JP2023076833A - Nuclear power plant and method for operating the same - Google Patents

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Abstract

To provide a nuclear power plant and a method for operating the same that can efficiently use heat output and prevent a change in heat output from a nuclear reactor, while adjusting output to a power system according to a load requirement.SOLUTION: When there is no excess in heat output from a nuclear reactor over a load requirement, a nuclear power plant performs first operation of introducing a total amount of heat output from the nuclear reactor to a steam turbine to generate power and stopping a hydrogen production system, when there is the excess in heat output from the nuclear reactor and the excess in heat output is equal to or less than an upper limit of the hydrogen production system, performs second operation of maintaining the heat output from the nuclear reactor, and introducing part of the heat output to the steam turbine to generate power and supplying the rest of the heat output to the hydrogen production system to produce hydrogen, and when the excess in heat output from the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production system, performs third operation of reducing the heat output from the nuclear reactor so that the excess in heat output becomes equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system, and introducing part of the heat output to the steam turbine to generate power and supplying the rest of the heat output to the hydrogen production system to produce hydrogen.SELECTED DRAWING: Figure 6

Description

本発明は、原子力プラント及びその運転方法に係り、詳しくは、原子炉で発生した蒸気を用いて電力及び水素の併産が可能な原子力プラント及びその運転方法に関する。 TECHNICAL FIELD The present invention relates to a nuclear power plant and its operating method, and more particularly to a nuclear power plant capable of co-producing electric power and hydrogen using steam generated in a nuclear reactor and its operating method.

原子力プラントにおいて水素を製造する手法として、固体酸化物形電解セル（Solid Oxide Electrolysis Cell：ＳＯＥＣ）の適用が検討されている。ＳＯＥＣは、イオンを通す電解質の両面を水素極と酸素極とで挟みこんだ構造体のセルを積層したものであり、各セルの水素極に水蒸気を供給して両極に電圧を印加することで水素極から水素を取り出すと共に酸素極から酸素を取り出す装置である。ＳＯＥＣを用いた水蒸気の電気分解は、エネルギ消費量を低く抑えることができるという特徴がある。そのため、原子力プラントにおける非化石燃料由来の原子力の熱エネルギを用いてＳＯＥＣを作動させて水素を製造することで、地球温暖化の主要因とされる温室効果ガスの排出量の削減および水素社会に向けた燃料供給の両立が期待されている。 Application of a solid oxide electrolysis cell (SOEC) is being studied as a technique for producing hydrogen in a nuclear power plant. A SOEC is a stack of cells with a structure in which both sides of an electrolyte through which ions pass are sandwiched between a hydrogen electrode and an oxygen electrode. It is a device for extracting hydrogen from the hydrogen electrode and oxygen from the oxygen electrode. The electrolysis of water vapor using SOEC has the feature that energy consumption can be kept low. Therefore, by using the thermal energy of nuclear power derived from non-fossil fuels in nuclear power plants to operate SOEC and produce hydrogen, we can reduce greenhouse gas emissions, which are the main cause of global warming, and contribute to a hydrogen society. It is expected that the fuel supply will be compatible with the

原子力プラントにおいて水素を製造する手法としては、例えば、特許文献１に記載のものがある。特許文献１に記載の水素製造方法を行う原子力プラントでは、タービンを回転させる原子炉（熱源）の蒸気（冷却材）の一部を水蒸気発生装置に導いてこの蒸気（冷却材）の熱エネルギにより水蒸気を発生させ、当該水蒸気を熱交換器（第１加熱手段）で昇温させた後に電熱器（第２加熱手段）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。すなわち、当該原子力プラントは、原子炉の蒸気の熱エネルギを利用して水蒸気を発生させる水蒸気発生装置、水蒸気発生装置で生じた水蒸気を昇温させる熱交換器および電熱器、熱交換器および電熱器で昇温した水蒸気を電気分解して水素を生成する水蒸気電解装置を含む水素製造システムを備えている。 A technique for producing hydrogen in a nuclear power plant is described in Patent Document 1, for example. In a nuclear power plant that performs the hydrogen production method described in Patent Document 1, part of the steam (coolant) of the nuclear reactor (heat source) that rotates the turbine is guided to a steam generator, and the thermal energy of this steam (coolant) Steam is generated, the temperature of the steam is raised by a heat exchanger (first heating means), the temperature is further raised by electric energy by an electric heater (second heating means), and the heated steam is introduced into a steam electrolysis device. to produce hydrogen. That is, the nuclear power plant includes a steam generator that uses the thermal energy of the steam in the nuclear reactor to generate steam, a heat exchanger and an electric heater that raise the temperature of the steam generated by the steam generator, a heat exchanger and an electric heater It is equipped with a hydrogen production system including a steam electrolyzer that electrolyzes the steam that has been heated to produce hydrogen.

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

ところで、国内の送電網（電力系統）には、先に述べた原子力プラントにほかに、火力発電や水力発電、太陽光発電、風力発電などの各種の発電プラントが接続されている。電力系統は、前述の発電プラント群の電力供給量が日々の電力需要と常に一致するよう運用されている。太陽光発電や風力発電等に代表される再生可能エネルギ発電は昼夜や天候・気候によって発電量が時々刻々変化するので、主として火力発電が電力系統における需要と供給をバランスさせている。しかしながら、火力発電が温室効果ガスの主たる排出源であることから、火力発電プラントの稼働を停止させることを想定する必要がある。この場合、原子力プラントが電力系統における需要と供給をバランスさせる手段の候補となる。すなわち、原子力プラントは、外部（例えば、中央給電指令所）から与えられる負荷要求に応じて電力系統への発電出力を調整する運転が求められる。 By the way, in addition to the nuclear power plants mentioned above, various power plants such as thermal power plants, hydropower plants, solar power plants, and wind power plants are connected to the domestic power transmission network (power system). The power system is operated so that the power supply of the power plants mentioned above always matches the daily power demand. Renewable energy power generation represented by solar power generation, wind power generation, and the like changes from time to time depending on the day and night, the weather, and the climate. However, since thermal power generation is the main source of greenhouse gas emissions, it is necessary to consider stopping the operation of thermal power plants. In this case, nuclear power plants are a candidate means of balancing supply and demand in the power system. That is, the nuclear power plant is required to operate so as to adjust the power generation output to the electric power system according to the load request given from the outside (for example, the central load dispatching center).

原子力プラントの運転では、目標出力の変化に対して実出力の遅れが顕著である。これは、原子炉内の核反応度を調整する手段（例えば、制御棒）の動作開始から実際に核反応が増減するまでの遅れや増減した核反応により核燃料内で発生した熱が冷却水に伝わるまでの遅れに起因している。このため、原子力プラントは、負荷要求に応じて原子炉の熱出力を急速に変化させることは難しい。 In the operation of a nuclear power plant, the delay of the actual output with respect to the change of the target output is remarkable. This is due to the delay between the start of operation of the means for adjusting the nuclear reactivity in the reactor (for example, control rods) and the actual increase or decrease in the nuclear reaction, or the heat generated in the nuclear fuel due to the increased or decreased nuclear reaction, which is transferred to the cooling water. This is due to the delay in transmission. Therefore, it is difficult for a nuclear power plant to rapidly change the thermal power of the reactor in response to the load demand.

また、特許文献１に記載の水素製造方法を行う原子力プラントを電力系統の需給バランスの手段として運用する場合を想定する。この場合、当該原子力プラントに対する負荷要求が低下したときに、原子炉の熱出力の一部が余剰となることがある。原子炉の熱出力の定格は、一般的に、水素製造システムが受け入れ可能な上限に比べて大幅に大きい。そのため、特許文献１に記載の原子力プラントにおいては、原子炉の熱出力の余剰分を水素製造システムが利用することができないことがある。この場合、原子炉の熱出力を有効に活用することができずに原子力プラントの効率低下を招いてしまう。 Also, a case is assumed in which a nuclear power plant that performs the hydrogen production method described in Patent Document 1 is operated as a means of balancing supply and demand in a power system. In this case, some of the reactor's thermal power may become redundant when the load demand on the nuclear plant is reduced. The thermal power rating of nuclear reactors is generally significantly greater than the upper limit acceptable to hydrogen production systems. Therefore, in the nuclear power plant described in Patent Literature 1, the hydrogen production system may not be able to use the excess thermal output of the nuclear reactor. In this case, the thermal output of the nuclear reactor cannot be effectively utilized, resulting in a decrease in the efficiency of the nuclear power plant.

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、負荷要求に応じて電力系統に対する発電出力を調整しつつ、原子炉の熱出力の有効活用及び原子炉の熱出力の変化抑制が可能な原子力プラント及びその運転方法を提供することである。 The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and its object is to effectively utilize the thermal output of the nuclear reactor while adjusting the power generation output to the electric power system according to the load demand. An object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of suppressing changes in thermal output and a method of operating the same.

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、前記原子炉で発生した蒸気が供給可能に構成され、前記原子炉で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成すると共に生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造システムと、前記原子力発電システムに要求される前記電力系統への発電出力を指示する負荷要求が外部から入力され、前記負荷要求を基に前記原子力発電システム及び前記水素製造システムを制御するプラント制御装置とを備え、前記プラント制御装置は、前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が無い場合には、前記原子炉の熱出力の全量を前記蒸気タービンに導入して発電させる一方、前記水素製造システムの水素製造を停止状態にする第１運転を行い、前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの受け入れ可能な上限以下である場合には、前記原子炉の熱出力を維持すると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第２運転を行い、前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限を超えている場合には、前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限以下となるように前記原子炉の熱出力を低下させると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第３運転を行うことを特徴とする。 The present application includes multiple means for solving the above problems. For example, a nuclear power generation system that is connected to an electric power system and generates power by driving a steam turbine with steam generated in a nuclear reactor, and is configured to be able to supply the steam generated in the nuclear reactor. A hydrogen production system that uses the thermal energy of steam generated in a furnace to produce steam from raw water and electrolyzes the produced steam to produce hydrogen, and power generation to the electric power system required for the nuclear power generation system. a load request that instructs output is input from the outside, and a plant control device that controls the nuclear power generation system and the hydrogen production system based on the load request, wherein the plant control device responds to the load request. When there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor, a first operation is performed in which the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor is introduced into the steam turbine to generate electricity, while hydrogen production in the hydrogen production system is stopped. , if there is a surplus of the thermal power of the reactor with respect to the load demand and the surplus of the thermal power of the reactor is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system, the thermal power of the reactor while maintaining a part of the thermal power of the reactor, introducing a part of the thermal power of the reactor into the steam turbine to deliver power corresponding to the load demand to the power system, and the rest of the thermal power of the reactor to the hydrogen production system to produce hydrogen, wherein there is a surplus of thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production system In this case, the thermal output of the nuclear reactor is reduced so that the surplus thermal output of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system, and part of the thermal output of the nuclear reactor is reduced to the A third operation is performed in which electric power is introduced into a steam turbine to supply power corresponding to the load demand to the electric power system, and the rest of the thermal output of the nuclear reactor is supplied to the hydrogen production system to produce hydrogen. and

本発明によれば、負荷要求に対して、原子炉の熱出力に余剰が無い場合、原子炉の熱出力に余剰が有り且つ原子炉の熱出力の余剰分が水素製造システムの上限以下である場合、原子炉の熱出力に余剰が有り且つ原子炉の熱出力の余剰分が水素製造システムの上限を超えている場合の３つの条件に応じて、原子炉の熱出力を維持または変化させると共に蒸気タービン及び水素製造システム対する原子炉の熱出力の配分を変更するので、負荷要求に応じて電力系統に対する原子力発電システムの発電出力を調整しつつ、原子炉の熱出力の有効活用及び原子炉の熱出力の変化抑制が可能となる。
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, when there is no surplus in the thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request, there is a surplus in the thermal power of the nuclear reactor and the surplus in the thermal power of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system. In this case, maintaining or changing the thermal power of the nuclear reactor according to three conditions when there is a surplus in the thermal power of the nuclear reactor and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production system, and Since the allocation of the reactor thermal power to the steam turbine and the hydrogen production system is changed, it is possible to effectively utilize the It is possible to suppress changes in thermal output.
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 shown in FIG. 1; 図１に示す第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 shown in FIG. 1; 図２に示す第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 shown in FIG. 2; FIG. 図４に示す第１の実施の形態に係る原子力プラントのプラント制御装置におけるプラント総括負荷演算部の演算手順の一例を示すフローチャートである。FIG. 5 is a flow chart showing an example of a calculation procedure of a plant overall load calculation unit in the plant control device for a nuclear power plant according to the first embodiment shown in FIG. 4; FIG. 第１の実施の形態に係る原子力プラントの運転方法における原子炉の熱出力（熱負荷）の配分を示す説明図である。FIG. 2 is an explanatory diagram showing distribution of thermal output (thermal load) of a nuclear reactor in the operating method of a nuclear power plant according to the first embodiment; 本発明の第１の実施の形態の変形例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。It is a block diagram which shows schematic structure of the nuclear power plant based on the modification of the 1st Embodiment of this invention. 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８に示す第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. 9 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. 8; 図８に示す第２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. 9 is a block diagram showing the configuration of the hydrogen production apparatus in the nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. 8; 図９に示す第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. 10 is a block diagram showing a functional configuration of a plant control device in the nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. 9; 図１１に示す第２の実施の形態に係る原子力プラントのプラント制御装置におけるプラント総括負荷演算部の演算手順の一例を示すフローチャートである。FIG. 12 is a flow chart showing an example of a calculation procedure of a plant overall load calculation unit in the plant control device for a nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. 11; FIG. 第２の実施の形態に係る原子力プラントの運転方法における原子炉の熱出力（熱負荷）の配分を示す説明図である。FIG. 7 is an explanatory diagram showing distribution of thermal output (thermal load) of the nuclear reactor in the operating method of the nuclear power plant according to the second embodiment;

以下、本発明の原子力プラント及びその運転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。 DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Embodiments of a nuclear power plant and a method of operating the same 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.

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から供給される電力及び蒸気の熱エネルギ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-hydrogen co-production plant that uses nuclear power to generate power and produce hydrogen. The nuclear power plant 1 includes a nuclear power generation system 2 that generates electricity using steam generated by the thermal energy of nuclear power, and a hydrogen production system that uses the electric power supplied from the nuclear power generation system 2 and the thermal energy of the steam to produce hydrogen from raw water. 3.

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に送出する。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への流入を除いた余剰分）を水素製造システム３に供給可能かつ発電機１３が発電した電力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 has, as main components, a nuclear reactor 11 that generates steam using thermal energy generated by nuclear fission energy of nuclear fuel, and steam that is rotationally driven by introducing the steam generated in the nuclear reactor 11. It has a turbine 12 and a generator 13 that is mechanically connected to the steam turbine 12 to generate electricity. The generator 13 is electrically connected to the power system 100 and sends the generated power to the power system 100 . The nuclear power generation system 2 can supply a portion of the steam generated in the nuclear reactor 11 (the surplus portion excluding the inflow to the steam turbine 12) to the hydrogen production system 3, and the power generated by the generator 13 to the hydrogen production system 3. It is configured so that it can be supplied to

水素製造システム３は、主要な構成として、外部から供給された原水を加熱することで水蒸気を生成し生成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装置３１と、水素製造装置３１によって製造された水素を貯蔵する水素貯蔵装置３２とを備えている。さらに、水素製造システム３は、原子力発電システム２（原子炉１１）から供給される蒸気の熱エネルギを貯蔵すると共に、貯蔵した熱エネルギを水素製造装置３１に供給する蓄熱設備３３を備えている。すなわち、本実施の形態の水素製造システム３は、原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを蓄熱設備３３を介して水素製造装置３１に供給するように構成されている。 The hydrogen production system 3 has, as main components, a hydrogen production device 31 that produces hydrogen by heating raw water supplied from the outside to produce steam and electrolyzing the produced steam, and the hydrogen production device 31 and a hydrogen storage device 32 for storing the produced hydrogen. Furthermore, the hydrogen production system 3 includes a heat storage facility 33 that stores thermal energy of steam supplied from the nuclear power generation system 2 (nuclear reactor 11 ) and supplies the stored thermal energy to the hydrogen production device 31 . That is, the hydrogen production system 3 of the present embodiment is configured to supply the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31 via the heat storage equipment 33 .

