JP2022183885A - 原子力プラント及び原子力プラントの水素製造方法 - Google Patents

Abstract

【課題】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。【解決手段】原子力プラント１は、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等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で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等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ように構成されている。【選択図】 図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。

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（Ｏ^２－）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。

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。

特開２００６－３０７２９０号公報

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（Ｏ^２－）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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

上記ηｓは、次の式（２）から求めることができる。ここで、Ｐ_ｔＲ（Ｓ）は水素製造装置３１の定格運転時の消費熱量を、Ｐ_ｅＲ（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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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

Claims (11)

1. 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。
2. 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。
3. 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。
4. 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。
5. 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。
6. 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。
7. 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。
8. 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。
9. 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。
10. 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。
11. 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。

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