント制御装置の機能構成について図４を用いて説明する。図４は図２に示す本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおけるプラント制御装置の機能構成を示すブロック図である。 Next, the functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be explained using FIG. FIG. 4 is a block diagram showing the functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention shown in FIG.

図４において、プラント制御装置５は、ハード構成として例えば、ＲＯＭやＲＡＭ等からなる記憶装置５１とＣＰＵやＭＰＵ等からなる処理装置５２とを備えたマイクロコンピュータを内蔵している。記憶装置５１には、原子力発電システム２の出力制御を行うために必要なプラグラムや各種情報が予め記憶されている。記憶装置５１には、また、水素製造システム３に対する水素製造の制御及びエネルギ貯蔵の制御を行うために必要なプラグラムや各種情報が予め記憶されている。処理装置５２は、記憶装置５１から各種プログラムや各種情報を適宜読み込み、当該プログラムに従って処理を実行することで各種機能を実現する。 In FIG. 4, the plant control device 5 incorporates a microcomputer having a storage device 51 such as a ROM and a RAM and a processing device 52 such as a CPU and an MPU as a hardware configuration. The storage device 51 pre-stores programs and various information necessary for controlling the output of the nuclear power generation system 2 . The storage device 51 also pre-stores programs and various information necessary for controlling hydrogen production and energy storage for the hydrogen production system 3 . The processing device 52 implements various functions by appropriately reading various programs and various information from the storage device 51 and executing processes according to the programs.

本実施の形態のプラント制御装置５は、原子炉プラント１の外部から与えられる発電指令を満たすように原子力発電システム２（原子炉１１及び蒸気タービン１２）を制御することに加えて、原子力発電システム２が当該発電指令に対して余剰蒸気及び余剰電力分を生成可能な場合には水素製造システム３に対して水素を製造する制御を行う一方、余剰蒸気及び余剰電力分を生成不能な場合には水素製造システム３に対して水素製造装置３１を保温する制御を行うものである。具体的には、プラント制御装置５は、原子力発電システム２を制御する原子力発電システム制御部６０と、水素製造システム３を制御する水素製造システム制御部７０とを有している。原子力発電システム制御部６０は、プラント負荷演算部６１、タービン負荷演算部６２、原子炉出力制御部６３、タービンガバナ制御部６４を含んでいる。水素製造システム制御部７０は、水素製造負荷演算部７１、熱出力制御部７２、水素製造制御部７３、蓄熱制御部７４を含んでいる。 In addition to controlling the nuclear power generation system 2 (the reactor 11 and the steam turbine 12) so as to satisfy the power generation command given from the outside of the nuclear reactor plant 1, the plant control device 5 of the present embodiment controls the nuclear power generation system 2 controls the hydrogen production system 3 to produce hydrogen when it is possible to generate surplus steam and surplus electricity in response to the power generation command, and when it is impossible to generate surplus steam and surplus electricity It controls the hydrogen production system 3 to keep the hydrogen production device 31 warm. Specifically, the plant control device 5 has a nuclear power generation system control section 60 that controls the nuclear power generation system 2 and a hydrogen production system control section 70 that controls the hydrogen production system 3 . The nuclear power generation system controller 60 includes a plant load calculator 61 , a turbine load calculator 62 , a reactor output controller 63 and a turbine governor controller 64 . The hydrogen production system control unit 70 includes a hydrogen production load calculation unit 71 , a heat output control unit 72 , a hydrogen production control unit 73 and a heat storage control unit 74 .

原子力発電システム制御部６０のプラント負荷演算部６１には、外部からの発電指令Ｌｉ（系統負荷要求）及び電力計２７の検出値Ｅｓである発電機１３の発電出力が入力されると共に、水素製造制御部７３の後述の第１の電力要求指令Ｃｅ１及び蓄熱制御部７４の後述の第２の電力要求指令Ｃｅ２が入力される。プラント負荷演算部６１は、入力された発電指令Ｌｉ、第１の電力要求指令Ｃｅ１、第２の電力要求指令Ｃｅ２、電力計２７の検出値Ｅｓを基に、原子炉１１（原子力プラント１）の目標出力に相当する原子炉負荷Ｌｐを演算する。プラント負荷演算部６１は、基本的には、原子炉１１の最大出力又は定格出力を考慮して、発電指令Ｌｉを満たしつつ水素製造に必要な余剰蒸気及び余剰電力分を生成するように原子炉１１の目標出力を設定するものである。プラント負荷演算部６１は、演算結果の原子炉負荷Ｌｐを原子炉出力制御部６３、タービンガバナ制御部６４、水素製造システム制御部７０の水素製造負荷演算部７１、熱出力制御部７２へ出力する。 The power generation command Li (system load request) from the outside and the power generation output of the generator 13, which is the detection value Es of the power meter 27, are input to the plant load calculation unit 61 of the nuclear power generation system control unit 60, and hydrogen production is performed. A first power request command Ce1 described later from the control unit 73 and a second power request command Ce2 described later from the heat storage control unit 74 are input. The plant load calculation unit 61 calculates the load of the nuclear reactor 11 (nuclear plant 1) based on the input power generation command Li, the first power demand command Ce1, the second power demand command Ce2, and the detected value Es of the power meter 27. A reactor load Lp corresponding to the target output is calculated. The plant load calculation unit 61 basically considers the maximum output or the rated output of the reactor 11, and operates the reactor so as to generate surplus steam and surplus electric power required for hydrogen production while satisfying the power generation command Li. 11 target outputs are set. The plant load calculation unit 61 outputs the calculated reactor load Lp to the reactor output control unit 63, the turbine governor control unit 64, the hydrogen production load calculation unit 71 of the hydrogen production system control unit 70, and the thermal output control unit 72. .

タービン負荷演算部６２には、外部からの発電指令Ｌｉ（系統負荷要求）が入力されると共に、水素製造制御部７３の後述の第１の電力要求指令Ｃｅ１及び蓄熱制御部７４の後述の第２の電力要求指令Ｃｅ２が入力される。タービン負荷演算部６２は、入力された発電指令Ｌｉ、第１の電力要求指令Ｃｅ１、第２の電力要求指令Ｃｅ２を基に、蒸気タービン１２の目標出力に相当するタービン負荷Ｌｔを演算する。タービン負荷演算部６２は、基本的には、蒸気タービン１２の最大出力又は定格出力を考慮して、発電指令Ｌｉを満たしつつ水素製造に必要な余剰電力分を生成するように蒸気タービン１２の目標出力を設定するものである。タービン負荷演算部６２は、演算結果のタービン負荷Ｌｔをタービンガバナ制御部６４へ出力する。 A power generation command Li (system load request) from the outside is input to the turbine load calculation unit 62, and a first power request command Ce1 described later of the hydrogen production control unit 73 and a second power request command Ce1 of the heat storage control unit 74 described later is input as a power request command Ce2. The turbine load calculation unit 62 calculates a turbine load Lt corresponding to the target output of the steam turbine 12 based on the input power generation command Li, first power request command Ce1, and second power request command Ce2. The turbine load calculation unit 62 basically considers the maximum output or the rated output of the steam turbine 12 and sets the target of the steam turbine 12 so as to generate the surplus power required for hydrogen production while satisfying the power generation command Li. It sets the output. The turbine load calculation unit 62 outputs the calculated turbine load Lt to the turbine governor control unit 64 .

原子炉出力制御部６３には、圧力計２６の検出値Ｐｓである原子炉１１の圧力が入力されると共に、プラント負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷Ｌｐが入力される。原子炉出力制御部６３は、原子炉１１の実出力（負荷）が入力された原子炉負荷Ｌｐに追従するように原子炉１１の各種機器に対する指令を出力する。原子炉出力制御部６３は、例えば、各制御棒１１ａの位置を指令する制御棒位置指令Ｃｒを制御棒１１ａの駆動装置へ出力すると共に、再循環システム１１ｂの再循環流量を指令する再循環流量指令Ｃｐを再循環ポンプ１１ｃへ出力する。 The reactor output controller 63 receives the pressure of the reactor 11 , which is the detected value Ps of the pressure gauge 26 , and the reactor load Lp, which is the calculation result of the plant load calculator 61 . The reactor output control unit 63 outputs commands to various devices of the reactor 11 so that the actual output (load) of the reactor 11 follows the input reactor load Lp. The reactor output control unit 63 outputs, for example, a control rod position command Cr that commands the position of each control rod 11a to the drive device of the control rod 11a, and also outputs a recirculation flow rate that commands the recirculation flow rate of the recirculation system 11b. A command Cp is output to the recirculation pump 11c.

タービンガバナ制御部６４には、プラント負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷Ｌｐ及びタービン負荷演算部６２の演算結果であるタービン負荷Ｌｔが入力される。タービンガバナ制御部６４は、入力された原子炉負荷Ｌｐ及びタービン負荷Ｌｔを基に、蒸気加減弁２３の開度を制御する開度指令Ｃｖ１を蒸気加減弁２３へ出力する。タービンガバナ制御部６４は、例えば、蒸気タービン１２の実出力（負荷）がタービン負荷Ｌｔに追従するような開度指令Ｃｖ１、又は、原子炉１１の実圧力が設定圧力に追従するような開度指令Ｃｖ１を出力する。タービンガバナ制御部６４は、開度指令Ｃｖ１を水素製造システム制御部７０の熱出力制御部７２にも出力する。 The reactor load Lp, which is the calculation result of the plant load calculation unit 61 , and the turbine load Lt, which is the calculation result of the turbine load calculation unit 62 , are input to the turbine governor control unit 64 . The turbine governor control unit 64 outputs an opening degree command Cv1 for controlling the opening degree of the steam control valve 23 to the steam control valve 23 based on the inputted reactor load Lp and turbine load Lt. The turbine governor control unit 64 outputs, for example, an opening command Cv1 such that the actual output (load) of the steam turbine 12 follows the turbine load Lt, or an opening command Cv1 such that the actual pressure of the reactor 11 follows the set pressure. Output command Cv1. The turbine governor control unit 64 also outputs the opening degree command Cv1 to the thermal output control unit 72 of the hydrogen production system control unit 70 .

水素製造システム制御部７０の水素製造負荷演算部７１には、熱供給システム３３の蓄熱設備３５の熱エネルギの貯蔵を指示する蓄熱負荷要求Ｔｉ（貯蔵負荷要求）が原子力プラント１の操作員の操作により入力される。更に、外部からの発電指令Ｌｉ（系統負荷要求）が入力されると共に、プラント負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷Ｌｐが入力される。水素製造負荷演算部７１は、入力された蓄熱負荷要求Ｔｉ、発電指令Ｌｉ、原子炉負荷Ｌｐを基に、水素製造装置３１が水素を製造するための電力を指示する水素製造負荷Ｌｈを演算する。水素製造負荷演算部７１は、演算結果の水素製造負荷Ｌｈを水素製造制御部７３へ出力する。 The hydrogen production load calculation unit 71 of the hydrogen production system control unit 70 receives a heat storage load request Ti (storage load request) that instructs storage of thermal energy in the heat storage equipment 35 of the heat supply system 33 in response to an operation by an operator of the nuclear power plant 1 . is entered by Further, a power generation command Li (system load request) is input from the outside, and the reactor load Lp, which is the calculation result of the plant load calculation unit 61, is also input. The hydrogen production load computing unit 71 computes a hydrogen production load Lh that instructs the power for the hydrogen production device 31 to produce hydrogen, based on the input heat storage load demand Ti, power generation command Li, and reactor load Lp. . The hydrogen production load calculation unit 71 outputs the calculated hydrogen production load Lh to the hydrogen production control unit 73 .