水素製造装置３１は、原子炉１１で発生する蒸気の温度よりも高温（例えば、８００～１０００℃）の水蒸気（過熱蒸気）を電気分解するものである。本実施の形態に係る水素製造装置３１は、蓄熱設備３３から供給される熱エネルギを用いて原水を加熱することで低温の水蒸気（飽和蒸気）を生成し、生成された低温の水蒸気に対して原子力発電システム２から供給される電力を用いて加熱することで高温の水蒸気（過熱蒸気）を生成するように構成されている。水素製造装置３１の具体的な構成は後述する。 The hydrogen production device 31 electrolyzes steam (superheated steam) having a higher temperature (for example, 800 to 1000° C.) than the steam generated in the nuclear reactor 11 . The hydrogen production device 31 according to the present embodiment generates low-temperature steam (saturated steam) by heating raw water using the thermal energy supplied from the heat storage equipment 33, and the generated low-temperature steam It is configured to generate high-temperature steam (superheated steam) by heating using electric power supplied from the nuclear power generation system 2 . A specific configuration of the hydrogen production device 31 will be described later.

蓄熱設備３３は、原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを受け取ると共に、受け取った熱エネルギを水素製造装置３１に移送する熱媒体を有している。蓄熱設備３３は、例えば、原子炉１１からの蒸気の熱エネルギを貯蔵可能な蓄熱材を内部に有しており、蓄熱材を介して熱エネルギを熱媒体に伝達するように構成されている。すなわち、蓄熱設備３３は、原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを熱媒体を介して水素製造装置３１に伝達するものである。 The heat storage equipment 33 has a heat medium that receives the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 and transfers the received thermal energy to the hydrogen production device 31 . The heat storage equipment 33 has therein, for example, a heat storage material capable of storing thermal energy of steam from the nuclear reactor 11, and is configured to transfer the thermal energy to the heat medium via the heat storage material. That is, the heat storage equipment 33 transfers the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31 via the heat medium.

次に、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１～図３を用いて説明する。図２は図１に示す第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３は図１に示す第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 detailed configuration of the nuclear power plant according to the first embodiment will be explained using FIGS. 1 to 3. FIG. FIG. 2 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the first embodiment shown in 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 shown in FIG. 1. As 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、燃料体の核***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の後述の制御棒位置指令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. As means for controlling the output of the reactor 11, the nuclear reactor 11 includes control rods 11a for controlling the nuclear fission reaction of the fuel bodies and a recirculation system 11b for controlling the amount of heat exchange between the fuel bodies and cooling water. I have. The control rods 11a are moved in and out of the core by a drive mechanism. The drive of the control rods 11a (driving mechanism of the control rods 11a) is controlled by a control rod position command Cr of the plant control device 5, which will be described later. 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で機械的に接続されており、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 mechanically 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供給される。 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 is supplied as a heat source to the low-pressure feedwater heater 16 and the high-pressure feedwater heater 17, respectively.

原子力発電システム２は、図１及び図２に示すように、原子炉１１で発生した蒸気が主蒸気管２１を介して高圧タービン１２ａ（蒸気タービン１２）へ供給されるように構成されている。また、主蒸気管２１からバイパスライン２２が分岐して水素製造システム３の蓄熱設備３３に接続されている。すなわち、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（余剰蒸気）をバイパスライン２２を介して蓄熱設備３３に供給するように構成されている。また、原子力発電システム２は、蓄熱設備３３に供給された蒸気を戻りライン２３を介して復水器１５に導くことで当該システム２に回収するように構成されている。すなわち、原子力発電システム２は、原子炉１１で発生した放射線源が含まれる蒸気を水素製造システム３に供給するが当該システム２の閉じた系の中で循環するように構成されている。 The nuclear power generation system 2 is configured such that steam generated in the nuclear reactor 11 is supplied to the high pressure turbine 12a (steam turbine 12) through the main steam pipe 21, as shown in FIGS. A bypass line 22 branches from the main steam pipe 21 and is connected to the heat storage equipment 33 of the hydrogen production system 3 . That is, the nuclear power generation system 2 is configured to supply part of the steam (surplus steam) generated in the nuclear reactor 11 to the heat storage equipment 33 via the bypass line 22 . Further, the nuclear power generation system 2 is configured to recover the steam supplied to the heat storage equipment 33 to the system 2 by guiding the steam to the condenser 15 via the return line 23 . That is, the nuclear power generation system 2 supplies the steam containing the radiation source generated in the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 and is configured to circulate within the closed system of the system 2 .

主蒸気管２１には蒸気加減弁２５が設けられていると共に、バイパスライン２２にはバイパス弁２６が設けられている。蒸気加減弁２５は、原子炉１１から高圧タービン１２ａ（蒸気タービン１２）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２６は、原子炉１１から水素製造システム３（蓄熱設備３３）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。 A steam control valve 25 is provided in the main steam pipe 21 and a bypass valve 26 is provided in the bypass line 22 . The steam control valve 25 adjusts the flow rate of steam supplied from the nuclear reactor 11 to the high-pressure turbine 12a (steam turbine 12), and the degree of opening thereof is controlled by an opening degree command Cv1, which will be described later, of the plant control device 5. . The bypass valve 26 adjusts the flow rate of steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 (heat storage equipment 33), and its opening degree is controlled by an opening degree command Cv2, which will be described later, of the plant control device 5. .

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センサ２８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２９が設置されている。圧力センサ２８及び電力計２９はそれぞれ、検出した圧力値に応じた検出信号Ｐｓ及び検出した電力値に応じた検出信号Ｅｓをプラント制御装置５に出力する。 The nuclear power generation system 2 is equipped with a pressure sensor 28 that detects the pressure inside the nuclear reactor 11 and a power meter 29 that detects the power output of the generator 13 . The pressure sensor 28 and the power meter 29 respectively output to the plant control device 5 a detection signal Ps corresponding to the detected pressure value and a detection signal Es corresponding to the detected power value.

水素製造システム３の水素製造装置３１は、プラント制御装置５の後述の電力要求指令Ｃｅに応じて原子力発電システム２の発電機１３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は、蓄熱設備３３から供給される熱エネルギ（熱媒体）及び原子力発電システム２から供給される電力を用いて原水から高温（例えば、８００～１０００℃）の水蒸気（過熱水蒸気）を生成し、生成した高温の水蒸気を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ものである。水素製造装置３１は、例えば図３に示すように、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。 The hydrogen production device 31 of the hydrogen production system 3 controls the power supplied from the generator 13 of the nuclear power generation system 2 in accordance with a power request command Ce, which will be described later, of the plant control device 5, so that the amount of hydrogen produced is reduced. adjusted. The hydrogen production device 31 uses the thermal energy (heat medium) supplied from the heat storage facility 33 and the electric power supplied from the nuclear power generation system 2 to produce high-temperature (eg, 800 to 1000° C.) steam (superheated steam) from the raw water. Hydrogen is produced by electrolyzing the produced high-temperature steam using electric power supplied from the nuclear power generation system 2 . For example, as shown in FIG. 3, the hydrogen production device 31 includes 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、蓄熱設備３３から供給される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。蓄熱設備３３に貯蔵されている熱エネルギは、元々、原子力発電システム２の原子炉１１から供給された蒸気の熱エネルギなので、蒸気発生器４１は原子炉１１から供給された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るとも言い換えられる。蒸気発生器４１への熱エネルギの供給（熱媒体の流量）は、調整弁３５（図１及び図２を参照）によって調節される。 The steam generator 41 generates steam (saturated steam) from raw water using the thermal energy supplied from the heat storage equipment 33 , and introduces the generated steam (saturated steam) into the heat exchanger 42 . Since the thermal energy stored in the heat storage equipment 33 is originally the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 of the nuclear power generation system 2, the steam generator 41 uses the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11. In other words, it generates steam (saturated steam) from raw water. The supply of thermal energy (heat medium flow rate) to the steam generator 41 is regulated by a regulating valve 35 (see FIGS. 1 and 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原子力発電システム２から供給される電力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は、例えば、電力を熱エネルギに変換する電熱器によって構成されている。 The steam heater 43 further heats the steam whose temperature has been raised by the heat exchanger 42 using the electric power supplied from the nuclear power generation system 2 to raise the temperature to the operating temperature of the steam electrolysis device 44. The heated high-temperature steam is introduced into the steam electrolyzer 44 . The steam heater 43 is composed of, for example, an electric heater that converts electric power into thermal energy.

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、８００～１０００℃で作動する。ＳＯＥＣは、イオンを通す電解質を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）とで挟んだ構造体のセルを積層したものである。ＳＯＥＣでは、両極に電圧を印加すると、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 800-1000.degree. The SOEC is a stack of cells having a structure in which an ion-permeable electrolyte is sandwiched between a hydrogen electrode (cathode) for extracting hydrogen from water vapor and an oxygen electrode (anode) for extracting oxygen. In SOEC, when a voltage is applied to both electrodes, oxygen is generated at the oxygen electrode and hydrogen is generated 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、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合、水蒸気電解装置４４が停止されると共に、水素製造装置３１の各構成機器が停止中に保温されるように構成されている。例えば、水蒸気電解装置４４には、停止中におけるセルの急激な冷却や当該装置内の蒸気のドレン化を抑制するために、図示しない断熱材などが用いられている。また、水蒸気電解装置４４以外の周辺機器である蒸気発生器４１や熱交換器４２は、蓄熱設備３３から供給される熱エネルギ（貯蔵した原子炉１１の蒸気の熱エネルギ）を用いることで温度の低下を抑制するように構成されている。このように、停止中の水素製造装置３１の各構成機器４１、４２、４３、４４を保温すること及び水素製造装置３１を循環する水蒸気を保温することで、停止中の水蒸気電解装置４４を短時間で作動温度まで復帰させ、水素製造装置３１による速やかな水素製造の再開が可能となる。 In the hydrogen production apparatus 31 configured as described above, 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 is performed. Built. Further, in the hydrogen production device 31, when there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request, the steam electrolysis device 44 is stopped, and each component of the hydrogen production device 31 is kept warm while it is stopped. is configured as For example, the steam electrolysis device 44 uses a heat insulating material (not shown) in order to suppress sudden cooling of the cells and draining of steam in the device while the device is stopped. In addition, the steam generator 41 and the heat exchanger 42, which are peripheral devices other than the steam electrolyzer 44, use the thermal energy supplied from the heat storage equipment 33 (the stored thermal energy of the steam of the nuclear reactor 11) to reduce the temperature. It is configured to suppress the decline. In this way, by keeping the components 41, 42, 43, and 44 of the stopped hydrogen production device 31 warm and by keeping the water vapor circulating through the hydrogen production device 31 warm, the stopped steam electrolysis device 44 can be shortened. It is possible to restore the temperature to the operating temperature in a short period of time, and to restart the production of hydrogen by the hydrogen production device 31 quickly.

図２に戻り、蓄熱設備３３は、原子炉１１で発生した蒸気の一部（余剰蒸気）がバイパスライン２２及びバイパス弁２６を介して供給されるように構成されている。蓄熱設備３３の貯蔵する熱エネルギはバイパス弁２６によって調節される。蓄熱設備３３は、原子炉１１（原子力発電システム２）から供給された蒸気を戻りライン２３を介して復水器１５（原子力発電システム２）に戻すように構成されている。また、蓄熱設備３３は、貯蔵している熱エネルギ（原子炉１１からの蒸気の熱エネルギ）を調節弁３５を介して水素製造装置３１に供給するように構成されている。調節弁３５は、蓄熱設備３３から水素製造装置３１に供給される熱エネルギ量、すなわち熱媒体の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の後述の加熱量指令Ｃｈにより制御される。蓄熱設備３３には、蓄熱設備３３の蓄熱量を検出する熱量センサ３６が設置されている。熱量センサ３６は、検出した蓄熱量に応じた検出信号Ｔｓをプラント制御装置５に出力する。熱量センサ３６の検出値は、蓄熱設備３３の満蓄状態の有無を判断する指標となる。 Returning to FIG. 2 , the heat storage equipment 33 is configured such that part of the steam (surplus steam) generated in the nuclear reactor 11 is supplied via the bypass line 22 and the bypass valve 26 . The thermal energy stored in the heat storage equipment 33 is regulated by the bypass valve 26 . The heat storage equipment 33 is configured to return the steam supplied from the nuclear reactor 11 (the nuclear power generation system 2) to the condenser 15 (the nuclear power generation system 2) via the return line 23. The heat storage equipment 33 is also configured to supply stored thermal energy (thermal energy of steam from the nuclear reactor 11 ) to the hydrogen production device 31 via the control valve 35 . The control valve 35 adjusts the amount of heat energy supplied from the heat storage equipment 33 to the hydrogen production device 31, that is, the flow rate of the heat medium, and the degree of opening of the control valve 35 is controlled by a heating amount command Ch, which will be described later, of the plant control device 5. be done. A heat quantity sensor 36 that detects the amount of heat stored in the heat storage equipment 33 is installed in the heat storage equipment 33 . The heat quantity sensor 36 outputs a detection signal Ts corresponding to the detected heat storage quantity to the plant control device 5 . The detected value of the heat quantity sensor 36 serves as an index for determining whether or not the heat storage equipment 33 is fully charged.

蓄熱設備３３は、次の２つの機能を有している。第１の機能は、原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギを回収し、回収した熱エネルギを水素製造装置３１における水素源の水蒸気の生成のための熱エネルギとして供給するものである。原子炉１１で発生した蒸気には核燃料に由来する放射線源が含まれており、原子炉１１からの蒸気を直接熱電解して水素を生成することは安全上問題がある。そのため、原子炉１１の蒸気とは異なる水蒸気を電気分解して水素を製造する必要があり、原水から水蒸気を発生させるための熱エネルギが必要となる。第２の機能は、原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギを一時的に貯蔵しておき、貯蔵している熱エネルギを用いて停止中の水素製造装置３１を保温する機能である。水素製造装置３１では、停止中に各構成機器４１、４２、４３、４４の温度が低下してしまうと、水素製造装置３１の再起動時に水蒸気電解装置４４の温度を作動温度に復帰させるまで時間を要することになり、水蒸気電解装置４４による水素製造の再開が遅れてしまう。水素製造装置３１の停止中に各構成機器４１、４２、４３、４４を保温するために、蓄熱設備３３が貯蔵する熱エネルギを利用することで、水蒸気電解装置４４の水素製造の速やかな再開が可能となる。 The heat storage equipment 33 has the following two functions. The first function is to recover thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor 11 and supply the recovered thermal energy as thermal energy for producing steam as a hydrogen source in the hydrogen production device 31 . The steam generated in the nuclear reactor 11 contains a radioactive source derived from nuclear fuel, and generating hydrogen by direct thermoelectrolysis of the steam from the nuclear reactor 11 poses a safety problem. Therefore, it is necessary to electrolyze steam different from the steam in the nuclear reactor 11 to produce hydrogen, and thermal energy is required to generate steam from the raw water. The second function is to temporarily store the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor 11 and to use the stored thermal energy to keep the hydrogen generator 31 warm while it is stopped. In the hydrogen production device 31, if the temperature of each component 41, 42, 43, 44 drops while the hydrogen production device 31 is stopped, it takes time until the temperature of the steam electrolysis device 44 returns to the operating temperature when the hydrogen production device 31 is restarted. is required, and the restart of hydrogen production by the steam electrolyzer 44 is delayed. By using the thermal energy stored in the heat storage equipment 33 to keep the components 41, 42, 43, and 44 warm while the hydrogen production device 31 is stopped, hydrogen production in the steam electrolysis device 44 can be restarted quickly. It becomes possible.

プラント制御装置５には、原子力発電システム２に要求される電力系統１００への発電出力を指示する負荷要求が外部（例えば、図示しない中央給電指令所）から入力される。また、圧力センサ２８により検出された原子炉１１の圧力に対応する検出信号Ｐｓ及び電力計２９より検出された発電機１３の発電出力に対応する検出信号Ｅｓが入力される。また、蓄熱設備３３の熱量センサ３６により検出された蓄熱設備３３の蓄熱量に対応する検出信号Ｔｓが入力される。 The plant control device 5 receives a load request from the outside (for example, a central load dispatching center (not shown)) that instructs the power generation output to the electric power system 100 required by the nuclear power generation system 2 . Also, a detection signal Ps corresponding to the pressure of the reactor 11 detected by the pressure sensor 28 and a detection signal Es corresponding to the power generation output of the generator 13 detected by the power meter 29 are input. Also, a detection signal Ts corresponding to the amount of heat stored in the heat storage equipment 33 detected by the heat sensor 36 of the heat storage equipment 33 is input.

プラント制御装置５は、入力された負荷要求、圧力センサ２８の検出値（原子炉１１の圧力）、電力計２９の検出値（発電機１３の発電出力）、熱量センサ３６の検出値（蓄熱設備３３の蓄熱量）に基づき、原子力発電システム２及び水素製造システム３を制御するものである。プラント制御装置５の原子力発電システム２の制御は、制御棒１１ａの駆動機構に対する制御棒位置指令Ｃｒ及び再循環ポンプ１１ｃに対する再循環流量指令Ｃｐを基に原子炉１１の熱出力（発生蒸気量）を制御すると共に、蒸気加減弁２５に対する開度指令Ｃｖ１を基に蒸気タービン１２（発電機１３）の出力を制御するものである。プラント制御装置５の水素製造システム３の制御は、バイパス弁２６に対する開度指令Ｃｖ２及び調節弁３５に対する加熱量指令Ｃｈを基に、原子炉１１から水素製造装置３１及び蓄熱設備３３に供給する蒸気の熱エネルギ量（原子炉１１の熱出力）を制御すると共に、水素製造装置３１に対する電力要求指令Ｃｅを基に水素製造装置３１に供給する電力を制御することで、水素製造装置３１の出力（水素製造）及び蓄熱設備３３の蓄放熱を制御するものである。プラント制御装置５による原子力プラント１の具体的な運転方法の詳細は後述する。 The plant control device 5 receives the input load request, the detected value of the pressure sensor 28 (the pressure of the reactor 11), the detected value of the power meter 29 (the power output of the generator 13), the detected value of the calorie sensor 36 (the heat storage equipment 33), the nuclear power generation system 2 and the hydrogen production system 3 are controlled. The control of the nuclear power generation system 2 by the plant control device 5 is based on the control rod position command Cr for the drive mechanism of the control rod 11a and the recirculation flow rate command Cp for the recirculation pump 11c. and control the output of the steam turbine 12 (generator 13) based on the opening degree command Cv1 for the steam control valve 25. The plant control device 5 controls the hydrogen production system 3 based on the opening command Cv2 for the bypass valve 26 and the heating amount command Ch for the control valve 35. (the thermal output of the nuclear reactor 11) is controlled, and the power supplied to the hydrogen production device 31 is controlled based on the power request command Ce for the hydrogen production device 31, so that the output of the hydrogen production device 31 ( hydrogen production) and heat storage and heat release of the heat storage equipment 33. Details of a specific operating method of the nuclear power plant 1 by the plant control device 5 will be described later.

次に、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ハード構成及び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構成を示すブロック図である。 Next, the hardware configuration and functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 4 is a block diagram showing the configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment 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とを備えている。記憶装置５１には、原子力発電システム２及び水素製造システム３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 includes, as a hardware configuration, for example, a storage device 51 composed of ROM, RAM, etc., and a processing device 52 composed of CPU, MPU, etc. FIG. The storage device 51 pre-stores programs and various information necessary for controlling the nuclear power generation system 2 and 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１１の熱出力（原子炉１１で発生する蒸気の熱エネルギ）を基本的に一定に保持して運転する熱出力一定運転を行う。さらに、プラント制御装置５は、負荷要求を満たすことを最優先として、原子炉１１の熱出力を蒸気タービン１２と水素製造システム３（水素製造装置３１及び蓄熱設備３３）とに適切に配分する運転を行う。水素製造システム３における原子炉１１の熱出力の配分は、蓄熱設備３３の蓄熱よりも水素製造装置３１の水素製造が優先される。すなわち、プラント制御装置５は、原子力発電システム２が電力系統１００に対して負荷要求を満たす電力を出力することを最優先する運転を行い、負荷要求の状況によっては原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造システム３で利用することで水素を製造すると共に場合によっては原子炉１１からの蒸気の熱エネルギを貯蔵する運転を行う。また、プラント制御装置５は、負荷要求に対する原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限を超える場合には、原子炉１１の熱出力一定運転を変更して原子炉１１の熱出力を下げることで、原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下にする運転を行う。また、プラント制御装置５は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、水素製造システム３の水素製造装置３１の水素製造を停止させると共に蓄熱設備３３が貯蔵している熱エネルギを用いて水素製造装置３１を保温する保温運転を行う。 The plant control device 5 of the present embodiment performs constant thermal output operation in which the thermal output of the nuclear reactor 11 (thermal energy of steam generated in the nuclear reactor 11) is basically kept constant. Furthermore, the plant control device 5 gives top priority to satisfying the load request, and operates to appropriately distribute the thermal output of the nuclear reactor 11 to the steam turbine 12 and the hydrogen production system 3 (the hydrogen production device 31 and the heat storage equipment 33). I do. In the distribution of the thermal output of the nuclear reactor 11 in the hydrogen production system 3 , priority is given to hydrogen production by the hydrogen production device 31 over heat storage in the heat storage equipment 33 . That is, the plant control device 5 performs an operation that gives top priority to the nuclear power generation system 2 outputting electric power that satisfies the load request to the electric power system 100. Hydrogen is produced by utilizing the energy in the hydrogen production system 3, and in some cases, an operation is performed to store the thermal energy of the steam from the nuclear reactor 11. In addition, when the surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, the plant controller 5 changes the constant thermal power operation of the reactor 11 to By reducing the thermal output of the reactor 11, the operation is performed so that the excess thermal output of the nuclear reactor 11 is below the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3. Further, when the thermal output of the nuclear reactor 11 does not have a surplus with respect to the load request, the plant control device 5 stops the hydrogen production of the hydrogen production device 31 of the hydrogen production system 3 and causes the heat storage equipment 33 to store hydrogen. A heat-retaining operation is performed to keep the hydrogen production device 31 warm by using the heat energy stored therein.

プラント制御装置５は、上述の運転を実行するために、次のような機能部を有している。プラント制御装置５は、概略的に、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の機能部を有している。原子力発電システム制御部６０は、プラント総括負荷演算部６１と原子炉出力制御部６２とタービンガバナ制御部６３の機能部で構成されている。水素製造システム制御部７０は、水素製造制御部７１と蓄熱制御部７２の機能部で構成されている。 The plant control device 5 has the following functional units in order to execute the operation described above. The plant control device 5 roughly has functional units of a nuclear power generation system control unit 60 that controls the nuclear power generation system 2 and a hydrogen production system control unit 70 that controls the hydrogen production system 3 . The nuclear power generation system control unit 60 is composed of functional units of a plant general load calculation unit 61 , a reactor output control unit 62 and a turbine governor control unit 63 . The hydrogen production system control unit 70 is composed of functional units of a hydrogen production control unit 71 and a heat storage control unit 72 .

原子力発電システム制御部６０のプラント総括負荷演算部６１には、負荷要求が外部から入力されると共に、電力計２９の検出値Ｅｓである発電機１３の発電出力及び熱量センサ３６の検出値Ｔｓである蓄熱設備３３の蓄熱量が入力される。プラント総括負荷演算部６１は、入力された負荷要求と電力計２９の検出値Ｅｓと熱量センサ３６の検出値Ｔｓとを基に、原子力プラント１の各構成装置の熱負荷、すなわち、原子炉１１の熱負荷Ｑ１（目標熱出力）、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２（目標出力）、水素製造装置３１の水素製造に必要な熱負荷Ｑ３、蓄熱設備３３に貯蔵する熱エネルギ又は蓄熱設備３３から放出する熱エネルギ（単位時間当たり）としての熱負荷Ｑ４を演算する。プラント総括負荷演算部６１は、演算結果の原子炉１１の熱負荷Ｑ１（以下、原子炉負荷Ｑ１と称することがある）を原子炉出力制御部６２へ、演算結果の蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２（以下、タービン負荷Ｑ２と称することがある）をタービンガバナ制御部６３へ、演算結果の水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３（以下、水素製造負荷Ｑ３と称することがある）を水素製造システム制御部７０の水素製造制御部７１へ、演算結果の蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４（以下、蓄熱負荷Ｑ４と称することがある）を蓄熱制御部７２へ出力する。プラント総括負荷演算部６１の演算内容の詳細については後述する。 A load request is input from the outside to the general plant load calculation unit 61 of the nuclear power generation system control unit 60, and the power generation output of the generator 13, which is the detection value Es of the wattmeter 29, and the detection value Ts of the calorific sensor 36 A heat storage amount of a certain heat storage facility 33 is input. Based on the input load request, the detected value Es of the power meter 29, and the detected value Ts of the calorie sensor 36, the general plant load calculation unit 61 calculates the heat load of each component of the nuclear plant 1, that is, the nuclear reactor 11 heat load Q1 (target thermal output) of steam turbine 12 (target output), heat load Q2 (target output) of steam turbine 12, heat load Q3 required for hydrogen production of hydrogen production device 31, thermal energy stored in heat storage equipment 33 or released from heat storage equipment 33 A heat load Q4 is calculated as heat energy (per unit time). The general plant load calculation unit 61 transfers the calculated thermal load Q1 of the reactor 11 (hereinafter sometimes referred to as the reactor load Q1) to the reactor output control unit 62, and transfers the calculated thermal load Q2 of the steam turbine 12 to the reactor output control unit 62. (hereinafter sometimes referred to as turbine load Q2) is sent to the turbine governor control unit 63, and the calculated heat load Q3 of the hydrogen production device 31 (hereinafter sometimes referred to as hydrogen production load Q3) is transferred to the hydrogen production system control unit. A heat load Q4 of the heat storage facility 33 (hereinafter sometimes referred to as a heat storage load Q4) of the calculation result is output to the hydrogen production control unit 71 of 70 to the heat storage control unit 72 . The details of the calculation contents of the overall plant load calculation unit 61 will be described later.

原子炉出力制御部６２には、圧力センサ２８の検出値Ｐｓである原子炉１１の圧力が入力されると共に、プラント総括負荷演算部６１の演算結果である原子炉負荷Ｑ１が入力される。原子炉出力制御部６２は、圧力センサ２８の検出値Ｐｓが予め設定された設定圧力値に一致すると共に原子炉１１の実際の熱出力が原子炉負荷Ｑ１に一致するように原子炉１１を制御する。具体的には、原子炉出力制御部６２は、制御棒位置指令Ｃｒを制御棒１１ａの駆動装置へ出力して制御棒１１ａの位置を制御すると共に、再循環流量指令Ｃｐを再循環ポンプ１１ｃへ出力して再循環システム１１ｂの再循環流量を制御することで、上記の原子炉１１の制御を実現する。なお、設定圧力値は、例えば、記憶装置５１に予め記憶されている。 The reactor output control unit 62 receives the pressure of the reactor 11, which is the detected value Ps of the pressure sensor 28, and the reactor load Q1, which is the calculation result of the general plant load calculation unit 61. The reactor output control unit 62 controls the reactor 11 so that the detected value Ps of the pressure sensor 28 matches the preset set pressure value and the actual thermal output of the reactor 11 matches the reactor load Q1. do. Specifically, the reactor power control unit 62 outputs a control rod position command Cr to the drive device of the control rod 11a to control the position of the control rod 11a, and outputs a recirculation flow rate command Cp to the recirculation pump 11c. By outputting and controlling the recirculation flow rate of the recirculation system 11b, the above control of the reactor 11 is realized. Note that the set pressure value is stored in advance in the storage device 51, for example.

タービンガバナ制御部６３には、プラント総括負荷演算部６１の演算結果であるタービン負荷Ｑ２が入力される。タービンガバナ制御部６３は、蒸気タービン１２の出力がタービン負荷Ｑ２に一致するように蒸気タービン１２の駆動を制御する。具体的には、開度指令Ｃｖ１を蒸気加減弁２５へ出力して蒸気加減弁２５の開度を制御することで、上記の蒸気タービン１２の出力制御を実現する。 A turbine load Q<b>2 that is the calculation result of the general plant load calculation section 61 is input to the turbine governor control section 63 . The turbine governor control unit 63 controls driving of the steam turbine 12 so that the output of the steam turbine 12 matches the turbine load Q2. Specifically, the output control of the steam turbine 12 is realized by outputting the opening command Cv1 to the steam control valve 25 to control the opening of the steam control valve 25 .

水素製造システム制御部７０の水素製造制御部７１には、プラント総括負荷演算部６１の演算結果である水素製造負荷Ｑ３が入力される。水素製造制御部７１は、水素製造負荷Ｑ３を基に水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓ及び電力要求指令Ｃｅを演算する。水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓは、水素製造装置３１の蒸気発生器４１で原水を加熱して低温の蒸気を発生させるために必要な熱エネルギ（単位時間当たり）であり、原子炉１１から蓄熱設備３３を介して水素製造装置３１に供給すべき蒸気の熱エネルギ（蒸気の流量）に相当するものである。電力要求指令Ｃｅは、水素製造装置３１の蒸気加熱器４３としての電熱器が低温の水蒸気を水蒸気電解装置４４の作動温度まで加熱するために必要な電力及び水蒸気電解装置４４が水蒸気を電気分解するために必要な電力を要求するものである。水素製造制御部７１は、演算結果の水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓを蓄熱制御部７２へ出力すると共に、演算結果の電力要求指令Ｃｅを水素製造装置３１へ出力する。水素製造制御部７１は、電力要求指令Ｃｅに応じた電力を水素製造装置３１に供給させることで水素製造を制御する。 A hydrogen production control unit 71 of the hydrogen production system control unit 70 receives the hydrogen production load Q3, which is the calculation result of the overall plant load calculation unit 61 . The hydrogen production control unit 71 calculates the steam generation heat load Q3S and the electric power request command Ce based on the hydrogen production load Q3. The steam generation heat load Q3S is the thermal energy (per unit time) required for heating the raw water in the steam generator 41 of the hydrogen production device 31 to generate low-temperature steam. It corresponds to the thermal energy (flow rate of steam) of the steam to be supplied to the hydrogen production device 31 via the steam. The electric power request command Ce is the electric power required for the electric heater as the steam heater 43 of the hydrogen production device 31 to heat the low-temperature steam to the operating temperature of the steam electrolysis device 44, and the power required for the steam electrolysis device 44 to electrolyze the steam. It requires the power necessary for The hydrogen production control unit 71 outputs the calculated steam generation heat load Q3S to the heat storage control unit 72 and also outputs the calculated power request command Ce to the hydrogen production device 31 . The hydrogen production control unit 71 controls hydrogen production by causing the hydrogen production device 31 to supply electric power according to the electric power request command Ce.