熱出力制御部７２には、プラント負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷Ｌｐが入力されると共に、タービンガバナ制御部６４からの蒸気加減弁２３の開度指令Ｃｖ１が入力される。熱出力制御部７２は、入力された原子炉負荷Ｌｐ及び蒸気加減弁２３の開度指令Ｃｖ１を基に、バイパス弁２４の開度を制御する開度指令Ｃｖ２をバイパス弁２４へ出力する。つまり、熱出力制御部７２は、原子炉１１で発生する蒸気量と蒸気タービン１２に導入される蒸気量とから水素製造装置３１（蒸気発生器４１）に供給する蒸気量を演算し、バイパス弁２４の開度を演算結果の蒸気量が流通するよう制御するものである。熱出力制御部７２は、発電機１３の実出力が最大出力又は定格出力に一致している場合、すなわち、原子炉１１で発生した蒸気を全て蒸気タービン１２に導入して発電させる場合には、バイパス弁２４の開度指令Ｃｖ２として０（弁閉止）を出力する。この場合、原子炉１１から水素製造装置３１に供給可能な蒸気を確保することができないので、水素製造装置３１を停止させる。 The reactor load Lp, which is the calculation result of the plant load calculation section 61 , is input to the thermal output control section 72 , and the opening degree command Cv1 of the steam control valve 23 is input from the turbine governor control section 64 . The thermal output control unit 72 outputs an opening degree command Cv2 for controlling the opening degree of the bypass valve 24 to the bypass valve 24 based on the inputted reactor load Lp and the opening degree command Cv1 of the steam control valve 23 . That is, the thermal output control unit 72 calculates the amount of steam to be supplied to the hydrogen production device 31 (steam generator 41) from the amount of steam generated in the nuclear reactor 11 and the amount of steam introduced into the steam turbine 12, and 24 is controlled so that the calculated amount of steam flows. When the actual output of the generator 13 matches the maximum output or the rated output, that is, when all the steam generated in the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to generate power, the thermal output control unit 72 0 (valve closed) is output as the opening command Cv2 for the bypass valve 24 . In this case, steam that can be supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31 cannot be secured, so the hydrogen production device 31 is stopped.

水素製造制御部７３には、水素製造負荷演算部７１の演算結果である水素製造負荷Ｌｈが入力されると共に、熱出力制御部７２からのバイパス弁２４の開度指令Ｃｖ２が入力される。水素製造制御部７３は、入力された水素製造負荷Ｌｈ及びバイパス弁２４の開度指令Ｃｖ２を基に、水素製造装置３１の水蒸気電解装置４４が水蒸気を電気分解するために必要な電力系統からの電力を制御する第１の電力要求指令Ｃｅ１を水蒸気電解装置４４へ出力すると共に、熱供給システム３３の蓄熱設備３５から水素製造装置３１の蒸気加熱器４３に供給する熱量（蒸気加熱器４３において水蒸気を加熱するために必要な熱量）を制御する加熱量指令Ｃｈを熱供給システム３３の調節弁３６へ出力する。調節弁３６は、その開度が加熱量指令Ｃｈに応じて制御される。 The hydrogen production control unit 73 receives the hydrogen production load Lh, which is the calculation result of the hydrogen production load calculation unit 71 , and also receives the opening command Cv<b>2 for the bypass valve 24 from the heat output control unit 72 . Based on the input hydrogen production load Lh and the opening degree command Cv2 of the bypass valve 24, the hydrogen production control unit 73 controls the amount of electricity from the electric power system necessary for the steam electrolysis device 44 of the hydrogen production device 31 to electrolyze steam. A first electric power request command Ce1 for controlling electric power is output to the steam electrolyzer 44, and the amount of heat supplied from the heat storage equipment 35 of the heat supply system 33 to the steam heater 43 of the hydrogen production apparatus 31 is output to the control valve 36 of the heat supply system 33 . The opening degree of the control valve 36 is controlled according to the heating amount command Ch.

蓄熱制御部７４には、原子力プラント１の操作員の操作により蓄熱負荷要求Ｔｉが入力されると共に、水素製造制御部７３からの加熱量指令Ｃｈが入力される。蓄熱制御部７４は、入力された蓄熱負荷要求Ｔｉ及び加熱量指令Ｃｈを基に、蓄熱設備３５に貯蔵する熱量を得るために電熱器３４が変換する電力系統からの電力を制御する第２の電力要求指令Ｃｅ２を電熱器３４へ出力する。蓄熱制御部７４は、蓄熱設備３５における熱エネルギの保有量を蓄熱負荷要求Ｔｉに応じて略一定に維持することで、水蒸気電解装置４４の停止時に蓄熱設備３５に貯蔵した熱エネルギを水素製造装置３１に安定的に供給して水蒸気電解装置４４を保温するものである。そのため、蓄熱制御部７４は、必ずしも原子力発電システム２の負荷応答に対応して変化するものではない。 The heat storage control unit 74 receives the heat storage load request Ti and the heating amount command Ch from the hydrogen production control unit 73 by the operation of the operator of the nuclear power plant 1 . Based on the input heat storage load request Ti and heating amount command Ch, the heat storage control unit 74 controls the electric power from the electric power system converted by the electric heater 34 to obtain the amount of heat to be stored in the heat storage equipment 35. A power request command Ce<b>2 is output to the electric heater 34 . The heat storage control unit 74 keeps the amount of thermal energy stored in the heat storage equipment 35 substantially constant according to the heat storage load request Ti, so that the heat energy stored in the heat storage equipment 35 when the steam electrolysis device 44 is stopped can be used by the hydrogen production device. 31 stably to keep the steam electrolyzer 44 warm. Therefore, the heat storage control unit 74 does not necessarily change according to the load response of the nuclear power generation system 2 .

本実施の形態のプラント制御装置５における水素製造負荷演算部７１は、具体的に例えば、次の式（１）を用いて水素製造負荷を演算する。 The hydrogen production load calculation unit 71 in the plant control device 5 of the present embodiment specifically calculates the hydrogen production load using the following equation (1), for example.

Figure 2022183885000002
Figure 2022183885000002

ただし、式（１）において、Ｐｅ（Ｓ）は水素製造負荷（電力分）を、Ｐｔ（Ｒ）はプラント負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷（単位時間当たりの熱量）を、Ｐｅ（Ｄ）は外部からの発電指令（電力）を、Ｐｅ（Ｂ）は原子力プラント１の操作員により入力される蓄熱負荷要求（電力の単位）を表している。また、ηｅは発電効率を、ηｓは水素製造装置３１における消費電力と消費熱量の比を表したものである。 However, in equation (1), Pe(S) is the hydrogen production load (electric power), Pt(R) is the reactor load (heat amount per unit time) calculated by the plant load calculation unit 61, and Pe (D) represents a power generation command (power) from the outside, and Pe (B) represents a heat storage load request (unit of power) input by an operator of the nuclear power plant 1 . Also, ηe represents the power generation efficiency, and ηs represents the ratio of power consumption to heat consumption in the hydrogen production device 31 .

上記ηｓは、次の式（２）から求めることができる。ここで、ＰｔＲ（Ｓ）は水素製造装置３１の定格運転時の消費熱量を、ＰｅＲ（Ｓ）は水素製造装置３１の定格運転時の消費電力を表したものである。 The above ηs can be obtained from the following equation (2). Here, P tR (S) represents the heat consumption of the hydrogen production device 31 during rated operation, and P eR (S) represents the power consumption of the hydrogen production device 31 during rated operation.

Figure 2022183885000003
Figure 2022183885000003

プラント制御装置５は、水素製造負荷演算部７１の演算結果である式（１）の水素製造負荷指令Ｐｅ（Ｓ）が水素製造装置３１の最低負荷以上である場合、発電指令Ｐｅ（Ｄ）の発電量と水素製造負荷指令Ｐｅ（Ｓ）の電力量と蓄熱負荷要求Ｐｅ（Ｂ）の電力量の合計値を電力系統１００に送電するように原子力発電システム２を制御する。一方、水素製造負荷演算部７１の演算結果である水素製造負荷指令Ｐｅ（Ｓ）が水素製造装置３１の最低負荷未満である場合、発電指令Ｐｅ（Ｄ）の発電量のみを電力系統１００に送電するように原子力発電システム２を制御する。この場合、発電指令Ｐｅ（Ｄ）に対して原子力発電システム２による余剰電力の生成が不能な状態にあるので、プラント制御装置５は、水素製造装置３１を停止させると共に、蓄熱設備３５が貯蔵する熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで、停止中の水蒸気電解装置４４を所定の範囲内の温度に保持した待機状態にする。 If the hydrogen production load command Pe(S) in equation (1), which is the calculation result of the hydrogen production load calculation unit 71, is equal to or greater than the minimum load of the hydrogen production device 31, the plant control device 5 changes the power generation command Pe(D). The nuclear power generation system 2 is controlled so that the total value of the power generation amount, the power amount of the hydrogen production load command Pe(S), and the power amount of the heat storage load request Pe(B) is transmitted to the power system 100 . On the other hand, when the hydrogen production load command Pe(S), which is the calculation result of the hydrogen production load calculation unit 71, is less than the minimum load of the hydrogen production device 31, only the power generation amount of the power generation command Pe(D) is transmitted to the power system 100. The nuclear power generation system 2 is controlled so as to In this case, the nuclear power generation system 2 cannot generate surplus power in response to the power generation command Pe(D). By supplying the thermal energy to the hydrogen production device 31, the stopped steam electrolysis device 44 is placed in a standby state in which the temperature is maintained within a predetermined range.

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの運用について図５及び図６を用いて説明する。図５及び図６は、本実施の形態の原子力プラントが接続される電力系統の電力需要の時間的変化の一例及び当該電力需要の時間的変化に対する電源構成の変化を示す説明図である。図５は晴天などで太陽光発電が機能する日における電力需要に対する各種発電の電力の時間推移の一例を示す説明図である。図６は雨天や曇天などの悪天候で太陽光発電が機能しない日における電力需要に対する各種発電の電力の時間推移の一例を示す説明図である。図５及び図６中、横軸は一日の時刻を、縦軸は電力を示していている。 Next, operation of the nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 5 and 6. FIG. 5 and 6 are explanatory diagrams showing an example of temporal changes in the power demand of the electric power system to which the nuclear power plant of the present embodiment is connected, and changes in the power supply configuration with respect to the temporal changes in the power demand. FIG. 5 is an explanatory diagram showing an example of time transition of power generated in various ways with respect to power demand on a day when photovoltaic power generation functions due to fine weather or the like. FIG. 6 is an explanatory diagram showing an example of the temporal transition of power generated by various types of power generation with respect to power demand on a day when photovoltaic power generation does not function due to bad weather such as rain or cloudy weather. 5 and 6, the horizontal axis indicates the time of day, and the vertical axis indicates power.

図５及び図６において、電力系統１００（図１参照）の電力需要（図５及び図６中、太い実線）は、気温が上昇し社会活動が盛んとなる正午ごろにピークを迎えるほか、朝及び夕刻においても需要が上昇すると仮定している。図５及び図６は、二酸化炭素の主たる排出源である火力発電の削減を図りつつ、太陽光発電及び原子力発電によって電力系統１００の電力需要に対応する場合を示したものである。 In FIGS. 5 and 6, the power demand (thick solid line in FIGS. 5 and 6) of power system 100 (see FIG. 1) reaches a peak around noon when the temperature rises and social activities become active. It is assumed that the demand will increase in the evening as well. FIGS. 5 and 6 show a case where the power demand of the power system 100 is met by photovoltaic power generation and nuclear power generation while reducing thermal power generation, which is the main emission source of carbon dioxide.