蓄熱制御部７２には、水素製造制御部７１の演算結果である水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓ及びプラント総括負荷演算部６１の演算結果である蓄熱負荷Ｑ４が入力される。蓄熱制御部７２は、水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓが０でない場合には、原子炉１１から蓄熱設備３３に供給される蒸気の熱エネルギ（蒸気の流量）が水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓと蓄熱負荷Ｑ４の合計値と一致するように制御する。具体的には、水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓ及び蓄熱負荷Ｑ４に応じた開度指令Ｃｖ２をバイパス弁２６へ出力して蒸気加減弁２５の開度を制御することで、上記の蓄熱設備３３への熱供給制御を実現する。さらに、蓄熱制御部７２は、蓄熱設備３３から水素製造装置３１に供給される熱エネルギ（熱媒体の流量）が水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓと一致するように制御する。具体的には、水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓに応じた加熱量指令Ｃｈを調節弁３５へ出力して調節弁３５の開度を制御することで、原子炉１１から蓄熱設備３３を介した水素製造装置３１への熱供給制御を実現する。なお、蓄熱設備３３への熱供給制御による熱エネルギの供給量と水素製造装置３１への熱供給制御による熱エネルギの供給量との差分が蓄熱設備３３の蓄熱となる。すなわち、蓄熱制御部７２は、蓄熱設備３３への熱供給制御及び水素製造装置３１への熱供給制御を行うことで、蓄熱設備３３の蓄熱制御を実現している。また、蓄熱制御部７２は、水蒸気生成熱負荷Ｑ３Ｓが０である場合には、蓄熱設備３３への熱供給制御を実行せずに、蓄熱負荷Ｑ４に応じた水素製造装置３１への熱供給制御のみを実行することで、蓄熱設備３３の放熱による水素製造装置３１の保温制御を実現している。 The heat storage control unit 72 receives the steam generation heat load Q3S that is the calculation result of the hydrogen production control unit 71 and the heat storage load Q4 that is the calculation result of the plant overall load calculation unit 61 . When the steam generation heat load Q3S is not 0, the heat storage control unit 72 determines that the thermal energy (steam flow rate) of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the heat storage equipment 33 is equal to the sum of the steam generation heat load Q3S and the heat storage load Q4. Control to match the value. Specifically, by outputting an opening command Cv2 corresponding to the steam generation heat load Q3S and the heat storage load Q4 to the bypass valve 26 to control the opening of the steam control valve 25, heat is transferred to the heat storage equipment 33. Realize supply control. Furthermore, the heat storage control unit 72 performs control so that the thermal energy (heat medium flow rate) supplied from the heat storage equipment 33 to the hydrogen production device 31 matches the steam generation heat load Q3S. Specifically, by controlling the opening of the control valve 35 by outputting a heating amount command Ch corresponding to the steam generation heat load Q3S to the control valve 35, Heat supply control to 31 is realized. Note that the difference between the amount of thermal energy supplied by the heat supply control to the heat storage equipment 33 and the amount of thermal energy supplied by the heat supply control to the hydrogen production device 31 is the heat stored in the heat storage equipment 33 . That is, the heat storage control unit 72 realizes heat storage control of the heat storage equipment 33 by controlling heat supply to the heat storage equipment 33 and heat supply control to the hydrogen production device 31 . Further, when the steam generation heat load Q3S is 0, the heat storage control unit 72 does not execute heat supply control to the heat storage equipment 33, and controls heat supply to the hydrogen production device 31 according to the heat storage load Q4. By executing only , the heat retention control of the hydrogen production device 31 is realized by the heat dissipation of the heat storage equipment 33 .

次に、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プラント総括負荷演算部の演算について図５を用いて説明する。図５は図４に示す第１の実施の形態に係る原子力プラントのプラント制御装置におけるプラント総括負荷演算部の演算手順の一例を示すフローチャートである。 Next, the calculation of the plant overall load calculator of the plant control device in the nuclear power plant according to the first embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 5 is a flow chart showing an example of a calculation procedure of a plant general load calculation section in the plant control apparatus for a nuclear power plant according to the first embodiment shown in FIG.

図５において、プラント制御装置５のプラント総括負荷演算部６１（図４参照）は、先ず、負荷要求ＱｅＤ（電力の単位）に対応する原子炉１１の熱負荷Ｑｔ１Ｄを演算する（ステップＳ１０）。この演算は、原子力発電システム２の発電機１３が負荷要求ＱｅＤの電力を出力するために必要となる、原子炉１１で単位時間当たりに発生させる蒸気の熱エネルギを演算することに相当する。 In FIG. 5, the overall plant load calculation unit 61 (see FIG. 4) of the plant control device 5 first calculates the thermal load Qt1D of the reactor 11 corresponding to the load request QeD (unit of electric power) (step S10). This calculation corresponds to calculating the thermal energy of the steam generated per unit time in the nuclear reactor 11, which is required for the generator 13 of the nuclear power generation system 2 to output the electric power of the load request QeD.

次に、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１ＲがステップＳ１０の演算結果である原子炉１１の熱負荷Ｑｔ１Ｄよりも大きいか否かを判定する（ステップＳ２０）。原子炉１１の定格値Ｑｔ１Ｒは、例えば、記憶装置５１に予め記憶されている。本実施の形態においては、原子炉１１の熱出力を定格で一定に保持して運転することを基本としている。つまり、上記判定は、負荷要求に対する原子炉１１の熱出力の余剰の有無を判定するものである。原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒが演算結果の熱負荷Ｑｔ１Ｄ以下である場合（ＮＯの場合）にはステップＳ３０に進む一方、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒが演算結果の熱負荷Ｑｔ１よりも大きい場合（ＹＥＳの場合）にはステップＳ４０に進む。 Next, it is determined whether or not the rated value Qt1R of the thermal output of the reactor 11 is greater than the thermal load Qt1D of the reactor 11, which is the calculation result of step S10 (step S20). The rated value Qt1R of the reactor 11 is stored in advance in the storage device 51, for example. In the present embodiment, the operation is based on keeping the thermal output of the nuclear reactor 11 constant at the rated value. That is, the above determination is to determine whether or not there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load request. If the rated value Qt1R of the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the calculated thermal load Qt1D (in the case of NO), the process proceeds to step S30, while the rated value Qt1R of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the calculated thermal load. If it is larger than Qt1 (if YES), the process proceeds to step S40.

ステップＳ２０にてＮＯの場合（Ｑｔ１Ｒ≦Ｑｔ１Ｄの場合）、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰がない場合、プラント総括負荷演算部６１は、原子炉１１の熱負荷Ｑ１（目標熱出力）を定格値Ｑｔ１Ｒに設定する。また、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２（目標出力）を原子炉１１の熱出力（発生蒸気）の全量（すなわち、原子炉１１の熱負荷Ｑ１である定格値Ｑｔ１Ｒに相当）を蒸気タービン１２に導入した場合として設定する。また、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を水素製造装置３１の水素製造の停止状態に相当するように設定する。すなわち、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を０に設定する。また、蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４を水素製造装置３１の保温状態に設定する。すなわち、ステップＳ３０は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰がない場合に、原子炉１１の熱出力の全量を蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３の水素製造を停止状態にする第１運転を行うと同時に、蓄熱設備３３の放熱により水素製造装置３１を保温する保温運転を行うことを設定するものである。 If NO in step S20 (if Qt1R≤Qt1D), that is, if there is no surplus in the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, the general plant load calculation unit 61 calculates the thermal load Q1 ( target heat output) is set to the rated value Qt1R. In addition, the thermal load Q2 (target output) of the steam turbine 12 is introduced into the steam turbine 12 with the total amount of the thermal output (generated steam) of the nuclear reactor 11 (that is, equivalent to the rated value Qt1R, which is the thermal load Q1 of the nuclear reactor 11). Set as if Also, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set so as to correspond to the hydrogen production stop state of the hydrogen production device 31 . That is, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set to zero. In addition, the heat load Q4 of the heat storage equipment 33 is set to the heat retaining state of the hydrogen production device 31 . That is, in step S30, when there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request, the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to generate electricity, while the hydrogen production system 3 At the same time as performing the first operation for stopping the production, it is set to perform the heat retention operation for keeping the hydrogen production device 31 warm by the heat radiation of the heat storage equipment 33 .

ステップＳ２０にてＹＥＳの場合（Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄの場合）、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合において、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒが、ステップＳ１０の演算結果である熱負荷Ｑｔ１Ｄと水素製造装置３１の定格稼働時における熱負荷Ｑｔ３Ｒとの合計値よりも大きい（Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ）か否かを判定する（ステップＳ４０）。上記判定は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有るときに、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の水素製造装置３１の受け入れ可能な上限を超えているか否かを判定するものである。Ｑｔ１Ｒ≦Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒである場合（ＮＯの場合）にはステップＳ５０に進む一方、Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒである場合（ＹＥＳの場合）にはステップＳ６０に進む。 If YES in step S20 (if Qt1R>Qt1D), that is, if there is a surplus in the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, the rated value Qt1R of the thermal output of the reactor 11 is It is determined whether or not the total value of the calculated heat load Qt1D and the heat load Qt3R during rated operation of the hydrogen production device 31 is greater than (Qt1R>Qt1D+Qt3R) (step S40). The above judgment is based on whether the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31 of the hydrogen production system 3 when there is a surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request. or not. If Qt1R≤Qt1D+Qt3R (NO), the process proceeds to step S50. If Qt1R>Qt1D+Qt3R (YES), the process proceeds to step S60.

ステップＳ４０にてＮＯ（Ｑｔ１Ｒ≦Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ）の場合、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合であって、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の水素製造装置３１の受け入れ可能な上限以下である場合、プラント総括負荷演算部６１は、原子炉１１の熱負荷Ｑ１を定格値Ｑｔ１Ｒに設定する。すなわち、原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合であっても、プラント原子炉１１の熱出力を定格で一定に保持する定格熱出力一定運転を維持する。また、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を（Ｑｔ１Ｒ－Ｑｔ１Ｄ）に設定する。蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４を蓄熱も放熱も無い状態である０に設定する。また、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２を負荷要求ＱｅＤに対応する熱負荷Ｑｔ１Ｄに水素製造装置３１の水素製造に必要な電力を加味して設定する。 If NO (Qt1R≤Qt1D+Qt3R) in step S40, that is, if there is a surplus of the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, and the surplus of the thermal output of the reactor 11 is If it is equal to or less than the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31, the general plant load calculation unit 61 sets the thermal load Q1 of the nuclear reactor 11 to the rated value Qt1R. That is, even when the thermal output of the nuclear reactor 11 has a surplus, the constant rated thermal output operation is maintained in which the thermal output of the plant reactor 11 is kept constant at the rated value. Also, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set to (Qt1R-Qt1D). The heat load Q4 of the heat storage equipment 33 is set to 0, which is a state in which there is neither heat storage nor heat release. Also, the heat load Q2 of the steam turbine 12 is set by adding the electric power required for hydrogen production by the hydrogen production device 31 to the heat load Qt1D corresponding to the load request QeD.

すなわち、ステップＳ５０は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下である場合に、原子炉１１の熱出力を維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して発電させ、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システムに供給して水素を製造させる第２運転を行うことを設定するものである。更に詳しくは、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限以下である場合に、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行うことを設定するものである。 That is, in step S50, when there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, the reactor 11 While maintaining the thermal output of the second It is set to drive. More specifically, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production device 31, the hydrogen production device 31 absorbs the entire thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3. This is to set the control to be used.

ステップＳ４０にてＹＥＳ（Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ）の場合、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合であって、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の水素製造装置３１の受け入れ可能な上限を超えている場合に、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒが、ステップＳ１０の演算結果である熱負荷Ｑｔ１Ｄと水素製造装置３１の定格稼働時における熱負荷Ｑｔ３Ｒと蓄熱設備３３の定格の蓄熱時における熱負荷Ｑｔ４Ｒとの合計値よりも大きい（Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ＋Ｑｔ４Ｒ）か否かを判定する（ステップＳ６０）。上記判定は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有るときに、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３（水素製造装置３１及び蓄熱設備３３）の受け入れ可能な上限を超えているか否かを判定するものである。Ｑｔ１Ｒ≦Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ＋Ｑｔ４Ｒである場合（ＮＯの場合）にはステップＳ７０に進む一方、Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ＋Ｑｔ４Ｒである場合（ＹＥＳの場合）にはステップＳ８０に進む。 If YES (Qt1R>Qt1D+Qt3R) in step S40, that is, if there is a surplus of the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, and the surplus of the thermal output of the reactor 11 is If the rated value Qt1R of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31, the heat load Qt1D, which is the calculation result of step S10, and the heat load during rated operation of the hydrogen production device 31 It is determined whether or not Qt1R>Qt1D+Qt3R+Qt4R is greater than the total value of Qt3R and the thermal load Qt4R during rated heat storage of the heat storage equipment 33 (step S60). The above determination is based on the fact that, when there is a surplus of thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, the surplus of the thermal output of the reactor 11 can be accepted by the hydrogen production system 3 (the hydrogen production device 31 and the heat storage facility 33). It determines whether or not the upper limit is exceeded. If Qt1R≤Qt1D+Qt3R+Qt4R (NO), the process proceeds to step S70. If Qt1R>Qt1D+Qt3R+Qt4R (YES), the process proceeds to step S80.

ステップＳ６０にてＮＯ（Ｑｔ１Ｒ≦Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ＋Ｑｔ４Ｒ）の場合、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合、且つ、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下ではあるが水素製造装置３１の受け入れ可能な上限を超えている場合において、プラント総括負荷演算部６１は、原子炉１１の熱負荷Ｑ１を定格値Ｑｔ１Ｒに設定する。すなわち、原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合であっても、プラント原子炉１１の熱出力を定格で一定に保持する定格熱出力一定運転を維持する。また、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を定格Ｑｔ３Ｒに設定する。また、蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４を（Ｑｔ１Ｒ－Ｑｔ１Ｄ－Ｑｔ３Ｒ）に設定する。また、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２を負荷要求ＱｅＤに対応する熱負荷Ｑｔ１Ｄに水素製造装置３１の水素製造に必要な電力を加味して設定する。 If NO (Qt1R≤Qt1D+Qt3R+Qt4R) in step S60, that is, if there is a surplus of the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, and the surplus of the thermal output of the reactor 11 is accepted by the hydrogen production system 3 When it is below the possible upper limit but exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31, the general plant load calculation unit 61 sets the thermal load Q1 of the reactor 11 to the rated value Qt1R. That is, even when the thermal output of the nuclear reactor 11 has a surplus, the constant rated thermal output operation is maintained in which the thermal output of the plant reactor 11 is kept constant at the rated value. Also, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set to the rated value Qt3R. Also, the heat load Q4 of the heat storage equipment 33 is set to (Qt1R-Qt1D-Qt3R). Also, the heat load Q2 of the steam turbine 12 is set by adding the electric power required for hydrogen production by the hydrogen production device 31 to the heat load Qt1D corresponding to the load request QeD.

すなわち、ステップＳ７０は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下である場合に、原子炉１１の熱出力を維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して発電させ、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システムに供給して水素を製造させる第２運転を行うことを設定するものである。更に詳しくは、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限を超えている場合に、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの一部を水素製造装置３１で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを記蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行うことを設定するものである。プラント総括負荷演算部６１は、ステップＳ７０の処理後、ステップＳ９０に進む。 That is, in step S70, when there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, the reactor 11 While maintaining the thermal output of the second It is set to drive. More specifically, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production device 31, part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 is 31 and the rest of the heat energy of the steam is set to be controlled to be stored in the heat storage equipment 33. After the process of step S70, the overall plant load calculation unit 61 proceeds to step S90.

ステップＳ６０にてＹＥＳ（Ｑｔ１Ｒ＞Ｑｔ１Ｄ＋Ｑｔ３Ｒ＋Ｑｔ４Ｒ）の場合、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限を超えている場合には、プラント総括負荷演算部６１は、原子炉１１の熱負荷Ｑ１を定格値Ｑｔ１Ｒから（Ｑ１ｔＲ－Ｑｔ１Ｄ－Ｑｔ３Ｒ－Ｑｔ４Ｒ＝ΔＱ１ｖ）分だけ下げるように設定する。すなわち、原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造システム３で全て利用することができない場合には、原子炉１１の熱出力一定運転を変更して原子炉１１の熱出力を下げる運転を行う。また、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を定格Ｑｔ３Ｒに設定する。また、蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４を定格Ｑｔ４Ｒに設定する。また、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２を負荷要求ＱｅＤに対応する熱負荷Ｑｔ１Ｄに水素製造装置３１の水素製造に必要な電力を加味して設定する。 If YES (Qt1R>Qt1D+Qt3R+Qt4R) in step S60, that is, if there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request, and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is acceptable to the hydrogen production system 3 If the upper limit is exceeded, the general plant load calculation unit 61 sets the thermal load Q1 of the reactor 11 to be lowered from the rated value Qt1R by (Q1tR-Qt1D-Qt3R-Qt4R=ΔQ1v). That is, when the hydrogen production system 3 cannot fully utilize the surplus thermal output of the nuclear reactor 11, the constant thermal output operation of the nuclear reactor 11 is changed to reduce the thermal output of the nuclear reactor 11. . Also, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set to the rated value Qt3R. Also, the heat load Q4 of the heat storage equipment 33 is set to the rated value Qt4R. Also, the heat load Q2 of the steam turbine 12 is set by adding the electric power required for hydrogen production by the hydrogen production device 31 to the heat load Qt1D corresponding to the load request QeD.

すなわち、ステップＳ８０は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限を超えている場合に、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して発電させ、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３（水素製造装置３１及び蓄熱設備３３）に供給して水素を製造させる第３運転を行うことを設定するものである。プラント総括負荷演算部６１は、ステップＳ８０の処理後、ステップＳ９０に進む。 That is, in step S80, when there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, the reactor reducing the thermal output of the nuclear reactor 11 so that the surplus of the thermal output of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3, and introducing a part of the thermal output of the nuclear reactor 11 into the steam turbine 12 to generate electricity; It is set to perform the third operation in which hydrogen is produced by supplying the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 (the hydrogen production device 31 and the heat storage equipment 33). After the processing of step S80, the overall plant load calculation unit 61 proceeds to step S90.

次に、プラント総括負荷演算部６１は、蓄熱設備３３が満蓄状態に達して蓄熱不能な状態（熱エネルギを貯蔵不能な状態）であるか否かを判定する（ステップＳ９０）。プラント制御装置５が蓄熱設備３３の蓄熱制御を長時間行うと、蓄熱設備３３が満蓄状態に達して蓄熱不能な状態になることがある。上記判定は、この状況を考慮したものである。蓄熱設備３３が蓄熱不能な状態である場合（ＹＥＳの場合）にはステップＳ１００に進んだ後にリターンしてステップＳ１０に戻る一方、蓄熱設備が蓄熱可能（熱エネルギを貯蔵可能）な状態である場合場合（ＮＯの場合）にはリターンしてステップＳ１０に戻る。 Next, the general plant load calculation unit 61 determines whether or not the heat storage equipment 33 has reached the full storage state and is in a state in which heat storage is impossible (a state in which thermal energy cannot be stored) (step S90). When the plant control device 5 performs the heat storage control of the heat storage equipment 33 for a long time, the heat storage equipment 33 may reach the full storage state and become unable to store heat. The above determination takes this situation into consideration. If the heat storage equipment 33 cannot store heat (if YES), the process proceeds to step S100 and then returns to step S10. If so (if NO), return to step S10.

ステップＳ９０にてＹＥＳの場合、プラント総括負荷演算部６１は、原子炉１１の熱負荷Ｑ１を定格値Ｑｔ１Ｒから（Ｑ１ｔＲ－Ｑｔ１Ｄ－Ｑｔ３Ｒ＝ΔＱ１ｆ）分だけ下げるように設定する。すなわち、蓄熱設備３３の蓄熱のために供給されていた蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４の分だけ原子炉１１の熱出力が更に余剰となるので、原子炉１１の熱出力を下げる運転を行う。また、水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を定格Ｑｔ３Ｒに設定する。また、蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４を蓄熱も放熱も無い状態である０に設定する。また、蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２を負荷要求ＱｅＤに対応する熱負荷Ｑｔ１Ｄに水素製造装置３１の水素製造に必要な電力を加味して設定する。 If YES in step S90, the general plant load calculation unit 61 sets the thermal load Q1 of the reactor 11 to be lowered from the rated value Qt1R by (Q1tR-Qt1D-Qt3R=ΔQ1f). That is, the thermal output of the nuclear reactor 11 is further surplus by the amount of the thermal load Q4 of the thermal storage equipment 33 supplied for heat storage in the thermal storage equipment 33, so the operation is performed to lower the thermal output of the nuclear reactor 11. Also, the heat load Q3 of the hydrogen production device 31 is set to the rated value Qt3R. Also, the heat load Q4 of the heat storage equipment 33 is set to 0, which is a state in which there is neither heat storage nor heat release. Also, the heat load Q2 of the steam turbine 12 is set by adding the electric power required for hydrogen production by the hydrogen production device 31 to the heat load Qt1D corresponding to the load request QeD.

すなわち、ステップＳ１００は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限を超えている場合であって、蓄熱設備３３が熱エネルギの貯蔵可能な上限に達して蓄熱不能な状態である場合には、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行うものである。 That is, step S100 is performed when there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, When the heat storage equipment 33 reaches the upper limit of thermal energy storage and cannot store heat, the heat of the reactor 11 is adjusted so that the surplus of the thermal output of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3. Control is performed to reduce the output and to use the entire amount of thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 in the hydrogen production device 31 .

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転方法について図５及び図６を用いて説明する。図６は第１の実施の形態に係る原子力プラントの運転方法における原子炉の熱出力（熱負荷）の配分を示す説明図である。 Next, a method of operating a nuclear power plant according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 5 and 6. FIG. FIG. 6 is an explanatory diagram showing distribution of thermal output (thermal load) of the nuclear reactor in the operating method of the nuclear power plant according to the first embodiment.

プラント制御装置５は、プラント総括負荷演算部６１が図５に示すフローチャートの演算処理を行うことで設定した原子炉１１の熱負荷Ｑ１（目標熱出力）と蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２（目標出力）と水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３と蓄熱設備３３の熱負荷Ｑ４に基づいて原子力プラント１の運転を行う。プラント制御装置５による原子力プラント１の運転は、原子炉１１の熱出力を次のように配分することで、原子力発電システム２の発電制御と水素製造システム３の水素製造及び蓄熱の制御を行うものである。なお、ここでの説明は、原子炉１１の熱出力が基本的に定格値である場合を想定したものである。 The plant control device 5 calculates the thermal load Q1 (target thermal output) of the reactor 11 and the thermal load Q2 (target output ), the heat load Q3 of the hydrogen production device 31, and the heat load Q4 of the heat storage facility 33, the nuclear power plant 1 is operated. The operation of the nuclear power plant 1 by the plant control device 5 controls power generation of the nuclear power generation system 2 and hydrogen production and heat storage of the hydrogen production system 3 by allocating the thermal output of the nuclear reactor 11 as follows. is. The explanation here assumes that the thermal output of the nuclear reactor 11 is basically the rated value.

第１に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、図６の最上段の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力の全量、すなわち、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒを蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３の水素製造を停止状態にする第１運転を行う。第１運転は、プラント総括負荷演算部６１の図５に示すステップＳ３０の設定に基づくものであ、原子炉１１の熱出力を一定（定格値Ｑｔ１Ｒ）に維持しつつ、原子力発電システム２が電力系統１００に対して負荷要求に応じて電力を出力する運転形態である。すなわち、第１運転は、通常の原子力発電プラントの運転形態に相当する。 First, when there is no surplus in the thermal output of the reactor 11 with respect to the load demand, as shown in the uppermost characteristic diagram of FIG. is introduced into the steam turbine 12 to generate power, while the hydrogen production of the hydrogen production system 3 is stopped. The first operation is based on the setting of step S30 shown in FIG. This is an operation mode in which electric power is output to the system 100 in accordance with a load request. That is, the first operation corresponds to the operating mode of a normal nuclear power plant.

第２に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下である場合には、図６における上から２番目又は３番目の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力を定格値Ｑｔ１Ｒに維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第２運転を行う。第２運転は、原子炉１１の熱出力を一定（定格値Ｑｔ１Ｒ）に維持しつつ、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造に利用する電力水素併産の運転形態である。第２運転は、さらに、２つの運転形態に分けられる。 Second, when there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load demand and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system 3, the upper limit in FIG. As shown in the second or third characteristic diagram from , the thermal power of the reactor 11 is maintained at the rated value Qt1R, and part of the thermal power of the reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to meet the load request. A second operation is performed in which the generated electric power is sent to the power system 100 and the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3 to produce hydrogen. In the second operation, while maintaining the thermal output of the nuclear reactor 11 constant (rated value Qt1R), the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load request, and the thermal output of the nuclear reactor 11 is increased. This is an operation form of electric power and hydrogen co-production in which the surplus is used for hydrogen production. The second operation is further divided into two operation modes.

具体的には、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の受け入れ可能な上限以下である場合には、図６の２番目の特性図に示すように、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行う。当該運転は、プラント総括負荷演算部６１の図５に示すステップＳ５０の設定に基づくものであり、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造のみに利用する電力水素併産の運転形態である。 Specifically, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production device 31, as shown in the second characteristic diagram of FIG. Control is performed so that the hydrogen production device 31 utilizes all the thermal energy of the steam supplied to the system 3 . This operation is based on the setting of step S50 shown in FIG. This is an operation mode for co-production of electric power and hydrogen in which surplus output is used only for hydrogen production.

また、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の受け入れ可能な上限を超えている場合には、図６の３番目の特性図に示すように、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの一部を水素製造装置３１で利用して水素を製造すると共に残りの蒸気の熱エネルギを蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行う。当該運転は、プラント総括負荷演算部６１の図５に示すステップＳ７０の設定に基づくものである。すなわち、当該運転は、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分の一部を水素製造に利用する電力水素併産の運転に加えて、原子炉１１の熱出力の余剰分の残りを蓄熱設備３３に貯蔵する蓄熱運転を同時に行う運転形態である。 Further, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31, as shown in the third characteristic diagram of FIG. A portion of the thermal energy of the steam supplied to the hydrogen generator 31 is used to produce hydrogen, and the rest of the thermal energy of the steam is stored in the heat storage equipment 33 . This operation is based on the setting of step S70 shown in FIG. That is, the operation is an electric power and hydrogen co-production operation in which the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load demand and a part of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is used for hydrogen production. In this operation mode, a heat storage operation in which the remainder of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is stored in the heat storage equipment 33 is performed at the same time.

第３に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限を超えている場合には、図６における上から４番目又は５番目の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第３運転を行う。第３運転は、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造に利用する電力水素併産の運転形態である。ただし、原子炉１１の熱出力をそのまま一定に維持すると、原子炉１１の熱出力の余剰分の一部を水素製造システム３で利用不能な状態となる。そのため、第３運転は、原子炉１１の熱出力の余剰分の全量を水素製造システム３で利用可能となるように原子炉１１の熱出力を抑制的に調整する運転形態である。第３運転は、さらに、２つの運転形態に分けられる。 Third, when there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load demand and the surplus of the thermal power of the reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3, As shown in the fourth or fifth characteristic diagram from the top, the thermal output of the reactor 11 is reduced so that the excess thermal output of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3, and the reactor 11 A part of the thermal output of is introduced into the steam turbine 12 to send electric power corresponding to the load demand to the electric power system 100, and the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3 to produce hydrogen. 3 Do the driving. The third operation is an operation form of electric power and hydrogen co-production in which the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load demand and the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is used for hydrogen production. However, if the thermal power of the nuclear reactor 11 is kept constant, part of the surplus thermal power of the nuclear reactor 11 will be unusable by the hydrogen production system 3 . Therefore, the third operation is an operation mode in which the thermal output of the nuclear reactor 11 is restrainedly adjusted so that the hydrogen production system 3 can use the entire amount of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 . The third operation is further divided into two operation modes.

具体的には、蓄熱設備３３が熱エネルギを貯蔵可能な状態である場合には、図６の４番目の特性図に示すように、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギのうちの一部を水素製造装置３１で利用して水素を製造する水素製造制御を行うと共に、残りを蓄熱設備３３に貯蔵する蓄熱制御を行う。当該運転は、プラント総括負荷演算部６１の図５に示すステップＳ８０の設定に基づくものである。すなわち、当該運転は、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分の一部を水素製造に利用する電力水素併産の運転に加えて、原子炉１１の熱出力の余剰分の残りを蓄熱設備３３に貯蔵する蓄熱運転を同時に行う運転形態である。当該運転は、蓄熱設備３３の蓄熱を行う分、原子炉１１の熱出力の下げ幅を少なくすることができる。 Specifically, when the heat storage equipment 33 is in a state capable of storing thermal energy, as shown in the fourth characteristic diagram of FIG. Hydrogen production control is performed by using part of the energy in the hydrogen production device 31 to produce hydrogen, and heat storage control is performed by storing the rest in the heat storage equipment 33 . This operation is based on the setting of step S80 shown in FIG. That is, the operation is an electric power and hydrogen co-production operation in which the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load demand and a part of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is used for hydrogen production. In this operation mode, a heat storage operation in which the remainder of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is stored in the heat storage equipment 33 is performed at the same time. This operation can reduce the decrease in the thermal output of the nuclear reactor 11 by storing heat in the heat storage equipment 33 .

また、蓄熱設備３３が満蓄状態に達して熱エネルギを貯蔵不能な状態である場合には、図６の５番目の特性図に示すように、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用して水素を製造する水素製造制御を行う。当該運転は、プラント総括負荷演算部６１の図５に示すステップＳ１００の設定に基づくものである。すなわち、当該運転は、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造に利用する電力水素併産の運転形態である。当該運転は、蓄熱設備３３の蓄熱を行うことができない分、原子炉１１の熱出力の下げ幅を大きくする必要がある。 Further, when the heat storage equipment 33 reaches the full storage state and cannot store thermal energy, as shown in the fifth characteristic diagram of FIG. Hydrogen production control is performed to produce hydrogen using the entire amount of thermal energy of the steam in the hydrogen production device 31 . The operation is based on the setting of step S100 shown in FIG. In other words, this operation is an operation form of electric power and hydrogen co-production in which the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load request and the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is used for hydrogen production. . In this operation, it is necessary to reduce the thermal output of the nuclear reactor 11 to a large extent because the heat storage equipment 33 cannot store heat.

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、原子炉１１で発生した蒸気が供給可能に構成され、原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成すると共に生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造システム３と、原子力発電システム２に要求される電力系統１００への発電出力を指示する負荷要求が外部から入力され、負荷要求を基に原子力発電システム２及び水素製造システム３を制御するプラント制御装置５とを備える。プラント制御装置５は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、原子炉１１の熱出力の全量を蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３の水素製造を停止状態にする第１運転を行う。また、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下である場合には、原子炉１１の熱出力を維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第２運転を行う。また、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限を超えている場合には、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第３運転を行う。 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; A hydrogen production system 3 which is configured to be able to supply steam generated in the reactor 11, generates steam from raw water using the thermal energy of the steam generated in the reactor 11, and electrolyzes the generated steam to produce hydrogen. and a plant control device 5 that receives a load request that instructs the power generation output to the electric power system 100 required by the nuclear power generation system 2 from the outside, and controls the nuclear power generation system 2 and the hydrogen production system 3 based on the load request. Prepare. When the thermal output of the nuclear reactor 11 does not have a surplus with respect to the load request, the plant control device 5 introduces the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor 11 into the steam turbine 12 to generate power, while the hydrogen production system 3 A first operation is performed in which hydrogen production is stopped. Further, when there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system 3, the thermal power of the reactor 11 is maintained, a part of the thermal output of the reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to send electric power corresponding to the load demand to the power system 100, and the rest of the thermal output of the reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3. A second operation is performed to supply and produce hydrogen. Further, when there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3, the surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 The thermal output of the nuclear reactor 11 is reduced so that the output of the hydrogen production system 3 is lower than the upper limit of the hydrogen production system 3, and part of the thermal output of the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to supply electric power according to the load demand to the electric power system. 100 and the rest of the thermal power of the reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3 to produce hydrogen.

この構成によれば、負荷要求に対して、原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下である場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限を超えている場合の３つの条件に応じて、原子炉１１の熱出力を維持または変化させると共に蒸気タービン１２及び水素製造システム３対する原子炉１１の熱出力の配分を変更するので、負荷要求に応じて電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を調整しつつ、原子炉１１の熱出力の有効活用及び原子炉１１の熱出力の変化抑制が可能となる。 According to this configuration, when there is no surplus thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request, there is surplus thermal output of the nuclear reactor 11 and the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is If it is equal to or less than the upper limit, depending on the three conditions when there is a surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 and the surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3, the Since the thermal output is maintained or changed and the allocation of the thermal output of the nuclear reactor 11 to the steam turbine 12 and the hydrogen production system 3 is changed, the power output of the nuclear power generation system 2 to the electric power system 100 is adjusted according to the load demand. , effective utilization of the thermal output of the nuclear reactor 11 and suppression of changes in the thermal output of the nuclear reactor 11 are possible.