図５において、日中に太陽光による発電量が増加する。そこで、原子力発電に対する系統負荷要求（発電指令）は、太陽光発電の増加に対応して昼間で減少する一方、太陽光発電が困難となる夕刻から朝までの間で増加する（図５中、破線）。火力発電及び水力発電は、電力の供給が需要に一致するように調整力として運用される。 In FIG. 5, the amount of power generated by sunlight increases during the day. Therefore, the system load request (power generation command) for nuclear power generation decreases in the daytime in response to the increase in photovoltaic power generation, while it increases from evening to morning when photovoltaic power generation is difficult (in FIG. 5, dashed line). Thermal and hydroelectric power are operated as regulating forces so that the supply of electricity matches the demand.

水素製造装置を備えていない一般的な原子力発電プラントは、破線で示す系統負荷要求に追従するように負荷追従運転を行う。それに対して、本実施の形態の原子力プラント１は、系統負荷要求を満たしつつ可能な場合に水素製造を行うように運用される。例えば、原子力発電システム２の出力を常に最大（定格）で運用する（図５中、一点鎖線）。この場合、図１に示す原子力プラント１は、原子力発電システム２から電力系統１００へ送電した電力のうちの系統負荷要求分を除いた余剰電力分を電力系統１００から水素製造システム３が受電することで水素製造を行う。電力系統１００の電力需要のピーク時に太陽光発電による電力が得られるので、原子力発電システム２は電力需要のピーク時に余剰電力を生成することできる。そのため、原子力プラント１は、原子力発電システム２の余剰電力分及び余剰蒸気を用いて水素製造装置３１を停止させることなく一日中稼働させて水素を製造することが可能である。 A typical nuclear power plant that does not have a hydrogen production device performs load following operation so as to follow the system load request indicated by the dashed line. In contrast, the nuclear power plant 1 of the present embodiment is operated so as to produce hydrogen when possible while satisfying the system load request. For example, the output of the nuclear power generation system 2 is always operated at the maximum (rated) (one-dot chain line in FIG. 5). In this case, in the nuclear power plant 1 shown in FIG. 1, the hydrogen production system 3 receives from the power system 100 the surplus power excluding the system load demand part of the power transmitted from the nuclear power generation system 2 to the power system 100. to produce hydrogen. Since power generated by photovoltaic power generation can be obtained during peak power demand of the power system 100, the nuclear power generation system 2 can generate surplus power during peak power demand. Therefore, the nuclear power plant 1 can use the surplus electric power and surplus steam of the nuclear power generation system 2 to operate the hydrogen production device 31 all day to produce hydrogen without stopping.

一方、図６においては、太陽光による発電を確保することができないことから、電力需要が増大する日中のうちの時刻１０時から１４時までの間は原子力発電に対する系統負荷要求が原子力発電の最大出力になると共に、時刻８時から１０時までの間及び１４時から１６時までの間は原子力発電に対する系統負荷要求がそれ以外の夕刻から朝までの間よりも増加する。火力発電及び水力発電は、図５の場合と同様に、電力の供給が需要に一致するように調整力として運用される。 On the other hand, in FIG. 6, since power generation by solar power cannot be secured, the system load request for nuclear power generation is set at 10:00 to 14:00 during the daytime when power demand increases. Along with the maximum output, the system load demand for nuclear power generation increases during the hours from 8:00 to 10:00 and from 14:00 to 16:00 compared to the rest of the time from evening to morning. Thermal power generation and hydro power generation are operated as regulating power so that power supply matches demand, as in the case of FIG.

図６に示す場合においても、本実施の形態の原子力プラント１は、系統負荷要求を満たした上で水素製造を行うように運用されるものであり、例えば、原子力発電システム２の出力を常に最大（定格）で運用する（図６中、一点鎖線）。この場合でも、図１に示す原子力プラント１は、原子力発電システム２から電力系統１００へ送電した電力のうち系統負荷要求分を除いた余剰電力分を電力系統１００から水素製造システム３が受電することで水素製造を行う。時刻１０時から１４時までの間は、原子力発電システム２から電力系統１００へ送電する電力（原子力発電システム２の最大出力）が系統負荷要求と一致しており、原子力発電システム２よる余剰電力が生じないので、電力系統１００から水素製造装置３１への電力供給を停止させることで、水素製造を停止する。また、時刻８時から１０時までの間及び１４時から１６時までの間は、原子力発電に対する系統負荷要求が夕刻から朝までの間よりも増加する分、原子力発電システム２による余剰電力が減少するので、水素製造装置３１による水素製造が減量する。図６中、斜線で示した部分が原子力発電システム２の発電出力のうち水素製造システム３（水素製造装置３１）の受電分に相当する余剰電力である。 Even in the case shown in FIG. 6, the nuclear power plant 1 of the present embodiment is operated so as to produce hydrogen after satisfying the system load request. (rated) (one-dot chain line in FIG. 6). Even in this case, the nuclear power plant 1 shown in FIG. to produce hydrogen. Between 10:00 and 14:00, the power transmitted from the nuclear power generation system 2 to the power grid 100 (maximum output of the nuclear power generation system 2) matches the grid load request, and surplus power from the nuclear power generation system 2 is Since this does not occur, hydrogen production is stopped by stopping the power supply from the power system 100 to the hydrogen production device 31 . Also, between 8:00 and 10:00 and between 14:00 and 16:00, the system load demand for nuclear power generation increases compared to the period from evening to morning, and the surplus power generated by the nuclear power generation system 2 decreases. Therefore, the amount of hydrogen produced by the hydrogen production device 31 is reduced. In FIG. 6 , the shaded portion is the surplus power corresponding to the power received by the hydrogen production system 3 (hydrogen production device 31 ) in the power output of the nuclear power generation system 2 .

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの水素製造方法及びその効果について比較例の原子力プラントの水素製造方法と比べつつ図７及び図８を用いて説明する。図７は本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの水素製造方法における図６に示す電力需要に対応した水素製造量の時間推移の一例を示す説明図である。図８は本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの水素製造方法に対する比較例の原子力プラントの水素製造方法における図６に示す電力需要に対応した水素製造量の時間推移の一例を示す説明図である。 Next, the hydrogen production method for a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention and its effects will be described with reference to FIGS. FIG. 7 is an explanatory diagram showing an example of temporal transition of the amount of hydrogen produced corresponding to the power demand shown in FIG. 6 in the hydrogen production method for a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention. FIG. 8 shows an example of time transition of the amount of hydrogen produced corresponding to the power demand shown in FIG. It is an explanatory diagram.

図６に示す時刻０時～８時ごろまでの間や１６時以降において、本実施の形態に係る原子力プラント１は、原子力発電システム２の最大出力が系統負荷要求に対して大きいので、原子力発電システム２の余剰電力（図６中の斜線部）及び余剰蒸気を確保することができる。このため、当該時刻中、図１に示す水素製造システム３の電熱器３４は、プラント制御装置５（図２参照）からの第２の電力要求指令Ｃｅ２に応じて、原子力発電システム２の余剰電力分の一部を電力系統１００から受電して熱エネルギに変換することで蓄熱設備３５に蓄熱させる（エネルギ貯蔵ステップ）。また、図２に示す水素製造装置３１においては、原子力発電システム２の余剰蒸気がプラント制御装置５の開度指令Ｃｖ２に応じてバイパス弁２４を介して蒸気発生器４１（図３参照）に供給されることで原水から水蒸気（飽和水蒸気）を生成し（水蒸気生成ステップ）、蓄熱設備３５に貯蔵された熱エネルギの一部がプラント制御装置５からの加熱量指令Ｃｈに応じて調節弁３６を介して蒸気加熱器４３（図３参照）に供給されることで蒸気加熱器４３に導入した水蒸気を加熱して昇温させる（水蒸気昇温ステップ）。これにより、水蒸気電解装置４４（図３参照）の作動温度（７００℃～８００℃）に達する水蒸気（過熱蒸気）を生成する。水蒸気電解装置４４は、図７に示すように、時刻０時から８時までの間や時刻１６時以降において、蒸気発生器４１及び蒸気加熱器４３を経て生成された高温の水蒸気が導入されることで、その装置温度が作動温度に維持される。さらに、原子力発電システム２の余剰電力分の一部を電力系統１００から受電することで高温の水蒸気を電気分解して水素を製造する（水素製造ステップ）。 In the period from 0:00 to 8:00 and after 16:00 shown in FIG. Surplus power (shaded area in FIG. 6) and surplus steam of the system 2 can be secured. Therefore, during this time, the electric heater 34 of the hydrogen production system 3 shown in FIG. A part of the power is received from the electric power system 100 and converted into thermal energy to store heat in the heat storage equipment 35 (energy storage step). In addition, in the hydrogen production device 31 shown in FIG. 2, the surplus steam of the nuclear power generation system 2 is supplied to the steam generator 41 (see FIG. 3) via the bypass valve 24 according to the opening command Cv2 of the plant control device 5. As a result, steam (saturated steam) is generated from the raw water (steam generation step), and part of the thermal energy stored in the heat storage equipment 35 operates the control valve 36 according to the heating amount command Ch from the plant control device 5. The steam introduced into the steam heater 43 is heated by being supplied to the steam heater 43 (see FIG. 3) through the steam heater 43 (steam temperature raising step). As a result, steam (superheated steam) is generated that reaches the operating temperature (700° C. to 800° C.) of the steam electrolysis device 44 (see FIG. 3). As shown in FIG. 7, the steam electrolysis device 44 receives high-temperature steam generated through the steam generator 41 and the steam heater 43 between 0:00 and 8:00 and after 16:00. This keeps the device temperature at the operating temperature. Furthermore, by receiving part of the surplus power of the nuclear power generation system 2 from the electric power system 100, high-temperature steam is electrolyzed to produce hydrogen (hydrogen production step).

一方、図６に示す時刻８時～１０時ごろまでの間、原子力プラント１においては、原子力発電システム２に対する系統負荷要求が徐々に増大することで、原子力発電システム２の余剰電力分（図６中の斜線部）が徐々に減少する。このため、水素製造装置３１に対して供給可能な原子力発電システム２の余剰電力及び余剰蒸気分が減少するので、図７に示すように、水素製造装置３１の水素製造量が減少する。 On the other hand, from about 8:00 to about 10:00 shown in FIG. 6, in the nuclear power plant 1, the system load demand for the nuclear power generation system 2 gradually increases, and the surplus power of the nuclear power generation system 2 (Fig. 6 The shaded area in the middle) gradually decreases. Therefore, the amount of surplus electric power and surplus steam of the nuclear power generation system 2 that can be supplied to the hydrogen production device 31 is reduced, so that the hydrogen production amount of the hydrogen production device 31 is reduced as shown in FIG.

また、図６に示す時刻１０時～１４時ごろまでの間、原子力発電システム２に対する系統負荷要求が原子力発電システム２の最大出力に一致するまで増加しているので、水素製造装置３１に対して供給可能な原子力発電システム２の余剰電力及び余剰蒸気を確保することができない。このため、水素製造装置３１（水蒸気電解装置４４）が停止するので、図７に示すように、水素製造装置３１の水素製造量が０になる。 6, the system load demand for the nuclear power generation system 2 increases until it matches the maximum output of the nuclear power generation system 2. Surplus electric power and surplus steam of the nuclear power generation system 2 that can be supplied cannot be secured. As a result, the hydrogen production device 31 (steam electrolysis device 44) stops, so that the amount of hydrogen produced by the hydrogen production device 31 becomes zero, as shown in FIG.

このとき、本実施の形態の原子力プラント１においては、図１に示す蓄熱設備３５に貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで水素製造装置３１を保温する（装置保温ステップ）。具体的には、図３に示す水素製造装置３１の水蒸気電解装置４４が停止中において、蓄熱設備３５から蒸気加熱器４３への熱エネルギの供給を継続すると共に、蒸気加熱器４３を介して水蒸気電解装置４４に導入された水蒸気を再び蒸気加熱器４３を介して水蒸気電解装置４４に導入することで、蓄熱設備３５からの熱エネルギにより加熱された水蒸気を水蒸気電解装置４４に循環させる。これより、図７に示すように、水蒸気電解装置４４は停止状態にあってもその温度が設定された範囲内に維持される。これは、プラント制御装置５からの加熱量指令Ｃｈに基づき調節弁３６を制御して蓄熱設備３５から蒸気加熱器４３に供給される熱エネルギ量を調節することで、水蒸気電解装置４４の温度を所定の範囲内に維持することができる。 At this time, in the nuclear power plant 1 of the present embodiment, the thermal energy stored in the heat storage equipment 35 shown in FIG. . Specifically, while the steam electrolysis device 44 of the hydrogen production device 31 shown in FIG. By introducing the steam introduced into the electrolysis device 44 again into the steam electrolysis device 44 via the steam heater 43 , the steam heated by the thermal energy from the heat storage equipment 35 is circulated to the steam electrolysis device 44 . As a result, as shown in FIG. 7, the temperature of the steam electrolyzer 44 is maintained within the set range even when it is stopped. This is done by controlling the amount of heat energy supplied from the heat storage equipment 35 to the steam heater 43 by controlling the control valve 36 based on the heating amount command Ch from the plant control device 5, thereby increasing the temperature of the steam electrolysis device 44. It can be maintained within a predetermined range.

図６に示す時刻１４時～１６時においては、原子力発電システム２に対する系統負荷要求が低下することで、原子力発電システム２の余剰電力分（図６中の斜線部）を確保することができるので、水素製造装置３１を再起動させて水素製造を行う。本実施の形態の原子力プラント１においては、図７に示すように、水蒸気電解装置４４が停止状態にあっても蓄熱設備３５から供給される熱エネルギによって設定範囲内の温度に維持されている。つまり、水蒸気電解装置４４は、停止状態であっても水素製造が可能な待機状態にある。したがって、図７に示すように、水蒸気電解装置４４を再起動すると即座に水素製造の実行状態に移行することができる。図７中、再起動時刻は１４時ごろである。 Between 14:00 and 16:00 shown in FIG. 6, the system load request for the nuclear power generation system 2 is reduced, so that the surplus power of the nuclear power generation system 2 (shaded area in FIG. 6) can be secured. , the hydrogen production device 31 is restarted to produce hydrogen. In the nuclear power plant 1 of the present embodiment, as shown in FIG. 7, the temperature is maintained within the set range by the thermal energy supplied from the heat storage equipment 35 even when the steam electrolyzer 44 is in a stopped state. That is, the steam electrolyzer 44 is in a standby state in which hydrogen production is possible even in a stopped state. Therefore, as shown in FIG. 7, when the steam electrolysis device 44 is restarted, it is possible to shift to the execution state of hydrogen production immediately. In FIG. 7, the restart time is around 14:00.

ここで、本実施の形態の原子力プラント１の比較例として、停止状態の水素製造装置に熱エネルギを供給するシステムを備えていない原子力プラントを考える。比較例の原子力プラントの水素製造においては、図６に示す時刻１０時～１４時ごろまでの間、停止状態の水素製造装置に対して熱エネルギが全く供給されないので、図８に示すように、水素製造装置（水蒸気電解装置）の温度がその作動温度よりも大幅に低下する。このため、水素製造装置（水蒸気電解装置）は、再起動しても作動温度に達してないので、即座に水素製造の実行状態に移行することができない。先ず、水蒸気電解装置の温度を水素製造が可能な作動温度まで昇温させる必要がある。一旦低下した水蒸気電解装置の温度を作動温度まで昇温させる間は水素製造を行うことができない。図８では、時刻１８時ごろに水蒸気電解装置が作動温度まで昇温することで水素製造が再開されている。比較例の原子力プラントの水素製造方法は、本実施の形態の原子力プラント１の水素製造方法と比べると、図７及び図８から明らかなように、停止状態から再起動したときに水蒸気電解装置による水素製造の再開が遅れてしまう。したがって、比較例の原子力プラントの水素製造方法は、効率的な水素製造を行うことができない。換言すると、本実施の形態の原子力プラント１の水素製造方法は、効率的な水素製造が可能なものである。 Here, as a comparative example of the nuclear power plant 1 of the present embodiment, consider a nuclear power plant that does not have a system for supplying thermal energy to the stopped hydrogen production apparatus. In the hydrogen production of the nuclear power plant of the comparative example, no thermal energy is supplied to the stopped hydrogen production apparatus from 10:00 to 14:00 shown in FIG. The temperature of the hydrogen production device (steam electrolysis device) drops significantly below its operating temperature. Therefore, even if the hydrogen production device (steam electrolysis device) is restarted, it has not yet reached the operating temperature, so it cannot immediately shift to the execution state of hydrogen production. First, it is necessary to raise the temperature of the steam electrolyzer to an operating temperature at which hydrogen can be produced. Hydrogen production cannot be carried out while the temperature of the steam electrolyzer, which has once dropped, is raised to the operating temperature. In FIG. 8, hydrogen production is restarted by raising the temperature of the steam electrolysis device to the operating temperature at around 18:00. As is clear from FIGS. 7 and 8, when the hydrogen production method for the nuclear power plant of the comparative example is compared with the hydrogen production method for the nuclear power plant 1 of the present embodiment, the steam electrolyzer can be used when restarting from the stopped state. The resumption of hydrogen production will be delayed. Therefore, the hydrogen production method for the nuclear power plant of the comparative example cannot efficiently produce hydrogen. In other words, the hydrogen production method of the nuclear power plant 1 of the present embodiment enables efficient hydrogen production.

なお、本実施の形態においては、電力系統１００の電力を水素製造装置３１及び熱供給システム３３に供給するように原子力プラント１を構成した例を示した。しかし、原子力発電システム２が発電した電力の一部（余剰電力）を電力系統１００に送電せずに水素製造装置３１及び熱供給システム３３に直接的に供給するように原子力プラントを構成することも可能である。 In the present embodiment, an example in which nuclear power plant 1 is configured to supply electric power of electric power system 100 to hydrogen production device 31 and heat supply system 33 is shown. However, the nuclear power plant may be configured so that part of the power generated by the nuclear power generation system 2 (surplus power) is directly supplied to the hydrogen production device 31 and the heat supply system 33 without being transmitted to the power system 100. It is possible.

上述したように、第１の実施の形態に係る原子力プラント１は、電力系統１００に接続され、原子炉１１で発生した蒸気によって蒸気タービン１２を駆動させることで発電する原子力発電システム２と、原子力発電システム２から供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から生成した水蒸気を加熱してから電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水素製造装置３１と、水素製造装置３１において生成された水蒸気を加熱するための熱エネルギを水素製造装置３１に供給する熱供給システム３３とを備える。熱供給システム３３は、電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を所定の形態のエネルギ（熱エネルギ）として貯蔵すると共に、貯蔵している所定の形態のエネルギを水素製造装置３１に対して熱エネルギとして供給するように構成されている。 As described above, the nuclear power plant 1 according to the first embodiment is connected to the electric power system 100, and the nuclear power generation system 2 that generates power by driving the steam turbine 12 with the steam generated in the nuclear reactor 11; Hydrogen produced by heating steam generated from raw water using the thermal energy of steam supplied from the power generation system 2 and then electrolyzing it using power supplied from the power system 100 or the nuclear power generation system 2. A production device 31 and a heat supply system 33 for supplying the hydrogen production device 31 with thermal energy for heating steam generated in the hydrogen production device 31 are provided. The heat supply system 33 stores electric power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 as a predetermined form of energy (thermal energy), and supplies the stored predetermined form of energy to the hydrogen production apparatus 31. is configured to supply as heat energy.

この構成によれば、電力系統１００等の電力を所定のエネルギ形態（熱エネルギ）として貯蔵してから熱エネルギとして水素製造装置３１に供給するように熱供給システム３３を構築したので、電力系統１００の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令Ｌｉを満たすように原子力発電システム２を運用した上で、原子力発電システム２の発電出力に余剰電力がある場合には水素製造装置３１による水素製造を行う一方、余剰電力が無い場合には水素製造装置３１を停止させて熱供給システム３３の貯蔵エネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することが可能となる。これにより、停止中の水素製造装置３１をその作動温度近傍に維持することが可能なので、水素製造装置３１は再起動により水素製造を迅速に再開することができる。すなわち、原子力プラント１は、発電指令Ｌｉを満たす運用を行いつつ効率的な水素の製造が可能となる。 According to this configuration, the heat supply system 33 is constructed so as to store electric power of the electric power system 100 or the like as a predetermined form of energy (thermal energy) and then supply it as thermal energy to the hydrogen production device 31 . After operating the nuclear power generation system 2 so as to satisfy the power generation command Li given from the outside according to fluctuations in the supply and demand of electric power, when there is surplus power in the power generation output of the nuclear power generation system 2, hydrogen by the hydrogen production device 31 While production is being performed, if there is no surplus power, the hydrogen production device 31 can be stopped and the energy stored in the heat supply system 33 can be supplied to the hydrogen production device 31 as thermal energy. As a result, the stopped hydrogen production device 31 can be maintained near its operating temperature, so that the hydrogen production device 31 can quickly resume hydrogen production by restarting. That is, the nuclear power plant 1 can efficiently produce hydrogen while performing operations that satisfy the power generation command Li.

また、本実施の形態に係る熱供給システム３３は、電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を熱エネルギに変換する電熱器３４と、電熱器３４により変換された熱エネルギを貯蔵すると共に貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に供給する蓄熱設備３５との組合せを含むものである。 Further, the heat supply system 33 according to the present embodiment includes an electric heater 34 that converts electric power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 into thermal energy, and stores the thermal energy converted by the electric heater 34. It includes a combination with a heat storage facility 35 that supplies the hydrogen production device 31 with thermal energy stored with it.

この構成によれば、電力から変換された熱エネルギを貯蔵する蓄熱設備３５が電力を貯蔵する蓄電設備と比べて低コストなので、コストを抑制した熱供給システム３３を構築することができる。 According to this configuration, since the heat storage equipment 35 that stores thermal energy converted from electric power is less expensive than the power storage equipment that stores electric power, the heat supply system 33 can be constructed at a reduced cost.