また、本実施の形態に係る水素製造システム３は、原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成し、生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造装置３１と、原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギの貯蔵及び貯蔵している熱エネルギの水素製造装置への供給が可能な蓄熱設備３３とを含んでいる。 Further, the hydrogen production system 3 according to the present embodiment is a hydrogen production apparatus that produces steam from raw water using the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor 11 and electrolyzes the produced steam to produce hydrogen. 31, and a heat storage facility 33 capable of storing the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 and supplying the stored thermal energy to the hydrogen production apparatus.

この構成によれば、水素製造システム３が蓄熱設備３３を備えているので、蓄熱設備３３が貯蔵する熱エネルギを用いて水素製造を停止中の水素製造装置３１を保温することが可能となる。また、原子炉１１の熱出力の余剰分を蓄熱設備３３に貯蔵させることができるので、原子炉１１の熱出力の更なる有効活用を図ることができる。 According to this configuration, since the hydrogen production system 3 includes the heat storage facility 33, it is possible to use the thermal energy stored in the heat storage facility 33 to heat the hydrogen production device 31 while hydrogen production is stopped. Moreover, since the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 can be stored in the heat storage equipment 33, the thermal output of the nuclear reactor 11 can be utilized more effectively.

また、本実施の形態におけるプラント制御装置５は、第１運転を行う場合には、蓄熱設備３３に貯蔵されている熱エネルギを水素製造装置３１に供給して水素製造装置３１を保温する保温運転を同時に行うように構成されている。 Further, when performing the first operation, the plant control device 5 in the present embodiment supplies the thermal energy stored in the heat storage equipment 33 to the hydrogen production device 31 to keep the hydrogen production device 31 warm. are configured to perform simultaneously.

この構成によれば、停止中の水素製造装置３１を保温しているので、停止中の水素製造装置３１を短時間で作動温度まで復帰させることができ、水素製造装置３１による速やかな水素製造の再開が可能となる。 According to this configuration, since the stopped hydrogen production device 31 is kept warm, the stopped hydrogen production device 31 can be returned to the operating temperature in a short time, and the hydrogen production device 31 can quickly start producing hydrogen. It is possible to restart.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１においては、水素製造システム３の上限は水素製造装置３１の受け入れ可能な上限と蓄熱設備３３の受け入れ可能な上限とを合算したものである。また、プラント制御装置５は、第２運転を行う場合において、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限以下である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行う。一方、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限を超えている場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの一部を水素製造装置３１で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行う。 In the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, the upper limit of the hydrogen production system 3 is the sum of the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31 and the acceptable upper limit of the heat storage equipment 33 . Further, in the case of performing the second operation, the plant control device 5 controls that if the excess thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production device 31, the hydrogen production system 3 is supplied with the Control is performed so that the hydrogen production device 31 utilizes the entire amount of thermal energy of the steam. On the other hand, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production device 31, part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 is , and the remaining steam heat energy is stored in the heat storage equipment 33.

この構成によれば、水素製造装置３１の上限に対する原子炉１１の熱出力の余剰分の大小関係に応じて、水素製造装置３１及び蓄熱設備３３に供給される蒸気の熱エネルギの配分を変更するので、原子炉１１の熱出力を変化させることなく、原子炉１１の熱出力の余剰分の有効活用を図ることができる。 According to this configuration, the distribution of the thermal energy of the steam supplied to the hydrogen production device 31 and the heat storage equipment 33 is changed according to the magnitude relationship of the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the upper limit of the hydrogen production device 31. Therefore, the surplus thermal power of the reactor 11 can be effectively utilized without changing the thermal power of the reactor 11 .

また、本実施の形態に係る原子力プラント１においては、プラント制御装置５が第３運転を行う場合において、蓄熱設備３３が熱エネルギを貯蔵可能な状態である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギのうちの一部を水素製造装置３１で利用すると共に残りを蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行う。一方、蓄熱設備３３が満蓄状態に達して熱エネルギを貯蔵不能な状態である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行う。 Further, in the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, when the plant control device 5 performs the third operation, when the heat storage equipment 33 is in a state capable of storing thermal energy, hydrogen production from the nuclear reactor 11 Control is performed so that part of the thermal energy of the steam supplied to the system 3 is used by the hydrogen production device 31 and the rest is stored in the heat storage equipment 33 . On the other hand, when the heat storage equipment 33 reaches the full storage state and cannot store thermal energy, the entire amount of thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 is used by the hydrogen production device 31. to control.

この構成によれば、蓄熱設備３３の熱エネルギの貯蔵状態に応じて、水素製造装置３１及び蓄熱設備３３に供給される蒸気の熱エネルギの配分を変更するので、原子炉１１の熱出力の余剰分の有効活用を図りつつ、原子炉１１の熱出力を低下させる量を抑制することが可能となる。 According to this configuration, the distribution of the thermal energy of the steam supplied to the hydrogen production device 31 and the thermal storage facility 33 is changed according to the storage state of the thermal energy of the thermal storage facility 33. Therefore, the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 It is possible to reduce the amount of reduction in the thermal output of the nuclear reactor 11 while making effective use of the energy.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１は、原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギが必ず蓄熱設備３３を介して水素製造装置３１に伝達されるように構成されている。 Further, the nuclear power plant 1 according to the present embodiment is configured such that thermal energy of steam generated in the nuclear reactor 11 is always transmitted to the hydrogen production device 31 via the heat storage equipment 33 .

この構成によれば、原子炉１１の蒸気を直接的に水素製造装置３１に供給するラインが必要ないので、水素製造装置３１に熱エネルギを供給する構成を簡素化することができる。 This configuration eliminates the need for a line for directly supplying the steam from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31, so the configuration for supplying thermal energy to the hydrogen production device 31 can be simplified.

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の運転方法は、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と原子炉１１で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造システム３とを備えた原子力プラント１を、外部から与えたれる電力系統の負荷要求を基に運転するものである。この運転方法は、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、原子炉１１の熱出力の全量を蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３の水素製造を停止状態にする第１運転を行うものである。また、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の受け入れ可能な上限以下である場合には、原子炉１１の熱出力を維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第２運転を行うものである。また、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限を超えている場合には、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３に供給して水素を製造させる第３運転を行うものである。 Further, the operating method of the nuclear power plant 1 according to the first embodiment described above includes the nuclear power generation system 2 that generates power by driving the steam turbine 12 with the steam generated in the nuclear reactor 11, and the steam generated in the nuclear reactor 11. A nuclear power plant 1 equipped with a hydrogen production system 3 that produces hydrogen by electrolyzing steam produced from raw water using the thermal energy of the nuclear power plant 1 based on the load request of the electric power system given from the outside. is. In this operating method, when there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load demand, the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to generate electricity, while the hydrogen production system 3 A first run is performed to stop production. Further, when there is a surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system 3, the thermal power of the reactor 11 is maintained, a part of the thermal output of the reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to send electric power corresponding to the load demand to the power system 100, and the rest of the thermal output of the reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3. A second operation is performed by supplying hydrogen to produce hydrogen. Further, when there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3, the surplus of the thermal power of the nuclear reactor 11 The thermal output of the nuclear reactor 11 is reduced so that the output of the hydrogen production system 3 is lower than the upper limit of the hydrogen production system 3, and part of the thermal output of the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to supply electric power according to the load demand to the electric power system. 100 and the rest of the thermal power of the reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3 to produce hydrogen.

この方法によれば、負荷要求に対して、原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限以下である場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３の上限を超えている場合の３つの条件に応じて、原子炉１１の熱出力を維持または変化させると共に蒸気タービン１２及び水素製造システム３対する原子炉１１の熱出力の配分を変更するので、負荷要求に応じて電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を調整しつつ、原子炉１１の熱出力の有効活用及び原子炉１１の熱出力の変化抑制が可能となる。 According to this method, when there is no surplus in the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request, there is a surplus in the thermal power of the reactor 11 and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is used by the hydrogen production system 3. If it is equal to or less than the upper limit, depending on the three conditions when there is a surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 and the surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3, the Since the thermal output is maintained or changed and the allocation of the thermal output of the nuclear reactor 11 to the steam turbine 12 and the hydrogen production system 3 is changed, the power output of the nuclear power generation system 2 to the electric power system 100 is adjusted according to the load demand. , effective utilization of the thermal output of the nuclear reactor 11 and suppression of changes in the thermal output of the nuclear reactor 11 are possible.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の運転方法は、第１運転を行う場合には、蓄熱設備３３に貯蔵されている熱エネルギを水素製造装置３１に供給して水素製造装置３１を保温する保温運転も同時に行うものである。 Further, in the method of operating the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, when performing the first operation, the thermal energy stored in the heat storage equipment 33 is supplied to the hydrogen production device 31 to keep the hydrogen production device 31 warm. At the same time, the heat-retaining operation is also performed.

この方法によれば、停止中の水素製造装置３１を保温することで、停止中の水素製造装置３１を短時間で作動温度まで復帰させることができるので、水素製造装置３１による速やかな水素製造の再開が可能となる。 According to this method, by keeping the stopped hydrogen production device 31 warm, the stopped hydrogen production device 31 can be restored to the operating temperature in a short period of time. It is possible to restart.

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の運転方法においては、水素製造システム３の上限が水素製造装置３１の受け入れ可能な上限と蓄熱設備３３の受け入れ可能な上限とを合算したものである。また、本運転方法は、第２運転を行う場合において、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限以下である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行うものである。一方、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造装置３１の上限を超えている場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの一部を水素製造装置３１で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行うものである。 Further, in the operating method of the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, the upper limit of the hydrogen production system 3 is the sum of the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31 and the acceptable upper limit of the heat storage equipment 33 . Further, in this operating method, when the second operation is performed, if the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production device 31, the hydrogen production system 3 is supplied from the nuclear reactor 11 Control is performed so that the entire amount of thermal energy of the steam is used by the hydrogen production device 31 . On the other hand, when the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production device 31, part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 is In addition to utilizing the heat energy of the remaining steam in the heat storage equipment 33, control is performed.

この方法によれば、水素製造装置３１の上限に対する原子炉１１の熱出力の余剰分の大小関係に応じて、水素製造装置３１及び蓄熱設備３３に供給される蒸気の熱エネルギの配分を変更するので、原子炉１１の熱出力を変化させることなく、原子炉１１の熱出力の余剰分の有効活用を図ることができる。 According to this method, the allocation of the thermal energy of the steam supplied to the hydrogen production device 31 and the heat storage equipment 33 is changed according to the magnitude relationship of the surplus heat output of the nuclear reactor 11 with respect to the upper limit of the hydrogen production device 31. Therefore, the surplus thermal power of the reactor 11 can be effectively utilized without changing the thermal power of the reactor 11 .

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の運転方法は、第３運転を行う場合において、蓄熱設備３３が熱エネルギを貯蔵可能な状態である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギのうちの一部を水素製造装置３１で利用すると共に残りを蓄熱設備３３に貯蔵する制御を行うものである。一方、蓄熱設備３３が満蓄状態に達して熱エネルギを貯蔵不能な状態である場合には、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギの全量を水素製造装置３１で利用する制御を行うものである。 Further, in the method of operating the nuclear power plant 1 according to the present embodiment, in the case of performing the third operation, when the heat storage equipment 33 is in a state capable of storing thermal energy, the hydrogen production system 3 from the nuclear reactor 11 It controls the use of part of the heat energy of the supplied steam in the hydrogen production device 31 and the rest in the heat storage equipment 33 . On the other hand, when the heat storage equipment 33 reaches the full storage state and cannot store thermal energy, the entire amount of thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 is used by the hydrogen production device 31. It controls the

この方法によれば、蓄熱設備３３の熱エネルギの貯蔵状態に応じて、水素製造装置３１及び蓄熱設備３３に供給される蒸気の熱エネルギの配分を変更するので、原子炉１１の熱出力の余剰分の有効活用を図りつつ、原子炉１１の熱出力を低下させる量を抑制することが可能となる。 According to this method, the distribution of the thermal energy of the steam supplied to the hydrogen production device 31 and the thermal storage facility 33 is changed according to the storage state of the thermal energy of the thermal storage facility 33. It is possible to reduce the amount of reduction in the thermal output of the nuclear reactor 11 while making effective use of the energy.

［第１の実施の形態の変形例］
次に、本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子力プラントについて図７を用いて説明する。図７は本発明の第１の実施の形態の変形例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。なお、図７において、図１～図６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。 [Modification of First Embodiment]
Next, a nuclear power plant according to a modification of the first embodiment of the present invention will be explained using FIG. FIG. 7 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear power plant according to a modification of the first embodiment of the invention. In FIG. 7, parts having the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 6 are the same parts, so detailed description thereof will be omitted.

図７に示す第１の実施の形態の変形例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の水素製造に必要な電力を、原子力発電システム２から受電するのではなく、電力系統１００から受電することである。詳細には、水素製造装置３１Ａの水素製造装置３１Ａにおける電熱器としての蒸気加熱器４３（図３参照）には電力系統１００から電力を供給される。同様に、水蒸気電解装置４４（図３参照）には電力系統１００から電力が供給される。それ以外の構成は、第１の実施の形態と同様である。 A nuclear power plant 1A according to the modification of the first embodiment shown in FIG. It is to receive power from the power system 100 rather than to do so. Specifically, electric power is supplied from the electric power system 100 to the steam heater 43 (see FIG. 3) as an electric heater in the hydrogen production device 31A of the hydrogen production device 31A. Similarly, steam electrolyzer 44 (see FIG. 3) is supplied with power from power system 100 . Other configurations are the same as those of the first embodiment.

原子力プラント１Ａの運転方法も、水素製造装置３１Ａの水素製造の電力供給元が発電システム２から電力系統１００に変更されるだけである。ただし、この場合、原子力発電システム２の発電出力は、第１の実施の形態における水素製造装置３１への出力分が不要となるので、第１の実施の形態の場合よりも低くて済む。例えば、図５に示すフローチャートのステップＳ５０、Ｓ７０、Ｓ８０、Ｓ１００における蒸気タービンの熱負荷Ｑ２は、水素製造装置３１Ａの水素製造の電力を加味する必要がなくなる。 In the operating method of the nuclear power plant 1A, the power supply source for hydrogen production of the hydrogen production device 31A is changed from the power generation system 2 to the power system 100 only. However, in this case, the power output of the nuclear power generation system 2 can be lower than that of the first embodiment because the output to the hydrogen production device 31 in the first embodiment is not required. For example, the steam turbine heat load Q2 in steps S50, S70, S80, and S100 of the flowchart shown in FIG.

本変形例においては、電力系統１００に接続されている再生可能エネルギ発電所１１０から優先的に購入した電力を水素製造装置３１Ａに供給するように構成している。電力は系統の託送料金を含め有償なので、別系統の安価な電力を用いることが望ましい。本変形例においては、既存の再生可能エネルギ発電を活用した電力水素の併産が可能となる。 In this modified example, power preferentially purchased from a renewable energy power plant 110 connected to the power system 100 is supplied to the hydrogen production device 31A. Electricity is charged including the transmission fee of the system, so it is desirable to use inexpensive electric power from another system. In this modified example, it is possible to co-produce electric power hydrogen using existing renewable energy power generation.

上述した第１の実施の形態の変形例に係る原子力プラント１Ａ及びその運転方法によれば、第１の実施の形態の場合と同様に、負荷要求に対して、原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ａの上限以下である場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ａの上限を超えている場合の３つの条件に応じて、原子炉１１の熱出力を維持または変化させると共に蒸気タービン１２及び水素製造システム３Ａに対する原子炉１１の熱出力の配分を変更するので、負荷要求に応じて電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を調整しつつ、原子炉１１の熱出力の有効活用及び原子炉１１の熱出力の変化抑制が可能となる。 According to the nuclear power plant 1A and the operating method thereof according to the modified example of the first embodiment described above, as in the case of the first embodiment, the surplus thermal output of the reactor 11 with respect to the load request If there is no surplus thermal power of the reactor 11 and the surplus thermal power of the reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3A, there is a surplus thermal power of the reactor 11 and the reactor 11 The thermal output of the reactor 11 is maintained or changed and the reactor 11 for the steam turbine 12 and the hydrogen production system 3A is maintained or changed according to the three conditions when the surplus of the thermal output of the hydrogen production system 3A exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3A Since the distribution of thermal output is changed, while adjusting the power output of the nuclear power generation system 2 to the electric power system 100 according to the load request, the thermal output of the nuclear reactor 11 is effectively utilized and the change in the thermal output of the nuclear reactor 11 is suppressed. becomes possible.