また、本実施の形態に係る水素製造装置３１は、原子力発電システム２から供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から水蒸気を生成する蒸気発生器４１と、蒸気発生器４１で生成された水蒸気を熱供給システム３３から供給される熱エネルギを用いて加熱する蒸気加熱器４３と、蒸気加熱器４３で加熱された水蒸気を電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水蒸気電解装置４４とを備える。さらに、水素製造装置３１は、水蒸気電解装置４４が停止中のときに、水蒸気電解装置４４から排出された水蒸気が蒸気加熱器４３を介して再び水蒸気電解装置４４に導入されて循環するように構成されている。 Further, the hydrogen production apparatus 31 according to the present embodiment includes a steam generator 41 that generates steam from raw water using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system 2, and the steam generated by the steam generator 41. A steam heater 43 that heats using the thermal energy supplied from the heat supply system 33, and the steam heated by the steam heater 43 is electrolyzed using electric power supplied from the power system 100 or the nuclear power generation system 2 and a steam electrolyzer 44 that produces hydrogen by doing so. Further, the hydrogen production device 31 is configured such that the steam discharged from the steam electrolysis device 44 is again introduced into the steam electrolysis device 44 via the steam heater 43 and circulated when the steam electrolysis device 44 is stopped. It is

この構成によれば、停止中の水蒸気電解装置４４を循環する水蒸気に対して蒸気加熱器４３を介して熱供給システム３３の熱エネルギを供給して加熱することで、停止中の水蒸気電解装置４４を作動温度近傍に確実に保温することが可能となる。 According to this configuration, by supplying the thermal energy of the heat supply system 33 through the steam heater 43 to the steam circulating in the stopped steam electrolyzer 44 to heat it, the stopped steam electrolyzer 44 is heated. can be reliably kept near the operating temperature.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１は、原子力発電システム２、水素製造装置３１、熱供給システム３３を制御するプラント制御装置５を更に備える。プラント制御装置５は、原子力発電システム２の発電出力を指示する発電指令Ｐｅ（Ｄ）が外部から入力されると共に、熱供給システム３３の熱エネルギの貯蔵（エネルギ貯蔵）を指示する蓄熱負荷要求（貯蔵負荷要求）Ｐｅ（Ｂ）が入力され、発電指令Ｐｅ（Ｄ）を基に原子炉１１の目標出力を指示する原子炉負荷Ｐｔ（Ｒ）を演算し、入力された発電指令Ｐｅ（Ｄ）及び蓄熱負荷要求（貯蔵負荷要求）Ｐｅ（Ｂ）並びに演算結果の原子炉負荷Ｐｔ（Ｒ）に基づき、水素製造装置３１へ供給する電力を指示する水素製造負荷Ｐｅ（Ｓ）を演算し、演算結果の原子炉負荷Ｐｔ（Ｒ）に基づき原子炉１１を制御し、演算結果の水素製造負荷Ｐｅ（Ｓ）に基づき水素製造装置３１及び熱供給システム３３を制御する。 Moreover, the nuclear power plant 1 according to the present embodiment further includes a plant control device 5 that controls the nuclear power generation system 2 , the hydrogen production device 31 and the heat supply system 33 . The plant control device 5 receives a power generation command Pe (D) that instructs the power generation output of the nuclear power generation system 2 from the outside, and receives a heat storage load request ( A storage load request) Pe(B) is input, a reactor load Pt(R) indicating the target output of the reactor 11 is calculated based on the power generation command Pe(D), and the input power generation command Pe(D) is calculated. and the heat storage load request (storage load request) Pe(B) and the calculated reactor load Pt(R), the hydrogen production load Pe(S) that instructs the power to be supplied to the hydrogen production device 31 is calculated. The reactor 11 is controlled based on the resulting reactor load Pt(R), and the hydrogen production device 31 and the heat supply system 33 are controlled based on the calculated hydrogen production load Pe(S).

この構成によれば、プラント制御装置５による原子力発電システム２、水素製造装置３１、熱供給システム３３の制御によって、原子力発電システム２に対して発電指令Ｐｅ（Ｄ）を満たす運用を行いつつ水素製造装置３１及び熱供給システム３３を用いた水素製造が可能となる。 According to this configuration, by controlling the nuclear power generation system 2, the hydrogen production device 31, and the heat supply system 33 by the plant control device 5, hydrogen production is performed while the nuclear power generation system 2 is operated to satisfy the power generation command Pe (D). Hydrogen production using the device 31 and the heat supply system 33 becomes possible.

また、本実施の形態に係るプラント制御装置５は、演算結果の水素製造負荷Ｐｅ（Ｓ）が水素製造装置３１の水素製造可能な最低負荷よりも小さい場合には、水素製造装置３１を停止させ、電力系統１００又は原子力発電システム２から熱供給システム３３への電力供給を停止させると共に熱供給システム３３が貯蔵しているエネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給させる。 Further, the plant control device 5 according to the present embodiment stops the hydrogen production device 31 when the calculated hydrogen production load Pe(S) is smaller than the minimum hydrogen production load of the hydrogen production device 31. , the power supply from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 to the heat supply system 33 is stopped, and the energy stored in the heat supply system 33 is supplied to the hydrogen production device 31 as thermal energy.

この構成によれば、プラント制御装置５による原子力発電システム２、水素製造装置３１、熱供給システム３３の制御によって、原子力発電システム２に対して発電指令Ｐｅ（Ｄ）を満たす運用を行いつつ、水素製造装置３１のための余剰電力を確保できない場合に水素製造装置３１を保温した状態で停止させることができる。これにより、水素製造装置３１の再起動により水素の製造を迅速に再開することができ、効率的な水素の製造が可能となる。 According to this configuration, by controlling the nuclear power generation system 2, the hydrogen production device 31, and the heat supply system 33 by the plant control device 5, the nuclear power generation system 2 is operated to satisfy the power generation command Pe (D), and hydrogen When the surplus electric power for the production device 31 cannot be secured, the hydrogen production device 31 can be stopped while the temperature is maintained. As a result, hydrogen production can be restarted quickly by restarting the hydrogen production device 31, and efficient hydrogen production becomes possible.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１は、原子力発電システム２、水素製造装置３１、及び熱供給システム３３を制御するプラント制御装置５を更に備える。プラント制御装置５は、電力系統１００の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令Ｌｉに対して、原子力発電システム２の電力系統１００への送電に余剰電力が無い場合又は原子炉１１の蒸気発生量に余剰蒸気が無い場合には、水素製造装置３１を停止させ、熱供給システム３３への電力供給を停止させると共に熱供給システム３３が貯蔵しているエネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給させる。 Moreover, the nuclear power plant 1 according to the present embodiment further includes a plant control device 5 that controls the nuclear power generation system 2 , the hydrogen production device 31 and the heat supply system 33 . The plant control device 5 responds to the power generation command Li given from the outside in response to fluctuations in supply and demand of electric power in the electric power system 100 when there is no surplus power for transmission to the electric power system 100 of the nuclear power generation system 2 or when the nuclear reactor 11 When there is no surplus steam in the amount of steam generated, the hydrogen production device 31 is stopped, the power supply to the heat supply system 33 is stopped, and the energy stored in the heat supply system 33 is transferred to the hydrogen production device 31 as thermal energy. be supplied as

この構成によれば、プラント制御装置５による原子力発電システム２、水素製造装置３１、熱供給システム３３の制御によって、原子力発電システム２に対して発電指令Ｌｉを満たす運用を行いつつ、原子力発電システム２に余剰電力又は余剰蒸気が無い場合に水素製造装置３１を保温した状態で停止させることができる。これにより、水素製造装置３１の再起動により水素製造を迅速に再開することができ、効率的な水素の製造が可能となる。 According to this configuration, by controlling the nuclear power generation system 2, the hydrogen production device 31, and the heat supply system 33 by the plant control device 5, the nuclear power generation system 2 is operated while satisfying the power generation command Li for the nuclear power generation system 2. When there is no surplus electric power or surplus steam in the hydrogen generator 31, the hydrogen generator 31 can be stopped in a heat-retained state. As a result, hydrogen production can be restarted quickly by restarting the hydrogen production device 31, and efficient hydrogen production is possible.

また、上述した第１の実施の形態に係る原子力プラント１の水素製造方法は、原子力発電システム２から水素製造装置３１に供給された蒸気の熱エネルギを用いて水素製造装置３１に導入された原水から水蒸気を生成する水蒸気生成ステップと、電力系統１００又は原子力発電システム２から供給された電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵するエネルギ貯蔵ステップと、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで、水蒸気生成ステップにおいて生成した水蒸気を昇温させる水蒸気昇温ステップと、電力系統１００又は原子力発電システム２から水素製造装置３１に供給される電力を用いて水蒸気昇温ステップにおいて昇温した水蒸気を電気分解することで水素を製造する水素製造ステップとを備える。電力系統１００の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令Ｌｉに対して、原子力発電システム２の電力系統１００への送電に余剰電力が無い場合又は原子炉１１の蒸気発生量に余剰蒸気が無い場合には、水蒸気生成ステップとエネルギ貯蔵ステップと水蒸気昇温ステップと水素製造ステップの代わりに、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで、水素製造装置３１の温度を所定の範囲内に維持する装置保温ステップを備える。 Further, in the hydrogen production method of the nuclear power plant 1 according to the first embodiment described above, the raw water introduced into the hydrogen production device 31 using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system 2 to the hydrogen production device 31 an energy storage step of storing the electric power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 as a predetermined form of energy; and a predetermined form of energy stored in the energy storage step to hydrogen By supplying heat energy to the production device 31, a steam temperature raising step for raising the temperature of the steam generated in the steam generation step, and electric power supplied to the hydrogen production device 31 from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 are used. and a hydrogen production step of producing hydrogen by electrolyzing the steam heated in the steam temperature raising step. When there is no surplus power in the power transmission to the power system 100 of the nuclear power generation system 2 or surplus steam in the amount of steam generated in the nuclear reactor 11 in response to the power generation command Li given from the outside according to the fluctuation of supply and demand of the power of the power system 100 If there is no energy, instead of the steam generation step, the energy storage step, the steam temperature raising step, and the hydrogen production step, energy in a predetermined form stored in the energy storage step can be supplied to the hydrogen production device 31 as thermal energy. , a device heat retaining step for maintaining the temperature of the hydrogen production device 31 within a predetermined range.

この方法によれば、発電指令Ｌｉを満たすように原子力発電システム２を運用した上で、原子力発電システム２の発電出力に余剰電力がある場合には、電力系統１００等の電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵してから水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで水素製造装置３１よる水素製造を行う一方、余剰電力が無い場合には、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵したエネルギを停止させた水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで停止中の水素製造装置３１を作動温度近傍に保温することができる。このため、水素製造装置３１の再起動により水素製造を迅速に再開することができる。すなわち、発電指令Ｌｉを満たす運用を行いつつ効率的な水素の製造が可能となる。 According to this method, after operating the nuclear power generation system 2 so as to satisfy the power generation command Li, if there is surplus power in the power generation output of the nuclear power generation system 2, the power of the power system 100 or the like is supplied in a predetermined form. The hydrogen is produced by the hydrogen production device 31 by storing it as energy and then supplying it to the hydrogen production device 31 as thermal energy, while hydrogen is produced by stopping the stored energy in the energy storage step when there is no surplus power. By supplying the heat energy to the device 31, the stopped hydrogen production device 31 can be kept warm near the operating temperature. Therefore, hydrogen production can be restarted quickly by restarting the hydrogen production device 31 . In other words, it is possible to efficiently produce hydrogen while performing operation that satisfies the power generation command Li.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の水素製造方法においては、水蒸気昇温ステップはエネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギが供給される蒸気加熱器４３を用いて水蒸気生成ステップにおいて生成された水蒸気を加熱するステップであり、水素製造ステップは電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を用いて蒸気加熱器４３で加熱された水蒸気を電気分解する水蒸気電解装置４４を用いるステップである。また、装置保温ステップは、水蒸気電解装置４４から排出された水蒸気を蒸気加熱器４３に導入する第１ステップと、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを蒸気加熱器４３に熱エネルギとして供給することで、第１ステップにおいて蒸気加熱器４３に導入された水蒸気を加熱する第２ステップと、第２ステップにおいて蒸気加熱器４３で加熱された水蒸気を再び水蒸気電解装置４４に導入する第３ステップとをこの順で繰り返すものである。 Further, in the hydrogen production method for the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, the steam temperature raising step is generated in the steam generating step using the steam heater 43 to which energy in a predetermined form stored in the energy storing step is supplied. The hydrogen production step is a step of using a steam electrolysis device 44 that electrolyzes steam heated by a steam heater 43 using power supplied from the power system 100 or the nuclear power generation system 2. is. The device heat retaining step includes a first step of introducing the steam discharged from the steam electrolysis device 44 into the steam heater 43, and supplying the energy in a predetermined form stored in the energy storage step to the steam heater 43 as thermal energy. By doing so, a second step of heating the steam introduced into the steam heater 43 in the first step, and a third step of introducing the steam heated by the steam heater 43 in the second step into the steam electrolysis device 44 again. and are repeated in this order.

この方法によれば、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵したエネルギを蒸気加熱器４３に供給することで加熱した水蒸気を停止中の水蒸気電解装置４４に循環させているので、停止状態の水蒸気電解装置４４を確実に作動温度近傍に保温することができる。 According to this method, the energy stored in the energy storage step is supplied to the steam heater 43 to circulate the heated steam to the stopped steam electrolyzer 44, so that the stopped steam electrolyzer 44 can be reliably operated. can be kept close to the operating temperature.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の水素製造方法においては、エネルギ貯蔵ステップが、電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を電熱器３４によって熱エネルギに変換し、電熱器３４によって変換した熱エネルギを蓄熱設備３５に貯蔵するものである。また、装置保温ステップは、蓄熱設備３５に貯蔵している熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで、水素製造装置３１の温度を所定の範囲内に維持するステップである。 Further, in the hydrogen production method for the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, the energy storage step converts the electric power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 into thermal energy by the electric heater 34, The heat energy converted by is stored in the heat storage equipment 35 . The device heat retaining step is a step for maintaining the temperature of the hydrogen production device 31 within a predetermined range by supplying the hydrogen production device 31 with the thermal energy stored in the heat storage equipment 35 .

この方法によれば、電力を貯蔵する蓄電設備と比べて、蓄熱設備３５が低コストなので、コストを抑制したシステムを構築可能である。 According to this method, the cost of the heat storage equipment 35 is lower than that of the power storage equipment that stores electric power, so it is possible to construct a cost-reduced system.

［第２の実施の形態］
次に、本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントについて図９～図１１を用いて説明する。図９は本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントの概略構成を示すブロック図である。図１０は図９に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントの詳細構成を示す系統図である。図１１は図１０に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントにおけるプラント制御装置の機能構成を示すブロック図である。なお、図９～１１において、図１～図８に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、詳細な説明は省略する。 [Second embodiment]
Next, a nuclear power plant according to a second embodiment of the present invention will be explained using FIGS. 9 to 11. FIG. FIG. 9 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear power plant according to the second embodiment of the invention. FIG. 10 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the second embodiment of the present invention shown in FIG. FIG. 11 is a block diagram showing the functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the second embodiment of the present invention shown in FIG. 10. As shown in FIG. 9 to 11, the parts having the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 8 are the same parts, and detailed description thereof will be omitted.

図９及び図１０に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラント１Ａが第１の実施の形態と相違する点は、水素製造システム３Ａの熱供給システム３３Ａの構成が異なること及びプラント制御装置５Ａの制御方法が熱供給システム３３Ａの構成に応じて異なることである。本実施の形態の水素製造システム３Ａにおける熱供給システム３３Ａは、第１の実施の形態の電熱器３４と蓄熱設備３５（図１及び図２参照）の組合せに代えて、蓄電設備３８と電熱器３９との組合せを備えている。蓄電設備３８は、プラント制御装置５Ａの第２の電力要求指令Ｃｅ２に応じて、電力系統１００から供給される電力を電気化学的エネルギとして貯蔵するものであり、貯蔵しているエネルギを放電することで電熱器３９に供給するように構成されている。電熱器３９は、蓄電設備３８から供給される電力を熱エネルギに変換して水素製造装置３１に供給するものである。 The nuclear plant 1A according to the second embodiment of the present invention shown in FIGS. 9 and 10 differs from the first embodiment in that the configuration of the heat supply system 33A of the hydrogen production system 3A is different and The difference is that the control method of the control device 5A differs according to the configuration of the heat supply system 33A. The heat supply system 33A in the hydrogen production system 3A of the present embodiment has a power storage facility 38 and an electric heater instead of the combination of the electric heater 34 and the heat storage facility 35 (see FIGS. 1 and 2) of the first embodiment. 39. The power storage equipment 38 stores the power supplied from the power system 100 as electrochemical energy in response to the second power request command Ce2 of the plant control device 5A, and discharges the stored energy. is configured to be supplied to the electric heater 39 at . The electric heater 39 converts the electric power supplied from the electrical storage equipment 38 into thermal energy and supplies the thermal energy to the hydrogen production device 31 .

図１１に示すプラント制御装置５Ａの水素製造システム制御部７０Ａにおける水素製造負荷演算部７１Ａには、第１の実施の形態の蓄熱負荷要求Ｔｉに代えて、熱供給システム３３Ａの蓄電設備３８の電力（電気的エネルギ）の貯蔵を指示する蓄電負荷要求Ｂｉ（貯蔵負荷要求）が原子力プラント１の操作員の操作により入力される。水素製造負荷演算部７１Ａによる水素製造負荷Ｌｈの演算は、第１の実施の形態において示された式（１）に対して蓄熱負荷要求Ｐｅ（Ｂ）を蓄電負荷要求に置換したものであり、それ以外の変更点は無い。 The hydrogen production load calculation unit 71A in the hydrogen production system control unit 70A of the plant control device 5A shown in FIG. A storage load request Bi (storage load request) instructing storage of (electrical energy) is input by an operator of the nuclear power plant 1 . The calculation of the hydrogen production load Lh by the hydrogen production load calculation unit 71A is obtained by replacing the heat storage load request Pe(B) in the equation (1) shown in the first embodiment with an electricity storage load request, There are no other changes.

プラント制御装置５Ａの水素製造制御部７３Ａでは、熱供給システム３３Ａが蓄電設備３８と電熱器３９との組合せに代替されたことにより、水素製造装置３１への熱エネルギの供給量を制御するための制御対象が第１の実施の形態の調節弁３６（図２及び図４参照）から電熱器３９に変更されている（図１０も参照）。水素製造制御部７３Ａは、水素製造負荷演算部７１Ａの演算結果である水素製造負荷Ｌｈ及び熱出力制御部７２からの開度指令Ｃｖ２を基に、水素製造装置３１の水蒸気電解装置４４が水蒸気を電気分解するために必要な電力系統１００からの電力を制御する第１の電力要求指令Ｃｅ１を水蒸気電解装置４４へ出力すると共に、熱供給システム３３Ａの電熱器３９から水素製造装置３１の蒸気加熱器４３に供給する熱エネルギ量を得るために電熱器３９が変換する蓄電設備３８からの電力を制御する第３の電力要求指令Ｃｅ３を電熱器３９へ出力する。なお、水素製造制御部７３Ａは、第３の電力要求指令Ｃｅ３を蓄電制御部７６にも出力する。 In the hydrogen production control unit 73A of the plant control device 5A, since the heat supply system 33A is replaced with the combination of the electric storage equipment 38 and the electric heater 39, the amount of thermal energy supplied to the hydrogen production device 31 is controlled. The controlled object is changed from the control valve 36 (see FIGS. 2 and 4) of the first embodiment to the electric heater 39 (see also FIG. 10). The hydrogen production control unit 73A controls the steam electrolyzer 44 of the hydrogen production device 31 to produce steam based on the hydrogen production load Lh, which is the result of calculation by the hydrogen production load calculation unit 71A, and the opening command Cv2 from the thermal output control unit 72. A first power request command Ce1 for controlling the power from the power system 100 necessary for electrolysis is output to the steam electrolysis device 44, and the electric heater 39 of the heat supply system 33A to the steam heater of the hydrogen production device 31 A third electric power request command Ce3 is output to the electric heater 39 to control the electric power from the electrical storage equipment 38 converted by the electric heater 39 in order to obtain the amount of thermal energy to be supplied to the electric heater 39 . The hydrogen production control unit 73A also outputs the third electric power request command Ce3 to the power storage control unit 76 as well.

また、プラント制御装置５Ａは、熱供給システム３３Ａが蓄電設備３８と電熱器３９との組合せに代替されたことにより、第１の実施の形態の蓄熱制御部７４（図４参照）に代えて、蓄電制御部７６を備えている。蓄電制御部７６は、原子力プラント１の操作員の操作により入力された蓄電負荷要求Ｂｉ及び水素製造制御部７３Ａからの第３の電力要求指令Ｃｅ３を基に、蓄電設備３８に貯蔵する電力を制御する第２の電力要求指令Ｃｅ２Ａを蓄電設備３８へ出力する。蓄電制御部７６は、蓄電設備３８におけるエネルギ保有量を蓄電負荷要求Ｂｉに応じて略一定に維持することで、水蒸気電解装置４４の停止時に蓄電設備３８に貯蔵した電力を電熱器によって熱エネルギに変換して水素製造装置３１に安定的に供給して水蒸気電解装置４４を保温するものである。そのため、蓄電制御部７６は、必ずしも原子力発電システム２の負荷応答に対応して変化するものではない。 In addition, the plant control device 5A replaces the heat storage control unit 74 (see FIG. 4) of the first embodiment by replacing the heat supply system 33A with a combination of the electricity storage equipment 38 and the electric heater 39. A power storage control unit 76 is provided. The power storage control unit 76 controls the power stored in the power storage equipment 38 based on the power storage load request Bi input by the operator of the nuclear power plant 1 and the third power request command Ce3 from the hydrogen production control unit 73A. A second electric power request command Ce2A is output to the power storage equipment 38. The power storage control unit 76 maintains the amount of stored energy in the power storage equipment 38 substantially constant according to the power storage load request Bi, so that the electric power stored in the power storage equipment 38 when the steam electrolysis device 44 is stopped is converted into heat energy by the electric heater. It converts and stably supplies it to the hydrogen production device 31 to keep the steam electrolysis device 44 warm. Therefore, the power storage control unit 76 does not necessarily change according to the load response of the nuclear power generation system 2 .

本実施の形態に係る原子力プラント１Ａにおいては、水素製造装置３１の運転中、熱供給システム３３Ａの蓄電設備３８がプラント制御装置５Ａ（図１０参照）からの第２の電力要求指令Ｃｅ２Ａに応じて原子力発電システム２の余剰電力分の一部を電力系統１００から受電して貯蔵する（エネルギ貯蔵ステップ）。熱供給システム３３Ａの電熱器３９がプラント制御装置５Ａからの第３の電力要求指令Ｃｅ３に応じて蓄電設備３８に貯蔵さている電力の一部を熱エネルギに変換して水素製造装置３１の蒸気加熱器４３（図３参照）に供給することで、蒸気加熱器４３に導入した水蒸気を加熱して昇温させる（水蒸気昇温ステップ）。これにより、水蒸気電解装置４４（図３参照）の作動温度（７００℃～８００℃）に達する水蒸気（過熱蒸気）が生成されるので、水蒸気電解装置４４が原子力発電システム２の余剰電力分の一部を電力系統１００から受電することで当該水蒸気を電気分解して水素を製造する（水素製造ステップ）。 In the nuclear power plant 1A according to the present embodiment, during the operation of the hydrogen production device 31, the power storage equipment 38 of the heat supply system 33A responds to the second power request command Ce2A from the plant control device 5A (see FIG. 10). Part of the surplus power of the nuclear power generation system 2 is received from the power system 100 and stored (energy storage step). The electric heater 39 of the heat supply system 33A converts a part of the electric power stored in the power storage equipment 38 into thermal energy in response to the third electric power request command Ce3 from the plant control device 5A to heat the steam of the hydrogen production device 31. 43 (see FIG. 3) to heat the steam introduced into the steam heater 43 to raise its temperature (steam temperature raising step). As a result, water vapor (superheated steam) is generated that reaches the operating temperature (700° C. to 800° C.) of the water vapor electrolysis device 44 (see FIG. 3), so that the water vapor electrolysis device 44 can generate a portion of the surplus electric power of the nuclear power generation system 2. By receiving power from the electric power system 100, the water vapor is electrolyzed to produce hydrogen (hydrogen production step).