また、本変形例に係る原子力プラント１Ａにおいては、水素製造システム３の水素製造に対して電力系統１００から電力が供給されるように制御される。 Further, in the nuclear power plant 1</b>A according to this modified example, control is performed so that electric power is supplied from the electric power system 100 to the hydrogen production of the hydrogen production system 3 .

また、本変形例に係る原子力プラント１Ａの運転方法は、水素製造システム３の水素製造に電力系統１００からの電力を用いるものである。 Moreover, the operating method of the nuclear power plant 1</b>A according to this modified example uses electric power from the electric power system 100 for hydrogen production in the hydrogen production system 3 .

この構成及び方法によれば、水素製造システム３の水素製造に安価な電力を用いることが可能となる。また、既存の再生可能エネルギ発電からの電力を利用することで、再生可能エネルギを活用した電力水素の併産が可能となる。 According to this configuration and method, it is possible to use inexpensive electric power for hydrogen production in the hydrogen production system 3 . In addition, by using power from existing renewable energy power generation, it is possible to co-produce electric power hydrogen using renewable energy.

［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及びその運転方法について説明する。まず、第２の実施の形態に係る原子力プラントの構成について図８～図１０を用いて説明する。図８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９は図８に示す第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は図８に示す第２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。なお、図８～１０において、図１～図７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 and its operation method according to a second embodiment of the present invention will be described. First, the configuration of a nuclear power plant according to the second embodiment will be explained using FIGS. 8 to 10. FIG. FIG. 8 is a block diagram showing a schematic configuration of a nuclear power plant according to the second embodiment of the invention. FIG. 9 is a system diagram showing the detailed configuration of the nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. FIG. 10 is a block diagram showing the configuration of the hydrogen production apparatus in the nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG. 8 to 10, the parts having the same reference numerals as those shown in FIGS. 1 to 7 are the same parts, and detailed description thereof will be omitted.

第２の実施の形態に係る原子力プラント１Ｂ及びその運転方法が第１の実施の形態と相違する点は、図８及び図９に示す水素製造システム３Ｂが蓄熱設備（図１及び図２参照）を備えていないこと及び蓄熱設備が無いことで蓄熱運転が行われないことである。詳細には、水素製造システム３Ｂは、図８及び図９に示すように、原子炉１１から供給される蒸気の熱エネルギを直接的に水素製造装置３１Ｂに供給するように構成されている。水素製造システム３Ｂの水素製造装置３１Ｂにはバイパスライン２２Ｂ及び戻りライン２３Ｂが接続されている。より詳しくは、図１０に示すように、バイパスライン２２Ｂ及び戻りライン２３Ｂは、水素製造装置３１Ｂの蒸気発生器４１Ｂに接続されている。原子力プラント１Ｂでは、原子炉１１で発生した蒸気の一部（余剰蒸気）がバイパスライン２２を介して水素製造装置３１Ｂに供給されると共に、水素製造装置３１Ｂに供給された蒸気が復水器１５に回収される。図８及び図９に戻り、水素製造装置３１Ｂへの蒸気の供給量は、バイパス弁２６によって調節される。 The difference of the nuclear power plant 1B and its operation method according to the second embodiment from the first embodiment is that the hydrogen production system 3B shown in FIGS. and that no heat storage operation is performed due to the lack of heat storage equipment. Specifically, as shown in FIGS. 8 and 9, the hydrogen production system 3B is configured to directly supply thermal energy of steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production device 31B. A bypass line 22B and a return line 23B are connected to the hydrogen production device 31B of the hydrogen production system 3B. More specifically, as shown in FIG. 10, the bypass line 22B and the return line 23B are connected to the steam generator 41B of the hydrogen production device 31B. In the nuclear power plant 1B, part of the steam (surplus steam) generated in the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production device 31B through the bypass line 22, and the steam supplied to the hydrogen production device 31B is supplied to the condenser 15. to be recovered. Returning to FIGS. 8 and 9, the bypass valve 26 regulates the amount of steam supplied to the hydrogen production device 31B.

図９に示すプラント制御装置５Ｂは、原子炉１１の熱出力（原子炉１１で発生する蒸気の熱エネルギ）を基本的に一定に保持して運転する熱出力一定運転を行う。さらに、原子力発電システム２が電力系統１００に対して負荷要求を満たす電力を出力することを最優先する運転を行い、負荷要求の状況によっては原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造システム３Ｂの水素製造装置３１Ｂで利用することで水素を製造する運転を行う。ここでは、蓄熱設備がないので、蓄熱制御運転がない。また、プラント制御装置５Ｂは、負荷要求に対する原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂの水素製造装置３１Ｂの受け入れ可能な上限を超える場合には、原子炉１１の熱出力一定運転を変更して原子炉１１の熱出力を下げることで、原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造装置３１Ｂの受け入れ可能な上限以下にする運転を行う。また、プラント制御装置５Ｂは、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、水素製造装置３１Ｂの水素製造を停止させる運転を行う。 The plant control device 5B shown in FIG. 9 performs constant thermal output operation in which the thermal output of the nuclear reactor 11 (thermal energy of steam generated in the nuclear reactor 11) is basically kept constant. Furthermore, the nuclear power generation system 2 performs an operation that gives top priority to outputting electric power that satisfies the load request to the electric power system 100, and depending on the load request situation, the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is used as the hydrogen production system 3B. is used in the hydrogen production device 31B to produce hydrogen. Since there is no heat storage equipment here, there is no heat storage control operation. In addition, when the surplus of the thermal power of the reactor 11 with respect to the load request exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31B of the hydrogen production system 3B, the plant control device 5B performs constant thermal power operation of the reactor 11. By lowering the thermal output of the nuclear reactor 11, the operation is performed so that the excess thermal output of the nuclear reactor 11 is below the acceptable upper limit of the hydrogen production device 31B. Further, when the thermal output of the nuclear reactor 11 does not have a surplus with respect to the load request, the plant control device 5B performs an operation to stop the hydrogen production of the hydrogen production device 31B.

次に、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について図１１を用いて説明する。図１１は図９に示す第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。 Next, the functional configuration of the plant control device in the nuclear power plant according to the second embodiment will be explained using 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 shown in FIG.

図１１に示す本実施の形態のプラント制御装置５Ｂの機能部が第１の実施の形態のプラント制御装置５の機能部と異なる主要な点は、蓄熱制御部７２の機能部がないことである。また、蓄熱制御部７２が無いことで、プラント制御装置５Ｂの機能部のうち、プラント総括負荷演算部６１Ｂの演算処理が異なると共に、水素製造制御部７１Ｂの制御対象が異なる。 The main difference between the functional part of the plant control device 5B of the present embodiment shown in FIG. . Further, since the heat storage control unit 72 is not provided, the arithmetic processing of the plant overall load calculation unit 61B among the functional units of the plant control device 5B is different, and the control target of the hydrogen production control unit 71B is also different.

プラント総括負荷演算部６１Ｂは、第１の実施の形態とは異なり、負荷要求と電力計２９の検出値Ｅｓとを基に、原子炉１１の熱負荷Ｑ１（目標熱出力）と蒸気タービン１２の熱負荷Ｑ２（目標出力）と水素製造装置３１の熱負荷Ｑ３を演算する。 Unlike the first embodiment, the general plant load calculation unit 61B calculates the heat load Q1 (target heat output) of the reactor 11 and the heat load of the steam turbine 12 based on the load request and the detection value Es of the power meter 29. A thermal load Q2 (target output) and a thermal load Q3 of the hydrogen production device 31 are calculated.

水素製造制御部７１Ｂは、プラント総括負荷演算部６１Ｂの演算結果である水素製造負荷Ｑ３を基に開度指令Ｃｖ２及び電力要求指令Ｃｅを演算する。開度指令Ｃｖ２は、水素製造装置３１Ｂの蒸気発生器４１Ｂで原水を加熱して低温の蒸気を発生させるために必要な熱エネルギ（単位時間当たり）に応じたバイパス弁２６の開度を指令するものである。水素製造制御部７１Ｂは、バイパス弁２６の開度を開度指令Ｃｖ２により制御して水素製造装置３１Ｂに必要な熱エネルギを原子炉１１から供給させると共に電力要求指令Ｃｅに応じた電力を水素製造装置３１Ｂに供給させることで水素製造を制御する。 The hydrogen production control unit 71B calculates the opening degree command Cv2 and the power demand command Ce based on the hydrogen production load Q3, which is the calculation result of the plant overall load calculation unit 61B. The opening command Cv2 commands the opening of the bypass valve 26 according to the thermal energy (per unit time) required to heat the raw water in the steam generator 41B of the hydrogen production device 31B to generate low-temperature steam. It is. The hydrogen production control unit 71B controls the degree of opening of the bypass valve 26 according to the degree of opening command Cv2 to supply the necessary thermal energy to the hydrogen production device 31B from the nuclear reactor 11 and to produce electric power according to the power request command Ce. Hydrogen production is controlled by supplying to the device 31B.

次に、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プラント総括負荷演算部の演算について図１２を用いて説明する。図１２は図１１に示す第２の実施の形態に係る原子力プラントのプラント制御装置におけるプラント総括負荷演算部の演算手順の一例を示すフローチャートである。 Next, the calculation of the plant overall load calculator of the plant control device in the nuclear power plant according to the second embodiment will be described with reference to FIG. 12 . FIG. 12 is a flow chart showing an example of a calculation procedure of a plant general load calculation section in the plant control apparatus for a nuclear power plant according to the second embodiment shown in FIG.

図１２に示す第２の実施の形態に係るプラント制御装置５Ｂのプラント総括負荷演算部６１Ｂの演算手順のフローチャートが第１の実施の形態に係るプラント制御装置５のプラント総括負荷演算部６１の演算手順が異なる点は、水素製造システム３Ｂが蓄熱設備を備えていないことで、図５に示す第１の実施の形態のプラント総括負荷演算部６１の演算処理のステップＳ６０、Ｓ７０、Ｓ９０、Ｓ１００が削除されることである。また、図１２に示すフローチャートのステップＳ３０Ｂ、Ｓ５０Ｂ、Ｓ８０Ｂにおける設定が異なることである。 The flowchart of the calculation procedure of the overall plant load calculation section 61B of the plant control device 5B according to the second embodiment shown in FIG. The difference in procedure is that the hydrogen production system 3B does not have a heat storage facility. It is to be deleted. Also, the settings in steps S30B, S50B, and S80B of the flow chart shown in FIG. 12 are different.

具体的には、ステップＳ３０Ｂにおいては、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰がない場合には、原子炉１１の熱出力の全量を蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３Ｂの水素製造を停止状態にする第１運転を行う。このとき、水素製造システム３Ｂが蓄熱設備を備えていないので、水素製造装置３１Ｂを保温する保温運転の実行が不能である。 Specifically, in step S30B, that is, when there is no excess thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, the entire amount of thermal output of the reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to generate power. , the first operation is performed to stop hydrogen production in the hydrogen production system 3B. At this time, since the hydrogen production system 3B does not have a heat storage facility, it is impossible to perform a heat retention operation for keeping the hydrogen production device 31B warm.

また、ステップＳ５０Ｂにおいては、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有る場合であって、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の受け入れ可能な上限以下である場合には、原子炉１１の熱出力を維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して発電させ、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）に供給して水素を製造させる第２運転を行うことを設定するものである。ただし、水素製造システム３Ｂが蓄熱設備を備えていないので、蓄熱設備の熱負荷の設定が不要である。 Further, in step S50B, that is, when there is a surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request, the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is used by the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). If it is below the acceptable upper limit, the thermal power of the reactor 11 is maintained, a portion of the thermal power of the reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to generate electricity, and the rest of the thermal power of the reactor 11 is used. to the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B) to produce hydrogen. However, since the hydrogen production system 3B does not have heat storage equipment, it is not necessary to set the heat load of the heat storage equipment.

また、ステップＳ８０Ｂにおいては、すなわち、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の受け入れ可能な上限を超えている場合には、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して発電させ、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）に供給して水素を製造させる第３運転を行うことを設定するものである。具体的には、原子炉１１の熱負荷Ｑ１を定格値Ｑｔ１Ｒから（Ｑ１ｔＲ－Ｑｔ１Ｄ－Ｑｔ３Ｒ＝ΔＱ１ｖ）分だけ下げるように設定する。 Further, in step S80B, that is, there is a surplus of the thermal output of the reactor 11 with respect to the load request, and the surplus of the thermal output of the reactor 11 is an acceptable upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). is exceeded, the thermal output of the nuclear reactor 11 is reduced so that the surplus of the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B), and the Part of the thermal output is introduced into the steam turbine 12 to generate electricity, and the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B) to produce hydrogen. is to be set. Specifically, the heat load Q1 of the reactor 11 is set to be lowered from the rated value Qt1R by (Q1tR-Qt1D-Qt3R=ΔQ1v).

次に、第２の実施の形態に係る原子力プラントの運転方法について図１２及び図１３を用いて説明する。図１３は第２の実施の形態に係る原子力プラントの運転方法における原子炉の熱出力（熱負荷）の配分を示す説明図である。 Next, a method of operating a nuclear power plant according to the second embodiment will be described with reference to FIGS. 12 and 13. FIG. FIG. 13 is an explanatory diagram showing distribution of thermal output (heat load) of the nuclear reactor in the nuclear power plant operating method according to the second embodiment.

第２の実施の形態に係るプラント制御装置５Ｂによる原子力プラント１Ｂの運転は、原子炉１１の熱出力を次のように配分することで、原子力発電システム２の発電制御と水素製造システム３の水素製造制御を行うものである。 The operation of the nuclear power plant 1B by the plant control device 5B according to the second embodiment distributes the thermal output of the nuclear reactor 11 as follows, thereby controlling the power generation of the nuclear power generation system 2 and the hydrogen of the hydrogen production system 3. It is used for manufacturing control.

第１に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合には、図１３の上段の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力の全量、すなわち、原子炉１１の熱出力の定格値Ｑｔ１Ｒを蒸気タービン１２に導入して発電させる一方、水素製造システム３の水素製造を停止状態にする第１運転を行う。第１運転は、プラント総括負荷演算部６１Ｂの図１２に示すステップＳ３０Ｂの設定に基づくものであ、原子炉１１の熱出力を一定（定格値Ｑｔ１Ｒ）に維持しつつ、原子力発電システム２が電力系統１００に対して負荷要求に応じて電力を出力する運転形態である。 First, when there is no surplus in the thermal output of the reactor 11 with respect to the load demand, as shown in the upper characteristic diagram of FIG. A first operation is performed in which the rated value Qt1R of the thermal output is introduced into the steam turbine 12 to generate power while the hydrogen production of the hydrogen production system 3 is stopped. The first operation is based on the setting of step S30B shown in FIG. This is an operation mode in which electric power is output to the system 100 in accordance with a load request.

第２に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の受け入れ可能な上限以下である場合には、図１３の中段の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力を定格値Ｑｔ１Ｒに維持すると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）に供給して水素を製造させる第２運転を行う。第２運転は、原子炉１１の熱出力を一定（定格値Ｑｔ１Ｒ）に維持しつつ、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造に利用する電力水素併産の運転形態である。 Second, when there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 is below the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). maintains the thermal output of the reactor 11 at the rated value Qt1R, and introduces part of the thermal output of the reactor 11 into the steam turbine 12 to meet the load request, as shown in the characteristic diagram in the middle of FIG. A second operation is performed in which the generated power is sent to the power system 100 and the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B) to produce hydrogen. In the second operation, while maintaining the thermal output of the nuclear reactor 11 constant (rated value Qt1R), the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load request, and the thermal output of the nuclear reactor 11 is increased. This is an operation form of electric power and hydrogen co-production in which the surplus is used for hydrogen production.