また、水素製造装置３１に対して供給可能な原子力発電システム２の余剰電力及び余剰蒸気を確保できずに水素製造装置３１が停止中の場合、図９及び図１０に示す熱供給システム３３Ａの蓄電設備３８に貯蔵されている電力の一部を電熱器３９よって熱エネルギに変換して水素製造装置３１に供給することで、水蒸気電解装置４４を保温する（装置保温ステップ）。これにより、水蒸気電解装置４４は停止状態であっても水素製造が可能な待機状態にある。したがって、第１の実施の形態の場合と同様に、水蒸気電解装置４４を再起動すると即座に水素製造の実行状態に移行することができる。 In addition, when the hydrogen production device 31 cannot secure the surplus electric power and surplus steam of the nuclear power generation system 2 that can be supplied to the hydrogen production device 31 and the hydrogen production device 31 is stopped, the power storage of the heat supply system 33A shown in FIGS. Part of the electric power stored in the facility 38 is converted into thermal energy by the electric heater 39 and supplied to the hydrogen production device 31 to keep the water vapor electrolysis device 44 warm (device heat retention step). As a result, the steam electrolysis device 44 is in a standby state in which hydrogen production is possible even in a stopped state. Therefore, as in the case of the first embodiment, when the steam electrolysis device 44 is restarted, it is possible to shift to the execution state of hydrogen production immediately.

このように、上述した第２の実施の形態に係る原子力プラント１Ａによれば、第１の実施の形態の場合と同様に、電力系統１００等の電力を所定のエネルギ形態（電気化学的エネルギ）として貯蔵してから熱エネルギとして水素製造装置３１に供給するように熱供給システム３３Ａを構築したので、電力系統１００の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令Ｌｉを満たすように原子力発電システム２を運用した上で、原子力発電システム２の発電出力に余剰電力がある場合には水素製造装置３１による水素製造を行う一方、余剰電力が無い場合には水素製造装置３１を停止させて熱供給システム３３Ａの貯蔵エネルギを水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することが可能となる。これにより、停止中の水素製造装置３１をその作動温度近傍に維持することが可能なので、水素製造装置３１は再起動により水素製造を迅速に再開することができる。すなわち、原子力プラント１Ａは、発電指令Ｌｉを満たす運用を行いつつ効率的な水素の製造が可能となる。 Thus, according to the nuclear power plant 1A according to the second embodiment described above, as in the case of the first embodiment, the electric power of the electric power system 100 and the like is converted into a predetermined energy form (electrochemical energy). Since the heat supply system 33A is constructed so as to supply the hydrogen production apparatus 31 as thermal energy after storing the After operating the system 2, if there is surplus power in the power generation output of the nuclear power generation system 2, hydrogen is produced by the hydrogen production device 31, and if there is no surplus power, the hydrogen production device 31 is stopped and heat is generated. It becomes possible to supply the energy stored in the supply system 33A to the hydrogen production device 31 as thermal energy. As a result, the stopped hydrogen production device 31 can be maintained near its operating temperature, so that the hydrogen production device 31 can quickly resume hydrogen production by restarting. That is, the nuclear power plant 1A can efficiently produce hydrogen while performing operations that satisfy the power generation command Li.

また、本実施の形態に係る熱供給システム３３Ａは、電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を貯蔵する蓄電設備３８と、蓄電設備３８から供給される電力を熱エネルギに変換して水素製造装置３１に供給する電熱器３９との組合せを含むものである。 Further, the heat supply system 33A according to the present embodiment includes a power storage facility 38 that stores power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2, and converts the power supplied from the power storage facility 38 into thermal energy. It includes a combination with an electric heater 39 that supplies the hydrogen production device 31 .

この構成によれば、第１の実施の形態の熱供給システム３３の蓄熱設備３５と比べて、熱供給システム３３Ａの蓄電設備３８はエネルギ密度が大きいので、第１の実施の形態の熱供給システム３３よりもコンパクトな熱供給システム３３Ａを構築することができる。 According to this configuration, the power storage equipment 38 of the heat supply system 33A has a higher energy density than the heat storage equipment 35 of the heat supply system 33 of the first embodiment. A more compact heat supply system 33A than 33 can be constructed.

また、上述した第２の実施の形態に係る原子力プラント１Ａの水素製造方法によれば、第１の実施の形態の場合と同様に、発電指令Ｌｉを満たすように原子力発電システム２を運用した上で、原子力発電システム２の発電出力に余剰電力がある場合には、電力系統１００等の電力を所定の形態のエネルギ（電気化学的エネルギ）として貯蔵してから水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで水素製造装置３１よる水素製造を行う一方、余剰電力が無い場合には、エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵したエネルギ（電力）を停止させた水素製造装置３１に熱エネルギとして供給することで停止中の水素製造装置３１を作動温度近傍に保温することができる。このため、水素製造装置３１の再起動により水素製造を迅速に再開することができる。すなわち、発電指令Ｌｉを満たす運用を行いつつ効率的な水素の製造が可能となる。 Further, according to the hydrogen production method of the nuclear power plant 1A according to the second embodiment described above, as in the case of the first embodiment, the nuclear power generation system 2 is operated so as to satisfy the power generation command Li. Then, when there is surplus power in the power output of the nuclear power generation system 2, the power of the power system 100 or the like is stored as a predetermined form of energy (electrochemical energy) and then supplied to the hydrogen production device 31 as thermal energy. While hydrogen production is performed by the hydrogen production device 31, when there is no surplus power, the energy (electricity) stored in the energy storage step is supplied as thermal energy to the stopped hydrogen production device 31, thereby stopping can keep the hydrogen production device 31 near the operating temperature. Therefore, hydrogen production can be restarted quickly by restarting the hydrogen production device 31 . In other words, it is possible to efficiently produce hydrogen while performing operation that satisfies the power generation command Li.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１Ａの水素製造方法においては、エネルギ貯蔵ステップが電力系統１００又は原子力発電システム２から供給される電力を蓄電設備３８に貯蔵するものであり、水蒸気昇温ステップがエネルギ貯蔵ステップにおいて蓄電設備３８に貯蔵した電力を電熱器３９によって熱エネルギに変換し電熱器３９によって変換した熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで水蒸気生成ステップにおいて生成した水蒸気を昇温させるものである。装置保温ステップは、エネルギ貯蔵ステップにおいて蓄電設備３８に貯蔵した電力を電熱器３９によって熱エネルギに変換し、電熱器３９によって変換した熱エネルギを水素製造装置３１に供給することで水素製造装置３１の温度を所定の範囲内に維持するものである。 Further, in the hydrogen production method for the nuclear power plant 1A according to the present embodiment, the energy storage step stores the electric power supplied from the electric power system 100 or the nuclear power generation system 2 in the power storage equipment 38, and the steam temperature raising step converts the electric power stored in the electrical storage equipment 38 in the energy storage step into thermal energy by the electric heater 39, and supplies the thermal energy converted by the electric heater 39 to the hydrogen production device 31, thereby raising the temperature of the steam produced in the steam production step. It is something that makes In the device heat retaining step, electric power stored in the electrical storage device 38 in the energy storage step is converted into thermal energy by the electric heater 39, and the thermal energy converted by the electric heater 39 is supplied to the hydrogen production device 31. It keeps the temperature within a predetermined range.

この方法によれば、熱を貯蔵する蓄熱設備３５に比べて、蓄電設備３８がコンパクトなので、コンパクトなシステムを構築可能である。 According to this method, the power storage equipment 38 is more compact than the heat storage equipment 35 that stores heat, so a compact system can be constructed.

［その他］
なお、本発明は、上述した第１～第２の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上述した実施形態は本発明をわかり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。 [others]
The present invention is not limited to the first and second embodiments described above, and includes various modifications. The above-described embodiments have been described in detail for easy understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the described configurations. For example, it is possible to replace part of the configuration of one embodiment with the configuration of another embodiment, and it is also possible to add the configuration of another embodiment to the configuration of one embodiment. Moreover, it is also possible to add, delete, or replace a part of the configuration of each embodiment with another configuration.

例えば、上述した第１～第２の実施の形態においては、原子炉１１が沸騰水型原子炉で構成されている例を示した。しかし、原子炉は加圧水型原子炉で構成することも可能である。 For example, in the first and second embodiments described above, an example in which the nuclear reactor 11 is configured as a boiling water nuclear reactor has been shown. However, the reactor may also consist of a pressurized water reactor.

また、上述した第１～第２の実施の形態においては、水蒸気電解装置４４が固体酸化物形電解セル（ＳＯＥＣ）を備えた例を示した。しかし、水蒸気電解装置はプロトン伝導形セラミック電解セル（Protonic Ceramic Electrolysis Cell：ＰＣＥＣ）を備えた構成も可能である。この場合、ＰＣＥＣは、ＳＯＥＣの作動温度よりも低い５００℃～６００℃程度の温度で作動する。 In addition, in the first and second embodiments described above, an example in which the steam electrolysis device 44 includes a solid oxide electrolysis cell (SOEC) has been shown. However, the water vapor electrolysis device can also be configured with a proton-conducting ceramic electrolysis cell (PCEC). In this case, the PCEC operates at a temperature of about 500° C. to 600° C., which is lower than the operating temperature of the SOEC.

また、上述した第１～第２の実施の形態においては、水素製造装置３１の蒸気発生器４１を原子力発電システム２の原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から水蒸気を生成するように構成した例を示した。しかし、蒸気発生器４１は、原子力発電システム２の蒸気タービン１２の排気蒸気又は抽気蒸気の熱エネルギを用いて原水から水蒸気を生成するように構成することも可能である。 Further, in the first and second embodiments described above, the steam generator 41 of the hydrogen production device 31 uses the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 of the nuclear power generation system 2 to generate steam from raw water. An example configured to However, the steam generator 41 can also be configured to generate steam from raw water using the thermal energy of the exhaust steam or extraction steam of the steam turbine 12 of the nuclear power generation system 2 .

１、１Ａ…原子力プラント、 ２…原子力発電システム、 ５、５Ａ…プラント制御装置、 １１…原子炉、 １２…蒸気タービン、 ３１…水素製造装置、 ３３、３３Ａ…熱供給システム、 ３４…電熱器、 ３５…蓄熱設備、 ３８…蓄電設備、 ３９…電熱器、 ４１…蒸気発生器、 ４３…蒸気加熱器、 ４４…水蒸気電解装置、 １００…電力系統 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1, 1A... Nuclear power plant 2... Nuclear power generation system 5, 5A... Plant control device 11... Nuclear reactor 12... Steam turbine 31... Hydrogen production apparatus 33, 33A... Heat supply system 34... Electric heater, 35... Thermal storage equipment, 38... Electrical storage equipment, 39... Electric heater, 41... Steam generator, 43... Steam heater, 44... Steam electrolysis device, 100... Power system

Claims (11)