第３に、負荷要求に対して原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の受け入れ可能な上限を超えている場合には、図１３の下段の特性図に示すように、原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の上限以下となるように原子炉１１の熱出力を低下させると共に、原子炉１１の熱出力の一部を蒸気タービン１２に導入して負荷要求に応じた電力を電力系統１００に送出し、原子炉１１の熱出力の残りを水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）に供給して水素を製造させる第３運転を行う。第３運転は、電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を負荷要求に応じて調整すると共に原子炉１１の熱出力の余剰分を水素製造に利用する電力水素併産の運転形態である。第３運転は、原子炉１１の熱出力の余剰分の全量を水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）で利用可能となるように原子炉１１の熱出力を抑制的に調整する運転形態である。 Third, when there is a surplus of thermal power of the reactor 11 with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the reactor 11 exceeds the acceptable upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). 13, the thermal output of the reactor 11 is reduced so that the excess thermal output of the reactor 11 is equal to or lower than the upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). At the same time, part of the thermal output of the nuclear reactor 11 is introduced into the steam turbine 12 to send electric power corresponding to the load demand to the electric power system 100, and the rest of the thermal output of the nuclear reactor 11 is supplied to the hydrogen production system 3B (hydrogen production system 3B). A third operation is performed in which hydrogen is produced by supplying the hydrogen to the device 31B). The third operation is an operation form of electric power and hydrogen co-production in which the power output of the nuclear power generation system 2 for the electric power system 100 is adjusted according to the load demand and the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 is used for hydrogen production. The third operation is an operation mode in which the thermal output of the reactor 11 is restrainedly adjusted so that the entire amount of the surplus thermal output of the reactor 11 can be used by the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). .

上述した第２の実施の形態に係る原子力プラント１Ｂ及びその運転方法によれば、第１の実施の形態の場合と同様に、負荷要求に対して、原子炉１１の熱出力に余剰が無い場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の上限以下である場合、原子炉１１の熱出力に余剰が有り且つ原子炉１１の熱出力の余剰分が水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）の上限を超えている場合の３つの条件に応じて、原子炉１１の熱出力を維持または変化させると共に蒸気タービン１２及び水素製造システム３Ｂ（水素製造装置３１Ｂ）に対する原子炉１１の熱出力の配分を変更するので、負荷要求に応じて電力系統１００に対する原子力発電システム２の発電出力を調整しつつ、原子炉１１の熱出力の有効活用及び原子炉１１の熱出力の変化抑制が可能となる。 According to the nuclear power plant 1B and the operation method thereof according to the second embodiment described above, as in the case of the first embodiment, when there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 with respect to the load request, , when there is a surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 and the surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B), there is a surplus in the thermal output of the nuclear reactor 11 and The thermal output of the nuclear reactor 11 is maintained or changed and the steam turbine 12 is controlled according to three conditions when the surplus thermal output of the nuclear reactor 11 exceeds the upper limit of the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B). and the hydrogen production system 3B (hydrogen production device 31B), the distribution of the thermal output of the nuclear reactor 11 is changed. Effective use of thermal output and suppression of changes in thermal output of the reactor 11 are possible.

［その他］
なお、本発明は、上述した第１～第２の実施の形態及びその変形例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 above-described first and second embodiments and modifications thereof, 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, or 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 embodiment 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の実施の形態においては、原子力発電システム２の原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気の熱エネルギが水素製造システム３の蓄熱設備３３に一度貯蔵されてから熱媒体を介して水素製造装置３１に供給されるように構成された原子力プラント１の例を示した。しかし、原子力プラント１は、原子炉１１から水素製造システム３に供給される蒸気が蓄熱設備３３を迂回して直接的に水素製造装置３１に供給される構成も可能である。 Further, in the first embodiment described above, the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor 11 of the nuclear power generation system 2 to the hydrogen production system 3 is once stored in the heat storage equipment 33 of the hydrogen production system 3, and then the heat is generated. An example of a nuclear power plant 1 configured to supply hydrogen to a hydrogen production device 31 via a medium is shown. However, the nuclear power plant 1 can also be configured such that the steam supplied from the nuclear reactor 11 to the hydrogen production system 3 bypasses the heat storage equipment 33 and is supplied directly to the hydrogen production device 31 .

１、１Ａ、１Ｂ…原子力プラント、 ２…原子力発電システム、 ３、３Ａ、３Ｂ…水素製造システム、 ５、５Ｂ…プラント制御装置、 １１…原子炉、 １２…蒸気タービン、 ３１、３１Ａ、３１Ｂ…水素製造装置、 ３３…蓄熱設備、 １００…電力系統 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1, 1A, 1B... Nuclear power plant 2... Nuclear power generation system 3, 3A, 3B... Hydrogen production system 5, 5B... Plant control device 11... Nuclear reactor 12... Steam turbine 31, 31A, 31B... Hydrogen Manufacturing equipment 33 Thermal storage equipment 100 Power system

Claims (13)

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、
前記原子炉で発生した蒸気が供給可能に構成され、前記原子炉で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成すると共に生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造システムと、
前記原子力発電システムに要求される前記電力系統への発電出力を指示する負荷要求が外部から入力され、前記負荷要求を基に前記原子力発電システム及び前記水素製造システムを制御するプラント制御装置とを備え、
前記プラント制御装置は、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が無い場合には、前記原子炉の熱出力の全量を前記蒸気タービンに導入して発電させる一方、前記水素製造システムの水素製造を停止状態にする第１運転を行い、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの受け入れ可能な上限以下である場合には、前記原子炉の熱出力を維持すると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第２運転を行い、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限を超えている場合には、前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限以下となるように前記原子炉の熱出力を低下させると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第３運転を行う
ことを特徴とする原子力プラント。 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;
A hydrogen production system capable of supplying steam generated in the nuclear reactor, generating steam from raw water using the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor, and electrolyzing the generated steam to produce hydrogen. and,
a plant control device for receiving a load request indicating the power output to the electric power system required of the nuclear power generation system, and for controlling the nuclear power generation system and the hydrogen production system based on the load request; ,
The plant control device is
When there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor with respect to the load request, the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor is introduced into the steam turbine to generate electricity, while hydrogen production in the hydrogen production system is stopped. perform the first operation to
When there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system, the thermal power of the nuclear reactor is reduced. and directing a portion of the reactor's thermal power to the steam turbine to deliver power to the power system in response to the load demand, and directing the remainder of the reactor's thermal power to the hydrogen production system. Perform a second operation to supply and produce hydrogen,
When there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production system, the surplus of the thermal power of the nuclear reactor reducing the thermal power of the nuclear reactor so that the amount of power generated is equal to or lower than the upper limit of the hydrogen production system, and introducing a portion of the thermal power of the nuclear reactor into the steam turbine to generate electric power according to the load demand. A nuclear power plant, characterized in that a third operation is performed in which hydrogen is produced by supplying the remaining thermal output of the nuclear reactor to the power system and supplying the remainder of the thermal output of the nuclear reactor to the hydrogen production system. 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
前記水素製造システムは、
前記原子炉で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成し、生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造装置と、
前記原子炉から供給される蒸気の熱エネルギの貯蔵及び貯蔵している熱エネルギの前記水素製造装置への供給が可能な蓄熱設備とを含んでいる
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 system is
a hydrogen production device that produces steam from raw water using the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor, and electrolyzes the produced steam to produce hydrogen;
A nuclear power plant, comprising: a heat storage facility capable of storing thermal energy of steam supplied from the nuclear reactor and supplying the stored thermal energy to the hydrogen production apparatus. 請求項２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、前記第１運転を行う場合には、前記蓄熱設備に貯蔵されている熱エネルギを前記水素製造装置に供給して前記水素製造装置を保温する保温運転を同時に行う
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 2,
When performing the first operation, the plant control device simultaneously performs a heat retention operation to keep the hydrogen production device warm by supplying thermal energy stored in the heat storage equipment to the hydrogen production device. and nuclear power plants. 請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
前記水素製造システムの前記上限は、前記水素製造装置の受け入れ可能な上限と前記蓄熱設備の受け入れ可能な上限とを合算したものであり、
前記プラント制御装置は、前記第２運転を行う場合において、
前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造装置の前記上限以下である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの全量を前記水素製造装置で利用する制御を行い、
前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造装置の前記上限を超えている場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの一部を前記水素製造装置で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを前記蓄熱設備に貯蔵する制御を行う
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 2,
The upper limit of the hydrogen production system is the sum of the acceptable upper limit of the hydrogen production device and the acceptable upper limit of the heat storage equipment,
When the plant control device performs the second operation,
When the surplus of the thermal output of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production device, the hydrogen production device utilizes the entire thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system. take control,
When the surplus of the thermal output of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production device, a part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system is transferred to the hydrogen production device. A nuclear power plant characterized by performing control for utilizing and storing remaining steam thermal energy in the heat storage equipment. 請求項２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、前記第３運転を行う場合において、
前記蓄熱設備が熱エネルギを貯蔵可能な状態である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの一部を前記水素製造装置で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを前記蓄熱設備に貯蔵する制御を行い、
前記蓄熱設備が満蓄状態に達して熱エネルギを貯蔵不能な状態である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの全量を前記水素製造装置で利用する制御を行う
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 2,
When the plant control device performs the third operation,
When the heat storage equipment is in a state capable of storing thermal energy, part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system is used in the hydrogen production device, and heat of the remaining steam is used. performing control to store energy in the heat storage equipment;
When the heat storage equipment reaches a full storage state and cannot store thermal energy, control for using the entire amount of thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system in the hydrogen production device. A nuclear power plant characterized by performing 請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
前記水素製造システムは、前記原子炉で発生した蒸気の熱エネルギが必ず前記蓄熱設備を介して前記水素製造装置に伝達され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 2,
A nuclear power plant, wherein the hydrogen production system is configured such that thermal energy of steam generated in the nuclear reactor is always transmitted to the hydrogen production device via the heat storage equipment. 請求項１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、前記水素製造システムの水素製造に対して前記電力系統から電力を供給するように制御する
ことを特徴とする原子力プラント。 In the nuclear plant according to claim 1,
A nuclear power plant, wherein the plant control device performs control so that electric power is supplied from the electric power system to hydrogen production in the hydrogen production system. 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炉で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造システムとを備えた原子力プラントを、外部から与えたれる電力系統の負荷要求を基に運転する原子力プラントの運転方法であって、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が無い場合には、前記原子炉の熱出力の全量を前記蒸気タービンに導入して発電させる一方、前記水素製造システムの水素製造を停止状態にする第１運転を行い、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの受け入れ可能な上限以下である場合には、前記原子炉の熱出力を維持すると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第２運転を行い、
前記負荷要求に対して前記原子炉の熱出力に余剰が有り且つ前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限を超えている場合には、前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造システムの前記上限以下となるように前記原子炉の熱出力を低下させると共に、前記原子炉の熱出力の一部を前記蒸気タービンに導入して前記負荷要求に応じた電力を前記電力系統に送出し、前記原子炉の熱出力の残りを前記水素製造システムに供給して水素を製造させる第３運転を行う
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 A nuclear power generation system that generates electricity by driving a steam turbine with steam generated in a nuclear reactor, and a hydrogen production system that uses the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor to electrolyze steam generated from raw water to produce hydrogen. A method of operating a nuclear power plant for operating a nuclear power plant equipped with a system based on a power system load request given from the outside,
When there is no surplus in the thermal output of the nuclear reactor with respect to the load request, the entire amount of the thermal output of the nuclear reactor is introduced into the steam turbine to generate electricity, while hydrogen production in the hydrogen production system is stopped. perform the first operation to
When there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit acceptable to the hydrogen production system, the thermal power of the nuclear reactor is reduced. and directing a portion of the reactor's thermal power to the steam turbine to deliver power to the power system in response to the load demand, and directing the remainder of the reactor's thermal power to the hydrogen production system. Perform a second operation to supply and produce hydrogen,
When there is a surplus of the thermal power of the nuclear reactor with respect to the load request and the surplus of the thermal power of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production system, the surplus of the thermal power of the nuclear reactor reducing the thermal power of the nuclear reactor so that the amount of power generated is equal to or lower than the upper limit of the hydrogen production system, and introducing a portion of the thermal power of the nuclear reactor into the steam turbine to generate electric power according to the load demand. A method of operating a nuclear power plant, comprising: performing a third operation in which hydrogen is produced by sending the hydrogen to the electric power system and supplying the rest of the thermal output of the nuclear reactor to the hydrogen production system. 請求項８に記載の原子力プラントの運転方法において、
前記水素製造システムは、
前記原子炉で発生した蒸気の熱エネルギを利用して原水から水蒸気を生成し、生成した水蒸気を電気分解して水素を製造する水素製造装置と、
前記原子炉から供給される蒸気の熱エネルギの貯蔵及び貯蔵している熱エネルギの前記水素製造装置への供給が可能な蓄熱設備とを含んでいる
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the method of operating a nuclear power plant according to claim 8,
The hydrogen production system is
a hydrogen production device that produces steam from raw water using the thermal energy of the steam generated in the nuclear reactor, and electrolyzes the produced steam to produce hydrogen;
A method of operating a nuclear power plant, comprising: heat storage equipment capable of storing thermal energy of steam supplied from the nuclear reactor and supplying the stored thermal energy to the hydrogen production apparatus. 請求項９に記載の原子力プラントの運転方法において、
前記第１運転を行う場合には、前記蓄熱設備に貯蔵されている熱エネルギを前記水素製造装置に供給して前記水素製造装置を保温する保温運転も同時に行う
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the method of operating a nuclear power plant according to claim 9,
The operation of a nuclear power plant characterized in that, when performing the first operation, a heat retention operation for supplying heat energy stored in the heat storage equipment to the hydrogen production device to keep the hydrogen production device warm is also performed at the same time. Method. 請求項９に記載の原子力プラントの運転方法において、
前記水素製造システムの前記上限は、前記水素製造装置の受け入れ可能な上限と前記蓄熱設備の受け入れ可能な上限とを合算したものであり、
前記第２運転を行う場合において、
前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造装置の前記上限以下である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの全量を前記水素製造装置で利用し、
前記原子炉の熱出力の余剰分が前記水素製造装置の前記上限を超えている場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの一部を前記水素製造装置で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを前記蓄熱設備に貯蔵する
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the method of operating a nuclear power plant according to claim 9,
The upper limit of the hydrogen production system is the sum of the acceptable upper limit of the hydrogen production device and the acceptable upper limit of the heat storage equipment,
When performing the second operation,
When the surplus of the thermal output of the nuclear reactor is equal to or less than the upper limit of the hydrogen production device, the hydrogen production device utilizes the entire thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system. ,
When the surplus of the thermal output of the nuclear reactor exceeds the upper limit of the hydrogen production device, a part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system is transferred to the hydrogen production device. A method of operating a nuclear power plant, characterized in that the heat energy of the remaining steam is stored in the heat storage equipment while utilizing the heat energy of the steam. 請求項９に記載の原子力プラントの運転方法において、
前記第３運転を行う場合において、
前記蓄熱設備が熱エネルギを貯蔵可能な状態である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギのうちの一部を前記水素製造装置で利用すると共に残りの蒸気の熱エネルギを前記蓄熱設備に貯蔵し、
前記蓄熱設備が満蓄状態に達して熱エネルギを貯蔵不能な状態である場合には、前記原子炉から前記水素製造システムに供給される蒸気の熱エネルギの全量を前記水素製造装置で利用する
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the method of operating a nuclear power plant according to claim 9,
When performing the third operation,
When the heat storage equipment is in a state capable of storing thermal energy, part of the thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system is used in the hydrogen production device and the remaining steam is used. The thermal energy of is stored in the heat storage equipment,
When the heat storage equipment reaches a full storage state and cannot store thermal energy, the hydrogen production apparatus utilizes the entire amount of thermal energy of the steam supplied from the nuclear reactor to the hydrogen production system. A method of operating a nuclear power plant, characterized by: 請求項８に記載の原子力プラントの運転方法において、
前記水素製造システムの水素製造に前記電力系統からの電力を用いる
ことを特徴とする原子力プラントの運転方法。 In the method of operating a nuclear power plant according to claim 8,
A method of operating a nuclear power plant, wherein electric power from the electric power system is used for hydrogen production in the hydrogen production system.
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