電力系統に接続され、原子炉で発生した蒸気によって蒸気タービンを駆動させることで発電する原子力発電システムと、
前記原子力発電システムから供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から生成した水蒸気を加熱してから前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水素製造装置と、
前記水素製造装置において生成された水蒸気を加熱するための熱エネルギを前記水素製造装置に供給する熱供給システムとを備え、
前記熱供給システムは、前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵すると共に、貯蔵している所定の形態のエネルギを前記水素製造装置に対して熱エネルギとして供給するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラント。 A nuclear power generation system that is connected to a power system and generates power by driving a steam turbine with steam generated in a nuclear reactor;
Hydrogen is produced by heating steam generated from raw water using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system and electrolyzing it using electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system. a hydrogen production device;
a heat supply system for supplying the hydrogen production device with thermal energy for heating the steam generated in the hydrogen production device;
The heat supply system stores electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system as energy in a predetermined form, and converts the stored energy in the predetermined form into thermal energy for the hydrogen production apparatus. A nuclear power plant, characterized in that it is configured to supply: 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記熱供給システムは、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を熱エネルギに変換する電熱器と、
前記電熱器により変換された熱エネルギを貯蔵すると共に貯蔵している熱エネルギを前記水素製造装置に供給する蓄熱設備との組合せを含むものである
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
The heat supply system is
an electric heater that converts electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system into thermal energy;
A nuclear power plant comprising a combination with a heat storage facility that stores the thermal energy converted by the electric heater and supplies the stored thermal energy to the hydrogen production device. 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記熱供給システムは、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を貯蔵する蓄電設備と、
前記蓄電設備から供給される電力を熱エネルギに変換して前記水素製造装置に供給する電熱器との組合せを含むものである
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
The heat supply system is
a power storage facility that stores power supplied from the power system or the nuclear power generation system;
A nuclear power plant comprising a combination with an electric heater that converts electric power supplied from the power storage equipment into thermal energy and supplies it to the hydrogen production apparatus. 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記水素製造装置は、
前記原子力発電システムから供給される蒸気の熱エネルギを用いて原水から水蒸気を生成する蒸気発生器と、
前記蒸気発生器で生成された水蒸気を前記熱供給システムから供給される熱エネルギを用いて加熱する蒸気加熱器と、
前記蒸気加熱器で加熱された水蒸気を前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を用いて電気分解することで水素を製造する水蒸気電解装置とを備え、
前記水素製造装置は、前記水蒸気電解装置が停止中のときに、前記水蒸気電解装置から排出された水蒸気が前記蒸気加熱器を介して再び前記水蒸気電解装置に導入されて循環するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
The hydrogen production device is
a steam generator that generates steam from raw water using the thermal energy of steam supplied from the nuclear power generation system;
a steam heater that heats steam generated by the steam generator using thermal energy supplied from the heat supply system;
a steam electrolyzer that produces hydrogen by electrolyzing steam heated by the steam heater using power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system;
The hydrogen production apparatus is configured such that, when the steam electrolysis apparatus is stopped, the steam discharged from the steam electrolysis apparatus is reintroduced into the steam electrolysis apparatus through the steam heater and circulated. A nuclear power plant characterized by: 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記原子力発電システム、前記水素製造装置、及び、前記熱供給システムを制御するプラント制御装置を更に備え、
前記プラント制御装置は、
前記原子力発電システムの発電出力を指示する発電指令が外部から入力されると共に、前記熱供給システムのエネルギ貯蔵を指示する貯蔵負荷要求が入力され、
前記発電指令を基に前記原子炉の目標出力を指示する原子炉負荷を演算し、
入力された前記発電指令及び前記貯蔵負荷要求並びに演算結果の原子炉負荷に基づき、前記水素製造装置へ供給する電力を指示する水素製造負荷を演算し、
演算結果の原子炉負荷に基づき前記原子炉を制御し、
演算結果の水素製造負荷に基づき前記水素製造装置及び前記熱供給システムを制御する
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
Further comprising a plant control device that controls the nuclear power generation system, the hydrogen production device, and the heat supply system,
The plant control device is
A power generation command that instructs the power generation output of the nuclear power generation system is input from the outside, and a storage load request that instructs energy storage of the heat supply system is input,
calculating a reactor load that indicates a target output of the reactor based on the power generation command;
calculating a hydrogen production load that instructs the power to be supplied to the hydrogen production device based on the input power generation command and the storage load request and the calculated reactor load;
controlling the reactor based on the calculated reactor load,
A nuclear power plant, wherein the hydrogen production device and the heat supply system are controlled based on the hydrogen production load of the calculation result. 請求項５に記載の原子力プラントにおいて、
前記プラント制御装置は、
演算結果の水素製造負荷が前記水素製造装置の水素製造可能な最低負荷よりも小さい場合には、
前記水素製造装置を停止させ、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから前記熱供給システムへの電力供給を停止させると共に前記熱供給システムが貯蔵しているエネルギを前記水素製造装置に熱エネルギとして供給させる
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 5,
The plant control device is
When the calculated hydrogen production load is smaller than the minimum hydrogen production load of the hydrogen production device,
stopping the hydrogen production device,
A nuclear power plant characterized by stopping power supply from the electric power system or the nuclear power generation system to the heat supply system and supplying energy stored in the heat supply system as heat energy to the hydrogen production apparatus. 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記原子力発電システム、前記水素製造装置、及び、前記熱供給システムを制御するプラント制御装置を更に備え、
前記プラント制御装置は、
前記電力系統の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令に対して、前記原子力発電システムの前記電力系統への送電に余剰電力が無い場合又は前記原子炉の蒸気発生量に余剰蒸気が無い場合には、
前記水素製造装置を停止させ、
前記熱供給システムへの電力供給を停止させると共に前記熱供給システムが貯蔵しているエネルギを前記水素製造装置に熱エネルギとして供給させる
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
Further comprising a plant control device that controls the nuclear power generation system, the hydrogen production device, and the heat supply system,
The plant control device is
When there is no surplus power in transmission of the nuclear power generation system to the power system in response to a power generation command given from the outside according to fluctuations in supply and demand of power in the power system, or when there is surplus steam in the amount of steam generated by the nuclear reactor If there is no
stopping the hydrogen production device,
A nuclear power plant, wherein power supply to the heat supply system is stopped and energy stored in the heat supply system is supplied as thermal energy to the hydrogen production apparatus. 原子炉で発生した蒸気によって蒸気タービンを駆動させることで発電した電力を電力系統に送電する原子力発電システムを備えた原子力プラントの水素製造方法であって、
前記原子力発電システムから水素製造装置に供給された蒸気の熱エネルギを用いて前記水素製造装置に導入された原水から水蒸気を生成する水蒸気生成ステップと、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給された電力を所定の形態のエネルギとして貯蔵するエネルギ貯蔵ステップと、
前記エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを前記水素製造装置に熱エネルギとして供給することで、前記水蒸気生成ステップにおいて生成した水蒸気を昇温させる水蒸気昇温ステップと、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから前記水素製造装置に供給される電力を用いて前記水蒸気昇温ステップにおいて昇温した水蒸気を電気分解することで水素を製造する水素製造ステップとを備え、
前記電力系統の電力の需給変動に応じて外部から与えられる発電指令に対して、前記原子力発電システムの前記電力系統への送電に余剰電力が無い場合又は前記原子炉の蒸気発生量に余剰蒸気が無い場合には、
前記水蒸気生成ステップと前記エネルギ貯蔵ステップと前記水蒸気昇温ステップと前記水素製造ステップの代わりに、前記エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを前記水素製造装置に熱エネルギとして供給することで、前記水素製造装置の温度を所定の範囲内に維持する装置保温ステップを備える
ことを特徴とする原子力プラントの水素製造方法。 A hydrogen production method for a nuclear power plant equipped with a nuclear power generation system for transmitting electric power generated by driving a steam turbine with steam generated in a nuclear reactor to an electric power system,
a steam generation step of generating steam from the raw water introduced into the hydrogen production device using the thermal energy of the steam supplied from the nuclear power generation system to the hydrogen production device;
an energy storage step of storing the power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system as a predetermined form of energy;
a steam temperature raising step of raising the temperature of the steam generated in the steam generating step by supplying the energy in a predetermined form stored in the energy storing step as thermal energy to the hydrogen production device;
a hydrogen production step of producing hydrogen by electrolyzing the steam heated in the steam temperature raising step using electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system to the hydrogen production device;
When there is no surplus power in transmission of the nuclear power generation system to the power system in response to a power generation command given from the outside according to fluctuations in supply and demand of power in the power system, or when there is surplus steam in the amount of steam generated by the nuclear reactor If there is no
instead of the steam generating step, the energy storing step, the steam temperature raising step, and the hydrogen producing step, supplying the energy in a predetermined form stored in the energy storing step to the hydrogen producing apparatus as thermal energy, A hydrogen production method for a nuclear power plant, comprising a device heat insulation step of maintaining the temperature of the hydrogen production device within a predetermined range. 請求項８に記載の原子力プラントの水素製造方法において、
前記水蒸気昇温ステップは、前記エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギが供給される蒸気加熱器を用いて前記水蒸気生成ステップにおいて生成された水蒸気を加熱するステップであり、
前記水素製造ステップは、前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を用いて前記蒸気加熱器で加熱された水蒸気を電気分解する水蒸気電解装置を用いるステップであり、
前記装置保温ステップは、
前記水蒸気電解装置から排出された水蒸気を前記蒸気加熱器に導入する第１ステップと、
前記エネルギ貯蔵ステップにおいて貯蔵した所定の形態のエネルギを前記蒸気加熱器に熱エネルギとして供給することで、前記第１ステップにおいて前記蒸気加熱器に導入された水蒸気を加熱する第２ステップと、
前記第２ステップにおいて前記蒸気加熱器で加熱された水蒸気を再び前記水蒸気電解装置に導入する第３ステップとをこの順で繰り返すものである
ことを特徴とする原子力プラントの水素製造方法。 In the hydrogen production method for a nuclear power plant according to claim 8,
The water vapor temperature raising step is a step of heating the water vapor generated in the water vapor generation step using a vapor heater to which energy in a predetermined form stored in the energy storage step is supplied,
The hydrogen production step is a step of using a steam electrolysis device that electrolyzes steam heated by the steam heater using power supplied from the power system or the nuclear power generation system,
The device heat-retaining step includes:
a first step of introducing steam discharged from the steam electrolyzer into the steam heater;
a second step of heating the steam introduced into the steam heater in the first step by supplying the energy in a predetermined form stored in the energy storing step to the steam heater as thermal energy;
and a third step of reintroducing the steam heated by the steam heater in the second step into the steam electrolyzer again in this order. 請求項８に記載の原子力プラントの水素製造方法において、
前記エネルギ貯蔵ステップは、
前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を電熱器によって熱エネルギに変換し、
前記電熱器によって変換した熱エネルギを蓄熱設備に貯蔵するものであり、
前記装置保温ステップは、前記蓄熱設備に貯蔵している熱エネルギを前記水素製造装置に供給することで、前記水素製造装置の温度を所定の範囲内に維持するステップである
ことを特徴とする原子力プラントの水素製造方法。 In the hydrogen production method for a nuclear power plant according to claim 8,
The energy storage step includes:
Converting electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system into thermal energy with an electric heater,
The thermal energy converted by the electric heater is stored in a heat storage facility,
The device heat retaining step is a step of maintaining the temperature of the hydrogen production device within a predetermined range by supplying thermal energy stored in the heat storage equipment to the hydrogen production device. Plant hydrogen production method. 請求項８に記載の原子力プラントの水素製造方法において、
前記エネルギ貯蔵ステップは、前記電力系統又は前記原子力発電システムから供給される電力を蓄電設備に貯蔵するステップであり、
前記水蒸気昇温ステップは、
前記エネルギ貯蔵ステップにおいて前記蓄電設備に貯蔵した電力を電熱器によって熱エネルギに変換し、
前記電熱器によって変換した熱エネルギを前記水素製造装置に供給することで、前記水蒸気生成ステップにおいて生成した水蒸気を昇温させるものであり、
前記装置保温ステップは、
前記エネルギ貯蔵ステップにおいて前記蓄電設備に貯蔵した電力を前記電熱器によって熱エネルギに変換し、
前記電熱器によって変換した熱エネルギを前記水素製造装置に供給することで、前記水素製造装置の温度を所定の範囲内に維持するものである
ことを特徴とする原子力プラントの水素製造方法。 In the hydrogen production method for a nuclear power plant according to claim 8,
The energy storage step is a step of storing electric power supplied from the electric power system or the nuclear power generation system in a power storage facility,
The steam temperature raising step includes:
converting the electric power stored in the power storage equipment in the energy storage step into heat energy by an electric heater;
By supplying the thermal energy converted by the electric heater to the hydrogen production device, the temperature of the steam generated in the steam generation step is increased,
The device heat-retaining step includes:
converting the electric power stored in the power storage equipment in the energy storage step into heat energy by the electric heater;
A hydrogen production method for a nuclear power plant, wherein the temperature of the hydrogen production device is maintained within a predetermined range by supplying thermal energy converted by the electric heater to the hydrogen production device.
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